Развитие ядерной энергерики в РБ

 

МИНИСТЕРСТВО  ОБРАЗОВАНИЯ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ

БЕЛОРУССКИЙ НАЦИОНАЛЬНЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ

РЕСПУБЛИКАНСКИЙ ИНСТИТУТ ИННОВАЦИОННЫХ ТЕХНОЛОГИЙ

 

 

 

 

 

Кафедра “Инновационный менеджмент“

Курсовая работа

 

по дисциплине

“Производственные технологии“

 

Тема:  “ РАЗВИТИЕ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ В РБ”

 

 

 

 

 

 

 

Проверил:        В.К. Пустовалов

Выполнила: гр. 2021015-ИМ     Н.А. Пинчук

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Минск 2010 г.  
Кафедра "Инновационный менеджмент"

 УТВЕРЖДАЮ

Заведующий кафедрой

_____________Косовский А.А.

"____"_______________ 2010 г

ЗАДАНИЕ

на курсовую работу

по дисциплине "Производственные технологии"

 

Слушатель  Н. А. Пинчук   

1. Тема  " Развитие ядерной энергетики в РБ" 

2. Сроки сдачи слушателем  завершенной работы  23.11.2010 

Содержание расчетно-пояснительной  записки (перечень подлежащих разработке вопросов)

1 Атомные электростанции;

1.1 Конструкция ядерного  реактора;

1.2 Классификация ядерных реакторов ;

1.3 Принцип работы атомных станций;

1.4 Перспективные типы  реакторов;

2 Ядерная энергетика в Республике Беларусь;

2.1. Целесообразность развития  ядерной энергетики в РБ;

2.2. Строительство АЭС в Республике Беларусь;

3. Дата выдачи задания  02.11.2010

4. Календарный график  работы над работай на весь  период проектирования (с указанием  сроков выполнения и трудоемкости  отдельных этапов)

Анализ темы     

Подбор материалов     

Выполнение курсовой работы  с 02.11 2010 по 17.11 2010 

Оформление работы и подготовка презентации  16.11.2010 

Руководитель Д. ф.-м. наук, профессор В.К. Пустовалов  

Задание принял к исполнению  02.11.2010  

(дата и подпись слушателя)

 

Содержание

 

Введение…………………………………………………………………..…….4

1 Атомные электростанции…………………………....................................…6

1.1 Конструкция ядерного реактора…………………………………………..6

1.2 Классификация ядерных реакторов ………………………………………9

1.3 Принцип работы атомных станций ………………………………….….11

1.4 Перспективные типы  реакторов…………………………………………13

2 Ядерная энергетика в Республике Беларусь ………………………….…..15

2.1. Целесообразность развития  ядерной энергетики в РБ…………….......15

2.2. Строительство АЭС в Республике Беларусь ……………………….….18

Заключение…………….…………………………………………………..…..21

Список использованных источников ..………………………………………22

 

 

Введение

Известно, что наиболее освоенными и широко используемыми источниками  энергии на Земле в настоящее  время являются: полезные ископаемые органического происхождения, возобновляемые источники энергии органического происхождения (древесное топливо и т. п.), а также источники гидравлической энергии (пригодные для этой цели реки и другие водоемы). В совокупности эти источники удовлетворяют современные потребности человечества в энергии приблизительно на 80%. Однако, запасы полезных ископаемых довольно ограничены и распределены на Земле весьма не равномерно с геополитической точки зрения; возобновляемые источники энергии (древесное топливо и т. п.) недостаточно калорийны и их широкое использование для удовлетворения существующих сегодня потребностей грозит очевидной экологической катастрофой; возможности использования энергии водоемов также весьма ограничены и сопряжены с негативным влиянием на экологию. Поэтому, наиболее авторитетные ученые отечественной и зарубежной науки полагают, что перспективным направлением для развития энергосистем в ближайшем обозримом будущем все еще будет оставаться ядерная энергетика, несмотря на возможные опасности связанные с использованием радиоактивных материалов, как основного топлива ядерных энергетических установок.

