СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ МЕТОДОВ ЭКОНОМИЧЕСКОЙ КИБЕРНЕТИКИ В УПРАВЛЕНИИ АЭС

СОДЕРЖАНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

РАЗДЕЛ 1. ХАРАКТЕРИСТИКА АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ НА ПРИМЕРЕ ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС

1.1  Аналогия между станциями на угле и атомными электростанциями

1.2 Основные типы ядерных реакторов

1.3 Принципы построения систем безопасности

РАЗДЕЛ 2. СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ МЕТОДОВ ЭКОНОМИЧЕСКОЙ КИБЕРНЕТИКИ В УПРАВЛЕНИИ АЭС

2.1 Лицензирование и строительство отработавшего ядерного топлива

2.2 Использование пакета VisSim для моделирования управления ядерным реактором

ВЫВОДЫ

ЛИТЕРАТУРА

ВВЕДЕНИЕ

Сегодня в мировой экономике огромное внимание уделяется атомной энергетике и это связано с  изменением структуры глобального энергетического баланса в сторону уменьшения доли углеводородов. Атомная энергетика, которая характеризуется меньшей топливной составляющей, а, следовательно, большей ценовой стабильностью, чем классические углеводороды, при условии безопасной эксплуатации атомных энергетических объектов, может внести существенный вклад в процесс устойчивого экономического развития в мире. Поэтому роль атомных электростанций существенно увеличивается. Но чем больше человечество построит АЭС, тем больше опасность для окружающей среды и поэтому, внедрив новые методы управления можно обезопасить процесс производства атомной электроэнергии.

Цель работы состоит в том, чтобы, применяя методы экономической кибернетики (с помощью имитационного моделирования на основе пакета VisSim), усовершенствовать управленческий процесс АЭС, направленный на обеспечение безопасного режима работы ядерного реактора и безопасной утилизации.

В настоящее время существует огромное количество методов экономической кибернетики, применяемых в управлении производством. Решение задачи находится путём разработки такой методики, которая позволила бы дифференцированно использовать известные методы управления, учитывающие специфику отрасли и, в итоге, обеспечивающие повышение её эффективности.

Таким образом, осуществляемый подход позволит повысить безопасность эксплуатации атомных энергетических объектов, расширить область их использования и тем самым содействовать развитию экономике страны.              

РАЗДЕЛ 1. ХАРАКТЕРИСТИКА АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ НА ПРИМЕРЕ ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС

1.1.Аналогия между станциями на угле и атомными электростанциями

Как на атомных электростанциях, так и на энергетических установках, работающих на угле, реализована одна и та же технология выработки электроэнергии: за счёт источника тепла они доводят до кипения воду, производя пар, который приводит в действие лопасти турбины. Турбина вращает вал генератора, вырабатывающего электроэнергию.

На обычных тепловых электростанциях, потребляющих уголь, за счёт его горения обеспечивается превращение воды в пар. На атомных электростанциях в качестве источника тепла используется уран.

3АЭС предназначена сугубо для производства электроэнергии. Она эксплуатирует водяные реакторы под давлением. На сегодняшний день в различных станах мира работают, обеспечивая безопасное и надежное производство электроэнергии, более 240 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР.

На ВВЭР произведенное из урана ядерное топливо удерживается в большом прочном стальном контейнере, который называется корпусом реактора. Вода, заключенная внутри корпуса реактора, разогревается с помощью топлива приблизительно до 320 градусов по Цельсию, однако закипания воды не происходит, так как она находится под давлением.  Четырьмя насосами вода направляется из реакторного корпуса в большие теплообменники, называемые парогенераторами. Там вода под давлением передает своё тепло воде второго контура, которая закипает, образуя пар для турбины, которая приводит в действие электрический генератор.

Уран содержится в руде, которая встречается в природе. Его добывают из месторождений в Восточной Европе, а также в бывших республиках Советского Союза, в частности, на Украине.

Добытую из руды окись урана подвергают обработке и измельчению с последующим удалением примесей. Широко применяющаяся в настоящее время окись урана представляет собой мелкозернистый порошок под названием «желтый кек». На следующем этапе обработки к ней добавляют фтор и в результате получают гексафторид урана - химическое вещество, пригодное для дальнейшего этапа превращения урана в топливо, который называется «обогащением».

                    Урановая                            Урановый концентрат

                                Руда                                            U 308

Обогащенный UF6                                                           Чистый UF6

     Топливные сборки

(Рис. 1.1)Процесс изготовления ядерного топлива

Депо в том, что уран бывает двух основных видов. В естественном уране изотоп U 235 составляет не более 1 % всего объёма, остальная часть приходится в основном на несколько более тяжелый изотоп U 238. Отличие U 238 от U 235 состоит прежде всего в том, что этот последний легко подвергается разделению, или «расщеплению», с выделением тепла. Доведение исходного урана до состояния, позволяющего использовать его в качестве топлива для производства электроэнергии, требует увеличения содержания U 235, т.е. обогащения, до 5%.

На следующей технологической стадии обогащенный гексафторид урана путем ряда химических изменений перерабатывается в мелкое драже - таблетки 7,53 мм в диаметре и 15 мм высотой. Несмотря на миниатюрность размеров одна такая таблетка способна произвести столько же электроэнергии, сколько даёт сжигание тонны угля.

Свежее урановое топливо настолько безопасно, что его можно держать в руках; топливо становится высокорадиоактивным только после использования в реакторе для производства тепла.

Топливные таблетки укладываются внутрь циркониевых трубок – тепловыделяющих элементов (ТВЭП). 312 ТВЭЛ образуют топливную сборку. Топливная сборка имеет шестиугольную форму и имеет размер 234 мм в поперечнике и 4570 мм в длину. Каждый реактор на 3АЭС вмещает 163 топливные сборки.

Процесс получения электроэнергии начинается со стадии расщепления атомов U 235 в результате их бомбардировки частицами, которые называются нейтронами. По мере продолжения процесса расщепления происходит высвобождение дополнительных нейтронов, которые, соударяясь с другими атомами, также вызывают их расщепление. Дальнейшее расщепление атомов носит название цепной реакции, которая происходит с выделением тепла, необходимого для производства электроэнергии.

Регулирование ядерной реакции осуществляется посредством перемещения стержней, расположенных среди ранее упоминавшихся ТВЭЛов. Такие регулирующие стержни изготавливают из материалов, имеющих свойство поглощения нейтронов. Это позволяет ускорять и замедлять ядерную реакцию, варьируя количество извлеченных регулирующих стержней и степень их извлечения. Высота извлечения регулирующих стержней определяется количеством электроэнергии, необходимым для удовлетворения текущего спроса потребителей электроэнергии.

Даже сохраняя внутри ТВЭЛ физическую форму твердого вещества, топливные таблетки в процессе выполнения своей «основной функции» подвергаются определенным химическим превращениям. Некоторые нейтроны, вызывая по-прежнему расщепление топлива на базе U 235, ударяют атомы U 238. В результате U 238 превращается в плутоний, который также расщепляется. Некоторая часть образовавшегося плутония, в свою очередь, подвергается расщеплению и увеличивает, хотя и ненамного, выделение теплоты. В современных энергетических реакторах плутоний составляет лишь очень малую часть потребляемого топлива.

Помимо обеспечения тепла в количествах, необходимых для кипения воды, производства пара и выработки электроэнергии, процесс расщепления ведет к образованию осколков деления, обладающих большой радиоактивностью. Эти осколки накапливаются внутри твердых топливных таблеток. Примерно за трехлетний период эксплуатации накопленные осколки расщепления начинают заметно снижать эффективность цепной реакции. По аналогии с электростанциями, работающими на угле, этот процесс напоминает постепенное подавление пламени за счет накопления шлаков. Поэтому один раз в год приходится извлекать и заменять примерно одну треть топливных сборок.

1.2 Основные типы ядерных реакторов

Для производства электроэнергии используется несколько различных типов реакторов, которые можно разделить на две большие группы - реакторы на тепловых и на быстрых нейтронах.

К реакторам на тепловых нейтронах относятся легководяные корпусные реакторы, легководяные реакторы с графитовым замедлителем, тяжеловодные реакторы, газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем.

