Реферат: Источники электроэнергии

В России существовали, но так и не бы­ли реализованы детально разработанные проекты ГЭС русских учёных Ф. А. Пироцкого, И. А. Тиме, Г. О. Графтио, И. Г. Александрова и др., предусмат­ривавших, в частности, использование порожистых участков рек Днепр, Вол­хов, Западная Двина, Вуокса и др. Так, напр., уже в 1892—95 русским инженером В. Ф. Добротворским были составлены проекты сооружения ГЭС мощностью 23,8 Мвт на реке Нарова и 36,8 Мвт на водопаде

Б. Иматра. Реализации этих проектов препятствовали как косность царской бюрократии, так и интересы частных капиталистических групп, связанных с топливной промышленностью. Первая промышленная ГЭС в России мощностью около 0,3 Мвт (300 квт) была построена в 1895—96 под руководством русских инженеров В.Н.Чиколсва и Р. Э. Классона для электро­снабжения Охтинского порохового завода в Петербурге. В 1909 закончилось строи­тельство крупнейшей в дореволюционной Рос­сии Гиндукушской ГЭС мощностью 1,35 Мвт (1350 квт) на р. Мургаб (Туркмения). В период 1905—17 всту­пили в строй Саткинская, Алавердинская, Каракультукская, Тургусунская, Сестроредкая и др. ГЭС небольшой мощ­ности. Сооружались также частные фаб­рично-заводские гидроэлектрические установ­ки с использованием оборудования ино­странных фирм.

1-я мировая война 1914—18 и связан­ный с ней интенсивный рост промышленности некоторых западных стран повлекли за собой раз­витие действовавших и строительство новых энергопромышленных центров, в т. ч. на базе ГЭС. В результате мощность ГЭС во всём мире к 1920 достигла 17 тыс. Мвт, а мощ­ность отдельных ГЭС, напр. Масл-Шолс (США), Иль-Малинь (Канада), превысила 400 Мвт (400 тыс. квт).

Общая мощность ГЭС России к 1917 составляла всего около 16 Мвт: самой круп­ной была Гиндукушская ГЭС. Строи­тельство мощных ГЭС началось по су­ществу только после Великой Октябрьской социалистической революции. В восстановит. период (20-е гг.) в соответствии с планом ГОЭЛРО были построены первые круп­ные ГЭС — Волховская (ныне Волхов­ская ГЭС им. В. И. Ленина) и ЗемоАечальская ГЭС им. В. И. Ленина. В годы первых пятилеток (1929—40) всту­пили в строй ГЭС — Днепровская, Нижнесвирская, Рионская и др.

К началу Великой Отечеств, войны 1941—45 было введено в эксплуатацию 37 ГЭС общей мощностью более 1500 Мвт. Во время войны было приостановлено на­чатое строительство ряда ГЭС общей мощ­ностью около 1000 Мвт (1 млн. квт). Значит, часть ГЭС общей мощностью около 1000 Мвт оказалась разрушенной или демонтированной. Началось соору­жение новых ГЭС малой и средней мощ­ности на Урале (Широковская, Верхотурская, Алапаевская, Белоярская и др. ), в Средней Азии (Аккавакские, Фархадская, Саларская, Нижнебуэсуйские и др.), на Северном Кавказе (Майкопская, Орджоникидзевская, Краснополянская), в Азербайджане (Мингечаурская ГЭС), в Грузии (Читахевская ГЭС) и в Армении (Гюмушская ГЭС). К кон. 1945 в Совет­ском Союзе мощность всех ГЭС, вместе с восстановленными, достигла 1250 Мвт, а годовая выработка электроэнергии — 4,8 млрд. квт-ч. В начале 50-х гг. развернулось стро­ительство крупных гидроэлектростанций на р. Волге у города. Горького, Куйбышева и Волгограда, Каховской и Кременчугской ГЭС на Днепре, а также Цимлян­ской ГЭС на Дону. Волжские ГЭС им. В. И. Ленина и им. 22-го съезда КПСС стали первыми из числа наиболее мощ­ных ГЭС в СССР и в мире. -Во 2-й пол. 50-х гг. началось строительство Брат­ской ГЭС на реке Ангаре и Красноярской ГЭС на р. Енисее. С 1946 .по 1958 в СССР были построены и восстановлены 63 ГЭС общей мощностью 9600 Мвт. За семилетие 1959—65 было введено 11 400 Мвт новых гидравлических мощностей и суммарная мощность ГЭС достигла 22200 Мвт (табл. 1). К 1970 в СССР продолжалось строительство 35 промышленных ГЭС (суммарной мощностью 32 000 Мвт), в т. ч. 11 ГЭС единичной мощностью свы­ше 1000 Мвт: Саяно-Шушенская, Крас­ноярская, Усть-Илимская, Нурекская, Ингурская, Саратовская, Токтогульская, Нижнекамская, Зейская, Чиркейская, Чебоксарская.

В 60-х гг. наметилась тенденция к сни­жению доли ГЭС в общем мировом производстве электроэнергии и всё большему использованию ГЭС для покрытия пико­вых нагрузок. К 1970 всеми ГЭС мира производилось около 1000 млрд. квт-ч электроэнергии в год, причём начиная с 1960 доля ГЭС в мировом производстве сни­жалась в среднем за год примерно на 0,7% . Особенно быстро снижается доля ГЭС в общем производстве электроэнергии в ранее традиционно считавшихся «гидроэнер­гетическими» странах (Швейцария, Ав­стрия, Финляндия, Япония, Канада, от­части Франция), т. к. их экономический гидроэнергетический потенциал практи­чески исчерпан.

Несмотря на снижение доли ГЭС в общей выработке, абсолютные значения производства электроэнергии и мощности ГЭС непрерывно растут вследствие строитель­ства новых крупных электростанций. В 1969 в мире насчитывалось свыше 50 дей­ствующих и строящихся ГЭС единичной мощностью 1000 Мвт и выше, причём 16 из них — в Советском Союзе.

Дальнейшее развитие гидроэнергетического строительства в СССР предусматривает сооружение каскадов ГЭС с комплексным использованием водных ре­сурсов в целях удовлетворения нужд сов­местно энергетики, водного транспорта, водоснабжения, ирригации, рыбного хозяйствава и пр. Примером могут служить Днепров­ский, Волжско-Камский, Ангаро-Енисейский, Севанский и др. каскады ГЭС.

Крупнейшим районом гидроэнергостроительства СССР до 50-х гг. 20 в. тради­ционно была Европейская часть территории Союза, на долю которойрой приходилось около 65% элек­троэнергии, вырабатываемой всеми ГЭС СССР. Для современного гидроэнергостроительства характерно: продолжение строитель­ства и совершенствование низко и средне-напорных ГЭС на реках Волге, Каме, Днепре, Даугаве и др., строительство крупных высоконапорных ГЭС в трудно­доступных р-нах Кавказа, Ср. Азии, Вост. Сибири и т. п., строительство сред­них и крупных деривационных ГЭС на горных реках с большими уклонами с использованием переброски стока в со­седние бассейны, но главное — строи­тельство мощных ГЭС на крупных реках Сибири и Д. Востока — Енисее, Ангаре, Лене и др. ГЭС, сооружаемые в богатых гидроэнергоресурсами р-нах Сибири и Д. Востока, вместе с тепловыми электро­станциями, работающими на местном органическом топливе (природный газ, уголь, нефть), станут основной энергетической базой для снабжения дешёвой электроэнергией раз­вивающейся промышленности Сибири, Средней Азии и Европейской части СССР.

атомная ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ (АЭС ) , электростанция, в которой атомная (ядер­ная) энергия преобразуется в элект­рическую. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор (см. Ядер­ный реактор). Тепло, которое выделя­ется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обыч­ных тепловых электростанциях (ТЭС), преобразуется в электроэнергию, В отли­чие от ТЭС, работающих на органическом топливе, АЭС работает на ядерном горю­чем (в основе ²³³ U, ²³⁵ U, ²³⁹ Pu) При делении 1 г изотопов урана или плутония высво­бождается 22 500 квт • ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг услов­ного топлива. Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического, топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворе­ния быстро растущих потребностей в топ­ливе. Кроме того, необходимо учиты­вать всё увеличивающийся объём потреб­ления угля и нефти для технологических целей мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом тепло­вых электростанций. Несмотря на откры­тие новых месторождений органического топ­лива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относительному, увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, края уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда промышленных стран мира.

Первая в мире АЭС опытно-промышленного на­значения (рис. 1) мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась в военных це­лях. Пуск первой АЭС ознаменовал от­крытие нового направления в энергети­ке, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энер­гии (август 1955, Женева).

В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 Мвт (полная проектная мощность 600 Мвт). В том же году развернулось строительство Белоярской АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 Мвт) выдал ток в Свердловскую энергосистему, 2-й блок мощностью 200 Мвт сдан в эксплуата­цию в октябре 1967. Отличительная особенность Белоярской АЭС — перегрев пара (до получения нужных параметров) непосредственно в ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычные современные турбины почти без всяких переделок.

В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Ново­воронежской АЭС мощностью 210 Мвт. Себестоимость 1 квт • ч электроэнергии (важнейший экономический показатель ра­боты всякой электростанции) на этой АЭС систематически снижалась: она составляла 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. Первый блок Нововоронежской АЭС был построен не только для промышленного поль­зования, но и как демонстрация объект для показа возможностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности и безо­пасности работы АЭС. В ноября 1965 в г. Мелекессе Ульяновской обл. вступила в строй АЭС с водо-водяным реактором «кипящего» типа мощностью 50 Мвт., реактор собран по одноконтурной схе­ме, облегчающей компоновку станции. В декабре 1969 был пущен второй блок Нововоронежской АЭС (350 Мвт).

За рубежом первая АЭС промышленного назна­чения мощностью 46 Мвт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия). Через год вступила в строй АЭС 1 мощностью 60 Мвт. в Шиппингпорт (США).

Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. 2. Тепло, выделяется в активной зоне реактора, теплоносителем вбирается водой (теплоносителем) 1-г контура, которая прокачивается через реактор циркуляционным насосом г Нагретая вода из реактора поступав в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образуется пар поступает в турбину 4.

Наиболее часто на АЭС применяют 4 типа реакторов на тепловых нейтронах 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя 4) графито-газовые с газовым теплоноси­телем и графитовым замедлителем.

Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным образом на­копленным опытом в реактороносителе а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. л. В СССР строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газо­вые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобла­дают АЭС с тяжеловодными реакторами.

В зависимости от вида и агрегатного со­стояния теплоносителя создается тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верх­ней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допусти­мой темп-рой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное го­рючее, допустимой темп-рой собственно ядер­ного горючего, а также свойствами теплоноси­теля, принятого для данного типа реактора. На АЭС. тепловой реактор которой охлаждает­ся водой, обычно пользуются низкотемпера­турными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными дав­лением и темп-рой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур — пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одно­контурная тепловая АЭС. В кипящих реак­торах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева.

(рис. 3). В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сго­рания.

При работе реактора концентрация де­лящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, и топливо выгорает. Поэтому со временем их заме­няют свежими. Ядерное горючее пере­загружают с помощью механизмов и при­способлений с дистанционным управлением. Отработавшее топливо переносят в бас­сейн выдержки, а затем направляют на переработку.

К реактору и обслуживающим его си­стемам относятся: собственно реактор с биологической защитой, теплообменни­ки, насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоноси­теля; трубопроводы и арматура циркуляции контура; устройства для перезагруз­ки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

В зависимости от конструктивного ис­полнения реакторы имеют отличит, осо­бенности: в корпусных реакторах топливо и замедлитель расположены внутри корпу­са, несущего полное давление теплоно­сителя; в канальных реакторах топливо, охлаждаемые теплоносителем, устанавли­ваются в спец. трубах-каналах, пронизы­вающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух. Такие реакторы применяются в СССР (Сибирская, Белоярская АЭС и др.),

Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реактор окружают биологической защитой, основным материалом для которой служат бетон, вода, серпантиновый песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герме­тичным. Предусматривается система конт­роля мест возможной утечки теплоноси­теля, принимают меры, чтобы появление не плотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружаю­щей местности. Оборудование реакторно­го контура обычно устанавливают в герметичных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслу­живаются, Радиоактивный воздух и не­большое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС спец. системой вентиляции, в которой для исключения возможно­сти загрязнения атмосферы предусмот­рены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил ра­диационной безопасности персоналом АЭС сле­дит служба дозиметрического контроля.

При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядер­ной реакции; аварийная система расхо­лаживания имеет автономные источники питания.

Наличие биологической защиты, систем спец. вентиляции и аварийного расхо­лаживания и службы дозиметрического контро­ля позволяет полностью обезопасить обслуживающий персонал АЭС от вред­ных воздействий радиоактивного облу­чения.

Оборудование машинного зала АЭС аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличит, особенность боль­шинства АЭС — использование пара сравнительно низких параметров, на­сыщенного или слабо перегретого.

При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливают сепари­рующие устройства. Иногда необходимо применение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В связи с тем что теплоноситель и со­держащиеся в нём примеси при прохож­дении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины од­ноконтурных АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоно­сителя. На двухконтурных АЭС с высо­кими параметрами пара подобные требо­вания к оборудованию машинного зала не предъявляются.

В число специфичных требований к компоновке оборудования АЭС входят: минимально возможная протяжённость коммуникаций, связанных с радиоак­тивными средами, повышенная жёст­кость фундаментов и несущих конст­рукций реактора, надёжная организа­ция вентиляции помещений. показан раз­рез главного корпуса Белоярской АЭС с канальным графито-водным реакто­ром. В реакторном зале размещены: реактор с биологической защитой, запасные ТВЭЛы и аппаратура контроля. АЭС скомпонована по блочному принципу реактор—турбина. В машинном зале рас­положены турбогенераторы и обслужи­вающие их системы. Между машинным II реакторным залами размещены вспомогательные оборудование и системы управле­ния станцией.