- •Достоинства и недостатки ядерной энергетики
- •Состояние и перспективы развития ядерной энергетики в России и в мире
- •Теория ядерных реакторов. Ядерные реакции
- •1. Деление ядер.
- •2. Реакция синтеза лёгких ядер.
- •3. Упругое рассеяние (столкновение).
- •4. Неупругое рассеяние (σin, Σin).
- •5. Поглощение.
- •Деление на быстрых и на медленных нейтронах
- •Формула 4 сомножителей
- •Одногрупповая теория критических параметров. Погрешности одногрупповой теории
- •Одногрупповое уравнение дифузии нейтронов (уравнение реактора)
- •Преобразование уравнения реактора
- •Решение уравнения реактора. Цилиндрическая активная зона с бесконечной высотой
- •Применение условий однозначности при решении уравнения реактора. Условие однозначности
- •Условие неотрицательности нейтронного потока.
- •Условие сшивки нейтронных потоков:
- •Условие ограничения нейтронного потока:
- •Применение условий однозначности для цилиндра с бесконечной высотой
- •1. Условие неотрицательности и ограничения нейтронного потока:
- •Применение условия однозначности для цилиндра с бесконечным радиусом
- •1. Условие симметрии нейтронного потока:
- •2. Граничные условия:
- •3.Условие неотрицательности нейтронного потока:
- •Решение уравнения реактора для цилиндрической активной зоны с конечными радиусом и высотой активной зоны
- •Двухгрупповое уравнение реактора
- •Компоновка активной зоны реактора
- •Профилирование энерговыделения
- •Оптимизация формы активной зоны
- •Два значения критической массы
- •Эффекты реактивности
- •Температурный эффект реактивности
- •Мощностной эффект реактивности
- •Барометрический эффект реактивности
- •Паровой эффект реактивности
- •Отравление реактора
- •Йодная яма
- •Шлакование реактора
- •Воспроизводство ядерного горючего
- •Кинетика реактора. Элементарное уравнение кинетики реактора
- •Основные характеристики запаздывающих нейтронов
- •Конструкции атомных реакторов Реактор ввэр-1000 Нейтроно - физические и конструктивные особенности реактора
- •Состав и общие сведения
- •Корпус реактора
- •Шахта реактора
- •Выгородка активной зоны
- •Блок защитных труб (бзт)
- •Верхний блок
- •Уплотнение главного разъёма
- •Активная зона. Кассета регулирования
- •Описание конструкции аз
Состояние и перспективы развития ядерной энергетики в России и в мире
В настоящее время в России на АЭС вырабатывается 12,5 % электроэнергии, на ГРЭС – 19,1 %, на ТЭС (ГРЭС и ТЭЦ) – 68,4 %.
Электроэнергия вырабатывается на следующих АЭС (рис.1):
Билибинская АЭС – 4 реактора ЭГП-6 (экспериментальный с перегревов пара), мощность электрическая 12 МВт. Среднесуточные радиоактивные выбросы 25,8 Ku/сут, что составляет 1,29 % от допустимых.
Кольская АЭС – 4 реактора ВВЭР - 440. Среднесуточные радиоактивные выбросы
1,67 Ku/сут, что составляет 0,08 % от допустимых.
Ленинградская АЭС – 4 реактора РБМК-1000. Среднесуточные радиоактивные выбросы 33 Ku/сут, что составляет 3 % от допустимых.
Калининская АЭС – 3 реактора ВВЭР- 1000. Среднесуточные радиоактивные выбросы
1,5 Ku/сут, что составляет 0,15 % от допустимых.
Смоленская АЭС – 3 реактора РБМК-1000. Среднесуточные радиоактивные выбросы
47 Ku/сут, что составляет 4 % от допустимых.
Курская АЭС – 5 реактора РБМК-1000. Среднесуточные радиоактивные выбросы
39 Ku/сут, что составляет 5 % от допустимых.
Н.Воронежская АЭС – 2 реактора ВВЭР – 440, 1 реактор ВВЭР- 1000. Среднесуточные радиоактивные выбросы 3 Ku/сут, что составляет 0,7 % от допустимых.