Реакторы на быстрых нейтронах в настоящее время имеют существенно меньше разновидностей и подразделяются на быстрые реакторы с жидкометаллическим теплоносителем и быстрые реакторы с газовым охлаждением.

Легководяные корпусные реакторы - это наиболее распространенный тип реактора во всем мире. Топливом для этих реакторов служат таблетки оксида слабо обогащенного урана ( 2 - 4 % урана-235) в оболочке из циркониевого сплава - циркония. 3амедлитель и теплоноситель - обычная (легкая) вода.

Существуют две разновидности легководяных реакторов:

- реакторы, охлаждаемые водой вод давлением ( водо-водяные реакторы или ВВЭР (РWR) - наиболее распространенный тип реактора. В нашем реакторостроении используется только этот тип реакторов.

- реакторы, охлаждаемые кипящей водой - старо-водяные реакторы ПВР( BWR ) используются во многих зарубежных странах, около 30% всех легководяных реакторов в мире…

Активная зона легководяных реакторов размещена в прочном металлическом корпусе. Поэтому этот тип реакторов относится к корпусным. Теплоноситель подается в нижнюю часть реактора, омывает ТВЭЛы и выходит через патрубок в нижней части корпуса. Решающим преимуществом легководяных реакторов является возможность сооружения прочного защитного корпуса - корпуса давления (контаймента), который может предохранять корпус реактора от внешних воздействий.

В реакторах с водой под давлением теплоноситель, нагретый до высокой температуры, подается в парогенератор, где тепло передается другому потоку воды. Таким образом, в реакторах с водой под давлением два контура теплоносителя: один охлаждает активную зону (первый контур), второй - получает тепло от первого контура в парогенераторе, нагревается до кипения и поступает на лопасти турбогенератора. Оба потока циркулируют по замкнутым контурам.

В отличии от реакторов с водой под давлением в реакторах кипящего пита теплоноситель в активной зоне находится при меньшем давлении и поэтому, нагреваясь, закипает. Образующийся пар непосредственно подается на лопасти турбогенератора. Таким образом, в отличие от реактора с водой под давлением реакторы кипящего типа имеют один контур теплоносителя. Отсутствие второго контура упрощает конструт:цию станции. В тоже время повышаются требования к герметичности контура, так как существует опасность попадания радионуклидов на лопасти турбины.

                            В отличие от легководных корпусных реакторов в водо-графитовых реакторах ВГР в качестве замедлителя нейтронов использован графит. Активная зона реактора выполнена из графитовых блоков, в которых высверлены канaлы. Каждый канал отдельно охлаждается водой. Такие реакторы называются реакторами канального типа. Топливо - слабообогащенный оксид урана. В реакторах ВГР теплоноситель нагревается до кипения, образующийся пар попадает на лопасти турбогенератора (одноконтурная АЭС). Эти реакторы отличаются относительной доступностью конструкционного материала - графита. Реакторы этого типа были построены в США еще в конце 40-х годов для наработки оружейного плутония. В настоящее время принято решение отказаться от продолжения строительства новых реакторов по уже разработанным проектам ВГР.

Быстрые реакторы, в которых теплоносителем является натрий, наиболее распространенный тип быстрого реактора (БН). Натрий хорошо проводит тепло, не замедляет и мало поглощает нейтроны. БН состоит из корпуса, заполненногo натрием. В бассейн с натрием погружена активная зона. Натрий прокачивается через активную зону насосами. Горячий натрий проходит через теплообменник, в котором тепло натрия первого контура передается натрию второго контура.

И далее поток натрия второго контура проходит через парогенератор, испаряя воду третьего контура, пар затем поступает на турбогенератор. АЭС с быстрыми реакторами являются трехконтурными.

Реакторы БН позволяют в перспективе решить проблему долгосрочного обеспечения ядерным топливом, т. к. в них можно реализовать такой режим, при котором нового топлива (плутония) будет образовываться больше, чем расходоваться исходного (режим реактора-размножителя). В БН используется оксидное уран-плутониевое топливо, при этом загружается практически чистый уран-238. В настоящее время практически невыгодно использовать БН в режиме реактора - размножителя , т. к. более дешевого топлива из природного урана пока достаточно для обеспечения потребностей ядерной энергетики.