Принцип работы и устройство атомных теплоэлектроцентралей

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования
«НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ»




Центр цифровых 
образовательных технологий

13.03.01 «Теплоэнергетика и теплоэнергетика»






Принцип работы и устройство атомных теплоэлектроцентралей (АТЭЦ)

РЕФЕРАТ

по дисциплине:
Учебно-исследовательская работа студентов

Вариант 26



Исполнитель:


студент группы
З-5Б5А1

Щеклеин Д.С.

18.06.2018






Руководитель:

Слюсарский К.В.
преподаватель


















Томск – 2018
Оглавление
Введение	3
История	3
Атомные электростанции(АЭС)	7
Атомные станции теплоснабжения(АСТ)	12
Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ)	15
Достоинства и недостатки	17
Заключение	18
Список использованных 	19

     
Введение
     Ядерная энергия находит применение во многих областях народного хозяйства: на атомных электростанциях (АЭС), в судовых ядерных энергетических установках, при опреснении морской воды; внедряется она в различные области промышленности, сельское хозяйство, медицину и т. п.
     Можно выделить два основных направления использования ядерной энергии в мирных целях: в ядерных теплоэнергетических установках;в приборах и установках, использующих радиоактивные изотопы, меченые атомы и ионизирующее излучение для исследовательских, производственных, технологических и учебных целей.
     При использовании ядерной энергии в теплоэнергетических установках в реакторах из ядерного топлива получают энергию в форме теплоты. Эта теплота применяется в настоящее время для выработки электричества на АЭС, электричества и теплоты на атомных теплоцентралях (АТЭЦ) и низкопотенциальной теплоты на атомных станциях теплоснабжения (ACT), а также используется в судовых энергетических установках. 
     Основным агрегатом ядерной энергетической установки (ЯЭУ) является ядерный энергетический реактор, в котором осуществляется управляемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления, при этом ядерная энергия отбирается из ядерного топлива в форме теплоты теплоносителем (водой, жидкими металлами, газом, органической жидкостью) и передается рабочему телу (водяному пару); далее эту энергию по той же схеме, что и в обычных тепловых электростанциях (ТЭС), превращают в электрическую или используют для производства теплоты для отопления или промышленных целей.
     Увеличение единичной мощности реактора, унификация оборудования, совершенствование топливного цикла, частичная перегрузка топлива без остановки реактора, улучшение конструкции и качества изготовления тепловыделяющих элементов (твэлов) и всей активной зоны, увеличение глубины выгорания топлива и повышение коэффициента воспроизводства, размещение всего радиоактивного контура в специальной камере, сооруженной из предварительно напряженного железобетона, и многие другие усовершенствования способствуют снижению стоимости электроэнергии, вырабатываемой на АЭС, повышению надежности и безопасности эксплуатации АЭС при соблюдении жестких требований ядерной и радиационной безопасности ЯЭУ и защиты окружающей среды от ионизирующего излучения. Отметим, что в настоящее время АЭС являются наиболее «чистыми» источниками энергии, они не потребляют атмосферного кислорода, их активные выбросы ничтожно малы.
     
                                        История
     Во второй половине 40-х гг., еще до окончания работ по созданию первой атомной бомбы (ее испытание, как известно, состоялось 29 августа 1949 года), советские ученые приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии, генеральным направлением которого сразу же стала электроэнергетика.
     В 1948 г. по предложению И.В. Курчатова и в соответствии с заданием партии и правительства начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии.
     В мае 1950 года близ поселка Обнинское Калужской области начались работы по строительству первой в мире АЭС.
     Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 года в СССР, в городе Обнинск, расположенном в Калужской. 
     29 апреля 2002 г., в 11 ч. 31 м. по московскому времени был навсегда заглушен реактор первой в мире АЭС в Обнинске. Как сообщила пресс-служба Минатома России, станция была остановлена исключительно по экономическим соображениям, поскольку “поддержание ее в безопасном состоянии с каждым годом становилось все дороже и дороже”.
     Первая в мире атомная электростанция с реактором АМ-1 (Атом мирный) мощностью 5 МВт дала промышленный ток 27 июня 1954 г. и открыла дорогу использованию атомной энергии в мирных целях, успешно проработав почти 48 лет.
     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 промышленной АЭС, а 26 апреля1964 генератор 1-й очереди дал ток потребителям. В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 350 МВт запущен в декабре 1969. В 1973 г. запущена Ленинградская АЭС.
     За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Великобритания). Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США). На начало 2004 года в мире действовал 441 энергетический ядерный реактор, российское ОАО «ТВЭЛ» поставляет топливо для 75 из них. Крупнейшая АЭС в Европе — Запорожская АЭС . Энергодар (Запорожская область, Украина), строительство которой начато в 1980 г. и на середину 2008 г. работают 6 атомных реактора суммарной мощностью 5,7 ГВт[1].
     
Атомные электростанции(АЭС)
     Атомные электростанции - это станции, предназначенные для выработки только электроэнергии.
     В качестве распространенного топлива для атомных электростанций применяется U - уран. Реакция деления осуществляется в основном блоке атомной электростанции - ядерном реакторе. При цепной реакции деления ядерного вещества выделяется значительное количество тепловой энергии, используемое для генерации электроэнергии.
     Существует несколько типов ядерных реакторов. Наибольшее распространение получили три основных типа реакторов, различающихся, главным образом, топливом, теплоносителем, применяемым для поддержания нужной температуры активной зоны, и замедлителем, используемым для снижения скорости нейтронов, выделяющихся в процессе распада необходимых для поддержания цепной реакции.
     Среди них первый и наиболее распространенный тип - это реактор на обогащенном уране, в котором и теплоносителем, и замедлителем является обычная, или «легкая» вода (легководный реактор). Существуют две основные разновидности легководного реактора: реактор, в котором пар, вращающий турбины, образуется непосредственно в активной зоне (кипящий реактор, в России - РБМК - реактор большой мощности, канальный), и реактор в котором пар образуется во внешнем или втором контуре, связанным с первым контуром теплообменника и парогенератора (водо-водяной энергетический реактор - ВВЭР).
     
     . 1. Схема работы атомной электростанции

     На рисунке 1 показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.
     Второй тип реактора - газоохлаждаемый реактор (с графитовым замедлителем).
     Третий тип реактора - это реактор, в котором и теплоносителем, и замедлителем является тяжелая вода, а топливом природный уран.
     Существует также реактор на быстрых нейтронах (БН).
     Принцип работы. При делении ядер урана образуются быстрые нейтроны. Скорость деления - цепная реакция, на АЭС регулируется замедлителями: тяжелой водой или графитом. Нейтроны содержат большое количество тепловой энергии. Через теплоноситель энергия поступает в парогенератор. Пар высокого давления направляется в турбогенераторы. Полученная электроэнергия идет на трансформаторы и далее на распределительные устройства. Часть электроэнергии направляется на обеспечение собственных потребностей станции. Избытки тепла АЭС направляются на градирни - специальные охладительные башни. В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища [2].
     В системе любой АЭС имеются теплоноситель и рабочее тело. Рабочим телом, совершающим работу с преобразованием тепловой энергии в механическую, является водяной пар. Требования к чистоте пара, поступающего на турбину, настолько высоки, что экономически приемлемые показатели могут быть достигнуты при конденсации всего пара и возврате конденсата в цикл. Поэтому контур рабочего тела в АЭС всегда замкнут и добавочная вода поступает лишь в небольших количествах для восполнения утечек и других потерь конденсата.
     Теплоносителем, отводящим теплоту из активной зоны в энергетических ядерных реакторах ВВЭР и PWR, является вода. Для предотвращения отложений на тепловыделяющих элементах активной зоны реактора необходима высокая чистота теплоносителя. Поэтому для теплоносителя существует замкнутый контур, который одновременно изолирует радиоактивные вещества, образованные в воде излучениями в активной зоне.
     Контуры теплоносителя и рабочего тела могут быть совмещены, такая АЭС называется одноконтурной (например Чернобыльская с ядерным реактором РБМК-1000). По такой схеме работают все кипящие ядерные реакторы типа РБМК (за рубежом BWR – Boiler Water Reactor).
     На рисунке 2 представлена тепловая схема одноконтурной АЭС с кипящим канальным ядерным реактором. Энергетический блок АЭС такого типа состоит из одного реактора РБМК1000 и двух турбоагрегатов К-500-65 мощностью по 500 МВт. Реактор имеет две циркуляционные петли, состоящие из четырех циркуляционных насосов с подачей 7000 м 3 /ч, двух внешних испарителей-сепараторов пара диаметром 2,3 м и длиной 30 м и 22 раздаточных групповых коллекторов диаметром 300 мм, питающих каналы реактора.
     
     . 2. Тепловая схема одноконтурной АЭС с канальным кипящим реактором (Ленинградская АЭС):
     1 – реактор; 2 – каналы активной зоны; 3 – сепараторы; 4 – циркуляционные насосы; 5 – деаэратор; 6 – питательный насос; 7 – пятицилиндровая турбина с одним ЦВД и четырьмя ЦНД-8; 8 – цилиндры низкого давления; 9 – промежуточные пароперегреватели; 10 – сепараторы между ЦВД и ЦНД турбины; 11 – система очистки конденсата; 12 – система регенеративных подогревателей (ПВД и ПНР); 13 – конденсатор.
     Вода в каналах 2 реактора 1 нагревается до температуры кипения, собирается в коллекторы и направляется в сепараторы пара 3. После отделения пара вода направляется циркуляционными насосами 4 в реактор, а насыщенный пар под давлением 6,5 МПа с влажностью 0,1–0,2% подается на пятицилиндровую турбину с одним цилиндром высокого (ЦВД) 7 и четырьмя цилиндрами низкого (ЦНД) давления 8. Между ЦВД и ЦНД установлены сепараторы пара 10 и промежуточные пароперегреватели 9. Отработанный пар из турбоагрегатов попадает в конденсатор 1, затем конденсат проходит систему очистки 11 и далее через системы регенеративных подогревателей высокого (ПВД) и низкого (ПНД) давления 12 и деаэратор 5 с помощью питательного насоса 6 возвращается в сепараторы пара 3. Превращение воды в пар в ядерном реакторе одноконтурной АЭС происходит при температуре 285°С.
     В одноконтурных системах все оборудование работает в радиоактивных условиях, что усложняет эксплуатацию. Большим преимуществом таких систем являются простота и экономичность. Параметры пара перед турбиной и в реакторе отличаются на величину потерь в паропроводах. По одноконтурной схеме работают Ленинградская, Курская и Смоленская АЭС России.
     Если контур теплоносителя отделен от контура рабочего тела, то АЭС называют двухконтурной. Контур теплоносителя называют первым, контур рабочего тела – вторым. В таких системах теплоноситель прокачивается главным циркуляционным насосом через ядерный реактор (охлаждая его активную зону), парогенератор и компенсатор объема. Пар из парогенератора двухконтурной АЭС поступает в турбину, затем в конденсатор, из которого конденсат возвращается в парогенератор. Оборудование второго контура работает в отсутствие радиоактивности, что упрощает эксплуатацию АЭС. В двухконтурной системе парогенератор разделяет первый контур от второго, он в равной степени принадлежит им обоим. Передача теплоты через поверхность нагрева парогенератора требует перепада температур между теплоносителем первого контура и кипящей водой второго контура. Для этого в первом контуре водного теплоносителя поддерживается более высокое давление, чем давление пара второго контура, подаваемого в турбину. Высокое давление воды первого контура должно исключать возможность ее закипания, и оно значительно превосходит давление во втором контуре. Максимально возможное давление теплоносителя первого контура определяется возможностью изготовления мощных корпусов и составляет 16 МПа. Условия однофазности теплоносителя на выходе из реактора определяют его температуру, она равна 325°С. Необходимый перепад температур в парогенераторе между теплоносителем и пароводяной смесью определяет температуру парообразования равной 278°С, что соответствует давлению 6,4 МПа. Начальные параметры пара перед турбиной – 6 МПа и 274°С.
     
     Рис. 3. Тепловая схема двухконтурной АЭС с реакторами ВВЭР:
     1 – деаэратор подпитки; 2 – насос подпитки; 3 – реактор; 4 – компенсатор объема теплоносителя; 5 – задвижка трубопровода; 6 – главный циркуляционный насос; 7 – парогенератор; 8 – охладитель продувной воды; 9 – питательноый насос дегазированного конденсата; 10 – деаэратор и дегазация конденсата; 11 – конденсатор отработанного пара; 12 – сепаратор пара; 13 – перегреватель пара; 14 – деаэратор конденсата и его очистка; 15 – насос конденсата; 16 – бак очищенной и осветленной питательной воды; 17 – насос питательной воды второго контура; 18 – ионообменные фильтры; 19 – осветитель питательной воды второго контура; 20 – насос продувочной воды; 21 – охладитель воды втрого контура; 22 – расширитель воды второго контура; 23 – бак активного конденсата; 24 – хранение жидких отходов; 25 – выпарные установки; 26 – бак чистого конденсата.
     По двухконтурной схеме работают все АЭС Украины, основу которых составляют ядерные энергетические реакторы с водой под давлением ВВЭР-1000. На рис. 3 представлена тепловая схема двухконтурной АЭС с реактором ВВЭР. Теплоноситель (вода первого контура при температуре 278°С под давлением 16 МПа) нагревается в активной зоне реактора 3 до температуры 325°С и по трубопроводам, снабженным задвижкой 5, поступает в парогенератор 7. В парогенераторе теплоноситель передает тепло рабочему телу второго контура и с помощью главного циркуляционного насоса (ГЦН) 6 возвращается в ядерный реактор. Компенсатор объема 4 компенсирует тепловое расширение теплоносителя при разогреве и расхолаживании ядерного реактора. Пар, образованный в парогенераторе, подается в цилиндр высокого давления (ЦВД) турбины, совершает работу и увлажняется. После ЦВД пар пропускается через сепаратор 12 (для отделения влаги), перегреватель 1 и направляется в цилиндр низкого давления (ЦНД) турбоагрегата. Конденсат из сепаратора поступает на дегазацию в деаэратор 10.
     Перегрев пара в перегревателе 1 осуществляется острым паром, отобранным из парогенератора 7. Отработанный в турбоагрегате пар конденсируется в конденсаторе 11 и с помощью конденсатного насоса 15 через конденсатоочистку 14 и регенеративные подогреватели низкого давления (ПНД) направляется на дегазацию в деаэратор 10. Конденсация отработанного пара в конденсаторе 11 осуществляется его охлаждением технической водой из моря, реки, пруда-охладителя или в градирне. Регенеративный подогрев питательной воды увеличивает к.п.д. АЭС за счет отвода теплоты от пара в турбине и передачи ее питательной воде. Очистка всего конденсата 2-го контура в деаэраторе 10 от растворенных в нем газов происходит за счет вскипания при подогреве паром от ЦВД турбины. Дегазированный конденсат собирается в баке деаэратора и с помощью питательного насоса 9 через регенеративные подогреватели высокого давления (ПВД) направляется в парогенератор 7. Подогрев питательной воды в ПВД осуществляется паром от ЦВД турбины. Образовавшийся конденсат направляется на дегазацию в деаэратор 10 [3].
     
Атомные станции теплоснабжения(АСТ)
     Атомные станции теплоснабжения - атомная станция, вырабатывающие только тепловую энергию.
     Создание атомных станций теплоснабжения стало специфическим этапом в ядерной энергетике. Его содержанием стала разработка качественно новых подходов в обеспечении безопасности атомных станций и создание на базе этих подходов ядерной установки для теплоснабжения крупных жилых агломераций. В конце 80-х годов сооружение двух таких станций было близко к завершению под Нижним Новгородом и Воронежем, но волна антиядерных настроений остановила их строительство. Парадоксальность ситуации состоит в том, что использованные в этих проектах свойства самозащищенности реактора и пассивные системы и средства безопасности составляют сегодня основу безопасности новых поколений станций следующего столетия во всем мире. Детальное изучение этого проекта экспертами из 13 стран в 1988 году подтвердило высокую безопасность установки. Общая концепция ACT была разработана в 1975-1978 годах, и первоначальный срок пуска блоков был ориентирован на 1985 год [4].
     Атомная станция теплоснабжения (АСТ) состоит из нескольких автономных блоков единичной мощностью по 500 МВт каждый и способна вырабатывать 860 Гкал/ч тепла в виде воды с температурой 150°С и давлением 20 атм для отопления и горячего водоснабжения жилого района с населением 350 тыс. человек. В атомной станции теплоснабжения используется водо-водяной реактор, в котором замедлителем нейтронов и теплоносителем является обычная вода.
     Использование реактора как источника низкопотенциального тепла дает возможность значительно понизить его параметры:
     трехконтурная схема передачи тепла от реактора к потребителю;
     первый контур полностью герметичен и находится внутри корпуса реактора, циркуляция по контуру – естественная;
     второй контур герметичен, циркуляция по контуру принудительная при нормальной работе и естественная – в аварийных режимах. Включает в себя паровой компенсатор объема с предохранительным устройством;
     циркуляция по третьему (сетевому) контуру – принудительная. На сетевом контуре предусмотрен байпас с регулирующим клапаном для изменения параметров сетевой воды;
     давление в сетевом контуре выше, чем во втором по сравнению с параметрами реактора ВВЭР: рабочее давление первого контура уменьшено в 8 раз (20 атм), температура воды понижена с 300 до 200°С, энергонапряженность активной зоны снижена в 4 раза. 
     
           
     Рис. 4. Принципиальная схема реактора.
     Особенностью конструкции реактора АСТ является размещение теплообменников первого и второго контуров в зазоре между прочным герметичным корпусом реактора и внутрикорпусной шахтой, разделяющей потоки горячей воды из активной зоны и потоки охлажденной воды после теплообмена (рис. 4). Нагретая в активной зоне вода, как более легкая, поднимается внутри шахты в верхнюю часть реактора, направляется к теплообменникам и, охлаждаясь при передаче тепла воде второго контура, опускается в промежутке между шахтой и корпусом вниз на вход в активную зону.
     Все топливные кассеты активной зоны снабжены тяговыми трубами, которые являются их продолжением. Это обеспечивает распределение расхода воды через активную зону по топливным кассетам в соответствии с их мощностью. Непрекращающаяся и не зависящая от внешних источников энергии естественная циркуляция воды в корпусе реактора обеспечивает надежный теплосъем с активной зоны в условиях нормальной эксплуатации, ее охлаждение в аварийных режимах и позволяет отказаться от использования главных циркуляционных насосов в первом контуре теплоносителя.
     
     Рис. 5. Система барьеров, исключающая поступление радиоактивности к потребителю через тепловую сеть: установка выводится из действия при достижении активности в промежуточном контуре 10 ПДК; дополнительный барьер – давление промежуточного контура (1,2 МПа) меньше давления сети (2,0 МПа); вода сетевого контура чище в радиационном отношении, чем вода открытых водоемов.
     Реакторная установка атомной станции теплоснабжения передает тепло потребителю по трехконтурной схеме теплообмена. Первый контур циркуляции теплоносителя внутри корпуса реактора предназначен для передачи тепла от активной зоны воде второго контура. Второй (промежуточный) контур предназначен для передачи тепла в третий (сетевой) контур и снабжен принудительной циркуляцией теплоносителя. Третий (сетевой) контур осуществляет подачу тепла потребителю, циркуляция сетевой воды производится с помощью насосов (рис. 5) [5].
     
Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ)
     Атомная теплоэлектроцентраль - атомная электростанция, предназначенная для производства электрической энергии и тепла. По схеме стационарной атомной теплоэлектроцентрали была создана Билибинская АТЭЦ с четырьмя блоками электрической мощностью по 12 МВт. Технологическая схема Билибинской АТЭЦ была упрощена (без перегрева пара и с естественной циркуляцией теплоносителя), что позволило обеспечить надежное энергоснабжение изолированной энергосистемы.
     Проектом атомной теплоэлектростанции (АТЭС) малой мощности на базе плавучего энергоблока (ПЭБ) с двумя реакторными установками КЛТ-40С вплотную занялись с 1994 года. К тому времени проект плавучей АЭС был наиболее проработан, а используемая в нем реакторная установка являлась усовершенствованной модификацией реактора, широко используемого в отечественном ледокольном флоте. Помимо ПЭБа, в состав АТЭС малой мощности входят гидротехнические сооружения для установки ПЭБа у берега и береговые сооружения и устройства, обеспечивающие распределение и передачу электрической и тепловой энергии потребителям. При суммарной тепловой мощности реакторов 300 МВт энергоблок способен выдавать 70 МВт электрической мощности. Атомная теплоэлектростанция имеет два назначения: она способна обеспечить не только электричеством, но и теплом город с населением 15000-20000 человек. Для этого достаточно предусмотреть теплотрассу и специальный пирс со стандартной системой коммуникаций [6].
     Ядерное топливо применяют для комбинированного производства тепловой и электрической энергии на атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ) с различными контурами циркуляции. На рис. 6 приведена принципиальная трехконтурная тепловая схема АТЭЦ с подачей теплоты от реакторного теплоносителя в теплофикационный контур.
     Контур 1. В атомном реакторе 1 образуется значительная тепловая энергия, которая позволяет нагреть теплоноситель до высоких параметров (t ? 450 °С). Из атомного реактора высокотемпературный теплоноситель циркуляционным насосом 2 подается в атомный парогенератор 3. Поверхность нагрева парогенератора представляет собой систему змеевиков 4 малого диаметра, внутри которых при высоком давлении течет теплоноситель. Поверхность нагрева помещена в вертикальный или горизонтальный корпус, куда питательным насосом 5 подводится другой теплоноситель – вода, которая нагревается до кипения, в результате чего в парогенераторе образуется водяной пар.
     Так для парогенератора ВВЭР-1000: паропроизводительность составляет 1469 т/ч, давление насыщенного пара – 6,4 МПа, длина корпуса – 15 м, внутренний диаметр корпуса – 4 м, поверхность нагрева змеевиков – 5200 м2, число трубок змеевиков – 15 648 шт., диаметр трубок змеевиков – 12 мм, средняя длина трубок – 8,9 м, скорость теплоносителя в трубках – 4,9 м/с.
                        
     Рис. 6. Принципиальная тепловая схема АТЭЦ:
     1 – атомный реактор; 2 – циркуляционный насос; 3 – парогенератор; 4 – змеевики парогенератора; 5 – питательный насос; 6 – паровая турбина; 7 – электрогенератор; 8, 12 – конденсатор; 9 – технологическое производство; 10, 11– паровые подогреватели; 13 – сетевой насос; 14 – потребитель. 
     Контур 2. Из парогенератора одна часть сухого насыщенного пара по паропроводу идет в паровую турбину 6, где потенциальная энергия пара вначале переходит в механическую энергию вращения турбины, а затем в электрическую энергию в электрогенераторе 7, который соединен с турби- ной на одной оси. Остаточный пар из паровой турбины проходит через конденсатор 8, где охлаждается до состояния жидкости (конденсата), и идет в обратную магистраль к питательному насосу 5. Другая часть пара из парогенератора по паропроводу подводится к технологическому производству 9 и к паровым сетевым водонагревателям 10 и 11. Конденсат от технологического производства и конденсатора 12 также возвращается в обратную магистраль к питательному насосу 5, отку- да вода вновь нагнетается в парогенератор 3. 
     Контур 3. Обратная сетевая вода насосом 13 прокачивается через па- ровые сетевые подогреватели воды 11 и 10 и по подающему трубопроводу направляется к потребителю 14 на отопление, вентиляцию и горячее водо- снабжение [7].

     
Достоинства и недостатки
     Достоинства атомных станций:
     * Отсутствие вредных выбросов;
     * Выбросы радиоактивных веществ в несколько раз меньше угольной электрической станции аналогичной мощности (зола угольных ТЭС содержит процент урана и тория, достаточный для их выгодного извлечения);
     * Небольшой объём используемого топлива и возможность его повторного использования после переработки;
     * Высокая мощность: 1000—1600 МВт на энергоблок;
     * Низкая себестоимость энергии, особенно тепловой.
     
     Недостатки атомных станций:
     * Облучённое топливо опасно, требует сложных и дорогих мер по переработке и хранению;
     * Нежелателен режим работы с переменной мощностью для реакторов, работающих на тепловых нейтронах;
     * Последствия возможного инцидента крайне тяжелые, хотя его вероятность достаточно низкая;
     * Большие капитальные вложения, как удельные, на 1 МВт установленной мощности для блоков мощностью менее 700—800 МВт, так и общие, необходимые для постройки станции, её инфраструктуры, а также в случае возможной ликвидации.
     
     
     
     
     
     
     
     
Заключение
     В атомной энергетике накоплен большой объем информации об эксплуатации ядерных реакторов, разработаны национальные базы данных действующих ядерных установок, определены критерии оценки их состояния и повышения производительности. Рожденная из прикладных задач обеспечения обороноспособности и создания ядерного щита государств, атомная энергетика стала основой энергетической технологии высокой надежности. Ни одна отрасль, включая космическую и авиапромышленность, не обладает такой глубокой комплексной эшелонированной защитой от возможных аварий. 
     В связи с широкомасштабным развитием атомной энергетики приоритетными стали работоспособность, эффективность и надежность эксплуатации выбранных типов ядерных реакторов, которые существуют уже тридцать лет. В конструкции таких реакторов, у которых вероятность тяжелой аварии оценивается величиной 10-4–10-5  реакторо-год, внедряются инновационные технологии. 
     Получившие название эволюционных, эти реакторы продолжают строить с использованием уже имеющихся технологий и конструкторских решений. Для предотвращения тяжелых аварий на эволюционных ядерных реакторах нужно обеспечить высокую безопасность, жесткую дисциплину и постоянное напряжение оперативного и административного персонала. Современные ядерные реакторы не могут эксплуатироваться без участия оператора, и человеческий фактор вносит существенный вклад в вероятность аварии. 
     Атомная энергетика является долговременной технически обоснованной альтернативой энергетического обеспечения. Многие страны мира пересматривают энергетические стратегии и принимают политические решения о реализации национальных ядерных программ, предусматривая многократное увеличение мощностей АЭС. 
     В развитии мировой энергетики на стыке ХХ–ХХI веков четко проявилась тенденция к слиянию объединенных энергосистем в крупные энергосистемные образования (ЭО), имеющие как общенациональный, так и транснациональный характер. Обширный спектр производителей электроэнергии, входящих в ЭО, позволяет повышать надежность и эффективность энергоснабжения, создавать конкурентную среду на межгосударственных рынках электрической энергии и мощности.
     
Список использованных 
     1. Кесслер Г. Ядерная энергетика. – М.: Энергоатомиздат, 1986. – 264 с.
     2. Нигматулин И.Н., Нигматулин Б.И. Ядерные энергетические установки. – М.: Энергоатомиздат, 1986. – 168 с.
     3.  и атомные  станции. Справочник  ред. В.
     Григорьева и .М. Зорина.-: Энергия.
     4. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. - М., 1984. - 304 с.
     5. Стреман Л.С., Шарков А.Т., Тевлин С.А. Тепловые и атомные электростанции. - М., 1984. - 456 с.
     6. Елизаров Д.П. Теплоэнергетические установки электростанций: Учебник для вузов / Д.П. Елизаров. – М.: Энергоиздат, 1982. – 264 с
     7. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. - М., 1984. - 280 с.
.......................