Оглавление

Введение 2

1 общая характеристика аэс: виды, кпд, принцип работы 3

2 структурная схема, назначение элементов работы 9

Глава 3 перспективы атомной энергетики 13

Заключение 16

Библиографический список 17

1 Бояркин, С. А. Особенности современных российских проектов АЭС / С. А. Бояркин. – М.: "Росатом", 2011. - 33 с. 17

приложения 18

приложение а 18

схема атомной электростанции 18

приложение б 19

схема двухконтурной АЭС с водо-водяным реактором типа ВВЭР [4, с. 146] 19

Приложение в 20

Схема одноконтурной аэс с канальным реактором РБМК [4, с. 147] 20

приложение г 21

схема аэс с реактором типа бн [2, с. 149] 21

Введение

Энергетика – основной движущий фактор разви­тия всех отраслей промышленности, транспорта, ком­мунального и сельского хозяйства, база повышения производительности труда и благосостояния населе­ния. У нее наиболее высокие темпы развития и масш­табы производства.

На данный момент одной из наиболее перспективных отраслей энергетики является атомная энергетика. На начало XXI в. в структуре мирового производства электроэнергии на долю тепловых станций приходилось примерно 65%, гидроэлектростанций – 20%, атомных электростанций – 15% [3, с. 14].

Атомная энергетика – это область техники, основанная на использовании реакции деления атомных ядеp для выработки теплоты и пpоизводства электpоэнергии. Сегодня энергия атома широко используется во многих отраслях экономики. Строятся мощные подводные лодки и надводные корабли с ядерными энергетическими установками. С помощью мирного атома осуществляется поиск полезных ископаемых. Массовое применение в биологии, сельском хозяйстве, медицине, в освоении космоса нашли радиоактивные изотопы.

Состояние атомной энергетики характеризуется поступательным ростом энерговыработки АЭС, при улучшении характеристик безопасной эксплуатации энергоблоков. Атомные станции играют существенную роль в экономике. Мощные и весьма экономичные АЭС (электростанции, которые преобразуют ядерную энергию в электрическую) обеспечивают стабильную и устойчивую работу всей энергетической системы.

Цель данной работы – изучить работу атомных электростанций.

Работа состоит из введения, трех разделов, заключения, библиографического списка и приложений.

1 Общая характеристика аэс: виды, кпд, принцип работы

АЭС – это по существу тепловые электростанции, которые используют тепловую энергию ядерных реакций. Отличительная особенность большинства АЭС – использование пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабоперегретого.

Главным преимуществом АЭС перед любыми другими электростанциями является их практическая независимость от источников топлива, т.е. удаленности от месторождений урана и радиохимических заводов. Энергетический эквивалент ядерного топлива в миллионы раз больше, чем органического топлива, и поэтому, в отличие, скажем, от угля, расхо­ды на его перевозку ничтожны. Это особенно важно для европейской час­ти России, где доставка угля из Кузбасса и Сибири слишком дорога [4, с. 148].

Главный недостаток АЭС – тяжелые последствия аварии в реакторном отделении с его разгерметизацией и выбросом радиоактивных ве­ществ в атмосферу с заражением громадных пространств. Это не требует особых пояснений – достаточно вспомнить аварию на Чернобыльской АЭС. Для исключения таких аварий АЭС оборудуется сложнейшими сис­темами безопасности с многократными запасами и резервированием, обеспечивающими даже в случае так называемой максимальной проект­ной аварии (местный полный поперечный разрыв трубопровода циркуля­ционного контура о реакторном отделении) исключение расплавления ак­тивной зоны и ее расхолаживание.

Серьезной проблемой для АЭС является их ликвидация после выработки ресурса, которая по оценкам может составлять до 20% стоимости их строительства [4, с. 149].

В основе получения электричества на АЭС лежит реакция деления ядер атомов ра­диоактивного топлива (урана-235 или ядер ряда других тяжелых металлов) при бом­бардировке их нейтронами. Суть этой реакции состоит в разделении ядра атома на два сравнительно крупных фрагмента, что сопровождается высвобождением большого количества тепловой энергии и γ-лучей. Крупные фрагменты, или продукты деления, представляют собой атомы, каждый из которых состоит из некоторого числа электро­нов и части ядра «родительского» атома. Эти осколки обычно радиоактивны и поэтап­но распадаются, превращаясь в стабильные атомы и высвобождая энергию излучения на каждом этапе распада.

В ходе деления возникают не только фрагменты ядер, энергия и γ-лучи, но и нейтро­ны. Когда один из таких нейтронов соударяется с другим ядром урана-235, он может вызвать деление этого ядра. При этом выделяется еще больше энергии, появляются новые осколки ядер и нейтроны; таким образом, ядерная реакция начинает охваты­вать все новые и новые ядра, не прерываясь, т.е. становится самоподдерживающейся, или цепной. Результатом деления ядер расщепляющихся элементов в ядерном реакторе является выделение огромного количества тепла, которое используется для получения пара.

Топливо для АЭС получают из природного урана, который добывают либо в шахтах (Франция, Нигер, ЮАР), либо в открытых карьерах (Австралия, Намибия), либо способом подземного выщелачивания (США, Канада, Россия). Природный уран – это смесь в основном неделящегося изотопа урана ²³⁸U (более 99 %) и де­лящегося изотопа ²³⁵U (0.71 %), который соответственно и представляет собой ядерное горючее. Для работы реакторов АЭС требуется обогаще­ние урана. Для этого природный уран направляется на обогати­тельный завод, после переработки на котором 90% природного обеднен­ного урана направляется на хранение, а 10 % приобретают обогащение до нескольких процентов (3,3—4,4 % для энергетических реакторов) [4, с. 130].

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 [2, с. 147].

Следует отметить, что на АЭС добиться 100% расщепления ядерного топлива невозможно, поэтому невозможно оценивать КПД АЭС с помощью удельного расхода удельного топлива. КПД АЭС зависит от нескольких параметров. В таблице 1.1 приведены расчетные КПД для АЭС с различными параметрами.

Таблица 1.1 – Зависимость параметров пара и КПД цикла от параметров теплоносителя (воды) в первом контуре [2, с. 156]

Давление воды-теплоносителя, МПа	Температура воды-теплоносителя		Температура пара, 0С			Максимальное давление пара, МПа			КПД цикла внутренний
	максимальная	минимальная		перегретого	насыщенного		перегретого	насыщенного		при перегретом	при насыщенном
9,8	310	280		260	255		1,12	3,7		0,216	0,321
14,7	341	311		291	286		1,50	5,7		0,274	0,348
19,6	364	334		314	309		1,86	9,4		0,284	0,368

Атомные электростанции относятся к тепловым, так как в их устройстве имеются тепловыделители, теплоноситель и генератор электрического тока – турбина.

Атомные станции по виду отпускаемой энергии можно разделить на:

- атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки только электроэнергии

- атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию

В зависимости от установленного на них реактора выделяют одно-, двух- и трехконтурные АЭС.

В настоящее время в мире существует пять типов ядерных реакторов. Это реактор ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор), РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный), реактор на тяжелой воде, реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром, реактор на быстрых нейтронах. У каждого типа реактора есть особенности конструкции, отличающие его от других, хотя, безусловно, отдельные элементы конструкции могут заимствоваться из других типов. ВВЭР строились в основном на территории бывшего СССР и в Восточной Европе, реакторов типа РБМК много в России, странах Западной Европы и Юго-Восточной Азии, реакторы на тяжелой воде в основном строились в Америке. Параметры этих реакторов лучше всего представить в виде таблицы 1.2.

Таблица 1.2 – Сравнительная характеристика типов ядерных реакторов

Параметры сравнения	ВВЭР	РБМК	Реактор на тяжелой воде
Тепловыделитель	4.5%-й обогащенный уран	2.8%-й обогащенный уран	2-3%-й обогащенный уран
Замедлитель и его свойства	Легкая вода. Очень хорошо замедляет нейтроны, очень сильно поглощает нейтроны. Очень дешева.	Графит. Хорошо замедляет нейтроны, почти не поглощает нейтроны. Достаточно дешев.	Тяжелая вода. Очень хорошо замедляет нейтроны, почти не поглощает нейтроны. Очень дорога в производстве.
Особенности активной зоны, определяемые параметрами замедлителя	Тесное расположение тепловыделяющих элементов, необходимость повышенного обогащения урана	Достаточно редкое расположение тепловыделяющих элементов, возможность использования низкообогащенного урана или отработанного топлива ВВЭР	Достаточно редкое расположение тепловыделяющих элементов, возможность использования низкообогащенного урана или отработанного топлива ВВЭР
Количество контуров	Два	Один	Два
Теплоноситель	Легкая вода в обоих контурах. Одновременно является замедлителем.	Легкая вода. Замедляющий эффект незначителен.	Тяжелая вода в первом контуре, легкая вода во втором. Тяжелая вода одновременно является замедлителем.
Регулирование	Раствор борной кислоты в теплоносителе. Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия.	Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия.	Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия.
Перегрузки топлива	1 раз в 4-6 месяцев, с полной остановкой реактора и вскрытием его корпуса. Каждый тепловыделяющий элемент переставляется внутри реактора трижды до его окончательного извлечения.	В процессе работы, с помощью специальной перегрузочной машины, позволяющей перезагружать отдельные тепловыделяющие элементы. Каждый тепловыделяющий элемент переставляется внутри реактора несколько раз до его окончательного извлечения.	Раз в несколько месяцев, с полной остановкой реактора.

Продолжение таблицы 1.1

Параметры сравнения	ВВЭР	РБМК	Реактор на тяжелой воде
Наружный отражатель	Наружный металлический корпус.	Графитовая кладка толщиной 65 см. Наружный корпус не обязателен, но желателен по соображениям безопасности	Наружный металлический корпус.

Реакторы ВВЭР являются самым распространенным типом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана.