Государственное бюджетное образовательное
учреждение гимназия № 000
Тема: "Использование мобильных атомных энергетических установок малой мощности"
Выполнил: Суховеев Даниил,10 в кл.
Руководитель: ,
учитель физики
г. Санкт-Петербург, 2016
Содержание
1.Цели, задачи 1 стр.
2.Обоснование выбора темы 2 стр.
3.Основная часть:
- из истории вопроса 3-7 стр.
- описание установки (параметры, устройство, защита) 8-11 стр.
- средство транспортировки установки 12 стр.
4.Заключение (основные выводы) 13 стр.
5.Список используемой литературы 14 стр.
Целью исследовательской работы было:
- Рассмотрение возможностей и целесообразности использования мобильных атомных установок в мирных целях
Задачи, решаемые в ходе выполнения работы:
- Изучение истории вопроса Разработка модели установки в программе по инженерному 3-d моделированию creo parametric 3.0
1
Я выбрал данную тему по ряду причин:
1.60 % территории России - районы Крайнего Севера и местности, приравненные к ним. На карте обозначены в цвете. Доставка органического топлива стоит слишком дорого, существуют трудности с поставками. Поэтому целесообразно использование маломощных атомных передвижных станций.
2.В таких районах стоимость электроэнергии может достигать 30 -70 руб. за кВт*ч. при существующей 3,5 руб. за кВт*ч. Даже при не самой дешевой стоимости установки, она окупается достаточно быстро.
3.Данная установка может работать 25 лет без перерыва.
4.Одна АЭС может обеспечить электричеством 40 000 человек.
5.В настоящее время создается ПАЭС (плавучая) и самоходные установки для военных целей, я хочу рассмотреть подобное устройство для мирных целей на основе железнодорожной платформы.
2
Советские мобильные атомные электростанции предназначались прежде всего для работы в отдаленных районах Крайнего Севера, где отсутствуют железные дороги и линии электропередач.
В тусклом свете заполярного дня по заснеженной тундре пунктирной линией ползет колонна гусеничного транспорта: бронетранспортеры охраны, вездеходы с персоналом, цистерны с топливом и… четыре загадочные машины внушительных размеров, похожие на могучие железные гробы. Наверное, так или почти так выглядело бы путешествие мобильной атомной электростанции к Н-скому военному объекту, который стережет страну от вероятного противника в самом сердце ледяной пустыни...
Корни этой истории уходят, разумеется, в эпоху атомной романтики – в середину 1950-х. В 1955 году Ефим Павлович Славский – один из корифеев атомной промышленности СССР, будущий глава Минсредмаша, прослуживший на этом посту от Никиты Сергеевича до Михаила Сергеевича, – посетил ленинградский Кировский завод. Именно в беседе с директором ЛКЗ впервые прозвучало предложение о разработке мобильной атомной электростанции, которая могла бы питать электроэнергией гражданские и военные объекты, расположенные в отдаленных районах Крайнего Севера и Сибири .
Предложение Славского стало руководством к действию, и уже вскоре ЛКЗ в кооперации с Ярославским паровозостроительным заводом подготовил проекты атомного энергопоезда – передвижной АЭС (ПАЭС) небольшой мощности для транспортировки по железной дороге. Предусматривались два варианта – одноконтурная схема c газотурбинной установкой и схема с использованием паротурбинной уста-новки самого локомотива. Вслед за этим к разработке идеи подключились и другие предприятия. По итогам обсуждения зеленый свет был дан проекту и из обнинского Физико-энергетического института (ныне ФГУП «ГНЦ РФ – ФЭИ»). Видимо посчитав, что рельсовый вариант ограничит ареал действия ПАЭС лишь территориями, охваченными железнодорожной сетью, ученые предложили поставить свою электростанцию на гусеницы, сделав ее практически вездеходной.
3
4
Эскизный проект станции появился в 1957 году, а уже два года спустя было произведено специальное оборудование для постройки опытных образцов ТЭС-3 (транспортируемой электростанции).
ТЭС-3 — транспортабельная атомная электростанция, перевозимая на четырёх самоходных гусеничных шасси, созданных на базе тяжёлого танка Т-10. ТЭС-3 вступила в опытную эксплуатацию в 1961 году. Впоследствии программа была свёрнута. В 80-х годах дальнейшее развитие идея транспортабельных крупноблочных атомных электростанций небольшой мощности получила в виде ТЭС-7 и ТЭС-8.
