Перспективы развития АЭС

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ АЭС

РЕФЕРАТ

 

 

 

 

 

 

 

Саратов 2013

 

Содержание

 

Введение……………………………………………………………………..….3

 

Раздел 1 Атомные электростанции……………………………………….…..5

Раздел 2 Перспективы развития ядерной и термоядерной энергетики…....13

Заключение………………….…………………………………………………19

Список использованной литературы……..……………..…………………...20

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Введение

 

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 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  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. 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, представляющих 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. Уже в настоящее время в России существует возможность реализации проекта АСТП при выводе из эксплуатации двух промышленных реакторов под Томском  \По данным Макарова А.А., Волкова Е.А., 1999г.\.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Раздел 1 Атомные электростанции

 

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 преобразуется в электроэнергию. 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.

 

Типы атомных электростанций

 

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 \По данным Маргулова Т.Х., Порушко Л.А.,1982г.\.

Принципиально возможны многочисленные типы ядерных реакторов. Однако практически целесообразных конструкций не так много. В таблице 1 показаны целесообразные (+) и нецелесообразные (-) сочетания замедлителя и теплоносителя.

 

Таблица 1

Замедлитель	Теплоноситель
	Н2О	Газ	D2О	Жидкий металл
Н2О	+	-	-	-
Графит	+	+	-	-
D2О	+	+	+	-
Отсутствует	-	+	-	+

 

 

 

 

 

 

 

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);

виду замедлителя:

легководные (наиболее компактны);

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

тяжеловодные (несколько меньших размеров по сравнению с графитовыми);

виду теплоносителя:

легководные (наиболее распространенные);

газоохлаждаемые (также широко распространены);

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

жидкометаллические (в реакторах на быстрых нейтронах);

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);

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.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Тепловые схемы АЭС

 

В любой АЭС различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочее тело - это среда, совершающая работу, преобразуя тепловую энергию в механическую. Рабочим телом обычно является водяной пар. Контур рабочего тела всегда замкнут и добавочная вода в него поступает лишь в небольших количествах.

 

7                            2

         3   1 - реактор, 2 - паровая турбина, 3 - электрогенератор,    

      4 - конденсатор, 5 - питательный насос, 6 - циркуля

            ционный насос, 7 - парогенератор .

                             4                       

1

 

                     5

6

        а) одноконтурная

 

7          2    1 - реактор, 2 - паровая турбина, 3 - электрогенератор,    

                     3     4 - конденсатор, 5 - питательный насос, 6 - циркуля -

                                        ционный насос, 7 - парогенератор, 8 - компенса -

8     тор объема.

                             4

1

 

6                  5                  

 

 б) двухконтурная         

         7     2   1 - реактор, 2 - паровая турбина, 3 - электрогенератор,

      8      4 - конденсатор, 5 - питательный насос, 6 - циркуля-

            ционный насос, 7 - парогенератор, 8 - компенса-

            тор объема, 9 - промежуточный теплообменник.

                                3

                                        4

9

                                     5

                         6

1    6 в) трехконтурная

 

Рис. 1 Классификация АЭС по числу контуров.

 

Назначение теплоносителя на АЭС - отводить тепло, выделяющееся на реакторе. Для предотвращения отложений на тепловыделяющих элементах необходима высокая чистота теплоносителя. Поэтому для него также необходим замкнутый контур, тем более, что теплоноситель реактора всегда радиоактивен.

АЭС называется одноконтурной, если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены. Преимущества этой схемы: простота и большая экономичность по сравнению с 2-х и 3-х контурными. Недостаток - все оборудование работает в радиационно-активных условиях.

АЭС называется двухконтурной, если контуры теплоносителя и рабочее тело разделены. Контур теплоносителя - первый контур, контур рабочего тела - второй. Преимущества: оборудование не работает в радиационно-активных условиях. Недостаток: более низкая экономичность и более высокая сложность по сравнению с одноконтурной.

АЭС называется трехконтурной, если помимо раздельных контуров теплоносителя и рабочего тела присутствует также и промежуточный контур. Промежуточный контур призван предотвратить опасность выброса радиоактивных веществ в случае, если давление в первом контуре выше, чем во втором и возможно перетекание теплоносителя, вызывающая радиоактивность второго контура в случае, если теплоносители (например, металлический натрий) интенсивно взаимодействует с паром и водой.

При двухконтурной  схеме вода является теплоносителем и замедлителем нейтронов. Реакторы, созданные для работы в таких условиях принято называть водно-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР).

Реакторы канального типа, в которых теплоносителем является вода, а замедлителем графит, применяются на крупных блоках с турбинами насыщенного пара. Эти реакторы принято называть реакторами большой мощности канального типа (РБМК).