В настоящее время атомная энергетика развивается практически только для целей производства электроэнергии, доля которой в общем потреблении энергоресурсов




Скачать 301.26 Kb.
НазваниеВ настоящее время атомная энергетика развивается практически только для целей производства электроэнергии, доля которой в общем потреблении энергоресурсов
страница2/3
Дата публикации12.02.2014
Размер301.26 Kb.
ТипДокументы
uchebilka.ru > География > Документы
1   2   3

Рисунок 4 - Схема модульного реактора РBMR
Проект финансируют компании Eskom, Industrial Development Corporation of South Africa и BNFL, которые рассматривают концепцию модульных ВТГР, обладающих внутренне присущей безопасно­стью, как одну из лучших альтернатив для новых генерирующих мощностей в миреПроект PBMR предусматривает строительство демонстрационного реактора вблизи Кейптауна и пилотного завода по производству топлива в Pelindaba. По графику демонстрационная установка мощностью 268 МВт тепл. / 110 МВт эл. должна быть построена к 2010 г., а первые коммерческие модули планируют ввести в эксплуатацию в 2013 г.

В процессе проектирования была проведена модификация активной зоны реактора с увеличением его мощности до 400 МВт тепл. Дополнительным преимуществом физики активной зоны, полученным от использования центрального отражателя, является возможность включения в центральный отражатель элементов управления реактивностью. Это обеспечило лучшие характеристики останова по сравнению с начальным проектом. Реакторный блок с фиксированным центральным отражателем мощностью 400 МВт тепл. показан на рис. 5.



Рисунок 5 - Реакторный блок с фиксированным центральным отражателем
В 2004 г. был заключен контракт с японской компанией Mitsubishi Heavy Industries (MHI) на разработку полного проекта гелиевой турбогенераторной системы для реактора PBMR. В этом же году в Pelindaba было закончено сооружение полноразмерной (по высоте) установки HTF (helium test facility) для проверки прототипных компонентов гелиевого цикла, которая должна обеспечить высокую темпе­ратуру и давление гелия.

Проект PBMR кооперирован с работами консорциума во главе с Westinghouse (США). Консорциум подчеркивает интерес к проекту «АЭС следующего поколения» (Next Generation Nuclear Plant - NGNP), разрабатываемому в Айдахской национальной лаборатории.

Проект PBMR предназначен для удовлетворения мировых рынков, причем ключевой шаг в достижении этой цели - разработка для американского рынка. В связи с этим разработчики PBMR начали процесс сертификации проекта в NRC (США), который намечено завершить в 2011 г.

В настоящее время программа PBMR является самой большой находящейся в стадии реализации коммерческой программой усовершенствованного реактора в мире.

^ 3.4 ПЕРСПЕКТИВЫ ПРИМЕНЕНИЯ РЕАКТОРОВ ВТГР В УКРАИНЕ
Проблема обеспечения энергоресурсами стоит и перед Украиной, которая имеет мощную металлургическую, химическую, угледобывающую промышленность, потребляющую в больших объемах электроэнергию, газ, нефть и уголь.

Украина в настоящее время имеет ограниченную сырьевую базу углерод-водородных ресурсов, в связи с чем существует определенная зависимость экономики государства от импортированного сырья. Существенного улучшения ситуации в ближайшее десятилетие не предполагается из-за отсутствия достаточного количества месторождений углерод- водородного топлива. На некоторое время может смягчить ситуацию производство синтетического углеродводородного топлива за счет выращивания рапса на приблизительно десяти миллионах гектаров чернозема, которые в конечном счете будут выведены из земельного оборота. Тем не менее, в Украине существуют значительные разведанные и эксплуатирующиеся месторождения бурого угля. Потенциально это позволяет создать в Украине в достаточном количестве производство синтетического углеродводородного топлива путем паровой конверсии угля.

Кроме того, если учесть, что часть действующих в Украине ядерных реакторов, производящих электроэнергию, уже выработали свой ресурс или в ближайшие десятилетия выработают его, а большинство тепловых станций находится на грани закрытия, то страну в будущем может ожидать энергетический кризис.

Для усиления энергетической независимости государства и решения проблемы обеспечения энергоресурсами в кратчайшее время целесообразно привлечь в структуру атомной энергетики Украины модульные высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы малой и средней мощности, которые имеют повышенную эффективность использования уранового топлива, а также создать на их основе ядерно-технологические комплексы для производства синтетического углеродводородного топлива и водорода.

Такие реакторы можно использовать как для производства электроэнергии, так и для выработки высокотемпературного тепла в черной металлургии, для производства металлизованного продукта методом прямого восстановления железа (бескоксовая металлургия), которая объединяет более 300 предприятий по добыче руд и производству черных металлов, расположенных в основном в Криворожском бассейне.

Учитывая, что паровая конверсия метана для получения водорода в качестве топлива для Украины не рентабельна (ввиду небольших запасов природ­ного газа), значительный экономический эффект может дать применение ВТГР для газификации бурых углей с целью получения водорода, залежи которых имеются в значительных количествах в Кировоградской, Днепропетровской и Харьковской областях.

Таким образом, внедрение модульных ВТГР в ядерный топливный цикл Украины будет экономически выгодным как с точки зрения создания замещающих мощностей в ядерной энергетике, так и с целью экономии органического топлива в энергоемких технологических процессах промышленности.

^ 4 ПРИНЦИПИАЛЬНЫЕ СХЕМЫ УСТАНОВОК ГТ-МГР
Реакторная установка МГР-100 ГТ предназначена для производства электроэнергии в прямом газотурбинном цикле с возможностью использования сбросного тепла для коммунального теплоснабжения.

Утилизация сбросного тепла при производстве электроэнергии ВТГР для бытового и коммунального теплоснабжения позволяет практически полностью использовать тепло от реактора.

Коммунальное теплоснабжение обеспечивается байпасированием расхода гелия через рекуператор по горячей стороне и с уменьшением расхода охлаждающей воды через промежуточный и предварительный холодильники.

Себестоимость вырабатываемой электроэнергии с учетом полезного использования сбросного тепла для целей бытового теплоснабжения практически снижается в два раза. При этом следует учитывать экономический эффект от исключения тепловых выбросов в окружающую среду.

На рисунках 6 и 7 представлены соответственно принципиальная схема и компоновка РУ МГР-100 ГТ.


1 – реактор; 2 – корпус БПЭ; 3 – генератор; 4 – турбина; 5 – КВД; 6 – КНД; 7 – рекуператор;

8 – предварительный холодильник; 9 – промежуточный холодильник
Рисунок 6 – Схема производства электроэнергии с возможностью использования сбросного тепла для коммуникационного теплоснабжения РУ МГР-100 ГТ

Основные технические характеристики установки:

- тепловая мощность реактора, МВт – 215;

- полезная электрическая мощность, МВт ~ 98;

- КПД, % – 46,05;

- температура сетевой воды на входе, С – 70;

- температура сетевой воды на выходе, С – 150.

Рисунок 7 – Компоновка реакторной установки МГР-100 ГТ
Реакторная установка МГР-100 ВЭП предназначена для производства перегретого пара требуемых параметров с целью получения водорода методом высокотемпературного электролиза.

При производстве водорода с применением высокотемпературного электролиза высокотемпературная часть тепла от реактора (температура гелия на выходе из реактора 950 С) к химико-технологической части передается через парогенератор водяному пару, перегревая его до 900 С. Часть тепла с более низкой температурой (850 С) преобразуется затем в электрическую энергию в блоке преобразования энергии, расположенном после парогенератора. Вырабатываемая электроэнергия полностью подводится к высокотемпературному электрохимическому электролизеру.

На рисунках 8 и 9 представлены соответственно двухконтурная принципиальная схема и компоновка РУ МГР-100 ВЭП.


Основные технические характеристики установки:

- тепловая мощность реактора, МВт – 215;

- полезная электрическая мощность, передаваемая на высокотемпературный электролиз, МВт ~ 82;

- КПД, % – 46,05;

- тепловая мощность парогенератора, МВт – 22,9;

- температура пара, С – 900;

- давление пара, МПа – 5,4.

1 – реактор; 2 – корпус БПЭ; 3 – генератор; 4 – турбина; 5 – КВД; 6 – КНД; 7 – рекуператор;

8 – предварительный холодильник; 9 – промежуточный холодильник; 10 – парогенератор;

11 – установка по производству водорода; 12 – подогреватель; 13 – насос;

14 – система водоподготовки; 15 – бак с обессоленной водой
Рисунок 8 – Принципиальная схема РУ МГР-100 ВЭП


Рисунок 9 – Компоновка реакторной установки МГР-100 ВЭП
Реакторная установка МГР-100 ПКМ предназначена для выработки высокопотенциального тепла с целью получения водорода методом паровой конверсии метана.

При производстве водорода с применением паровой конверсии метана (ПКМ) высокотемпературная часть тепла от реактора (температура гелия на выходе из реактора 850 С) передается в первом контуре через высокотемпературные теплообменники к парогазовой смеси химико-технологической части. Часть тепла с более низкой температурой поступает в парогенератор, расположенный после высокотемпературных теплообменников. Преобразование тепловой энергии пара, вырабатываемого в парогенераторе, в электрическую осуществляется в паротурбинной установке.

Сочетание ВТГР и ПКМ позволяет примерно на 40 % снизить потребление природного газа, а следовательно, и затраты, необходимые для производства водорода.

Принципиальная схема и компоновка РУ МГР-100 ПКМ представлены соответственно на рисунках 10 и 11

1 – реактор; 2 – высокотемпературные теплообменники; 3 – парогенератор;

4   главная циркуляционная газодувка; 5 – установка по производству водорода;

6   цилиндр высокого давления; 7 – цилиндр низкого давления; 8 – генератор; 9 – конденсатор; 10 – конденсатный насос; 11 – подогреватель низкого давления; 12   питательный насос;

13 – деаэратор; 14 – подогреватель высокого давления
Рисунок 10 – Принципиальная схема МГР-100 ПКМ
Основные технические характеристики установки:

- тепловая мощность реактора, МВт – 215;

- тепловая мощность высокотемпературных теплообменников, МВт – 160,5;

- тепловая мощность парогенератора, МВт – 50;

- КПД ПТУ, % – 33;

- температура пара, С – 500;

- давление пара, МПа – 17.

Рисунок 11 – Компоновка реакторной установки МГР-100 ПКМ
Реакторная установка МГР-100 НПЗ предназначена для выработки высокопотенциального или среднепотенциального тепла с целью обеспечения процессов нефтедобычи и технологических нужд нефтеперерабатывающих заводов (нагрев сетевых теплоносителей).

При производстве высокопотенциального и среднепотенциального тепла для нужд нефтеперерабатывающих заводов и процессов нефтедобычи, отвод тепла, получаемого в реакторе, осуществляется в высокотемпературном теплообменнике к гелию промежуточного контура и далее в сетевом теплообменнике к теплоносителю сетевого контура (нитрит – нитратная соль). Преобразование тепловой энергии пара, вырабатываемого в парогенераторе, в электрическую осуществляется в паротурбинной установке.

На рисунках 7 и 8 представлены соответственно принципиальная схема и компоновка РУ МГР-100 НПЗ.


1 – реактор; 2 – высокотемпературный промежуточный теплообменник;

3   главная циркуляционная газодувка; 4 – сетевой теплообменник; 5 – газодувка; 6   нефтеперерабатывающий завод; 7 – насос; 8 – парогенератор;

9 – подогреватель высокого давления; 10 – питательный насос; 11 – деаэратор;

12 – подогреватель низкого давления; 13 – конденсатный насос; 14 – конденсатор;

15 – цилиндр низкого давления; 16 – генератор; 17 – цилиндр высокого давления
Рисунок 12 – Принципиальная схема МГР-100 НПЗ
Основные технические характеристики установки:

- тепловая мощность реактора, МВт – 215;

- тепловая мощность промежуточного теплообменника, МВт – 213,3;

- тепловая мощность сетевого теплообменника, МВт – 215,5;

- тепловая мощность парогенератора, МВт – 55;

- КПД ПТУ, % – 33;

- температура воды, С – 152;

- температура пара, С – 440;

- давление пара, МПа – 4.



