Реферат: Ядерная энергетика

 

Реферат

«Ядерная энергетика»


Введение

 

Энергетика – важнейшая отрасль народногохозяйства, охватывающая энергетические ресурсы, выработку, преобразование,передачу и использование различных видов энергии. Это основа экономики государства.

В мире идет процесс индустриализации, которыйтребует дополнительного расхода материалов, что увеличивает энергозатраты. Сростом населения увеличиваются энергозатраты на обработку почвы, уборку урожая,производство удобрений и т.д.

В настоящее время многие природные легкодоступныересурсы планеты исчерпываются. Добывать сырье приходится на большой глубине илина морских шельфах. Ограниченные мировые запасы нефти и газа, казалось бы,ставят человечество перед перспективой энергетического кризиса. Однакоиспользование ядерной энергии дает человечеству возможность избежать этого, таккак результаты фундаментальных исследований физики атомного ядра позволяютотвести угрозу энергетического кризиса путем использования энергии, выделяемойпри некоторых реакциях атомных ядер.


История развитияатомной энергетики

 

В 1939 году впервые удалось расщепить атом урана. Прошло еще 3 года, и вСША был создан реактор для осуществления управляемой ядерной реакции. Затем в 1945 г.была изготовлена и испытана атомная бомба, а в 1954 г. в нашей стране былапущена в эксплуатацию первая в мире атомная электростанция. Во всех этихслучаях использовалась огромная энергия распада атомного ядра. Еще большееколичество энергии выделяется в результате синтеза атомных ядер. В 1953 году вСССР впервые была испытана термоядерная бомба, и человек научилсявоспроизводить процессы, происходящие на солнце. Пока использовать для мирныхцелей ядерный синтез нельзя, но, если это станет возможным, то люди обеспечатсебя дешевой энергией на миллиарды лет. Эта проблема – одно из важнейшихнаправлений     современной физики на протяжении последних 50 лет.

Приблизительно до 1800 года основным топливом было дерево. Энергиядревесины получена из солнечной энергии, запасенной в растениях в течение ихжизни. Начиная с Индустриальной революции, люди зависели от полезных ископаемых– угля и нефти, энергия которых также происходила из запасенной солнечнойэнергии. Когда топливо типа угля сжигается, атомы водорода и углерода,содержащиеся в угле, объединяются с атомами кислорода воздуха. Привозникновении водного или углеродистого диоксида происходит выделение высокойтемпературы, эквивалентной приблизительно 1.6 киловатт-час на килограмм илиприблизительно 10 электрон-вольт на атом углерода. Это количество энергиитипично для химических реакций, приводящих к изменению электронной структуры атомов.Части энергии, выделенной в виде высокой температуры, достаточно для поддержанияпродолжения реакции.

Первая в миреАЭС опытно-промышленного назначения мощностью 5 МВт была пущена в СССР 27 июня 1954 г.в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использоваласьпреимущественно в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие новогонаправления в энергетике, получившего признание на 1-й Международнойнаучно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август1955, Женева).

В 1958 былавведена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт (полнаяпроектная мощность 600 МВт). В том же году развернулось строительствоБелоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди (блокмощностью 100 МВт) выдал ток в Свердловскую энергосистему, 2-й блок мощностью200 МВт сдан в эксплуатацию в октябре 1967. Отличительная особенностьБелоярской АЭС – перегрев пара (до получения нужных параметров) непосредственнов ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычные современные турбиныпочти без всяких переделок.

В сентябре1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Себестоимость 1 кВт-Чэлектроэнергии (важнейший экономический показатель работы всякойэлектростанции) на этой АЭС систематически снижалась: она составляла 1,24 коп.в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. Первый блокНововоронежской АЭС был построен не только для промышленного пользования, но икак демонстрационный объект для показа возможностей и преимуществ атомнойэнергетики, надёжности и безопасности работы АЭС. В ноябре 1965 в г. МелекессеУльяновской области вступила в строй АЭС с водо-водяным реактором «кипящего»типа мощностью 50 МВт, реактор собран по одноконтурной схеме, облегчающейкомпоновку станции. В декабре 1969 был пущен второй блок Нововоронежской АЭС(350 МВт).

За рубежомпервая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена вэксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия). Через год вступила в строй АЭСмощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).


Основыядерной энергии

 

Атомноеядрохарактеризуется зарядом Ze, массой М, спином J, магнитным иэлектрическим квадрупольным моментом Q, определенным радиусом R, изотопическим спином Т исостоит из нуклонов – протонов и нейтронов. Все атомные ядра разделяются настабильные и нестабильные. Свойства стабильных ядер остаются неизменныминеограниченно долго. Нестабильные же ядра испытывают различного родапревращения.

Явлениерадиоактивности, или спонтанного распада ядер, была открыта французским физикомА. Беккерелем в 1896 г. Он обнаружил, что уран и его соединенияиспускают лучи или частицы, проникающие сквозь непрозрачные тела и способныезасвечивать фотопластинку, Беккерель установил, что интенсивность излученияпропорциональна только концентрации урана и не зависит от внешних условий(температура, давление) и от того, находится ли уран в каких-либо химических соединениях.

Альфа-распад

Энергия связи ядра характеризует его устойчивостьк распаду на составные части. Если энергия связи ядра меньше энергии связипродуктов его распада, то это означает, что ядро может самопроизвольно(спонтанно) распадаться. При альфа-распаде альфа-частицы уносят почти всюэнергию, и только 2% ее приходится на вторичное ядро. При альфа-распадемассовое число изменяется на 4 единицы, а атомный номер на две единицы.

Начальная энергия альфа-частицы составляет 4–10МэВ. Поскольку альфа-частицы имеют большую массу и заряд, длина их свободногопробега в воздухе невелика. Так, например, длина свободного пробега в воздухеальфа-частиц, испускаемых ядром урана, равна 2,7 см, а испускаемых радием,– 3,3 см.

Бета-распад

Это процесс превращения атомного ядра в другоеядро с изменением порядкового номера без изменения массового числа. Различаюттри типа бета – распада: электронный, позитронный и захват орбитальногоэлектрона атомным ядром. Последний тип распада принято также называть К-захватом,поскольку при этом наиболее вероятно поглощение электрона с ближайшей к ядру Коболочки. Поглощение электронов с L и М оболочек также возможно, но менеевероятно. Период полураспада b – активных ядер изменяется в очень широкихпределах.

Число бета-активных ядер, известных в настоящеевремя, составляет около полутора тысяч, но только 20 из них являютсяестественными бета-радиоактивными изотопами. Все остальные полученыискусственным путем.

Непрерывное распределение по кинетической энергиииспускаемых при распаде электронов объясняется тем обстоятельством, что нарядус электроном испускается и антинейтрино. Если бы не было антинейтрино, тоэлектроны имели бы строго определенный импульс, равный импульсу остаточногоядра. Резкий обрыв спектра наблюдается при значении кинетической энергии,равной энергии бета-распада. При этом кинетические энергии ядра и антинейтриноравны нулю и электрон уносит всю энергию, выделяющихся при реакции.

При электронном распаде остаточное ядро имеетпорядковый номер на единицу больше исходного при сохранении массового числа.Это означает, что в остаточном ядре число протонов увеличилось на единицу, ачисло нейтронов, наоборот, стало меньше: N=A– (Z+1).

Гамма-распад

Стабильные ядра находятся в состоянии, отвечающемнаименьшей энергии. Это состояние называется основным. Однако путем облученияатомных ядер различными частицами или высокоэнергетическими протонами им можнопередать определенную энергию и, следовательно, перевести в состояния, отвечающиебольшей энергии. Переходя через некоторое время из возбужденного состояния восновное, атомное ядро может испустить или частицу, если энергия возбуждения достаточновысока, или высокоэнергетическое электромагнитное излучение – гамма-квант.Поскольку возбужденное ядро находится в дискретных энергетических состояниях,то и гамма-излучение характеризуется линейчатым спектром.

Замечательным и чрезвычайно важным свойствомреакции деления является то, что в результате деления образуется нескольконейтронов. Это обстоятельство позволяет создать условия для поддержаниястационарной или развивающейся во времени цепной реакции деления ядер.Действительно, если в среде, содержащей делящиеся ядра, один нейтрон вызываютреакцию деления, то образующиеся в результате реакции нейтроны могут с определеннойвероятностью вызвать деление ядер, что может привести при соответствующихусловиях к развитию неконтролируемого процесса деления.

