Сообщение на тему атомные электростанции по физике. Атомные электростанции

Атомные электростанции

Подготовила ученица 11А класса

МБОУ СОШ №70

Андреева Анна 2014г.

Введение

История создания

Устройство и «знаменитости»

1 Принцип работы

2 Классификация

3 Известные атомные электростанции

1 Достоинства

2 Недостатки

3 Есть ли будущее у АЭС?

Список литературы

Введение

Об энергии и топливе

Атомная электростанция (АЭС) - ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор (реакторы) и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимыми работниками (персоналом).

Деление атомного ядра может произойти самопроизвольно или при попадании в него элементарной частицы. Самопроизвольный распад в ядерной энергетике не используется из-за очень низкой его интенсивности.

В качестве делящегося вещества в настоящее время могут использоваться изотопы урана - уран-235 и уран-238, а также плутоний-239.

В ядерном реакторе происходит цепная реакция. Ядра урана или плутония распадаются, при этом образуются два-три ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяется энергия и образуются два или три нейтрона, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией (величина этой энергии должна лежать в определенном диапазоне: более медленная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него). Например, Уран-238 делится только быстрыми нейтронами. При его делении выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых нейтрона. Вследствие того, что эти быстрые нейтроны замедляются в веществе урана-238 до скоростей, неспособных вызвать деление ядра урана-238, цепная реакция в уране-238 протекать не может.

1. История создания

Во второй половине 40-х гг., ещё до окончания работ по созданию первой советской атомной бомбы (её испытание состоялось 29 августа 1949 года), советские учёные 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 посёлка Обнинское Калужской области начались работы по строительству первой в мире АЭС.

Первая в мире промышленная атомная электростанция мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 года в СССР, в городе Обнинск, расположенном в Калужской области. В 1958 году была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт, впоследствии полная проектная мощность была доведена до 600 МВт. В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 года генератор 1-й очереди дал ток потребителям. В сентябре 1964 года был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 365 МВт запущен в декабре 1969 года. В 1973 году запущена Ленинградская АЭС.

За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 году в Колдер-Холле (Великобритания). Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).

мая 1989 года на учредительной ассамблее в Москве, было объявлено об официальном образовании Всемирной ассоциации операторов атомных электростанций (англ. WANO), международной профессиональной ассоциации, объединяющей организации, эксплуатирующие АЭС, во всём мире. Ассоциация поставила перед собой амбициозные задачи по повышению ядерной безопасности во всём мире, реализуя свои международные программы.

2. Устройство и «знаменитости»

1 Принцип работы

На рисунке показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура (теплоноситель - жидкое или газообразное вещество, проходящее через объем активной зоны). 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.

Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер.

Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя могут применяться также расплавы металлов: натрий, свинец, сплав свинца с висмутом и др. Использование жидкометаллических теплоносителей позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в жидкометаллическом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции

Таким образом, на АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии: ядерная энергия переходит в тепловую, тепловая - в механическую, механическая - в электрическую.

2 Классификация

В одноконтурной схеме (Рис. 2 а) пар вырабатывается непосредственно в реакторе и поступает в паровую турбину, вал которой соединен с валом генератора. Отработавший пар в турбине конденсируется в конденсаторе, и питательным насосом подается снова в реактор. Таким образом, в этой схеме теплоноситель является одновременно и рабочим телом. Преимуществом одноконтурных АЭС является их простота и меньшая стоимость оборудования по сравнению с АЭС, выполненными по другим схемам, а недостатком - радиоактивность теплоносителя, что выдвигает дополнительные требования при проектировании и эксплуатации паротурбинных установок АЭС.

Рис. 2 а - одноконтурная; б - двухконтурная; в - трехконтурная; 1 - реактор; 2 - паровая турбина; 3 - электрический генератор; 4 - конденсатор; 5 - питательный насос; 6 - циркуляционный насос; 7 - компенсатор объема; 8 - парогенератор; 9 - промежуточный теплообменник

В двухконтурной тепловой схеме АЭС (Рис. 2 б) контуры теплоносителя и рабочего тела разделены. Контур теплоносителя, прокачиваемого через реактор и парогенератор циркуляционным насосом, называют первым или реакторным, а контур рабочего тела - вторым. Оба контура замкнутые, и обмен теплотой между теплоносителем и рабочим телом осуществляется в парогенераторе. Турбина, входящая в состав второго контура, работает в условиях отсутствия радиационной активности, что упрощает ее эксплуатацию. В реакторах на быстрых нейтронах исключается использование материалов, хорошо замедляющих нейтроны, поэтому в качестве теплоносителя применяется не вода, а расплавленный натрий, который в очень малой степени замедляет нейтроны и, обладая хорошими теплофизическими свойствами, обеспечивает эффективную передачу теплоты. К недостаткам натрия как теплоносителя его повышенное химическое взаимодействие с водой и паром и большая наведенная активность при облучении нейтронами в реакторе. Поэтому, чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой или паром, создают промежуточный контур.

В трехконтурных схемах АЭС (Рис. 2в) радиоактивный теплоноситель первого контура (жидкий натрий) насосом прокачивается через реактор и промежуточный теплообменник, в котором он отдает теплоту нерадиоактивному теплоносителю, прокачиваемому по промежуточному контуру теплообменник - парогенератор. Контур рабочего тела аналогичен двухконтурной схеме АЭС. Второй контур исключает возможное взаимодействие радиоактивного натрия с водой при появлении неплотностей в теплообменных стенках парогенератора. Введение этого контура приводит к дополнительному увеличению капитальных затрат на 15 - 20 %, однако повышает надежность и безопасность работы станции.

3 Известные атомные электростанции

Балаковская АЭС - атомная электростанция, расположенная в 8 км от города Балаково Саратовской области, на левом берегу Саратовского водохранилища. Является крупнейшей АЭС в России по выработке электроэнергии - более 30 млрд кВт·ч ежегодно, что обеспечивает четверть производства электроэнергии в Приволжском федеральном округе и составляет пятую часть выработки всех АЭС России. Среди крупнейших электростанций всех типов в мире занимает 51-ю позицию. Первый энергоблок БалАЭС был включен в Единую энергосистему СССР в декабре 1985 года, четвёртый блок в 1993 году стал первым введённым в эксплуатацию в России после распада СССР.

Обнинская АЭС - атомная электростанция, расположенная в городе Обнинске Калужской области. Является первой в мире промышленной атомной станцией, подключенной в единую энергетическую сеть. В настоящее время Обнинская АЭС выведена из эксплуатации. Её реактор был заглушен 29 апреля 2002 года, успешно проработав почти 48 лет. Остановка реактора была вызвана научно-технической нецелесообразностью его дальнейшей эксплуатации. Обнинская АЭС является первой остановленной атомной электростанцией в России.

Атомная станция Касивадзаки-Карива, по совместительству самая большая АЭС мира, расположена в префектуре Ниигата Японии, возле города Касивадзаки. Год начала постройки Касивадзаки-Карива - 1977, была введена в эксплуатацию в 1985 году. АЭС Касивадзаки Карива - включает в себя на текущий момент семь реакторов. Общая мощность самой большой АЭС мира и Японии Касивадзаки-Карива составляет 8 212 МВт. Эта мощность, к примеру, выше почти в два раза, чем вся суммарная мощность АЭС Индии, находящейся на шестом месте в мире по числу реакторов.

3. Итоги

1 Достоинства

Главное преимущество атомных электростанций - практическая независимость от источников топлива из-за небольшого объёма его использования. Расходы на перевозку ядерного топлива, в отличие от традиционного, ничтожны. В России это особенно важно в европейской части, так как доставка угля из Сибири слишком дорога.

Огромным преимуществом АЭС является её относительная экологическая чистота. На ТЭС суммарные годовые выбросы вредных веществ, в которые входят сернистый газ, оксиды азота, оксиды углерода, углеводороды, альдегиды и золовая пыль составляют от примерно 13 000 тонн в год на газовых и до 165 000 тонн на пылеугольных ТЭС. Подобные выбросы на АЭС полностью отсутствуют.

ТЭС мощностью 1000 МВт потребляет 8 миллионов тонн кислорода в год для окисления топлива, АЭС же не потребляют кислорода вообще. Кроме того, больший удельный выброс радиоактивных веществ даёт угольная станция.

Также некоторые АЭС отводят часть тепла на нужды отопления и горячего водоснабжения городов, что снижает непродуктивные тепловые потери, существуют действующие и перспективные проекты по использованию «лишнего» тепла в энергобиологических комплексах (рыбоводство, выращивание устриц, обогрев теплиц и пр.).

Особенно заметно преимущество АЭС в стоимости производимой электроэнергии во время так называемых энергетических кризисов, начавшихся с начала 70-х годов. Падение цен на нефть автоматически снижает конкурентоспособность АЭС.

3.2 Недостатки

Однако, несмотря на относительную экологическую чистоту, любая АЭС оказывает влияние на окружающую среду по трем направлениям:

· газообразные (в том числе радиоактивные) выбросы в атмосферу;

· выбросы большого количества тепла;

Наибольшую опасность представляет возможность аварии на АЭС, которая имеет тяжелейшие последствия. Вследствие сильнейшего тепловыделения может произойти расплавление активной зоны реактора и попадание радиоактивных веществ в окружающую среду. Если в реакторе имеется вода, то в случае такой аварии она будет разлагаться на водород и кислород, что приведет к взрыву гремучего газа в реакторе и достаточно серьезному разрушению не только реактора, но и всего энергоблока с радиоактивным заражением местности.

Чтобы защитить людей и атмосферу от радиоактивных выбросов, на атомных электростанциях принимают специальные меры:

· улучшение надежности оборудования АЭС,

· дублирование уязвимых систем,

· высокие требования к квалификации персонала,

· защита и охрана от внешних воздействий.

· окружение АЭС санитарно-защитной зоной

3 Есть ли будущее у АЭС?

Академик Анатолий Александров считал, что «ядерная энергетика крупных масштабов явится величайшим благом для человечества и разрешит целый ряд острых проблем».

Альтернативные способы получения энергии за счёт энергии приливов, ветра, Солнца, геотермальных источников и др. на данный момент уступают по производительности традиционной энергетике. Эти виды получения энергии негативно влияют на туризм, некоторые приливные электростанции вызывают нарекания у виндсёрферов. Кроме того, при групповом использовании ветрового поля ветряки создают низкочастотную вибрацию, от которой могут страдать животные.

В настоящее время разрабатываются международные проекты ядерных реакторов нового поколения, например ГТ-МГР, которые обещают повысить безопасность и увеличить КПД АЭС.

Россия приступила к строительству первой в мире плавающей АЭС, позволяющей решить проблему нехватки энергии в отдалённых прибрежных районах страны.

США и Япония ведут разработки мини-АЭС, с мощностью порядка 10-20 МВт для целей тепло- и электроснабжения отдельных производств, жилых комплексов, а в перспективе - и индивидуальных домов. С уменьшением мощности установки растёт предполагаемый масштаб производства. Малогабаритные реакторы (например, Hyperion АЭС) создаются с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества.

Ещё более интересной, хотя и относительно отдалённой перспективой выглядит использование энергии ядерного синтеза. Термоядерные реакторы, по расчётам, будут потреблять меньше топлива на единицу энергии, и как само это топливо (дейтерий, литий, гелий-3), так и продукты их синтеза не радиоактивны и, следовательно, экологически безопасны.

В настоящее время при участии России, США, Японии и Евросоюза на юге Франции в Кадараше ведётся строительство международного экспериментального термоядерного реактора ITER.

атомный электростанция реактор

Список литературы

1. В.А. Иванов «Эксплуатация АЭС», учебник, 1994 год;

Т.X. Маргулова «Атомные электрические станции», учеб., 5- изд., 1994г.

А́ТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТА́НЦИЯ (АЭС), элек­тро­стан­ция, на ко­то­рой для по­лу­че­ния элек­тро­энер­гии ис­поль­зу­ет­ся те­п­ло­та, вы­де­ляю­щая­ся в ядер­ном ре­ак­то­ре в ре­зуль­та­те кон­тро­ли­руе­мой цеп­ной ре­ак­ции де­ле­ния ядер тя­жё­лых эле­мен­тов (в осн. $\ce{^{233}U, ^{235}U, ^{239}Pu}$ ). Те­п­ло­та, об­ра­зую­щая­ся в ак­тив­ной зо­не ядер­но­го ре­ак­то­ра, пе­ре­да­ёт­ся (не­по­сред­ст­вен­но ли­бо че­рез про­ме­жу­точ­ный те­п­ло­но­си­тель ) ра­бо­че­му те­лу (пре­им. во­дя­но­му па­ру), ко­то­рое при­во­дит в дей­ст­вие па­ро­вые тур­би­ны с тур­бо­ге­не­ра­то­ра­ми.

АЭC в принципе является аналогом обычной тепловой электростанции (ТЭС), в которой вместо топки парового котла используется ядерный реактор. Однако при сходстве принципиальных термодинамических схем ядерных и тепловых энергоустановок между ними есть и существенные различия. Основными из них являются экологические и экономические преимущества АЭС перед ТЭС: АЭС не нуждаются в кислороде для сжигания топлива; они практически не загрязняют окружающую среду сернистыми и др. газами; ядерное топливо имеет значительно более высокую теплотворную способность (при делении 1г изотопов U или Pu высвобождается 22 500 кВт∙ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 3000 кг каменного угля), что резко сокращает его объёмы и расходы на транспортировку и обращение; мировые энергетические ресурсы ядерного топлива существенно превышают природные запасы углеводородного топлива. Кроме того, применение в качестве источника энергии ядерных реакторов (любого типа) требует изменения тепловых схем, принятых на обычных ТЭС, и введения в структуру АЭС новых элементов, напр. биологич. защиты (см. Радиационная безопасность ), системы перегрузки отработанного топлива, бассейна выдержки топлива и др. Передача тепловой энергии от ядерного реактора к паровым турбинам осуществляется посредством теплоносителя, циркулирующего по герметичным трубопроводам, в сочетании с циркуляционными насосами, образующими т. н. реакторный контур или петлю. В качестве теплоносителей применяют обычную и тяжёлую воду, водяной пар, жидкие металлы, органические жидкости, некоторые газы (например, гелий, углекислый газ). Контуры, по которым циркулирует теплоноситель, всегда замкнуты во избежание утечки радиоактивности, их число определяется в основном типом ядерного реактора, а также свойствами рабочего тела и теплоносителя.

На АЭС с одноконтурной схемой (рис., а ) теплоноситель является также и рабочим телом, весь контур радиоактивен и потому окружён биологической защитой. При использовании в качестве теплоносителя инертного газа, например гелия, который не активируется в нейтронном поле активной зоны, биологическая защита необходима только вокруг ядерного реактора, поскольку теплоноситель не радиоактивен. Теплоноситель – рабочее тело, нагреваясь в активной зоне реактора, затем поступает в турбину, где его тепловая энергия преобразуется в механическую и далее в электрогенераторе – в электрическую. Наиболее распространены одноконтурные АЭС с ядерными реакторами, в которых теплоносителем и замедлителем нейтронов служит вода. Рабочее тело образуется непосредственно в активной зоне при нагревании теплоносителя до кипения. Такие реакторы называют кипящими, в мировой ядерной энергетике они обозначаются как BWR (Boiling Water Reactor). В России получили распространение кипящие реакторы с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем – РБМК (реактор большой мощности канальный). Перспективным считается использование на АЭС высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (с гелиевым теплоносителем) – ВТГР (HTGR). Кпд одноконтурных АЭС, работающих в закрытом газотурбинном цикле, может превышать 45–50%.

При двухконтурной схеме (рис., б ) нагретый в активной зоне теплоноситель первого контура передаёт в парогенераторе (теплообменнике ) тепловую энергию рабочему телу во втором контуре, после чего циркуляционным насосом возвращается в активную зону. Первичным теплоносителем может быть вода, жидкий металл или газ, а рабочим телом вода, превращающаяся в водяной пар в парогенераторе. Первый контур радиоактивен и окружается биологической защитой (кроме тех случаев, когда в качестве теплоносителя используется инертный газ). Второй контур обычно радиационно безопасен, поскольку рабочее тело и теплоноситель первого контура не соприкасаются. Наибольшее распространение получили двухконтурные АЭС с реакторами, в которых первичным теплоносителем и замедлителем служит вода, а рабочим телом – водяной пар. Этот тип реакторов обозначают как ВВЭР – водо-водяной энергетич. реактор (PWR – Power Water Reactor). Кпд АЭС с ВВЭР достигает 40%. По термодинамической эффективности такие АЭС уступают одноконтурным АЭС с ВТГР, если температура газового теплоносителя на выходе из активной зоны превышает 700 °С.

Трёхконтурные тепловые схемы (рис., в ) применяют лишь в тех случаях, когда необходимо полностью исключить контакт теплоносителя первого (радиоактивного) контура с рабочим телом; например, при охлаждении активной зоны жидким натрием его контакт с рабочим телом (водяным паром) может привести к крупной аварии. Жидкий натрий как теплоноситель применяют только в ядерных реакторах на быстрых нейтронах (FBR – Fast Breeder Reactor). Особенность АЭС с реактором на быстрых нейтронах состоит в том, что одновременно с выработкой электрической и тепловой энергии они воспроизводят делящиеся изотопы, пригодные для использования в тепловых ядерных реакторах (см. Реактор-размножитель ).

Турбины АЭС обычно работают на насыщенном или слабоперегретом паре. При использовании турбин, работающих на перегретом паре, насыщенный пар для повышения температуры и давления пропускают через активную зону реактора (по особым каналам) либо через специальный теплообменник – пароперегреватель, работающий на углеводородном топливе. Термодинамическая эффективность цикла АЭС тем выше, чем выше параметры теплоносителя, рабочего тела, которые определяются технологическими возможностями и свойствами конструкционных материалов, применяемых в контурах охлаждения АЭС.

На АЭС боль­шое вни­ма­ние уде­ля­ют очи­ст­ке те­п­ло­но­си­те­ля, по­сколь­ку имею­щие­ся в нём ес­тественные при­ме­си, а так­же про­дук­ты кор­ро­зии, на­ка­п­ли­ваю­щие­ся в про­цес­се экс­плуа­та­ции обо­ру­до­ва­ния и тру­бо­про­во­дов, яв­ля­ют­ся ис­точ­ни­ка­ми ра­дио­ак­тив­но­сти. Сте­пень чис­то­ты те­п­ло­но­си­те­ля во мно­гом оп­ре­де­ля­ет уро­вень ра­ди­ационной об­ста­нов­ки в по­ме­ще­ни­ях АЭС.

АЭС прак­ти­че­ски все­гда стро­ят вбли­зи по­тре­би­те­лей энер­гии, т. к. рас­хо­ды на транс­пор­ти­ров­ку ядер­но­го то­п­ли­ва на АЭС, в от­ли­чие от уг­ле­во­до­род­но­го то­п­ли­ва для ТЭС, ма­ло влия­ют на се­бе­стои­мость вы­ра­ба­ты­вае­мой энер­гии (обыч­но ядер­ное то­п­ли­во в энер­ге­тич. ре­ак­то­рах за­ме­ня­ют на но­вое один раз в неск. лет), а пе­ре­да­ча как элек­трической, так и те­п­ло­вой энер­гии на боль­шие рас­стоя­ния за­мет­но по­вы­ша­ет их стои­мость. АЭС со­ору­жа­ют с под­вет­рен­ной сто­ро­ны от­но­си­тель­но бли­жай­ше­го на­се­лён­но­го пунк­та, во­круг неё соз­да­ют са­ни­тар­но-за­щит­ную зо­ну и зо­ну на­блю­де­ния, где про­жи­ва­ние на­се­ле­ния не­до­пус­ти­мо. В зо­не на­блю­де­ния раз­ме­ща­ют кон­троль­но-из­ме­ри­тель­ную ап­па­ра­ту­ру для по­сто­ян­но­го мо­ни­то­рин­га ок­ру­жаю­щей сре­ды.

АЭС – ос­но­ва ядер­ной энер­ге­ти­ки . Глав­ное их на­зна­че­ние – про­изводство элек­тро­энер­гии (АЭС кон­ден­са­ци­он­но­го ти­па) или ком­би­нированное про­изводство элек­тро­энер­гии и те­п­ла (атом­ные те­п­ло­элек­тро­цен­тра­ли – АТЭЦ). На АТЭЦ часть от­ра­бо­тав­ше­го в тур­би­нах па­ра от­во­дит­ся в т. н. се­те­вые те­п­ло­об­мен­ни­ки для на­гре­ва­ния во­ды, цир­ку­ли­рую­щей в замк­ну­тых се­тях те­п­ло­снаб­же­ния. В отдельных слу­ча­ях те­п­ло­вая энер­гия ядер­ных ре­ак­то­ров мо­жет ис­поль­зо­вать­ся толь­ко для нужд те­п­ло­фи­ка­ции (атом­ные стан­ции те­п­ло­снаб­же­ния – АСТ). В этом слу­чае на­гре­тая во­да из те­п­ло­об­мен­ни­ков пер­во­го-вто­ро­го кон­ту­ров по­сту­па­ет в се­те­вой те­п­ло­об­мен­ник, где от­да­ёт те­п­ло се­те­вой во­де и за­тем воз­вра­ща­ет­ся в кон­тур.

Од­но из пре­иму­ществ АЭС по срав­не­нию с обыч­ны­ми ТЭС – их вы­со­кая эко­ло­гич­ность, со­хра­няю­щая­ся при ква­ли­фи­цир. экс­плуа­та­ции ядер­ных ре­ак­то­ров. Су­ще­ст­вую­щие барь­е­ры ра­ди­ационной безо­пас­но­сти АЭС (обо­лоч­ки твэ­лов, кор­пус ядер­но­го ре­ак­то­ра и т. п.) пред­от­вра­ща­ют за­гряз­не­ние те­п­ло­но­си­те­ля ра­дио­ак­тив­ны­ми про­дук­та­ми де­ле­ния. Над ре­ак­тор­ным за­лом АЭС воз­во­дит­ся за­щит­ная обо­лоч­ка (кон­тей­мент) для ис­клю­че­ния по­па­да­ния в ок­ру­жаю­щую сре­ду ра­дио­ак­тив­ных ма­те­риа­лов при са­мой тя­жё­лой ава­рии – раз­гер­ме­ти­за­ции пер­во­го кон­ту­ра, рас­плав­ле­нии ак­тив­ной зо­ны. Под­го­тов­ка пер­со­на­ла АЭС пре­ду­смат­ри­ва­ет обу­че­ние на специальных тре­на­жё­рах (ими­та­то­рах АЭС) для от­ра­бот­ки дей­ст­вий как в штат­ных, так и в ава­рий­ных си­туа­ци­ях. На АЭС име­ется ряд служб, обес­пе­чи­ваю­щих нор­маль­ное функ­цио­ни­ро­ва­ние стан­ции, безо­пас­ность её пер­со­на­ла (напр., до­зи­мет­рический кон­троль, обес­пе­че­ние са­ни­тар­но-ги­гие­нических тре­бо­ва­ний и др.). На тер­ри­то­рии АЭС соз­да­ют временные хра­ни­ли­ща для све­же­го и от­ра­бо­тан­но­го ядер­но­го то­п­ли­ва, для жид­ких и твёр­дых ра­дио­ак­тив­ных от­хо­дов, по­яв­ляю­щих­ся при её экс­плуа­та­ции. Всё это при­во­дит к то­му, что стои­мость ус­та­нов­лен­но­го ки­ло­ват­та мощ­но­сти на АЭС бо­лее чем на 30% пре­вы­ша­ет стои­мость ки­ло­ват­та на ТЭС. Од­на­ко стои­мость от­пус­кае­мой по­тре­би­те­лю энер­гии, вы­ра­бо­тан­ной на АЭС, ни­же, чем на ТЭС, из-за очень ма­лой до­ли в этой стои­мо­сти то­п­лив­ной со­став­ляю­щей. Вслед­ст­вие вы­со­кой эко­но­мич­но­сти и осо­бен­но­стей ре­гу­ли­ро­ва­ния мощ­но­сти АЭС обыч­но ис­поль­зу­ют в ба­зо­вых ре­жи­мах, при этом ко­эффициент ис­поль­зо­ва­ния ус­та­нов­лен­ной мощ­но­сти АЭС мо­жет пре­вы­шать 80%. По ме­ре уве­ли­че­ния до­ли АЭС в об­щем энер­ге­тическом ба­лан­се ре­гио­на они мо­гут ра­бо­тать и в ма­нёв­рен­ном ре­жи­ме (для по­кры­тия не­рав­но­мер­но­стей на­груз­ки в ме­ст­ной энер­го­сис­те­ме). Спо­соб­ность АЭС ра­бо­тать дли­тель­ное вре­мя без сме­ны то­п­ли­ва по­зво­ля­ет ис­поль­зо­вать их в уда­лён­ных ре­гио­нах. Раз­ра­бо­та­ны АЭС, ком­по­нов­ка обо­ру­до­ва­ния ко­то­рых ос­но­ва­на на прин­ци­пах, реа­ли­зуе­мых в су­до­вых ядер­ных энер­ге­тич. ус­та­нов­ках (см. Ато­мо­ход ). Та­кие АЭС мож­но раз­мес­тить, напр., на бар­же. Пер­спек­тив­ны АЭС с ВТГР, вы­ра­ба­ты­ваю­щие те­п­ло­вую энер­гию для осу­ще­ст­в­ле­ния тех­но­ло­гических про­цес­сов в ме­тал­лур­гическом, хи­мическом и неф­тяном про­из­вод­ст­вах, при га­зи­фи­ка­ции уг­ля и слан­цев, в про­изводстве син­те­тического угле­во­до­род­но­го то­п­ли­ва. Срок экс­плуа­та­ции АЭС 25–30 лет. Вы­вод АЭС из экс­плуа­та­ции, де­мон­таж ре­ак­то­ра и ре­куль­ти­ва­ция её пло­щад­ки до со­стоя­ния «зе­лё­ной лу­жай­ки» – слож­ное и до­ро­го­стоя­щее ор­га­ни­за­ци­он­но-тех­ническое ме­ро­прия­тие, осу­ще­ст­в­ляе­мое по раз­ра­ба­ты­вае­мым в ка­ж­дом кон­крет­ном слу­чае пла­нам.

Первая в мире действующая АЭС мощностью 5000 кВт пущена в России в 1954 в г. Обнинск. В 1956 вступила в строй АЭС в Колдер-Холле в Великобритании (46 МВт), в 1957 – АЭС в Шиппингпорте в США (60 МВт). В 1974 пущена первая в мире АТЭЦ – Билибинская (Чукотский автономный окр.). Массовое строительство крупных экономичных АЭС началось во 2-й пол. 1960-х гг. Однако после аварии (1986) на Чернобыльской АЭС привлекательность ядерной энергетики заметно снизилась, а в ряде стран, имеющих достаточные собственные традиционные топливно-энергетические ресурсы или доступ к ним, строительство новых АЭС фактически прекратилось (Россия, США, Великобритания, ФРГ). В начале 21в., 11.3.2011 в Тихом океане у восточного побережья Японии в результате сильнейшего землетрясения магнитудой от 9,0 до 9,1 и последовавшего за ним цунами (высота волн достигала 40,5 м) на АЭС « Фукусима1 » (посёлок Окума, префектура Фукусима) произошла крупнейшая техногенная катастрофа – радиационная авария максимального 7-го уровня по Международной шкале ядерных событий. Удар цунами вывел из строя внешние средства электроснабжения и резервные дизельные генераторы, что явилось причиной неработоспособности всех систем нормального и аварийного охлаждения и привело к расплавлению активной зоны реакторов на энергоблоках 1, 2 и 3 в первые дни развития аварии. В декабре 2013 АЭС была официально закрыта. По состоянию на первую половину 2016 высокий уровень излучения делает невозможной работу не только людей в реакторных зданиях, но и роботов, которые из-за высокого уровня радиации выходят из строя. Планируется, что вывоз пластов почвы в специальные хранилища и её уничтожение займут 30 лет.

31 страна мира использует АЭС. На 2015 действует ок. 440 ядерных энергетических реакторов (энергоблоков) суммарной мощностью более 381 тыс. МВт (381 ГВт). Ок. 70 атомных реакторов находятся в стадии строительства. Мировым лидером по доле в общей выработке электроэнергии является Франция (второе место по установленной мощности), в которой ядерная энергетика составляет 76,9%.

Крупнейшая АЭС в мире на 2015 (по установленной мощности) – Касивадзаки-Карива (г. Касивадзаки, префектура Ниигата, Япония). В эксплуатации находятся 5 кипящих ядерных реакторов (BWR) и 2 улучшенных кипящих ядерных реактора (ABWR), суммарная мощность которых составляет 8212 МВт (8,212 ГВт).

Крупнейшая АЭС в Европе – Запорожская АЭС (г. Энергодар, Запорожская область, Украина). С 1996 работают 6 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР-1000 суммарной мощностью 6000 МВт (6 ГВт).

США и Япония ведут разработки мини-АЭС, мощностью порядка 10–20 МВт для тепло- и электроснабжения отдельных производств, жилых комплексов, а в перспективе – и индивидуальных домов. Малогабаритные реакторы создаются с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества.

В России на 2015 действует 10 АЭС, на которых эксплуатируются 34 энергоблока общей мощностью 24 643 МВт (24,643 ГВт), из них 18 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР (из них 11 энергоблоков ВВЭР-1000 и 6 энергоблоков ВВЭР-440 различных модификаций); 15 энергоблоков с канальными реакторами (11 энергоблоков с реакторами типа РБМК-1000 и 4 энергоблока с реакторами типа ЭГП-6 – Энергетический Гетерогенный Петлевой реактор с 6 петлями циркуляции теплоносителя, электрической мощностью 12 МВт); 1 энергоблок с реактором на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением БН-600 (в процессе ввода в промышленную эксплуатацию находится 1 энергоблок БН-800). Согласно Федеральной целевой программе «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России», к 2025 доля электроэнергии, выработанной на атомных электростанциях РФ, должна увеличиться с 17 до 25% и составить ок. 30,5 ГВт. Планируется построить 26 новых энергоблоков, 6 новых АЭС, две из которых – плавучие (табл. 2).

Проектируемые АЭС в РФ

С 2008 по новому проекту АЭС-2006 (проект российской атомной станции нового поколения «3+» с улучшенными технико-экономическими показателями) строится Нововоронежская АЭС-2 (близ Нововоронежской АЭС), на которой предусматривается использование реакторов ВВЭР-1200. Ведётся сооружение 2 энергоблоков общей мощностью 2400 МВт, в дальнейшем планируется построить ещё 2. Пуск первого блока (блок № 6) Нововоронежской АЭС-2 состоялся в 2016, второго блока № 7 запланирован на 2018.

Балтийская АЭС предусматривает использование реакторной установки ВВЭР-1200 мощностью 1200 МВт; энергоблоков – 2. Суммарная установленная мощность 2300 МВт. Ввод в эксплуатацию первого блока планируется в 2020. Федеральным агентством по атомной энергии России ведётся проект по созданию плавучих атомных электростанций малой мощности. Строящаяся АЭС «Академик Ломоносов» станет первой в мире плавучей атомной электростанцией. Плавучая станция может использоваться для получения электрической и тепловой энергии, а также для опреснения морской воды. В сутки она может выдавать от 40 до 240 тыс. м 2 пресной воды. Установленная электрическая мощность каждого реактора – 35 МВт. Ввод станции в эксплуатацию планируется в 2018.

Международные проекты России по атомной энергетике

23.9.2013 Россия передала Ирану в эксплуатацию АЭС «Бушер» («Бушир») , близ г. Бушир (остан Бушир); количество энергоблоков – 3 (1 построен, 2 – в стадии сооружения); тип реактора – ВВЭР-1000. АЭС «Куданкулам», близ г. Куданкулам (штат Тамилнад, Индия); количество энергоблоков – 4 (1 – в эксплуатации, 3 – в стадии сооружения); тип реактора – ВВЭР-1000. АЭС «Akkuyu», близ г. Мерсин (иль Мерсин, Турция); количество энергоблоков – 4 (в стадии сооружения); тип реактора – ВВЭР-1200; Белорусская АЭС (г. Островец, Гродненская область, Белоруссия); количество энергоблоков – 2 (в стадии сооружения); тип реактора – ВВЭР-1200. АЭС «Hanhikivi 1» (мыс Ханхикиви, область Похйойс-Похьянмаа, Финляндия); количество энергоблоков – 1 (в стадии сооружения); тип реактора – ВВЭР-1200.

ГОСУДАРСТВЕННОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ

ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ

ТЮМЕНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ

ИНСТИТУТ ДИСТАНЦИОННОГО ОБРАЗОВАНИЯ

Контрольная работа по дисциплине

РПС и регионалистика

Тема «РАЗМЕЩЕНИЕ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ»

Выполнил: Студент специальности «Финансы и кредит»

1. Атомные электростанции

Атомные электростанции (АЭС) – это по существу тепловые электростанции, которые используют тепловую энергию ядерных реакций.

Ядерное топливо используют обычно в твердом виде. Его заключают в предохранительную оболочку. Такого рода тепловыделяющие элементы называют твэлами, их устанавливают в рабочих каналах активной зоны ректора. Тепловая энергия, выделяющиеся при реакции деления, отводится из активной зоны реактора с помощью теплоносителя, который прокачивают под давлением через каждый рабочий канал или через всю активную зону. Наиболее распространенным теплоносителем является вода, которую тщательно очищают.

Реакторы с водяным теплоносителем могут работать в водном или паровом режиме. Во втором случае пар получается непосредственно в активной зоне реактора.

При деление ядер урана или плутония образуются быстрые нейтроны, энергия которых велика. В природном или слабообогащенном уране, где содержание 235 U невелико, цепная реакция на быстрых нейтронах не развивается. Поэтому быстрые нейтроны замедляются до тепловых (медленных) нейтронов. В качестве замедлителей используют вещества, которые содержат элементы с малой атомной массой, обладающие низкой поглощающей способностью по отношению к нейтронам. Основными замедлителями являются вода, тяжелая вода, графит.

В настоящее время наиболее освоены реакторы на тепловых нейтронах. Такие реакторы конструктивно проще и легче управляемы по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах. Однако перспективным направлением является использование реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного горючего – плутония; таким образом, может быть использована большая часть 238 U.

В России сейчас работают 10 АЭС, на которых установлен 31 энергоблок. Их суммарная электрическая мощность (около 23200 МВт) делится примерно поровну между двумя группами реакторов: водо-водяными (ВВЭР-440, ВВЭР-1000) и кипящими канальными водо-графитовыми (РБМК-1000, ЭГП-6). На Белоярской АЭС работает единственный в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-600.

На атомных станциях России используют ядерные реакторы следующих основных типов:

РБМК (реактор большой мощности, канальный) – реактор на тепловых нейтронах, водо-графитовый;

ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) – реактор на тепловых нейтронах, корпусного типа;

БН – реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем.

Проводя сравнение различных типов ядерных реакторов, стоит остановиться на двух наиболее распространенных в нашей стране и в мире типах этих аппаратов: ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор) и РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный).

Наиболее принципиальные различия: ВВЭР - корпусной реактор (давление держится корпусом реактора); РБМК- канальный реактор (давление держится независимо в каждом канале); в ВВЭР теплоноситель и замедлитель - одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится), в РБМК замедлитель - графит, а теплоноситель - вода; в ВВЭР пар образуется во втором корпусе парогенератора, в РБМК пар образуется непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину - нет второго контура. Из-за различного строения активных зон параметры работы у этих реакторов также разные.

Для безопасности реактора имеет значение такой параметр, как коэффициент реактивности - его можно образно представить как величину, показывающую, как изменения того или иного другого параметра реактора повлияет на интенсивность цепной реакции в нем. Если этот коэффициент положительный, то при увеличении параметра, по которому приводится коэффициент, цепная реакция в реакторе при отсутствии каких-либо других воздействий будет нарастать и в конце станет возможным переход ее в неуправляемую и каскадно нарастающую - произойдет разгон реактора. При разгоне реактора происходит интенсивное тепловыделение, приводящее к расплавлению тепловыделителей, стеканию их расплава в нижнюю часть активной зоны, что может привести к разрушению корпуса реактора и выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду.

В реакторе ВВЭР при появлении в активной зоне пара или при повышении температуры теплоносителя, приводящего к снижению его плотности, падает количество столкновений нейтронов с атомами молекул теплоносителя, уменьшается замедление нейтронов, вследствие чего все они уходят за пределы активной зоны, не реагируя с другими ядрами. Реактор останавливается.

В реакторе РБМК при вскипании воды или повышении ее температуры, приводящее к снижению ее плотности, уходит ее нейтронопоглощающее действие (замедлитель в этом реакторе и так уже есть, а у пара коэффициент поглощения нейтронов гораздо ниже, чем у воды). В реакторе нарастает цепная реакция, и он разгоняется, что в свою очередь, приводит к дальнейшему повышению температуры воды и ее вскипанию.

Следовательно, при возникновении нештатных ситуаций работы реактора, сопровождающихся его разгоном, реактор ВВЭР заглохнет, а реактор РБМК продолжит разгон с нарастающей интенсивностью, что может привести к очень интенсивному тепловыделению, результатом которого будет расплавление активной зоны реактора. Данное последствие очень опасно, так как при контакте расплавленных циркониевых оболочек с водой происходит разложение ее на водород и кислород, образующих крайне взрывчатый гремучий газ, при взрыве которого неизбежно разрушение активной зоны и выброс радиоактивных топлива и графита в окружающую среду. Именно по такому пути развивались события при аварии на Чернобыльской АЭС.

Если подвести итог, то реактор РБМК требует меньшего обогащения топлива, обладает лучшими возможностями по наработке делящегося материала (плутония), имеет непрерывный эксплуатационный цикл, но более потенциально опасен в эксплуатации. Степень этой опасности зависит от качества систем аварийной защиты и квалификации эксплуатационного персонала. Кроме того, вследствие отсутствия второго контура у РБМК больше радиационные выбросы в атмосферу в течение эксплуатации.

Схемы АЭС. Технологическая схема АЭС зависит от типа реактора, вида теплоносителя и замедлителя, а также от ряда других факторов. Схема может быть одноконтурной, двухконтурной и трехконтурной. На рисунке 1 в качестве примера представлена (1 – реактор; 2 – парогенератор; 3 – турбина; 4 – трансформатор; 5 – генератор; 6 – конденсатор турбины; 7 – конденсатный (питательный) насос; 8 – главный циркулярный насос

двухконтурная схема АЭС для электростанции с реактором типа ВВЭР.

Атомные электростанции строятся по блочному принципу как в тепломеханической, так и в электрической части.

Ядерное топливо обладает очень высокой теплотворной способностью (1кг 235 U заменяет 2 900 т угля), поэтому АЭС особенно эффективно в районах, бедных топливными ресурсами, на пример в европейской части России.

Перспективными являются АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, которые могут использоваться для получения теплоты и электроэнергии, а также я для воспроизводства ядерного топлива.

Применение атомной энергии позволяет расширить энергетические ресурсы. Тем самым способствуя сохранению ресурсов органического топлива, снизить стоимость электрической энергии, что особенно важно для районов, удаленных от источников топлива, снизить загрязнение атмосферы, разгрузить транспорт, занятый перевозкой топлива, помочь в снабжение электроэнергией и теплотой производств, использующих новые технологии (например, занятых опреснением морской воды и расширением ресурсов пресной воды).

1. Бадев В.В., Егоров Ю.А., С.В. Казаков «Охрана окружающей среды при эксплуатации АЭС», Москва, Энергоатомиздат, 1990 г.

2. Ефимова Н. Ядерная безопасность: у кого искать защиты? / «Экономика и время», №11 от 20 марта 1999.

3. Израэль Ю.А.«Проблемы всестороннего анализа окружающей среды и принципы комплексного мониторинга» Ленинград, 1988 г.

4. Никитин Д., Новиков Ю. «Окружающая среда и человек», 1986 г.

5. Ольсевич О.Я., Гудков А.А. Критика экологической критики. - М.: Мысль, 1990. - 213с.

6. Ядерная и термоядерная энергетика будущего/ Под ред. Чуянова В.А. - М.: Энергоатомиздат, 1987. - 192с.

7. Ядерный след/ Губарев В.С., Камиока И., Лаговский И.К. и др.; сост. Малкин Г. - М.: ИздАТ, 1992. - 256с.

Атомная электростанция - комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений, предназначенный для производства электрической энергии. В качестве топлива станция использует уран-235. Наличие ядерного реактора отличает АЭС от других электростанций.

На АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии

Ядерная энергия

переходит в тепловую

Тепловая энергия

переходит в механическую

Механическая энергия

преобразуется в электрическую

1. Ядерная энергия переходит в тепловую

Основой станции является реактор - конструктивно выделенный объем, куда загружается ядерное топливо и где протекает управляемая цепная реакция. Уран-235 делится медленными (тепловыми) нейтронами. В результате выделяется огромное количество тепла.

ПАРОГЕНЕРАТОР

2. Тепловая энергия переходит в механическую

Тепло отводится из активной зоны реактора теплоносителем - жидким или газообразным веществом, проходящим через ее объем. Эта тепловая энергия используется для получения водяного пара в парогенераторе.

ЭЛЕКТРОГЕНЕРАТОР

3. Механическая энергия преобразуется в электрическую

Механическая энергия пара направляется к турбогенератору, где она превращается в электрическую и дальше по проводам поступает к потребителям.

Из чего состоит АЭС?

Атомная станция представляет собой комплекс зданий, в которых размещено технологическое оборудование. Основным является главный корпус, где находится реакторный зал. В нём размещается сам реактор, бассейн выдержки ядерного топлива, перегрузочная машина (для осуществления перегрузок топлива), за всем этим наблюдают операторы с блочного щита управления (БЩУ).

Основным элементом реактора является активная зона(1) . Она размещена в бетонной шахте. Обязательными компонентами любого реактора являются система управления и защиты, позволяющая осуществлять выбранный режим протекания управляемой цепной реакции деления, а также система аварийной защиты – для быстрого прекращения реакции при возникновении аварийной ситуации. Все это смонтировано в главном корпусе.

Есть также второе здание, где размещается турбинный зал(2) : парогенераторы, сама турбина. Далее по технологической цепочке следуют конденсаторы и высоковольтные линии электропередач, уходящие за пределы площадки станции.

На территории находятся корпус для перегрузки и хранения в специальных бассейнах отработавшего ядерного топлива. Кроме того, станции комплектуются элементами оборотной системы охлаждения – градирнями(3) (бетонная башня, сужающаяся кверху), прудом-охладителем (естественный водоем, либо искусственно созданный) и брызгальными бассейнами.

Какие бывают АЭС?

В зависимости от типа реактора на АЭС могут быть 1, 2 или 3 контура работы теплоносителя. В России наибольшее распространение получили двухконтурные АЭС с реакторами типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор).

АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Одноконтурная схема применяется на атомных станциях с реакторами типа РБМК-1000. Реактор работает в блоке с двумя конденсационными турбинами и двумя генераторами. При этом кипящий реактор сам является парогенератором, что и обеспечивает возможность применения одноконтурной схемы. Одноконтурная схема относительно проста, но радиоактивность в этом случае распространяется на все элементы блока, что усложняет биологическую защиту.

В настоящее время в России действует 4 АЭС с одноконтурными реакторами

АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Двухконтурную схему применяют на атомных станциях с в водо-водяными реакторами типа ВВЭР. В активную зону реактора подается под давлением вода, которая нагревается. Энергия теплоносителя используется в парогенераторе для образования насыщенного пара. Второй контур нерадиоактивен. Блок состоит из одной конденсационной турбины мощностью 1000 МВт или двух турбин мощностью по 500 МВт с соответствующими генераторами.

В настоящее время в России действует 5 АЭС с двухконтурными реакторами

АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Трехконтурную схему применяют на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой, сооружают второй контур с нерадиоактивным натрием. Таким образом схема получается трехконтурной.

1. Введение ……………………………………………………. Стр.1

2.Физические основы ядерной энергетики…………………Стр.2

3. Ядро атома……………………………………………………Стр.4

4. Радиоактивность…………………………………………….Стр.4

5. Ядерные реакции…………………………………………… Стр.4

6. Деление ядер…………………………………………………..Стр.4

7. Цепные ядерные реакции………………………………… Стр.5

8. Основы теории реакторов………………………………… Стр.5

9. Принципы регулирования мощности реакторов……… Стр.6

10. Классификация реакторов………………………………… Стр.7

11.Конструктивные схемы реакторов…………………………Стр.9

13.Конструкции оборудования АЭС………………………… Стр.14

14. Схема трёхконтурной АЭС …………………………………Стр.16

15.Теплообненники АЭС……………………………………… Стр.19

16.Турбомашины АЭС………………………………………… Стр.20

17. Вспомогательное оборудование АЭС……………………..Стр. 20

18. Компоновка оборудования АЭС…………………………...Стр.21

19. Вопросы техники безопасности на АЭС…………………..Стр.21

20. Передвижные АЭС …………………………………………Стр. 24

21. Используемая литература…………………………………..Стр.26

Введение.

Состояние и перспективы развития атомной энергетике.

Развитие промышленности, транспорта, сельского и коммунального хозяйства требует непрерывного увеличения производства электроэнергии.

Мировое увеличение потребления энергии растёт с каждым годом.

Для примера: в 1952году оно составляло в условных единицах 540 млн.т., а уже в 1980году 3567млн.т. практически за 28 лет увеличилось более чем в 6.6 раз. При этом необходимо отметить, что запасы ядерного топлива в 22 раза превышают запасы органического топлива.

На 5-ой мировой энергетической конференции запасы топлива были оценены следующими величинами:

1. Ядерное топливо…………………………..520х10 6

2. Уголь………………………………………55,5х10 6

3. Нефть………………………………………0,37х10 6

4. Натуральный газ ………………………….0,22х10 6

5. Нефтяные сланцы…………………………0,89х10 6

6. Гудрон……………………………………..1,5х 10 6

7. Торф………………………………………. 0,37х 10

Всего 58,85х10 6

При современном уровне потребления энергии мировые запасов по разным подсчётам кончутся через 100-400лет.

По прогнозам учёных потребление энергии будет разниться 1950 года к 2050 году в 7 раз. Запасы ядерного топлива могут обеспечить нужды населения в энергии на значительно более длительный период.

Не смотря на богатые природные ресурсы России, в органическом топливе, а так же гидроэнергоресурсы крупных рек (1200млрд. КВт час) или 137 млн. кВт. час уже сегодня президент страны обратил особое внимание на развитии атомной энергетики. Учитывая, что уголь, нефть, газ, сланцы, торф являются ценным сырьём для различных отраслей химической промышленности. Из угля получают кокс для металлургии. Поэтому стоит задача сохранить для некоторых отраслей промышленностей органические запасы топлива. Таких тенденций придерживается и мировая практика.

Учитывая, что стоимость энергии получаемая на атомных станциях ожидается быть ниже, чем на угольных и близка к стоимости энергии на гидроэлектростанциях, актуальность увеличения строительств атомных электростанций становится явной. Несмотря на то, что атомные станции несут в себе повышенную опасность, (радиоактивность в случае аварии)

Все развитые страны, как Европы, так и Америки в последнее время активно ведут наращивания их строительства, не говоря об использовании атомной энергии, как в гражданской, так и военной технике это атомоходы, подводные лодки, авианосцы.

Как в гражданской так и в военных направлениях пальма первенства принадлежала и принадлежит России.

Решение проблемы непосредственного преобразования энергии расщепления атомного ядра в электрическую энергию позволить значительно снизить стоимость вырабатываемой электроэнергии.

Физические основы ядерной энергетики.

Все вещества в природе состоят из мельчайших частиц – молекул, находящих в непрерывном движении. Теплота тела является результатом движения молекул.

Состояние полного покоя молекул соответствует абсолютный нуль температуры.

Молекулы вещества состоят из атомов одного или несколько химических элементов.

Молекула самая мельчайшая частица данного вещества. Если разделить молекулу сложного вещества на составляющие части, то получатся атомы других веществ.

Атом – мельчайшая частица данного химического элемента. Он не может делиться дальше химическим способом на ещё более мелкие частицы, хотя и атом имеет свою внутреннею структуру и состоит из положительно заряженного ядра и отрицательно заряженной электронной оболочке.

Число электронов в оболочке лежит в пределах от одного до ста одного. Последнее число электронов имеет элемент название Менделевий.

Этот элемент назван Менделевий именем Д.И. Менделеева открывшего в 1869 году периодический закон, согласно которому физико-химические свойства всех элементов зависят от атомного веса, причём через определённые периоды встречаются элементы со схожими физико-химическими свойствами.

Ядро атома.

В ядре атома сосредоточена основная часть его массы. Масса электронной оболочки составляет лишь доля процента массы атома. Атомные ядра представляют сложные образования, состоящие из элементарных частиц-протонов обладающих положительным электрическим зарядом, и не имеющих электрического заряда частиц - нейтронов.

Положительно заряженные частицы- протоны и электрически нейтральные частицы-нейтроны носят общее название нуклоны. Протоны и нейтроны в ядре атома связаны так называемыми ядерными силами.

Энергией связи ядра называют количество энергии, требующей для разделения ядра на отдельные нуклоны. Поскольку ядерные силы в миллионы раз превышают силы химических связей, то из этого следует, что ядро является соединением, прочность которого неизмеримо превышает прочность соединения атомов в молекуле.

При синтезе 1кг гелия из атома водорода выделяется количество тепла эквивалентное количеству тепла при сгорании 16000 т. угля, тогда как при расщеплении 1кг урана выделяется количества тепла, равное теплу выделяемому при сгорании 2700т угля.

Радиоактивность.

Радиоактивностью называют способность спонтанного превращения неустойчивых изотопов одного химического элемента в изотопы другого элемента сопровождающего испусканием альфа, бета и гамма лучей.

Превращение элементарных частиц (нейтронов, мезонов) так же иногда называют радиоактивностью.

Ядерные реакции.

Ядерными реакциями называют превращения атомных ядер в результате их взаимодействия с элементарными частицами и друг с другом.

В химических реакциях происходит перестройка внешних электронных оболочек атомов, и энергия этих реакций измеряется электрон-вольтами.

В ядерных реакциях происходит перестройка ядра атома, причём во многих случаях результатом перестройки является превращение одного химического элемента в другой. Энергия ядерных реакций измеряется миллионами электрон-вольт.

Деление ядер.

Открытие деления ядер урана, его экспериментальное подтверждение в 1930 дало возможность увидеть неисчерпаемые возможности применения в различных сферах народного хозяйства и в том числе получения энергии при строительстве атомных установок.

Цепная ядерная реакция.

Цепной ядерной реакцией называется реакция деления ядер атомов тяжёлых элементов под действием нейтронов, в каждом акте которой число нейтронов возрастает, в результате чего возрастает самоподдерживающийся процесс деления.

Цепные ядерные реакции относятся к классу экзотермических, то есть сопровождающихся выделением энергии.

Основы теории реакторов.

Ядерным энергетическим реактором называют агрегат, предназначенный для получения тепла из ядерного горючего путём самоподдерживающийся управляемой цепной реакции, деления атомов этого горючего.

При работе ядерного реактора, для исключения возникновения цепной реакции, для искусственного гашения реакции используют замедлители, методом автоматического ввода в реактор элементов замедлителей. Чтобы поддерживать мощность реактора на постоянном уровне, необходимо соблюдать условие постоянства средней скорости деления ядер, так называемый коэффициент размножения нейтронов.

Атомный реактор характеризуется критическими размерами активной зоны, при которых коэффициент размножения нейтронов К=1. Задаваясь составом ядерного делящего материала, конструкционными материалами, замедлителем и теплоносителем, выбирают вариант, при котором К = ∞ имеет максимальное значение.

Эффективный коэффициент размножения представляет собой отношение числа рождений нейтронов к числу актов их гибели в результате поглощения и утечки.

Реактор с использованием отражателя уменьшает критические размеры активной зоны, выравнивает распределение потока нейтронов и увеличивает удельную мощность реактора, отнесённую к 1кг загруженного в реактор ядерного горючего. Расчёт размеров активной зоны производится сложными методами.

Реакторы характеризуются циклами и типами реакторов.

Топливным циклом или циклом ядерного горючего называются совокупность последовательных превращений топлива в реакторе, а так же при переработке облученного топлива после его извлечения из реактора с целью выделения вторичного топлива и невыгоревшего первичного топлива.

Топливный цикл определяет тип ядерного реактора: реактор –конвектор;

Реактор-размножитель; реакторы на быстрых, промежуточных и тепловых нейтронах, реактор на твёрдом, жидком и газообразном топливе; гомогенные реакторы и гетерогенные реакторы и другие.

Принципы регулирования мощности реактора.

Энергетический реактор должен работать устойчиво на различных уровнях мощности. Изменения уровня тепловыделения в реакторе должно происходить достаточно быстро, но плавно, без скачков разгона мощности.

Система регулирования призвана компенсировать изменения коэффициент К (реактивности), возникающие при изменениях в режиме, включая пуск и остановку. Для этого в процессе работы в активную зону вводят по мере необходимости графитовые стержни, материал которых сильно поглощает тепловые нейтроны. Для уменьшения или увеличения мощности соответственно выводят или вводят указанные стержни, регулируя тем самым коэффициент К. Стержни используются как регулирующие, так и компенсирующие, а в целом их можно назвать управляющими или защитными.

Классификация реакторов.

Ядерные реакторы могут классифицироваться по различным признакам:

1) По назначению

2) По уровню энергии нейтронов, вызывающих большинство делений ядер топлива;

3) По виду замедлителя нейтронов

4) По виду и агрегатному состоянию теплоносителя;

5) По признаку воспроизводства ядерного топлива;

6) По принципу размещения ядерного топлива в замедлителе,

7) По агрегатному состоянию ядерного топлива.

Реакторы, предназначенные для выработки электрической или тепловой энергии называются энергетическими, так же реакторы бывают технологические и двухцелевые.

По уровню энергии реакторы подразделяются: на тепловых нейтронах, на быстрых нейтронах, на промежуточных нейтронах.

По виду замедлителей нейтронов: на водяные, тяжёловодные, графитовые, органические, бериллиевые.

По виду теплоносителя: на водяные, тяжёловодные, жидкометаллические, органические, газовые.

По принципу воспроизводства ядерного топлива:

Реакторы на чистом делящем изотопе. С воспроизводством ядерного топлива (регенеративные) с расширенным воспроизводством (реакторы-размножители).

По принципу ядерного горючего: гетерогенные и гомогенные

По принципу агрегатного состояния делящего материала:

В форме твердого тела, реже в виде жидкости и газа.

Если ограничиться основными признаками, то может быть предложена следующая система обозначения типов реакторов

1. Реактор с водой в качестве замедлителя и теплоносителя на слабообогащённом уране (ВВР- Уно) или водо-водяной реактор (ВВР).

2. Реактор с тяжёлой водой в качестве замедлителя и обычной водой в качестве теплоносителя на природном уране. Обозначение: тяжёло-водяной реактор на природном уране (ТВР-Уп) или тяжёловодно-водяной реактор (ТВР) При использовании тяжёлой воды и в качестве

Теплоносителя будет (ТТР)

3. Реактор с графитом в качестве замедлителя и водой в качестве теплоносителя на слабо обогащённом уране будет называться граффито-водяной на слабо обогащённом уране (ГВР-Уно) или граффито-водяной реактор (ГВР)

4. Реактор с графитом в виде замедлителя и газом в качестве теплоносителя на природном уране (ГГР-Уп) или граффито-газовый реактор (ГГР)

5. Реактор с кипящей водой в качестве замедлителя теплоносителя может быть обозначен ВВКР, такой же реактор на тяжёлой воде – ТТКР.

6. Реактор с графитом в качестве замедлителя и натрием в качестве теплоносителя может быть обозначен ГНР

7. Реактор с органическим замедлителем и теплоносителем может быть обозначен ООР

Основные характеристики реакторов АЭС

Конструктивная схема реактора.

Основными конструктивными узлами гетерогенного ядерного реактора являются: корпус; активная зона, состоящая из тепловыделяющих элементов, замедлителя и системы управления и защиты; отражатель нейтронов; система отвода тепла; тепловая защита; биологическая защита; система загрузки и выгрузки тепловыделяющих элементов. В реакторах - размножителях имеется также зона воспроизводства ядерного горючего со своей системой отвода тепла. В гомогенных реакторов вместо тепловыделяющих элементов имеется резервуар с раствором солей или взвесью делящихся материалов теплоносителя.

1-ый тип(а) – реактор, в котором замедлителем и отражателем нейтронов является графит. Графитовые блоки (параллепипеды призмы с внутренними каналами и размещёнными в них тепловыделяющими элементами образуют активную зону, обычно имеющую форму цилиндра или многогранной призмы. Каналы в графитовых блоках проходят по всей высоте активной зоны. В эти каналы вставляются трубы для размещения тепловыделяющих элементов. По кольцевой щели между тепловыделяющими элементами и направляющими трубами протекает теплоноситель. В качестве теплоносителя может использоваться вода, жидкие металл или газ. Часть каналов активной зоны, используется для размещения стержней системы управления и защиты. Вокруг активной зоны расположен отражатель нейтронов, также в виде кладки графитовых блоков. Каналы тепловыделяющих элементов проходят как через кладку активной зоны, так и через кладку отражателя.

При работе реактора графит нагревается до температуры при которой может окисляться. Для предотвращения окисления графитовая кладка заключается в стальной герметичный кожух, заполняемый нейтральным газом (азот, гелий). Каналы тепловыделяющих элементов могут размещаться как вертикально, так и горизонтально. Снаружи стального кожуха размещается биологическая защита – специальный бетон. Между кожухом и бетоном может быть предусмотрен канал охлаждения бетона по которому циркулирует охлаждающая среда (воздух, вода). В случае применения натрия в качестве теплоносителя, графитовые блоки покрываются защитной оболочкой (например из циркония). Для предотвращения пропитывания графита натрием при протечке его из контура циркуляции. Автоматические приводы регулирующих стержней получают импульс от ионизационных камер или счётчиков нейтронов. В ионизационной камере, заполненной газом, быстрые заряженные частицы вызывают падение напряжения между электродами к которым приложено разность потенцалов. Падении напряжение в цепи электродов пропорционально изменению плотности потока частиц, ионизирующих газ. Поверхности электродов ионизационных камер, покрытые бором поглощают нейтроны, вызывая поток альфа-частиц также производящих ионизацию. В таких приборах изменения силы тока в цепи пропорционально изменению плотности потока нейтронов. Слабый ток, возникающий в цепи ионизационной камеры усиливается электронными или другими усилителями. При увеличении потока нейтронов в реакторе сила тока в цепи, ионизационной камеры увеличивается и сервомотор автоматического регулирования опускает регулирующий стержень в активную зону на соответствующую глубину. При ослаблении потока нейтронов в реакторе происходит уменьшение силы тока в цепи ионизационной камеры и привод регулирующих стержней автоматически поднимает их на соответствующую высоту.

Графитово-водяной реактор при охлаждении некипящей водой имеет относительно низкую температуру воды на выходе, что обуславливает также относительно низкие начальные параметры генерируемого пара и соответственно низкий КПД установки.

В случае перегрева пара в активной зоне реактора КПД установки может быть значительно повышено. Применение газа или жидких металлов реактора по схеме 1 также позволит получить более высокие параметры вырабатывания пара и соответственно более высокий КПД установки. Граффито-водяные, водо-водяные и граффито-жидкометаллические реакторы требуют применения обогащённого урана.

На рисунке 1 показана принципиальная схема АЭС РБМК.

И удержание плазмы, по крайней мере, равно единице; демонстрация технической осуществимости термоядерного реактора; создание демонстрационной термоядерной электростанции. II. Будущее ядерной энергетики в Республике Беларусь. 2.1. Целесообразность развития ядерной энергетики. Решение о создании АЭС зависит от многих факторов, среди которых стоимость производства электроэнергии от АЭС по сравнению...

Прилегающих к электродам, концентрация увеличивается, а в центральной – уменьшается. Эффективность обессоливания пресных вод этим методом составляет 30 – 50 %. Технологическая часть 1Характеристика химического цеха Химический цех является самостоятельным структурным подразделением Нововоронежской атомной электростанции (НВ АЭС). По своим задачам и функциям относится к основным цехам станции. ...

жно, долгоживущих продуктов деления. Атомные электростанции и экологические проблемы, возникающие при их эксплуатации С конца 1960-х годов начинается бум ядерной энергетики. В это время возникло две иллюзии, связанных с ядерной энергетикой. Считалось, что энергетические ядерные реакторы достаточно безопасны, а системы слежения и контроля, защитные экраны и обученный персонал гарантируют их...

А также то, что мощность электродвигателей завышается из-за ухудшения условий пуска, а выбор мощности по каталогу также приводит к завышению мощности электродвигателей. При проектировании электрической части АЭС, определение расчетной нагрузки основного ТСН на напряжении 6 кВ целесообразно проводить в табличной форме (таблица 4.1). Распределение потребителей по секциям необходимо производить...