Перспективность ядерной  энергетики, несмотря на последствия  чернобыльской трагедии, становится с каждым годом все более очевидной  благодаря результатам исследований, провидимым в ведущих ядерных  странах. Результаты этих исследований свидетельствуют, что создание достаточно надежных энергетических установок  на ядерном топливе сегодня вполне реально. Так основным содержанием  развития ядерной энергетики в России и ряда других зарубежных стран в  последние годы была дальнейшая разработка качественно новых подходов в  обеспечении безопасности атомных  станций и создание на базе этих подходов ядерной установки для  теплоснабжения крупных населенных пунктов, таких как города с численность  населения от 500 тыс. человек населения  и выше. Создание двух таких станций  в середине 80-х годов уже было близко к завершению под Нижним Новгородом и Воронежем, но волна антиядерных  настроений после чернобыльской  аварии 1986 года остановила их строительство. Использованные в этих проектах свойства самозащищенности реакторов и пассивные  системы и средства безопасности составляют на сегодняшний день основу безопасности новых поколений станций нового столетия во всем мире. Детальное изучение этого проекта экспертами из 13 стран в 1988 году подтвердило высокую безопасность установки, представляющую из себя атомные станции промышленного теплоснабжения (АСТП).Общая концепция АСТП была разработана в 1975-78 г.г., и первоначальный срок пуска блоков был ориентирован на 1985 г.

Что касается Беларуси, то после  чернобыльской аварии все исследовательские  и проектно-конструкторские работы по созданию ядерных ректоров были приостановлены. Тем не менее интерес  к развитию этого направлению  энергетики в республике остается, поскольку технический прогресс неразрывно связан с возрастанием потребности  в энергии во все больших масштабах. 

1 Атомные электростанции

1.1 Конструкция  ядерного реактора

Атомная электростанция (АЭС) - электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется  в электрическую.

Генератором энергии на АЭС  является атомный реактор. Ядерный  реактор - устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Составными частями любого ядерного реактора являются:

1-активная зона с ядерным топливом, обычно окруженная отражателем нейтронов, материалом которого являются те же вещества, что и для замедлителя

Активная зона ядерного реактора - пространство, в котором осуществляется контролируемая цепная реакция деления  ядер тяжёлых элементов (урана, плутония). Активная зона содержит:

-делящееся вещество, которое  чаще всего выполняется в виде  блоков или стержней. Делящееся вещество может находиться либо отдельно от остальных компонентов активной зоны (гетерогенный реактор), либо в смеси с ними (гомогенный реактор);

-замедлитель, если реакция  в основном производится медленными  нейтронами (в реакторах на быстрых  нейтронах замедлитель отсутствует). В качестве замедлителя обычно используют воду, тяжёлую воду, графит, бериллий, органические жидкости;

- теплоноситель для отвода  выделяющегося в результате реакции  тепла. Теплоносителями в реакторах на тепловых нейтронах служат вода, водяной пар, тяжёлая вода, органические жидкости, гелий, углекислый газ; в реакторах на быстрых нейтронах — жидкие металлы (преимущественно натрий);

- элементы, приборы и устройства  систем управления, контроля и  защиты реактора.

Рисунок 2. Активная зона ядерного реактора с отражателем:1 – контур зоны; 2 – тепловыделяющие стержни; 3 – регулирующие стержни; 4 – отражатель; 5 – корпус реактора.

2- загрузочное устройство;

3- вода-теплоноситель;

4- радиационная защита;

5- приводы системы дистанционного  управления;

6- напорный и всасывающий трубопроводы (рис. 1).

Рисунок 1. Продольный разрез реактора Института атомной энергии  имени И. В. Курчатова.