Балаковская АЭС – 4 реактора ВВЭР- 1000. Среднесуточные радиоактивные выбросы
0,8 Ku/сут, что составляет 0,15 % от допустимых.
Белоярская АЭС – 1 реактор БН – 600. Среднесуточные радиоактивные выбросы
1,53 Ku/сут, что составляет 0,02 % от допустимых.
Всего в России вырабатывается ≈ 828 млрд. кВтч в год. В США действующих энергоблоков 109, в Великобритании – 37, в Канаде – 22, во Франции – 56
(78 % вырабатывается на АЭС), в Японии – 48 (31 %), в Швейцарии – 5 (38 %), в Литве – 2 блока (1 РБМК-1500 и 1 РБМК-1000; 87 %), Украина – 15 блоков (33 %).
В России разработаны или находятся в стадии разработки перспективные реакторы:
ВВЭР-500/600 – для Кольской АЭС, Атомэнергопроект в С.Петербурге.
БН – 800 – для Южно-Уральской АЭС, разработчик ОКБМ, Нижний Новгород.
МКЭР – 800 (многопетлевой кипящий водографитовый реактор) - разработчик НИКИЭТ, Москва.
БРС – 300 (быстрый реактор свинцовоохлаждаемый) – разработчик НИКИЭТ, Москва.
ВК – 300 (корпусной кипящий реактор) – разработчик НИКИЭТ, Москва.
Заводы и институты в России, где изготавливают реакторы: Ижорский завод тяжёлого машиностроения г. Ижора (для Китая) ; завод механический г. Подольск; ВНИИАМ; ВНИИАЭС; ВТИ г. Москва; ЦКТИ г. С.Петербург; ОКБ “Гидропресс” г. Подольск.
Теория ядерных реакторов. Ядерные реакции
К основным реакциям относятся:
1. Деление ядер.
Энергетический баланс реакции деления U 235:
- кинетическая энергия ядер осколка 160 МэВ
- кинетическая энергия мгновенных γ – кванты 5 МэВ
- кинетическая энергия запаздывающих γ – кванты 5 МэВ
- кинетическая энергия нейтронов 10 МэВ
- кинетическая энергия нейтрино 10 МэВ
- кинетическая энергия β- частицы 5 МэВ
200 ± 5 МэВ
Т.е. около 80 % энергии деления приходится на кинетическую энергию ядер осколков, которые разлетаются с большой скоростью, это происходит в тепловыделяющих элементов.
В точке А находится ядро, которое делится на 2 осколка и оказывается, что масса покоя больше m1 + m2, т.е. имеет место дефект массы (рис.2). Ядро горючего делится внутри твэлов, т.е. в топливном сердечнике.
М = m1 + m2 +Δ m
В соответствии с законом Эйнштейна:
Е = mо · с2 или Δ Е = Δ mо · с2 ;
где mо – масса покоя.
Этот закон указывает на то, что любому изменению энергии тела соответствует эквивалентное изменение массы:
М = Мо + Мк
Вследствие дефекта массы часть Мо превращается в кинематическую массу Мк , которая проявляется в форме кинетической энергии ядер осколков m1 и m2. Эти ядра осколки тормозятся об соседние ядра, вследствие чего выделяется тепловая энергия подобно тому, как выделяется теплота при торможении автомобиля, при этом ядра осколки проходят путь торможения всего в несколько единиц мкм, т.е. практически теплота появляется там, где ядро разделилось.
В топливном сердечнике и оболочке твэла тепло передаётся теплопроводностью
(q = -λ · grad t), а от наружной стенки твэла к теплоносителю – вынужденной конвекцией по закону Ньютона – Рихмана (q = α ·(tст – tнн)).
При сжигании 1 грамма U 235 выделяется энергия:
Э = = 0,95 МВт·сут