<<
>>

Лекция 3. Атомная энергетика

  На сегодняшний день значение атомных электростанций в производстве электроэнергии любой страны трудно переоценить. Как было сказано раньше, строительство гидроэнергетических станций требует создания крупных водохранилищ, которые занимают большие площади.
Теплоэнергетические станции требуют больших запасов органического топлива (например-угля). Более того, тепловые энергетические установки во всем мире выбрасывают в атмосферу за год до 250 млн. тонн золы и около 60 млн. тонн сернистого ангидрида. Это оказывает отрицательное воздействие на окружающую среду.

Атомные электростанции (АЭС) - являются намного экономичнее обычных тепловых электростанций, количество радиоактивных веществ, образующихся в период эксплуатации АЭС, сравнительно невелико а, самое главное - это чистые источники энергии.

В основе любой атомной электростанции находится ядерный реактор. Ядерный реактор - устройство, в котором происходят ядерные реакции. Ядерные реакции - это реакции превращения одних химических элементов в другие. Для того чтобы такие реакции происходили, необходимо наличие в реакторе делящегося вещества, которое при своем распаде выделяет элементарные частицы, способные вызвать распад других ядер.

В качестве делящегося вещества в настоящее время используются изотопы урана - уран-235 и уран-238, а также плутоний -239. Ядра урана или плутония распадясь, выделяют энергию, при этом излучаются гамма-кванты и образуются два или три нейтрона, которые, в свою очередь, взаимодействуя с другими атомами, могут, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией. Наибольшее значение в ядерной энергетике имеют нейтроны. В зависимости от скорости элементарной частицы может наблюдаться два вида нейтронов: быстрые и медленные. 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. В уране-235 цепная реакция протекать может, так как наиболее эффективно его деление происходит, когда нейтроны замедлены в 3-4 раза по сравнению с быстрыми, что происходит при достаточно длинном их пробеге в толще урана. в современных ядерных реакторах необходимо для замедления нейтронов применять не сам уран, а другие вещества, мало поглощающие нейтроны например, графит или тяжелая вода. Обыкновенная вода хорошо замедляет нейтроны, но сильно их поглощает. Поэтому для нормального протекания цепной реакции при использовании в качестве замедлителя обыкновенной легкой воды необходимо использовать уран с высокой долей делящегося изотопа - урана-235 (обогащенный уран). Обогащенный уран производят по достаточно сложной и трудоемкой технологии на горнообогатительных комбинатах, при этом образуются токсичные и радиоактивные отходы. Графит хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании графита в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды. Другим альтернативным способом решения проблемы замедления нейтронов является создание реактора не требующих их замедления - реактор на быстрых нейтронах. В таком реакторе основным делящимся веществом является не уран, а плутоний. Уран же (используется уран-238) выступает как дополнительный компонент реакции - от быстрого нейтрона, выпущенного при распаде ядра плутония, произойдет распад ядра урана с выделением энергии и испусканием других нейтронов, а при попадании в ядро урана замедлившегося нейтрона он превратится в плутоний-239, возобновляя тем самым запасы ядерного топлива в реакторе. В связи с малой величиной поглощения нейтронов плутонием цепная реакция в сплаве плутония и урана-238 идти будет, причем в ней будет образовываться большое количество нейтронов.

Ядерный реактор. Как уже указывалось, в основе любой атомной электростанции находится ядерный реактор. На сегодняшний день сужествует несколько различных типов ядерных реакторов. Но обязательными компонентами большинства ядерных реакторов являются являются:              тепловыделитель, замедлитель и теплоноситель. Реакторы

различаются между собой главным образом по двум признакам: какие вещества используются в качестве замедлителя нейтронов, и какие вещества используются в качестве теплоносителя, с помощью которого производится отвод тепла из активной зоны реактора. Наибольшее распространение имеют водо-водяные реакторы, в которых обычная вода служит и замедлителем нейтронов и теплоносителем. Широко используются, так же уран-графитовые реакторы, в которых замедлителем является графит, а теплоносителем является обычная вода. Можно отметить и газографитовые реакторы, в которых в качестве замедлителя служит графит, а теплоносителем является газ (например, углекислота). Основная характеристика ядерного реактора - его мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3' 1016 актов деления в 1 секунду.

На рисунке 1.3. представлена принципиальная схема водо-водяного реактора. На этом рисунке: 1- управляющий стержень; 2 - корпус реактора с радиационной защитой; 3- тепловая изоляция; 4- замедлители; 5 -ядерное топливо; 6 -теплоноситель. Из приведенного рисунка видно, что активная зона реактора представляет собой толстостенный сосуд, в котором находятся вода и, погруженные в нее, сборки тепловыделяющих

элементов. Тепло, выделяемое этими элементами, передается воде, температура которой значительно повышается. Нагретая вода (теплоноситель) поступает на турбину, где происходит выработка электроэнергии.

Принципиальная схема тепловой атомной электростанции представлена на рисунке 2.3. На этом рисунке:              1-

тепловыделяющий реактор; 2-защитный корпус реактора; 3- турбина; 4- электрогенератор; 5- конденсатор отработанного пара; 6 - насос.

Стоит иметь в виду, что в ее конструкции может быть предусмотрено несколько контуров - теплоноситель от тепловыделяющего реактора может не идти сразу на турбину, а отдать свое тепло в теплообменнике теплоносителю следующего контура, который уже может поступать на турбину, а может дальше передавать свою энергию следующему контур. Схема такой атомной станции показана на рисунке 3.3. Также в любой электростанции предусмотрена система охлаждения отработавшего теплоносителя, чтобы довести температуру теплоносителя до необходимого для повторного цикла значения. Нагретый теплоноситель теплообменника поступает на турбину, где теряет часть своей энергии на выработку электричества. Из турбины теплоноситель поступает в конденсатор для пара, чтобы в реактор поступал теплоноситель с нужными для оптимальной работы параметрами. На рисунке 3.3. показана несколько иная схема построения атомной электростанции. Здесь: 1- реактор с тепловыделяющими элементами; 2защитный корпус реактора; 3- теплообменник; 4- турбина; 5- электрогенератор; 6-конденсатор отработанного пара; 7- насос. Как видно из рисунка, здесь имеется два контура. Первый, реакторный контур, полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы (насос первого контура на схеме не

показан) прокачивают воду через реактор и теплообменник. Вода реакторного контура находится под повышенным давлением, так что несмотря на ее высокую температуру (293 градуса - на выходе, 267 - на входе в реактор) ее закипания не происходит. Вода второго контура находится под обычным давлением, так что в теплообменнике она превращается в пар. В теплообменнике теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура.

Пар, генеруемый в парогенераторе, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара.

Рис. 3.3. Схема двухконтурной атомной электростанции

В 2000 году атомными электростанциями мира производилось 26% всей электроэнергии. Такие электростанции работали в 31 стране и строились еще в 6 странах. Ядерный сектор энергетики наиболее значителен во Франции, Бельгии, Финляндии, Швеции, Болгарии и Швейцарии, т.е. в тех промышленно развитых странах, где недостаточно природных энергоресурсов. Эти страны производят от четверти до половины своей электроэнергии на АЭС. Вместе с тем, нельзя забывать о безопасности эксплуатации этих станций. Всего с момента начала эксплуатации атомных станций в 14 странах мира произошло более 150 инцидентов и аварий различной степени сложности. Наиболее характерные из них: в 1957 г. - в Уиндскейле (Англия), в 1959 г. - в Санта-Сюзанне (США), в 1961 г. -в Айдахо-Фолсе (США), в 1979 г. - на АЭС Три-Майл-Айленд (США), в 1986 г. - на Чернобыльской АЭС, в 2011 -в Японии.

Контрольные вопросы

К какому виду энергии относится атомная энергия?

Что находится в основе любой атомной электростанции?

Что является основной характеристикой ядерного реактора?

Какие компоненты являются обязательными компонентами

большинства ядерных реакторов?

Какие реакции называются ядерными реакциями?

В чем заключаются основные преимущества и недостатки

современных атомных электростанций?

Как работает реактор на быстрых нейтронах?

<< | >>
Источник: С.И. Власов, Д.А. Толипов. Нетрадиционные источники энергии. 2013

Еще по теме Лекция 3. Атомная энергетика:

  1. НАРУШЕНИЕ ПРАВИЛ БЕЗОПАСНОСТИ НА ОБЪЕКТАХ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ (ст. 215 УК РФ).
  2. 72. ПРАВОВОЙ РЕЖИМ ЗЕМЕЛЬ ЭНЕРГЕТИКИ
  3. ВЫБЕРИТЕ АТОМНУЮ РАКЕТУ
  4. Создание атомной промышленности
  5. Атомный ужас
  6. 13.1. Промышленность, строительство, энергетика
  7. АЭРОЗОЛИ АТОМНОЙ ПРОМЫШЛЕННОСТИ
  8. Энергетика биосферы и трофические цепи
  9. 10.3. Общая характеристика и особенности правового режима земель промышленности, энергетики, транспорта, связи, радиовещания, телевидения, информатики и космического обеспечения, обороны, безопасности и иного специального назначения
  10. Лекция 13 Мифы общественного сознания.Часть вторая
  11. ЛЕКЦИЯ 1 6.03.1984
  12. ЛЕКЦИЯ 2 13.03.1984
  13. ЛЕКЦИЯ 3 20.03.1984
  14. ЛЕКЦИЯ 4 27.03.1984
  15. ЛЕКЦИЯ 5 3.04.1984
  16. ЛЕКЦИЯ 6 10.04.1984
  17. ЛЕКЦИЯ 7 17.04.1984
  18. ЛЕКЦИЯ 8 24.04.1984
  19. ЛЕКЦИЯ 9 23.04.1984