Министерство общего и профессионального образования
Свердловской области
ГБПОУ СО «Богдановичский политехникум»
Сообщение
По дисциплине: «Электротехника»
На тему: «АЭС»
Выполнил: студент гр. Эм – 16
Дворцевой Д.Р.
Проверила: Гафарова Е. Е.
Богданович
2017
Содержание
1.АЭС………………………………………………………………………………3
2.Классификация………………………………………………………………….4
2.1.По типу реакторов…………………………………………………………4-11
1) Реакторами на тепловых нейтронах………………………………………..4-5
2)Водо-водяными…………………………………………………………………5
3)Кипящими……………………………………………………………………….6
4)Тяжеловодными………………………………………………………………6-7
5)Газоохлаждаемыми (граффито-газовый)……………………………………...7
6)Граффито-водными…………………………………………………………...7-8
7)Высокотемпературными газоохлаждаемыми (модульный гелиевый)…....8-9
8)Тяжеловодными газоохлаждаемыми…………………………………..…..9-10
9)Тяжеловодными водоохлаждаемыми………………………………………...10
10)Кипящими тяжеловодными……………………………………………...10-11
11) Реакторами на быстрых нейтронах………………………………………...11
3.По виду отпускаемой энергии………………………………………………...13
4.История АЭС……………………………………………………………….13-14
5.Принцип работы АЭС……………………………………………………..15-16
Список используемых источников……………………………………………..17
1.АЭС
Атомная станция (АЭС)― ядерная установка, использующаяся для производства энергии (чаще всего электрической) ядерный реактор (реакторы), комплекс необходимых сооружений и оборудования.
Рис.3 «АЭС»
Атомная электростанция (АЭС) ― комплекс сооружений предназначенные для выработки электрической энергий путем использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.
Рис.4 «Схема АЭС»
2.Классификация
2.1.По типу реакторов
Атомные электростанции классифицируются в соответствии с типом используемых реакторов:
1) Реакторами на тепловых нейтронах;
Рим.5 «Реактор на тепловых нейтронах»
Реактор на тепловых нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии — «теплового спектра».
Рис.6 «Схематическое устройство генераторного реактора на тепловых нейтронах»
Использование нейтронов теплового спектра выгодно потому, что сечение взаимодействия ядер урана-235 с нейтронами, участвующими в цепной реакции, растёт по мере снижения энергии нейтронов, а ядер урана-238 остаётся при низких энергиях постоянным. В результате, самоподдерживающаяся реакция при использовании природного урана, в котором делящегося изотопа 235U всего 0,7%, невозможна на быстрых нейтронах (спектра деления) и возможна на медленных (тепловых).
2)Водо-водяными;
Рис.7 «Водо-водяной реактор»
Водо-водяной ядерный реактор — реактор, использующий в качестве замедлителя и теплоносителя обычную (лёгкую) воду. Наиболее распространённый в мире тип водо-водяных реакторов — с водой под давлением.
Рис.8 «Схема водо-водяного реактора»