Презентация на тему: Парогенераторы АЭС

Парогенераторы АЭС Преподаватель - Степанов Владимир Фёдорович (аудитория В-429) Весенний семестр: лекции – 54 часа семинары – 14 часов экзамен Осенний семестр: курсовая работа по ПГ

Литература Рассохин Н.Г. Парогенераторные установки атомных электростанций. - 3-е изд. перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1987. Рассохин Н.Г. Парогенераторные установки атомных электростанций. - 2-е изд. -М.:Атомиздат, 1980. Федоров Л.Ф., Рассохин Н.Г. Процессы генерации пара на атомных электростанциях. - М.: Энергоатомиздат, 1985.-288 с. Рассохин Н.Г., Мельников В.Н. Парогенераторы, сепараторы и пароприемные устройства АЭС.- М.: Энергоатомиздат, 1985. Токов А.Ю. \'\' Иллюстрационный материал к курсу ПГ АЭС \'\' Трунов Н.Б., Логвинов С.А., Драгунов Ю.Г. Гидродинамические и теплохимические процессы в парогенераторах АЭС с ВВЭР, 2001

Предмет ПГ рассматривает : способы получения пара в ЯППУ, принципиальные схемы ЯППУ, основы конструкций ПГ, процессы, происходящие в ПГ (тепловые, гидравлические, физико-химические), методы расчета и проектирования конструкций ПГ.

План лекции Состояние атомной энергетики сегодня Принципиальные схемы производства пара на ТЭС и АЭС Общие характеристики и типы ПГ АЭС Требования к ПГ АЭС

Атомная энергетика России сегодня Доля атомной генерации (выработка э/э на АЭС) в общем энергобалансе России составляет 16,6 % (итоги 2011 года). В настоящее время в России на 10 действующих АЭС эксплуатируется 33 энергоблока, из них: 17 реакторов с водой под давлением — 11 ВВЭР-1000 и 6 ВВЭР-440; 15 канальных кипящих реакторов — 11 РБМК-1000 и 4 ЭГП-6; 1 реактор на быстрых нейтронах — БН-600.

Атомная энергетика России сегодня Политика по модернизации и продлению сроков эксплуатации позволила продлить рабочий ресурс на 10-15-20 лет семнадцати энергоблокам; их суммарная установленная мощность 10 ГВт. Предусмотрено строительство более 20 ядерных реакторов в ближайшие 10 лет (начиная с 2013 планируется вводить в эксплуатацию по 2 блока в год). Сейчас строится 8 блоков по проектам ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 (АЭС-2006) и 1 блок на быстрых нейтронах (БН-800): 2 блока на Ленинградской АЭС-2 (АЭС-2006), 2 блока на Нововоронежской АЭС-2 (АЭС-2006), 2 блока на Балтийской АЭС (АЭС-2006), 2 блока на Ростовской АЭС (ВВЭР-1000), 1 блок на Белоярской АЭС (БН-800). При этом наряду со строительством новых энергоблоков будет осуществляться вывод из эксплуатации энергоблоков первого поколения АЭС.

Атомная энергетика России сегодня

Технология производства электрической энергии на ТЭС и АЭС Тепловая эл.станция - энергетическая установка, в которой тепловая энергия превращается в механическую энергию вращения ротора турбины, а затем в электрическую. При этом природа источника теплоты может быть любой. На традиционных ТЭС энергоносителем является органическое топливо, на атомных – внутриядерная энергия. Тепловые эл.станции – разновидность теплового двигателя. Тепловой двигатель - инженерно-техническое устройство, в котором теплота превращается в работу в результате непрерывной реализации круговых термодинамических процессов (циклов). Вещество, с помощью которого осуществляются циклы и получают работу, называется рабочим телом. По виду использования рабочего тела ТЭС делятся на: паротурбинные (ПТУ), газотурбинные (ГТУ), парогазовые (ПГУ). АЭС относится к паротурбинным установкам, т.е. рабочее тело АЭС – водяной пар.

Технология производства электрической энергии на ТЭС и АЭС

Технология производства электрической энергии на ТЭС и АЭС

Технология производства электрической энергии на ТЭС и АЭС Схемы преобразования энергии на ТЭС и на АЭС очень похожи. Главное отличие АЭС от ТЭС состоит в использовании ядерного горючего вместо органического топлива.

Технология производства электрической энергии на АЭС

Принципиальные схемы генерации пара на АЭС Все тепловые схемы АЭС можно подразделить на две группы: схемы с производством рабочего пара непосредственно в реакторе - одноконтурные схемы, схемы с производством пара в специальном теплообменнике (парогенераторе) за счет тепла, отводимого теплоносителем из ядерного реактора – двух и трехконтурные схемы.

корпусной реактор кипящий корпусного типа (ВК, BWR). р=7 МПа, х=0.1 – 0.4 РБМК – канальный реактор (р = 6,5 – 7 МПа, х=0.15) ВГР (2 блок БАЭС) р = 9 МПа и t = 480°С Принципиальные схемы генерации пара на АЭС

Принципиальные схемы генерации пара на АЭС Недостатки схем с реакторами кипящего типа: Возможен вынос радиоактивности в ПТУ Удорожание конструкции реактора Усложнение эксплуатации (паровой эффект) Жесткие требования к ВХР Плохие динамические свойства Достоинства схем с реакторами кипящего типа: Относительная простота схемы

Принципиальные схемы генерации пара на АЭС

двухконтурная схема: вода под давлением: ВВЭР, PWR, CANDU, газ: AGR, THTR, HTGR и др; трехконтурная схема (теплоноситель – жидкий металл) - БН Принципиальные схемы генерации пара на АЭС

Принципиальные схемы генерации пара на АЭС Недостатки схем с водо-водяными реакторами некипящего типа: низкая тепловая экономичность (насыщенный пар), высокое давление теплоносителя в 1 контуре удорожание схемы (2 контура), наличие ПГ; Достоинства схем: хорошие динамические свойства реактора, низкий уровень активности рабочего тела.

Принципиальные схемы генерации пара на АЭС В 3-х контурной схеме наличие промконтура и пром. т/обменника p1

Газотурбинные и парогазовые установки (ГТУ и ПГУ)