 

Основной характеристикой  ядерного реактора является его мощность. Мощность в 1 Мет соответствует цепной реакции, в которой происходит 3·1016 актов деления в 1 сек.

 

В активной зоне ядерного реактора находится ядерное топливо, протекает цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия.

 

1.2 Классификация  ядерных реакторов

По назначению и мощности ядерные реакторы делятся на несколько  групп:

1) экспериментальный реактор  (критическая сборка), предназначенный  для изучения различных физических  величин, значение которых необходимо  для проектирования и эксплуатации  ядерного реактора; мощность таких  реакторов не превышает несколько  квт;

2) исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов  и g-квантов, генерируемые в  активной зоне, используются для  исследований в области ядерной  физики, физики твёрдого тела, радиационной  химии, биологии, для испытания  материалов, предназначенных для  работы в интенсивных нейтронных  потоках (в т. ч. деталей ядерных  реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательского ядерного  реактора не превосходит 100 Мвт;  выделяющаяся энергия, как правило,  не используется. К исследовательским  Ядерный реактор относится импульсный  реактор;

3) изотопные ядерные реакторы, в которых потоки нейтронов  используются для получения изотопов, в том числе Pu и 3H для военных  целей;

4) энергетические ядерные  реакторы, в которых энергия, выделяющаяся  при делении ядер, используется  для выработки электроэнергии, теплофикации, опреснения морской воды, в силовых  установках на кораблях и т.  д. Мощность (тепловая) современного  энергетического ядерного реактора  достигает 3—5 ГВт. 

 

Ядерные реакторы могут различаться  также

• по виду ядерного топлива:

- естественный уран;

- слабо обогащенный;

- чистый делящийся изотоп.

• по его химическому составу:

- металлический U,

- UO2,

- UC и т. д.

• по виду теплоносителя:

- H2O;

- газ;

- D2O;

- органические жидкости;

- расплавленный металл.

• по роду замедлителя:

- С;

- H2O;

- D2O;

- Be;

- BeO;

- гидриды металлов;

- без замедлителя.

Наиболее распространены гетерогенные ядерные реакторы на тепловых нейтронах с замедлителями — H2О, С, D2О и теплоносителями — H2O, газ, D2O. В ближайшие десятилетия будут интенсивно развиваться быстрые реакторы. В них «сжигается» 238U, что позволяет лучше использовать ядерное топливо (в десятки раз) по сравнению с тепловыми ядерными реакторами. Это существенно увеличивает ресурсы ядерной энергетики.

 

1.3 Принцип работы  атомных станций

 

Тепло, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции  деления ядер некоторых тяжёлых  элементов, преобразуется в электроэнергию. Топливом для АЭС является ядерное топливо, содержащееся в твэлах, представляющих из себя тепловыделяющие сборки (ТВС). Для современных мощных реакторов загрузка составляет от 40 до 190 тонн. В отличие от ТЭС, работающих на органическом топливе, АЭС работает на ядерном горючем (в основном 233U, 235U. 239Pu). При делении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается 22 500 квт ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного топлива.

 

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

Рисунок 3. Принципиальная схема  АЭС с ядерным реактором.

 

Наиболее часто на АЭС  применяются 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  реакторостроении, а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. д. В СССР 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.

 

1.4 Перспективные типы реакторов

 

Исходя из перспектив глобального  преобразования мировой энергетики, наиболее перспективными можно считать, пожалуй, пять основных известных в  настоящее время науке типов  реакторов:

 

1. Высокотемпературный энергетический ядерный реактор на газообразном топливе (ГФЯР), являющийся реактором на тепловых нейтронах, в котором делящееся вещество (235U, 233U) в составе газообразного гексафторида урана или в виде испаренного металлического урана расположено в центральной зоне полости (цилиндрической или сферической), образованной твердым замедлителем-отражателем нейтронов (Be, BeO, C или их комбинацией). Перспективность ГФЯР связана со следующим: