Студопедия
Обратная связь


Авиадвигателестроения Административное право Административное право Беларусии Алгебра Архитектура Безопасность жизнедеятельности Введение в профессию «психолог» Введение в экономику культуры Высшая математика Геология Геоморфология Гидрология и гидрометрии Гидросистемы и гидромашины История Украины Культурология Культурология Логика Маркетинг Машиностроение Медицинская психология Менеджмент Металлы и сварка Методы и средства измерений электрических величин Мировая экономика Начертательная геометрия Основы экономической теории Охрана труда Пожарная тактика Процессы и структуры мышления Профессиональная психология Психология Психология менеджмента Современные фундаментальные и прикладные исследования в приборостроении Социальная психология Социально-философская проблематика Социология Статистика Теоретические основы информатики Теория автоматического регулирования Теория вероятности Транспортное право Туроператор Уголовное право Уголовный процесс Управление современным производством Физика Физические явления Философия Холодильные установки Экология Экономика История экономики Основы экономики Экономика предприятия Экономическая история Экономическая теория Экономический анализ Развитие экономики ЕС Чрезвычайные ситуации


Атомные электростанции




Атомные электростанции проектируются и сооружаются с реакторами различного типа на тепловых или быстрых нейтронах по одноконтурной, двухконтурной или трехконтурной схеме. АЭС могут сооружаться для производства только электрической энергии, аналогично КЭС, или для производства тепловой и электрической энергии, аналогично ТЭЦ.

Принципиальная схема двухконтурной АЭС

Рис.1.5

Первый, радиоактивный контур содержит реактор, парогенератор и питательный насос, а второй – турбину Т6 и конденсатор К.

В качестве расщепляющегося материала на АЭС обычно используется уран 235U (92 протона и 143 нейтрона) в виде концентрата закиси-окиси урана U308.

Поглощая один нейтрон, уран 235U делится на две части (осколки) с выделением энергии. При расщеплении 1 кг урана 235U выделяется энергии 21,6 млн. кВт-ч, что эквивалентно энергии, выделяющейся при сгорании примерно 2900 т угля.

Урана на земле не так мало, но 235U в нем только 0,714%. а.основную массу (99,28 %) составляет трудноделящийся изотоп 238U. Найдена возможность использовать и этот изотоп с получением плутония, также расщепляющегося материала:

На АЭС возможно также использовать торий, из которого получается расщепляющийся материал 233U.

Реакция деления происходит в ядерном реакторе. В рабочих каналах активной зоны реактора устанавливают тепловыделяющие элементы (твелы). Тепловая энергия, выделяющаяся. при реакции деления, отводится из активной зоны реактора с помощью теплоносителя. Наиболее распространенным теплоносителем является вода.

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

При делении ядер урана или плутония образуются быстрые нейтроны, энергия которых велика. В природном или слабо обогащенном уране, где содержание U-235 невелико, цепная реакция на быстрых нейтронах не развивается. Поэтому быстрые нейтроны замедляют 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 U-238.

На последующем этапе развития атомной энергетики намечается освоение термоядерных реакторов, в которых используется энергия реакций синтеза легких ядер дейтерия и трития.

На атомных станциях 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 (быстрые нейтроны) — реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем.

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.

В настоящее время, независимо от чрезвычайных ситуаций на станциях типа АЭС, с учетом экологической ситуации атомную энергетику рассматривают как перспективную.

Особенности АЭС следующие:

1) могут сооружаться в любом географическом месте, в том числе и в труднодоступном;

2) по своему режиму автономны от ряда внешних факторов;

3) требуют малого количества топлива;

4) могут работать по свободному графику нагрузки (за исключением атомных ТЭЦ);

5) чувствительны к переменному режиму, особенно АЭС с реакторами на быстрых нейтронах; по этой причине, а также с учетом требования экономичности работы для АЭС выделяется базовая часть графика нагрузки энергосистемы;

6) слабо загрязняют атмосферу; выбросы радиоактивных f газов и аэрозолей незначительны и не превышают значе­ний, допустимых санитарными нормами. В этом отношении АЭС оказываются более чистыми, чем ТЭС.





Дата добавления: 2014-02-02; просмотров: 126; Опубликованный материал нарушает авторские права? | ЗАКАЗАТЬ РАБОТУ


ПОИСК ПО САЙТУ:


Лучшие изречения: Студент - человек, постоянно откладывающий неизбежность... 1985 - | 1665 - или читать все...

Читайте также:
 

© studopedia.ru Не является автором материалов, которые размещены. Но предоставляет возможность бесплатного использования. Есть нарушение авторского права? Напишите нам


Генерация страницы за: 0.084 сек.