Сообщение на тему аэс. Как работает АЭС? Схема выполнения активной зоны реактора

Закон и право 05.05.2022
Закон и право

Федеральное агентство по образованию

ГОУ ВПО “Поморский государственный университет им. М.В.Ломоносова”

Факультет технологии и предпринимательства

План-конспект урока

по теме: “Атомная электростанция”.

Архангельск 2010


План конспект урока

Тема урока. Атомные электростанции.

Цели урока:

1) Обучающая:

Познакомить с общими сведениями об атомных электростанциях;

Раскрыть основное значение отдельных элементов устройства атомных электростанций;

Ознакомить с выгодными местами расположения атомных электростанций;

Рассказать о достоинствах и недостатках атомных электростанциях;

Ознакомить учащихся с последними данными о строительстве атомных электростанциях в Архангельской области.

2) Воспитательная:

Воспитать внимательность, усидчивость, аккуратность.

3) Развивающая:

Формирование познавательного интереса к предмету;

Развить произвольное внимание, зрительную память, конструктивное мышление.

Тип урока: лекция с использованием средств мультимедийных технологий.

Учебные пособия, принадлежности и материалы: структурная схема атомной электростанции.

Для учителя – учебник; учебные таблицы и мел для работы на доске, оборудование для показа мультимедиа.

Для учащегося – учебник, тетрадь в клетку, рабочая тетрадь.

Ход урока

1. Организационная часть – 2 минуты

Приветствие;

Проверка готовности к уроку;

Проверка явки учащихся.

2. Сообщение темы, целей урока – 3 минуты

Обращая внимание учащихся на доску, учитель вслух проговаривает написанное и просит их тему урока записать у себя в ученическую тетрадь.

3. Повторение ранее пройденного материала по теме «Получение электроэнергии» - 5 минут

С целью экономии времени на лекции закрепление изученного материала с учащимися лучше всего проводить с помощью метода фронтального опроса. Однако могут быть использованы и другие формы и методы актуализации знаний учащихся.

Учащимся предлагается ответить на вопросы:

· Способы применения электроэнергии?

· Типы генераторов?

· ЛЭП – линии электропередач;

· На каких электростанциях вырабатывается электроэнергия?

· Радиоизотопные источники энергии.

4. Изучение нового материала – 25 минут

Включение мультимедиа, сделанной в MS Power Point, перед учащимися.

Атомная электростанция (АЭС) - комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путём использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции (слайд №1).

3.1 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 области (слайд №2).

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 ГигаВатт.

3.2. Классификация.

3.2.1 По типу реакторов.

Атомные электростанции классифицируются в соответствии с установленными на них реакторами:

· Реакторы на тепловых нейтронах, использующие специальные замедлители для увеличения вероятности поглощения нейтрона ядрами атомов топлива;

· Реакторы на лёгкой воде. Легководный реактор - ядерный реактор, в котором для замедления нейтронов и/или в качестве теплоносителя используется обычная вода H2O. Обычная вода, в отличие от тяжёлой воды, не только замедляет, но и в значительной степени поглощает нейтроны (по реакции 1H + n = ²D).;

· Графитовые реакторы;

· Реакторы на тяжёлой воде. Тяжеловодный ядерный реактор - ядерный реактор, который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D2O - тяжёлую воду. Из-за того, что дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем лёгкий водород, такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс, что позволяет использовать в качестве топлива природный уран в энергетических реакторах или употребить «лишние» нейтроны для наработки изотопов в т. н. «промышленных»;

· Реакторы на быстрых нейтронах - ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией > 105 эВ. ;

· Субкритические реакторы, использующие внешние источники нейтронов;

· Термоядерные реакторы. Управляемый термоядерный синтез (УТС) - синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения энергии, который, в отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в термоядерном оружии), носит управляемый характер.

3.2.2 По виду отпускаемой энергии.

Атомные станции по виду отпускаемой энергии можно разделить на:

· Атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки только электроэнергии;

· Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию;

· Атомные станции теплоснабжения (АСТ), вырабатывающие только тепловую энергию;

· Однако на всех атомных станциях России есть теплофикационные установки, предназначенные для подогрева сетевой воды.