Одним из главных факторов, которые приходилось учитывать авторам проекта при выборе тех или иных инженерных решений, была, разумеется, безопасность. С этой точки зрения оптимальной была признана схема малогабаритного двухконтурного водо-водяного реактора. Вырабатываемое реактором тепло отбиралось водой под давлением 130 атм при температуре на входе в реактор 275°С и на выходе – 300°С. Через теплообменник тепло передавалось рабочему телу, в качестве которого также выступала вода. Образовавшийся пар приводил в движение турбину генератора.
Активная зона реактора была спроектирована в виде цилиндра высотой 600 и диаметром 660 мм. Внутри помещались 74 тепловыделяющие сборки. В качестве топливной композиции решили применить интерметаллид (химическое соединение металлов) UAl3, залитый силумином (SiAl). Сборки представляли собой два коаксиальных кольца с этой топливной композицией. Подобная схема была разработана специально для ТЭС-3.
В 1960 году созданное энергетическое оборудование смонтировали на гусеничном шасси, позаимствованном у последнего советского тяжелого танка Т-10, который производился с середины 1950-х до середины 1960-х годов. Правда, для ПАЭС базу пришлось удлинить, так что энергосамоход (так стали называть вездеходы, перевозящие атомную электростанцию) имел десять катков против семи у танка.
Но даже при такой модернизации разместить всю энергоустановку на одной машине было невозможно. ТЭС-3 представляла собой комплекс из четырех энергосамоходов. ПАЭС предназначалась для функционирования только в стационарном режиме, работать «на ходу» она не могла. Чтобы запустить станцию, требовалось расставить энергосамоходы в нужном порядке и соединить их трубопроводами для теплоносителя и рабочего тела, а также электрическими кабелями. И именно на стационарный режим работы была спроектирована биозащита ПАЭС.
5
В августе 1960 года собранную ПАЭС доставили в Обнинск, на испытательную площадку Физико-энергетического института. Меньше чем через год, 7 июня 1961 года, реактор достиг критичности, а 13 октября состоялся энергетический пуск станции. Испытания продолжались до 1965 года, когда реактор отработал свою первую кампанию. Однако на этом история советской мобильной АЭС фактически закончилась.
Другой проект, о котором несомненно стоит рассказать, представляет собой весьма курьезный пример советского энергетического долгостроя. Начало ему было положено еще в начале 1960-х, но некий осязаемый результат он принес лишь в горбачевскую эпоху и вскоре был «убит» резко усилившейся после чернобыльской катастрофы радиофобией. Речь идет о белорусском проекте «Памир 630Д».
Мобильная АЭС «Памир» предназначалась для военных нужд — электроснабжения радаров ПВО в условиях, когда штатные системы питания будут уничтожены ракетным нападением. (Впрочем, как и большинство военной продукции, «Памир» имел второе — гражданское — назначение: использование в районах стихийных бедствий).
Поэтому при относительно небольшой мощности реактора (0,6 МВт (эл.)) предъявлялись высокие требования к его компактности и — особенно — к надёжной системе охлаждения.
После многолетних изысканий конструкторы создали для «Памира» уникальный газоохлаждаемый реактор на основе четырёхокиси азота, работающий по одноконтурной схеме. На одной загрузке топлива он мог работать до пяти лет.
К 1986 году было изготовлено уже две АЭС «Памир».
Но они не успели отправиться к местам службы. После Чернобыльской аварии, на волне антиядерных настроений в Белоруссии, проект был закрыт, а все восемь готовых трейлеров с оборудованием пошли «под нож».
6
Проект плавучей атомной электростанции "Академик Ломоносов"
Плавучая атомная станция малой мощности (АСММ) состоит из несамоходного судна с двумя реакторными установками, разработанными им. Африкантова». Длина судна — 144 метра, ширина — 30 метров. Водоизмещение — 21,5 тысячи тонн.
Плавучая станция может использоваться для получения электрической и тепловой энергии, а также для опреснения морской воды. В сутки она может выдать от 40 до 240 тысяч кубометров пресной воды.
Установленная электрическая мощность каждого реактора — 35 МВт, тепловая мощность — 140 гигакалорий в час. Срок эксплуатации станции составит минимум 36 лет: три цикла по 12 лет, между которыми необходимо осуществлять перегрузку активных зон реакторных установок.
7
Описание установки
Реакторная установка с номинальной электрической мощностью 2.5 МВт, тепловой 15 Мвт. Реактор изначально проектируется как энергетический водо-водяной, гетерогенный, корпусной, на тепловых нейтронах, с использованием воды в качестве теплоносителя, замедлителя, отражателя потоков нейтронов.
В конструкции тепловыделяющих сборок, состоящих из тепловыделяющих элементов, использован диоксид урана 235 (U2O), обогащённый до 3.9%
Регулирование тепловой мощности в активной зоне реактора осуществляется с помощью регулирующих стержней. Изменение положения регулирующего стержня соответственно изменяет тепловую мощность в активной зоне реактора. В общей конструкции присутствует система аварийного снижения мощности. В случае возникновения непредусмотренных регламентом нештатных ситуаций,(например самопроизвольное повышение мощности) за доли секунды в активную зону реактора устремляются стержни аварийной защиты, в случае необходимости, тепловыделяющие сборки начнут омываться раствором борной кислоты. Стоит отметить что система циркуляции теплоносителя является одноконтурной. Данная концепция выбрана не случайно, поскольку одноконтурная система исключает множество узлов и агрегатов, характерных для энергоблоков с двухконтурной системой циркуляции теплоносителя; так, например, серия энергетических реакторов ВВЭР имеет в своей конструкции громоздкие парогенераторы, огромную сеть трубопроводов общая масса которых достигает сотен тонн. Так как мой проект предусматривает установку реактора на железнодорожную платформу, изначально исключается использование двухконтурной системы, которая в свою очередь, обладает большими размерами и габаритами (Габариты железных дорог РФ установлены в пределах до 3080 мм)
Основные узлы реактора: основной корпус реактора, корпус активной зоны (состоит из нижнего и верхнего блоков), графитная выгородка (графитная кладка), ТВС, система регулирования установленной мощности, система аварийного снижения мощности (стержни аварийной защиты реактора, системы подачи к активной зоне борной кислоты), трубопроводы подачи теплоносителя, верхний блок активной зоны (крышка активной зоны приводы регулирующих стержней, стержней аварийного снижения мощности), верхняя крышка основного корпуса реактора.
8
Параметры реактора установки
Величина | Размерность | |
Тепловая мощность | 15 | МВт |
Электрическая мощность | 2.5 | МВт |
Ядерное топливо | U2O (двуокись урана) | |
Обогащение топлива | 3.9 | % |
Теплоноситель | H2O (легкая вода) | |
Замедлитель | B4C (карбид бора) | |
Основные конструкционные материалы | Zr (цирконий и его сплавы) Углеродистая сталь Особовысококачественная сталь (реакторная) | |
Масса основных узлов и агрегатов | 450 | тонн |
Характеристики активной зоны и тепловой схемы реактора | ||
Диаметр активной зоны | 415 | мм |
Высота активной зоны | 500 | мм |
Расход воды | 390 | тонн |
Давление воды | 130 (при t=3000C) | атм. |
Давление пара | 20 (при t=2800C) | атм. |
Продолжительность одной кампании | 1 | год |
Все детали энергетической установки, представленные ниже в таблице разработаны и выполнены в программе по инженерному 3-D моделированию creo parametric 3.0 автором работы.
9
Основные элементы модели установки
1) Основной корпус реактора |
2)Корпус активной зоны (нижний блок) |
3)Корпус верхнего блока активной зоны |
4)Верхняя крышка основного корпуса реактора |
5)Тепловыделяющая сборка |
6) Главный регулирующий стержень |
10
7)Главный трубопровод |
8)Сборка активной зоны реактора |
9)Сборка основного корпуса и активной зоны |
10)Сборка всего реактора |
11
Средство транспортировки установки
(Транспортёр сочленённого типа улучшенной конструкции)
Чертеж железнодорожной платформы
Характеристики
Грузоподъёмность - 450-500 тонн
Количество осей - 16
Нагрузка от одной оси на рельс - 30 тонн
12
Заключение
Таким образом, идея создания мобильной атомной станции на железнодорожной платформе и по сей день не потеряла своей актуальности. А в результате развития новых технологий и появления новых материалов может быть усовершенствована.
13
Список используемой литературы
- , , Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций. — Подольск: ОКБ «Гидропресс», 2004. — 333 с. — (Создание реакторных установок ВВЭР для АЭС). , , ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность. — М.: Университетская книга, Логос, 2006. — 488 с. — 1000 экз. — ISBN 5-98704-137-6. , , АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. — М.: Логос, 2010. — 604 с. — 1000 экз. — ISBN 978-5-98704-496-4. , Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. — 3 изд., пер. и доп. — М.: Энергоатомиздат, 1988. — 359 с. — 3400 экз. —ISBN 5-283-03818-1. Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000. — М.: Издательство МЭИ, 2002. — 344 с. — 1000 экз. — ISBN 5-7046-0831-0. ru. wikipedia. org yznavai. ru atomic-energy. ru
14