Рисунок 12 – Компоновка реакторной установки МГР-100 НПЗ
Таким образом, данные установки имеют перспективу широкого применения в различных отраслях промышленности.

^ 5 ОБОСНОВАНИЕ ИСПОЛНЕНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА ГТ-МГР
Обоснование нейтронно-физических характеристик активной зоны ВТГР тепловой мощностью ~215 МВт (100 МВт (э)) с диаметром активной зоны ~2,52 м. Активная зона реактора характеризуется средней энергонапряженностью 5,5 МВт/м3, обогащение топлива (UO2) составляет 14 %. Средняя глубина выгорания топлива имеет значение ~120 МВт-сут/кг., кампания реактора составляет 900 суток.

5.1. Конструктивные особенности

В реакторе используются топливные частицы с керном из UO2 диаметром 500 мкм с четырехслойным покрытием типа ТРИСО.

Данная технология позволяет обеспечить относительный выход газообразных продуктов деления на уровне < 10-5 при выгораниях >10 % при температурах облучения до 1400 °С.

Микротвэлы размещаются в графитовой матрице и образуют так называемый топливный компакт, диаметром 12,5 мм и высотой 50 мм, который размещается затем в графитовых топливных блоках с соблюдением регулярной решетки. Топливный блок (см. рис. 13), аналогичный по решетке размещения ТВЭЛ топливному блоку реактора ГТ-МГР, представляет собой шестигранную призму высотой 650 мм, размером «под ключ» 195 мм. В нем предусмотрены 54 канала диаметром 12,75 мм для размещения 53 топливных компактов и одного СВП и 30 каналов диаметром 16 мм для прохода теплоносителя.

Рисунок 13 – продольное и поперечное сечение топливного блока

По высоте ТВС в каждом канале размещаются по 12 топливных компактов. Несколько топливных блоков, соединенных между собой по высоте, образуют топливную колонну. Выгорающий поглотитель размещается непосредственно в топливных блоках в виде отдельных компактов, конструкция и размеры которых аналогичны топливным компактам.

Активная зона реактора сформирована 151 колонной, из которых 132 топливные колонны, в 19 графитовых колоннах расположены органы компенсации реактивности (см. рис. 14).

Рисунок 14 - Компоновка активной зоны реактора в поперечном направлении (1/6 часть зоны)
Семь центральных блоков предназначены для стержневой системы аварийной защиты (КС-АЗ), используемой для компенсации температурного эффекта реактивности и стационарного отравления. При работе реактора на номинальной мощности при номинальных температурах они извлечены из активной зоны. Остальные 12 блоков составляют вторую, резервную систему компенсации реактивности (ШСКР) на основе поглощающих шаров диаметром 10 мм из В4С, вводимых в активную зону в случае отказа части стержней КС-АЗ.

В 12 колоннах бокового отражателя, примыкающих к активной зоне, размещаются каналы под органы компенсации реактивности, включающие две группы АР по три стержня в каждой. Еще две группы стержней КС-АЗ, расположенных в БО, служат для компенсации реактивности в процессе выгорания и отравления при изменении мощности реактора.
5.2 Используемые расчетные программы и приближения
Для расчетного обоснования нейтронно-физических характеристик реактора использовались: программы WIMS-D4 [5]для анализа ячеек и их выгорания и JAR-HTGR [6] для расчета 3-х мерного реактора в многогрупповом диффузионном приближении, апробированные для нейтронно-физических расчетов ВТГР.

Расчеты нейтронно-физических характеристик реактора проводились в предположении постоянства средней температуры в активной зоне.

Расчеты спектра нейтронов по программе WIMS-D4 проводились в 69 групповом приближении, с временным шагом 10 эфф. сут. при расчете выгорания.

Расчеты реактора по программе JAR-HTGR проводились в 13 групповом приближении. При этом на область термализации (Е<4 эВ) приходится 9 энергетических групп. Каждый шестигранный блок разбивался в плане на 24 треугольника. По высоте выделялось 14 расчетных точек на блок.
5.3 Расчёты

На рис. 15 приведены зависимости кампании реактора, глубины выгорания и расхода делящегося материала от топливной загрузки и обогащения для схемы с двукратной перегрузкой топлива. Увеличение кратности перегрузки топлива нецелесообразно, поскольку это ведет к повышению расхода топлива, а также труднореализуемо в рассматриваемой компоновке активной зоны.

1   2   3

Похожие:

В настоящее время атомная энергетика развивается практически только для целей производства электроэнергии, доля которой в общем потреблении энергоресурсов iconУглеводородная эра человечества заканчивается
Доля нефти в общем потреблении энергоресурсов продолжает неуклонно расти и в настоящее время составляет более 60%. Нефть, благодаря...

В настоящее время атомная энергетика развивается практически только для целей производства электроэнергии, доля которой в общем потреблении энергоресурсов iconАтомные электростанции
Атомная энергия сегодня используется практически только для производства электричества, хотя существуют проекты тепловых атомных...

В настоящее время атомная энергетика развивается практически только для целей производства электроэнергии, доля которой в общем потреблении энергоресурсов iconОсновные риски российского рынка электроэнергии
В настоящее время российский оптовый рынок электроэнергии – это сложная система договорных отношений множества его участников, связанных...

В настоящее время атомная энергетика развивается практически только для целей производства электроэнергии, доля которой в общем потреблении энергоресурсов iconРеформа электроэнергетики
Крайняя изношенность технологического оборудования практически всех станций Автономной Республики Крым не позволяет в настоящее время...

В настоящее время атомная энергетика развивается практически только для целей производства электроэнергии, доля которой в общем потреблении энергоресурсов iconОбщие сведения о пастеризации
В настоящее время технология фермерского производства молока практически исключает возможность существования в нем туберкулезной...

В настоящее время атомная энергетика развивается практически только для целей производства электроэнергии, доля которой в общем потреблении энергоресурсов iconАтомная энергетика
По длительному размышлению, подкрепленному опытом, человечеству придется отказаться и от атомной энергетики по 4 причинам

В настоящее время атомная энергетика развивается практически только для целей производства электроэнергии, доля которой в общем потреблении энергоресурсов icon1. Охватить в одном общем историческом очерке развитие разнооб­разных...
А без этого, очевидно, нельзя дать историю развития этих областей знания, которая может быть написана только лицом, самостоятельно...

В настоящее время атомная энергетика развивается практически только для целей производства электроэнергии, доля которой в общем потреблении энергоресурсов icon1. Охватить в одном общем историческом очерке развитие разнообразных...
А без этого, очевидно, нельзя дать историю развития этих областей знания, которая может быть написана только лицом, самостоятельно...

В настоящее время атомная энергетика развивается практически только для целей производства электроэнергии, доля которой в общем потреблении энергоресурсов iconАтомная энергетика очень сложный научно-производственный комплекс,...
Это абсолютно оправданный процесс обновления, вызванный необходимостью перемен на пороге тысячелетия, приоритетами интеграционных...

В настоящее время атомная энергетика развивается практически только для целей производства электроэнергии, доля которой в общем потреблении энергоресурсов iconПолучив в наследство от Советского Союза одну из наиболее развитых...
Изменить ситуацию может только радикальная реформа рынка, прежде всего переход к системе формирования тарифов, учитывающей не только...

Вы можете разместить ссылку на наш сайт:
Школьные материалы


При копировании материала укажите ссылку © 2013
контакты
uchebilka.ru
Главная страница


<