3.3. Основные элементы АЭС

Один из основных элементов АЭС - реактор. Во многих странах мира, используют в основном ядерные реакции расщепления урана U-235 под действием тепловых нейтронов. Для их осуществления в реакторе, кроме топлива (U-235), должен быть замедлитель нейтронов и, естественно, теплоноситель, отводящий тепло из реактора. В реакторах типа ВВЭР (водо-водяной энергетический) в качестве замедлителя и теплоносителя используется обычная вода под давлением. В реакторах типа РБМК (реактор большой мощности канальный) в качестве теплоносителя используется вода, а в качестве замедлителя - графит. Оба эти реактора находили в прежние годы широкое применение на АЭС в электроэнергетике.

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

Перспективными являются АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (БН), которые могут использоваться для получения тепла и электроэнергии, а также и для воспроизводства ядерного горючего. Технологическая схема энергоблока такой АЭС представлена на рисунке. Реактор типа БН имеет активную зону, где происходит ядерная реакция с выделением потока быстрых нейтронов. Эти нейтроны воздействуют на элементы из U-238, который обычно в ядерных реакциях не используется, и превращают его в плутоний Рu-239, который может быть впоследствии использован на АЭС в качестве ядерного горючего. Тепло ядерной реакции отводится жидким натрием и используется для выработки электроэнергии.

Принципиальная технологическая схема АЭС с реактором типа БН:

а - принцип выполнения активной зоны реактора;

б - технологическая схема:

1 - реактор; 2 – парогенератор; 3 - турбина; 4 - генератор; 5 - трансформатор; 6-конденсатор турбины; 7 - конденсатный (питательный) насос; 8 - теплообменник натриевых контуров; 9 - насос нерадиоактивного натрия; 10 - насос радиоактивного натрия (слайд №3,4).

АЭС не имеют выбросов дымовых газов и не имеют отходов в виде золы и шлаков. Однако удельные тепловыделения в охлаждающую воду у АЭС больше, чем у ТЭС, вследствие большего удельного расхода пара, а, следовательно, и больших удельных расходов охлаждающей воды. Поэтому на большинстве новых АЭС предусматривается установка градирен, в которых теплота от охлаждающей воды отводится в атмосферу.

Важной особенностью возможного воздействия АЭС на окружающую среду является необходимость захоронения радиоактивных отходов. Это делается в специальных могильниках, которые исключают возможность воздействия радиации на людей. Чтобы избежать влияния возможных радиоактивных выбросов АЭС на людей при авариях, применены специальные меры по повышению надежности оборудования (дублирование систем безопасности и др.), а вокруг станции создается санитарно-защитная зона.

3.4. Принцип действия

Схема работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР) (слайд №5).

На рисунке показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель подаётся насосами 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 (ВВЭР-1000).

Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя может применяться также расплавленный натрий или газ. Использование натрия позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в натриевом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления, но создаёт свои трудности, связанные с повышенной химической активностью этого металла.

Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор). Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур, а реакторы БН (реактор на Быстрых Нейтронах) - два натриевых и один водяной контуры.

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.

3.5. Достоинства и недостатки.

Достоинства атомных станций:

· Отсутствие вредных выбросов;

·Выбросы радиоактивных веществ в несколько раз меньше угольной эл. 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.

3.6. Атомные станции России.

В настоящее время в Российской Федерации на 10 действующих АЭС эксплуатируется 31 энергоблок общей мощностью 23243 МВт, из них 15 реакторов с водой под давлением - 9 ВВЭР-440, 15 канальных кипящих реакторов - 11 РБМК-1000 и 4 ЭГП-6, 1 реактор на быстрых нейтронах.

В разработках проекта Энергетической стратегии России на период до 2030 г. предусмотрено увеличение производства электроэнергии на атомных электростанциях в 4 раза.

3.7. Проект атомной станции повышенной безопасности АЭС-92.

Проект создавался в рамках государственной программы "Экологически чистая энергетика". В нем были учтены отечественный опыт создания и эксплуатации предыдущего образца реакторной установки (В-320) на Запорожской, Балаковской, Южно-Украинской и Калининской АЭС и последние мировые достижения в области проектирования и эксплуатации АЭС. Принятые технические решения позволяют по международной классификации отнести АЭС-92 к атомным станциям III поколения. Это означает, что такая АЭС обладает наиболее совершенной технологией по обеспечению безопасности применительно к современным эволюционным реакторам легководного типа. При разработке проекта атомной электростанции проектировщики ориентировались на максимальное снижение роли человеческого фактора (слайд №6).

Реализация такой концепции осуществлялась по двум направлениям. Во-первых, в проект включены пассивные системы безопасности. Под этим термином понимаются системы, работающие практически без подвода энергии извне и не требующие вмешательства оператора. Во-вторых, была принята концепция двойного назначения активных систем безопасности, что значительно уменьшает вероятность необнаруженных отказов.

Главное достоинство проекта АЭС-92 состоит в том, что основные функции безопасности выполняются независимо друг от друга двумя различными по принципу работы системами. Наличие двойной защитной оболочки (контайнмента) в случае необходимости предотвращает выход наружу радиоактивных продуктов и обеспечивает защиту реактора от таких внешний воздействий, как взрывная волна или падение самолета. Все это в совокупности с увеличением надежности систем, снижением вероятности отказа и уменьшением роли человеческого фактора повышает уровень безопасности АЭС.

3.8. Проект плавучей атомной электростанции в Северодвинске.

Проект первой в мире плавучей атомной электростанции стартовал. Россия начала строительство ПАЭС в Северодвинске на судостроительном заводе компании "Севмаша" – единственной верфи в стране, способной выполнить такую задачу. ПАЭС будет носить имя Михаила Ломоносова. Планируется создать флотилию из семи плавучих атомных станций для обеспечения электроэнергией и пресной водой северных районов России и островных государств Тихоокеанского региона, а также еще дюжины стран, ранее проявивших интерес к идее российских атомщиков.

"Мы сегодня подписываем соглашение о строительстве серии из шести энергоблоков плавучих АЭС. Спрос на них есть не только в России, но и в Азиатско-Тихоокеанском регионе, где они могут использоваться для опреснения воды", - говорит Кириенко. Первый блок будет своего рода пилотным проектом. Он заложен на основе реактора малой мощности КЛТ40С, что, впрочем, не помешает ему обеспечить энергией весь "Севмаш" и, сверх того, удовлетворить спрос ряда зарубежных компаний. Реакторные установки поручено изготовить Опытному конструкторскому бюро машиностроения им. Африкантова, финансирование проекта на 80% осуществит Росатом, остальное берет на себя "Севмаш".

Стоимость всего проекта условно обозначается на уровне $200 млн, притом что срок окупаемости АЭС, по прогнозам экспертов, составит не более семи лет. Для того чтобы представить себе масштабы затрат, достаточно привести несколько цифр, характеризующих, скажем так, разные измерения финансового пространства, в котором реализуется проект. Итак, в 2007 г. на строительство ПАЭС будет выделено 2 миллиарда 609 миллионов рублей. Пилотный блок планируется запустить не позже чем через 3,8 года. Каждая станция сможет работать 12-15 лет без перезагрузки топлива. Услугами мобильной "подзарядки" будут не прочь попользоваться как минимум 12 стран, в той или иной степени испытывающих дефицит электроэнергии. Почти четыре года 25 тысяч человек, работающих на северодвинской верфи, будут трудиться над первой ПАЭС.

Новые сведения на эту тему:

Госкорпорация «Росатом» согласовала с правительством вопрос о переносе площадки для строительства плавучей АЭС «Академик Ломоносов» с «Севмаша» (Северодвинск, Архангельская область) на «Балтийский завод» (Санкт-Петербург), сообщает пресс-служба концерна «Росэнергоатом».

«Решение вызвано значительной загрузкой предприятия и необходимостью сосредоточения его усилий на государственном оборонном заказе», - отмечается в сообщении.

