Атомные электростанции

     Введение

     Проблема  данного исследования носит актуальный характер в современных условиях. Об этом свидетельствует частое изучение поднятых вопросов. 
Известно, что наиболее освоенными и широко используемыми источниками энергии на Земле в настоящее время являются:

     - полезные ископаемые органического  происхождения, 

     - возобновляемые источники энергии  также органического происхождения  (древесное топливо и т. п.), а также 

     - источники гидравлической энергии  (пригодные для этой цели реки  и другие водоемы),

     в совокупности удовлетворяющие 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 авторитетных 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 убедительно 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.  
 
 

     Физические  основы ядерной энергетики

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

     Состояние полного покоя молекул соответствует  абсолютный нуль температуры.

     Молекулы  вещества состоят из атомов одного или несколько химических элементов.

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

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

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

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

     Основы  теории реакторов

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

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

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

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

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

     Реакторы  характеризуются циклами и типами реакторов.

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

     Топливный цикл определяет тип ядерного реактора: реактор -конвектор;

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

     

 
 

     Принципы  регулирования мощности реактора

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

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

     Типы  атомных электростанций

     На  атомных электростанциях, так же как и на электростанциях, работающих на органическом топливе (ТЭС), осуществляется процесс превращения энергии, содержащейся в рабочей среде (паре), в электрическую. Различие между процессами, происходящими на АЭС и ТЭС, состоит лишь в том, что в одном случае используется энергия, выделяющаяся при распаде тяжелых элементов (применяемых в качестве топлива), а другом – при горении органического топлива.

     Атомные станции могут быть конденсационными электростанциями (АКЭС) и теплоэлектроцентралями (АТЭЦ). Они составляют основу подавляющего большинства ныне действующих АЭС в странах бывшего СССР. Атомная энергия может использоваться также и только для целей теплоснабжения: атомные станции промышленного теплоснабжения (АСТП). Такие станции уже имеются в ряде стран дальнего зарубежья. Разработка АСТП в период существования СССР явилось весьма специфическим этапом в развитии ядерной энергетики, поскольку был осуществлен принципиально новый подход в обеспечении безопасности АЭС.

     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. Особенность процесса в том, что масса выгружаемых после отработки определенного срока ТВС такая же, как и масса свежезагружаемых. Происходит лишь частичная замена ядерного горючего на продукты деления. Выгружаемое из реактора топливо имеет все еще значительную ценность. Поэтому для АЭС расход ядерного горючего не является характерной величиной, а степень использования внутриядерной энергии характеризуется глубиной выгорания[2].

     Принципиально возможны многочисленные типы ядерных  реакторов. Однако практически целесообразных конструкций не так много. Все  реакторы можно классифицировать по

     назначению:

     -энергетические (основное требование к экономичности термодинамического цикла);

     -исследовательские (пучки нейтронов с определенной энергией);

     -транспортные (компактность, маневренность);

     -промышленные (для наработки плутония, низкотемпературные, работают в форсированном режиме);

     -многоцелевые (например, для выработки электроэнергии и опреснения морской воды);

     По  виду замедлителя:

     -легководные (наиболее компактны);

     -графитовые (в расчете на единицу мощности имеют наибольшие размеры);

     -тяжеловодные (несколько меньших размеров по сравнению с графитовыми);

     По  виду теплоносителя:

     -легководные (наиболее распространенные);

     -газоохлаждаемые (также широко распространены);

     -тежеловоджные (редко применяемые и только там, где замедлитель тоже тяжелая вода);

     -жидкометаллические (в реакторах на быстрых нейтронах);

     По  энергетическому спектру нейтронов:

     -на тепловых нейтронах (наиболее освоенные, требуют наименьшей удельной загрузки ядерного топлива по делящемуся изотопу);

     -на быстрых нейтронах (так называемые «быстрые реакторы» предназначены также и для воспроизводства ядерного топлива);

     -на промежуточных нейтронах (только в специальных исследовательских установках);

     По  структуре активной зоны:

     -гетерогенные (все работающие в настоящее время реакторы);

     -гомогенные (пока находятся в стадии исследования и отдельных опытных образцов).

     Особенность современной ядерной энергетики – использование реакторов на тепловых нейтронах, то есть применение урана, обогащенного по 235U. В природном  уране его всего 0,7%. В ядерных  реакторах на тепловых нейтронах  обогащение по 235U составляет 2,0-4,4%, при этом соответствующие предприятия выдают наряду с обогащенным ураном также и отвальный уран, содержащий 235U в существенно меньшем количестве, чем природный. Отвальный, так же как и природный уран, может быть использован в реакторах на быстрых нейтронах. Глубокое (более полное) использование уранового топлива, включая отвальный может быть достигнуто в реакторах на быстрых нейтронах.

     Коренное  различие тепловой экономичности ТЭС  и АЭС заключается в том, что  для ТЭС она зависит от реализации в цикле теплоты всего сожженного органического топлива, непрерывно поступающего в топку парового котла, а для ТЭС – от реализации в цикле теплоты, выделившейся в процессе деления незначительной части ядерного горючего, загружаемого в активную зону. 
 
 

     Конструктивная схема реактора

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

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