Как уточняется в пресс-релизе, у «Севмаша» будут отозваны договоры генерального подряда строительства атомной станции малой мощности и изготовления и поставки плавучего энергоблока. Весь объем незавершенного строительства и неосвоенные денежные средства возвратят заказчику - «Росэнергоатому».

Ранее сообщалось, что завершить строительство первой в РФ плавучей АЭС «Севмашпредприятие» должно было в 2010 году. Стоимость контракта составляет $200 млн. Предполагалось, что финансирование проекта на 80% осуществляется из средств «Росэнергатома», еще 20% - «Севмаш». Ввести АЭС в эксплуатацию планировалось в 2011 году.

«Балтийский завод» - крупнейшая в России судостроительная компания. «Объединенная промышленная корпорация», контролирующая завод, управляет активами общей стоимостью около 9 млрд. евро.

Судостроительный комплекс «Севмаш» является крупнейшей верфью РФ по строительству атомных подводных лодок для российского ВМФ. Однако в последние годы предприятие испытывает сложности с финансированием, что негативно влияет на выполнение имеющихся заказов. Поэтому не исключено, что решение о перепрофилировании заказа на строительство плавучей АЭС вызвано, в том числе, и ситуацией на «Севмаше» (слайд№7).

4. Обобщение и закрепление знаний – 5 мин.

Изученный материал учитель может закрепить методом фронтального опроса учащихся. Для этих целей им могут быть использованы, например, такие вопросы:

·Что такое АЭС?

(Атомная электростанция (АЭС) - комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путём использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции);

·В каком году и в каком городе была запущена первая АЭС?

(В 1954 году в г. Обнинск);

·Какие существуют типы реакторов?

(Реакторы на тепловых нейтронах; на легкой воде; графитовые реакторы; реакторы на тяжелой воде; ректоры на быстрых нейтронах; субкритические реакторы; термоядерные реакторы);

· Что такое ПАЭС?

(Плавучая атомная электростанция)

5. Подведение итогов урока – 5 минут

Общая характеристика учебной деятельности учащихся, сообщение учителя о достижении целей урока; выявление недостатков и пути их устранения. Напоминание дежурным об их обязанностях. Учитель благодарит учащихся за учебно-познавательную деятельность, заканчивает урок.


Список используемой литературы:

1. http://ru.wikipedia.org/wiki/АЭС;

2. http://www.ippe.ru/rpr/rpr.php

3. http://www.posternazakaz.ru/shop/category/570/82/

4. http://slovari.yandex.ru/dict/bse/article/00005/16200.htm

5. http://dic.academic.ru/dic.nsf/bse/65911/Атомная

6. http://forca.ru/info/spravka/aes.html

7. http://gelz.net/docs/news_every_day/plavajushhaja_ajes.html

8. http://www.gubernia.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=368

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.

Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже

Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Доклад по физике на тему:

Атомная э лектростанция

Атомная электростанция (АЭС) - электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор. Тепло, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обычных тепловых электростанциях (ТЭС), преобразуется в электроэнергию, В отличие от ТЭС, работающих на органическом топливе, АЭС работает на ядерном горючем (в основе 233 U, 235 U, 239 Pu) При делении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается 22 500 квт * ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного топлива.

Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического, топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущих потребностей в топливе. Кроме того, необходимо учитывать всё увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологических целей мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений органического топлива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относительному, увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, края уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда промышленных стран мира.

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

атомная электростанция реактор

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Экономичность АЭС определяется её основным техническим показателями: единичная мощность реактора, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэффецента использования установленной мощности АЭС за год. С ростом мощности АЭС удельные капиталовложения в псе (стоимость установленного кет) снижаются более резко, чем это имеет место для ТЭС. В этом главная причина стремления к сооружению крупных АЭС с большой единичной мощностью блоков. Для экономики АЭС характерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30 - 40% (на ТЭС 60--70%). Поэтому крупные АЭС наиболее распространены в промышленно развитых районах с ограниченными запасами обычного топлива, а АЭС небольшой мощности -- в труднодоступных или отдалённых районах, напр. АЭС в пос. Билибино (Якутия) с электрической мощностью типового блока 12 Мвт. Часть тепловой мощности реактора этой АЭС (29 Мвт) расходуется на теплоснабжение. Наряду с выработкой электроэнергии АЭС используются также для опреснения морской воды. Так, Шевченковская АЭС у нас в Казахстане электрической мощностью 150 Мвт рассчитана на опреснение (методом дистилляции) за сутки до 150 000 т воды из Каспийского м.

В большинстве промышленно развитых стран (Россия, США, Англия, Франция, Канада, ФРГ, Япония, ГДР и др.) мощность действующих и строящихся АЭС к 1980 доведена до десятков ГВт. По данным Международного атомного агентства ООН, опубликованным в 1967, установленная мощность всех АЭС в мире к 1980 достигла 300 ГВт.

На 3-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (1964, Женева) было отмечено, что широкое освоение ядерной энергии стало ключевой проблемой для большинства стран. Состоявшаяся в Москве в августе 1968 7-я Мировая энергетическим конференция (МИРЭК-УП) подтвердила актуальность проблем выбора направления развития ядерной энергетики на следующем этапе (условно 1980--2000), когда АЭС станет одним из оси. производителей электроэнергии.

За годы, прошедшие со времени пуска в эксплуатацию первой АЭС, было создано несколько конструкций ядерных реакторов, на основе которых началось широкое развитие атомной энергетики в нашей стране.

Персонал 9 российских АЭС составляет 40.6 тыс. человек или 4% от общего числа населения занятого в энергетике. 11.8% или 119.6 млрд. КВт.час. всей электроэнергии, произведенной в России выработано на АЭС. Только на АЭС рост производства электроэнергии сохранился: в 2000 году произве 118% от объема 1999 года.

АЭС, являющиеся наиболее современным видом электростанций имеют ряд существенных преимуществ перед другими видами электростанций: при нормальных условиях функционирования они обсолютно не загрязняют окружающую среду, не требуют привязки к источнику сырья и соответственно могут быть размещены практически везде, новые энергоблоки имеют мощность практичеки равную мощности средней ГЭС, однако коэффициэнт использования установленной мощности на АЭС (80%) значительно превышает этот показатель у ГЭС или ТЭС. Об экономичности и эффективности атомных электростанций может говорить тот факт, что из 1 кг урана можно получить столько же теплоты, сколько при сжигании примерно 3000 т каменного угля.

Значительных недостатков АЭС при нормальных условиях функционирования практически не имеют. Однако нельзя не заметить опасность АЭС при возможных форс-мажорных обстоятельствах:землетрясениях, ураганах, и т. п. - здесь старые модели энергоблоков представляют потенциальную опасность радиационного заражения территорий из-за неконтролируемого перегрева реактора.

Литература

1. Баланчевадзе В. И., Барановский А. И. и др.; Под ред. А. Ф. Дьякова. Энергетика сегодня и завтра. - М.: Энергоатомиздат, 1990. - 344 с.

2. Более чем достаточно. Оптимистический взгляд на будущее энергетики мира/ Под ред. Р. Кларка: Пер. с англ. - М.: Энергоатомиздат, 1994. - 215 с.

3. Источники энергии. Факты, проблемы, решения. - М.: Наука и техника, 1997. - 110 с.

4. Кириллин В. А. Энергетика. Главные проблемы: В вопросах и ответах. - М.: Знание, 1997. - 128 с.

5. Мировая энергетика: прогноз развития до 2020 г./ Пер. с англ. под ред. Ю. Н. Старшикова. - М.: Энергия, 1990. - 256 с.

6. Нетрадиционные источники энергии. - М.: Знание, 1982. - 120 с.

7. Подгорный А. Н. Водородная энергетика. - М.: Наука, 1988.- 96 с.

8. Энергетические ресурсы мира/ Под ред. П.С.Непорожнего, В.И. Попкова. - М.: Энергоатомиздат, 1995. - 232 с.

9. Юдасин Л. С.. Энергетика: проблемы и надежды. - М.: Просвещение, 1990. - 207с.

Размещено на Allbest.ru

Подобные документы

    Устройство атомной электростанции (АЭС), в которой атомная энергия преобразуется в электрическую. Особенности преобразования в электроэнергию тепла, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых элементов.

    презентация , добавлен 17.02.2013

    Гидравлическая электростанция (ГЭС) как комплекс сооружений и оборудования, посредством которых энергия потока воды преобразуется в электрическую энергию. Характеристика тепловой электростанции (ТЭС). Особенности работы атомной электростанции (АЭС).

    контрольная работа , добавлен 10.11.2009

    Принцип работы атомной электростанции, ее достоинства и недостатки. Классификация по типу реакторов, по виду отпускаемой энергии. Получение электроэнергии на атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Крупнейшие АЭС РФ.

    презентация , добавлен 22.11.2011

    Описание работы Запорожской атомной электростанции. Принцип действия энергетических реакторов. Технология выработки электроэнергии. Подсистемы контроля: внутриреакторного и нейтронного потока. Определение объектов анализируемой измерительной информации.

    реферат , добавлен 06.05.2014

    Атомная энергия. Мощность Преобразование энергии. Ее виды и источники. История развития атомной энергетики. Радиационная безопасность атомных станций с опредленными типами реакторов. Модернизация и продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС.

    реферат , добавлен 24.06.2008

    Схема работы атомных электростанций. Типы и конструкции реакторов. Проблема утилизации ядерных отходов. Принцип действия термоядерной установки. История создания и разработка проекта строительства первой океанской электростанции, перспективы применения.

    реферат , добавлен 22.01.2011

    Атомная энергетика Японии. Причины и последствия катастрофы на атомной электростанции Фукусима-1. Рассмотрение повреждений реактора. Утечка радиации, эвакуационные мероприятия. Меры для уменьшения экологического риска после аварии на АЭС Фукусима-1.

    реферат , добавлен 15.12.2015

    Введение в экспуатацию Белоярской атомной электростанции - станции, имеющей энергоблоки разных типов. Необходимость расширения топливной базы атомной энергетики и минимизации радиоактивных отходов за счёт организации замкнутого ядерно-топливного цикла.

    презентация , добавлен 29.09.2013

    Назначение вентиляционных установок и воздуховодов атомных электростанций. Основы проектирования и примерная схема специальной технологической вентиляции реакторного отделения. Обеспечение допустимых температур воздуха в производственных помещениях.

    курсовая работа , добавлен 25.01.2013

    Характеристика атомных электростанций России, их месторасположение, суммарная мощность блоков. Схема работы АЭС. Основной элемент реактора. Ведущие факторы, обеспечивающие высокую степень безопасности АЭС России. Описание остановки цепной реакции.

Атомная электростанция (АЭС) - комплекс технических сооружений , предназначенных для выработки электрической энергии путем использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.

В качестве распространенного топлива для атомных электростанций применяется уран. Реакция деления осуществляется в основном блоке атомной электростанции - ядерном реакторе.

Реактор смонтирован в стальном корпусе, рассчитанном на высокое давление - до 1,6 х 107 Па, или 160 атмосфер.
Основными частями ВВЭР-1000 являются:

1. Активная зона, где находится ядерное топливо, протекает цепная реакция деления ядер и выделяется энергия.
2. Отражатель нейтронов, окружающий активную зону.
3. Теплоноситель.
4. Система управления защиты (СУЗ).
5. Радиационная защита.

Теплота в реакторе выделяется за счет цепной реакции деления ядерного топлива под действием тепловых нейтронов. При этом образуются продукты деления ядер, среди которых есть и твердые вещества, и газы - ксенон, криптон. Продукты деления обладают очень высокой радиоактивностью, поэтому топливо (таблетки двуокиси урана) помещают в герметичные циркониевые трубки - ТВЭЛы (тепловыделяющие элементы). Эти трубки объединяются по несколько штук рядом в единую тепловыделяющую сборку. Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны - например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции. Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.

Схема станции - двухконтурная. Первый, радиоактивный, контур состоит из одного реактора ВВЭР 1000 и четырех циркуляционных петель охлаждения. Второй контур, нерадиоактивный, включает в себя парогенераторную и водопитательную установки и один турбоагрегат мощностью 1030 МВт. Теплоносителем первого контура является некипящая вода высокой чистоты под давлением в 16 МПа с добавлением раствора борной кислоты - сильного поглотителя нейтронов, что используется для регулирования мощности реактора.

1. Главными циркуляционными насосами вода прокачивается через активную зону реактора, где она нагревается до температуры 320 градусов за счет тепла, выделяемого при ядерной реакции.
2. Нагретый теплоноситель отдает свою теплоту воде второго контура (рабочему телу), испаряя ее в парогенераторе.
3. Охлажденный теплоноситель вновь поступает в реактор.
4. Парогенератор выдает насыщенный пар под давлением 6,4 МПа, который подается к паровой турбине.
5. Турбина приводит в движение ротор электрогенератора.
6. Отработанный пар конденсируется в конденсаторе и вновь подается в парогенератор конденсатным насосом. Для поддержания постоянного давления в контуре установлен паровой компенсатор объема.
7. Теплота конденсации пара отводится из конденсатора циркуляционной водой, которая подается питательным насосом из пруда охладителя.
8. И первый, и второй контур реактора герметичны. Это обеспечивает безопасность работы реактора для персонала и населения.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях).

Безопасность и экологичность работы реактора обеспечиваются жестким выполнением регламента (правил эксплуатации) и большим количеством контрольного оборудования. Все оно предназначено для продуманного и эффективного управления реактором.
Аварийная защита ядерного реактора - совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.

Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.

Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.

Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты . Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают "Систему аварийного охлаждения активной зоны" (САОЗ) - специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.

Согласно "Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций", по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.
Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:
1. По плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.

Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.

Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:
1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).

Материал подготовлен интернет-редакцией www.rian.ru на основе информации РИА Новости и открытых источников

Атомные электростанции

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

Возможность использования ядерного топлива, в основном урана 235 U, в качестве источника теплоты связана с осуществлением цепной реакции деления вещества и выделением при этом огромного количества энергии. Самоподдерживающаяся и регулируемая цепная реакция деления ядер урана обеспечивается в ядерном реакторе. Ввиду эффективности деления ядер урана 235 U при бомбардировке их медленными тепловыми нейтронами пока преобладают реакторы на медленных тепловых нейтронах. В качестве ядерного горючего используют обычно изотоп урана 235 U, содержание которого в природном уране составляет 0,714 %; основная масса урана – изотоп 238 U(99,28%). 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 могут 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.

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.

Единичная мощность ядерных энергоблоков достигла 1500 Мвт. В настоящее время считается, что единичная мощность энергоблока АЭС ограничивается не столько техническими соображениями, сколько условиями безопасности при авариях с реакторами.

Действующие в настоящее время АЭС по технологическим требованиям работают главным образом в базовой части графика нагрузки энергосистемы с продолжительностью использования установленной мощности 6500 … 7000 ч/год

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. Видно, что это схема близка к схеме КЕС , однако вместо парогенератора на органическом топливе здесь используется ядерная установка.

Атомные электростанции так же, как и КЕС , 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.

Атомные электростанции выгодно оснащать энергоблоками большой мощностью. Тогда по своим технико-экономическим показателям они не уступают КЕС, а в ряде случаев и превосходят их. В настоящее время разработаны реакторы электрической мощностью 440 и 1000 МВт типа ВВЭР, а так же 1000 и 1500 МВт типа РБМК. При этом энергоблок формируется следующим образом: реактор сочетается с двумя турбоагрегатами (реактор ВВЭР-440 и два турбоагрегата по 220 МВт; реактор ВВЭР-1000 и два турбоагрегата по 500 МВт; реактор РБМК-1500 и два турбоагрегата по 750 МВт) или с турбоагрегатом одинаковой мощности (реактор 1000 МВт и турбоагрегат 1000 МВт единичной мощности).

Перспективными являются АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, которые могут использоваться для получения теплоты и электроэнергии, а также я для воспроизводства ядерного топлива. Реактор типа БН имеет активную зону (рисунок 2, а),

Схема выполнения активной зоны реактора

где происходит ядерная реакция с выделением потока быстрых нейтронов. Эти нейтроны воздействуют на элементы из 238 U, который обычно в ядерных реакциях не применяется, и превращают его в плутоний 239 Pu , который может быть впоследствии использован на АЭС в качестве ядерного топлива. Теплота ядерной реакции отводится жидким натрием и используется для выработки электроэнергии.

Схема АЭС с реактором типа БН (рис 2, б-)Технологическая Схема – ( 1 – реактор; 2 – теплообменник первого контура; 3 – теплообменник (барабан) второго контура; 4 – паровая турбина; 5 – повышающий трансформатор; 6 – генератор; 7 – конденсатор; 8,9,10 – насосы)

трехконтурная, в двух из них используется жидкий натрий (в контуре реактора и промежуточном). Жидкий натрий бурно реагирует с водой и водяным паром. Поэтому, чтобы избежать при авариях контакта радиоактивного натрия первого контура с водой или водяным паром, выполняют второй (промежуточный) контур, теплоносителем в котором является нерадиоактивный натрий. Рабочим телом третьего контура являются вода и водяной пар.

В настоящее время в эксплуатации находятся ряд энергоблоков типа БН , из них наиболее крупный БН-600 .

Атомные электростанции не имеют выбросов дымовых газов и не имеют отходов в виде золы и шлаков. Однако удельные тепловыделения в охлаждающую воду у АЭС больше, чем ТЕС, вследствие большего удельногорасхода пара, а следовательно, и больших удельных расходов охлаждающей воды. Поэтому на большинстве новых АЭС предусматривается установка градирен, в которых теплота от охлаждающей воды отводится в атмосферу.

Особенностью АЭС является необходимость захоронения радиоактивных отходов. Это делается в специальных могильниках, которые исключают возможность воздействия радиации на людей.

Чтобы избежать влияния возможным радиоактивных выбросов АЭС на людей при авариях, принимают специальные меры по повышению надежности оборудования (дублирование системы безопасности и др.), а вокруг станции создают санитарно-защитную зону.

Применение атомной энергии позволяет расширить энергетические ресурсы, способствуя этим сохранению ресурсов органического топлива, снизить стоимость электрической энергии, что особенно важно для районов, удельных 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).

Что касается загрязнения, то при использование АЭС отпадает проблема нехватки кислорода среде, которая характерна для тепловой электростанции по причине его использования для горения органического топлива. Отсутствует выброс с дымовыми газами золы. В связи с проблемой борьбы с загрязнением воздушной среды важно отметить целесообразность внедрения также атомных ТЭЦ, так как ТЭЦ обычно располагаются вблизи тепловых потребителей, промышленных узлов и крупных населенных пунктов, где чистота среды особенно необходима.

При работе АЭС, не потребляющих органическое топливо (уголь, нефть, газ), в атмосферу не выбрасываются окислы серы, азота, углекислый газ. Это позволяет снизить парниковый эффект, ведущий к глобальному изменению климата.

Во многих странах атомные станции уже вырабатывают более половины электроэнергии (во Франции – около 75%, в Бельгии – около 65%), в России только 15%.

Уроки аварии на Чернобыльской АЭС (в апреле 1986 г.) потребовали существенно (во много раз) повысить безопасность АЭС и заставили отказаться от строительства АЭС в густонаселенных и сейсмоактивных районах. Тем не менее с учетом экологической ситуации атомную энергетику следует рассматривать как перспективную.

В России на АЭС стабильно вырабатывалось около 120 млрд кВт ч электрической энергии в год.

По данным Росэнергоатома, будет наблюдаться дальнейшие развитие атомной энергетики как по мощности АЭС , так и по количеству вырабатываемой электрической энергии на АЭС России.

Атомные электростанции Общие положения. Атомные электростанции (АЭС) – это по существу тепловые электростанции, которые используют тепловую энергию ядерных реакций. Возможность использования ядерного топлива, в основном урана 235U, в

Рекомендуем почитать