/>/>/>/>Ядерные реакторы

При делении тяжелых ядер образуется несколькосвободных нейтронов. Это позволяет организовать так называемую цепную реакциюделения, когда нейтроны, распространяясь в среде, содержащей тяжелые элементы,могут вызвать их деление с испусканием новых свободных нейтронов. Если средатакова, что число вновь рождающихся нейтронов увеличивается, то процесс делениялавинообразно нарастает. В случае, когда число нейтронов при последующихделениях уменьшается, цепная ядерная реакция затухает.

Для получения стационарной цепной ядернойреакции, очевидно, необходимо создать такие условия, чтобы каждое ядро,поглотившее нейтрон, при делении выделяло в среднем один нейтрон, идущий наделение второго тяжелого ядра.

Ядерным реактором называется устройство, вкотором осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция делениянекоторых тяжелых ядер.

Цепная ядерная реакция в реакторе можетосуществляться только при определенном количестве делящихся ядер, которые могутделиться при любой энергии нейтронов. Из делящихся материалов важнейшимявляется изотоп 235U, доля которого в естественном уране составляет всего 0,714%.

Хотя 238U и делится нейтронами,энергия которых превышает 1,2 МэВ, однако самоподдерживающаяся цепная реакцияна быстрых нейтронах в естественном уране не возможна из-за высокой вероятностинеупругого взаимодействия ядер 238U с быстрыми нейтронами.При этом энергия нейтронов становится ниже пороговой энергии деления ядер 238U.

Использование замедлителя приводит к уменьшениюрезонансного поглощения в 238U, так как нейтрон можетпройти область резонансных энергий в результате столкновения с ядрамизамедлителя и поглотиться ядрами 235U, 239Pu, 233U, сечение деления которыхсущественно увеличивается с уменьшением энергии нейтронов. В качествезамедлителей используют материалы с малым массовым числом и небольшим сечениемпоглощения (вода, графит, бериллий и др.).

Для характеристики цепной реакции деленияиспользуется величина, называемая коэффициентом размножения К. Этоотношение числа нейтронов определенного поколения к числу нейтронов предыдущегопоколения. Для стационарной цепной реакции деления К=1. Размножающаясясистема (реактор), в которой К=1, называется критической. Если К>1,число нейтронов в системе увеличивается, и она в этом случае называетсянадкритической. При К< 1 происходит уменьшение числа нейтронов исистема называется подкритической. В стационарном состоянии реактора числовновь образующихся нейтронов равно числу нейтронов, покидающих реактор(нейтроны утечки) и поглощающихся в его пределах. В критическом реактореприсутствуют нейтроны всех энергий. Они образуют так называемый энергетическийспектр нейтронов, который характеризует число нейтронов различных энергий вединице объема в любой точке реактора. Средняя энергия спектра нейтроновопределяется долей замедлителя, делящихся ядер (ядра горючего) и другихматериалов, которые входят в состав активной зоны реактора. Если большая частьделений происходит при поглощении тепловых нейтронов, то такой реактор называетсяреактором на тепловых нейтронах. Энергия нейтронов в такой системе не превышает0.2 эВ. Если большая часть делений в реакторе происходит при поглощении быстрыхнейтронов, такой реактор называется реактором на быстрых нейтронах.

В активной зоне реактора на тепловых нейтронахнаряду с ядерным топливом находится значительная масса замедлителя-вещества,отличающегося большим сечением рассеяния и малым сечением поглощения.

Активная зона реактора практически всегда, заисключением специальных реакторов, окружена отражателем, возвращающим частьнейронов в активную зону за счет многократного рассеяния. В реакторах набыстрых нейронах активная зона окружена зонами воспроизводства. В нихпроисходит накопление делящихся изотопов. Кроме того, зоны воспроизводства выполняюти функции отражателя. В ядерном реакторе происходит накопления продуктовделения, которые называются шлаками. Наличие шлаков приводит к дополнительнымпотерям свободных нейтронов.

Ядерные реакторы в зависимости от взаимногоразмещения горючего и замедлителя подразделяются на гомогенные и гетерогенные.В гомогенном реакторе активная зона представляет собой однородную массутоплива, замедлителя и теплоносителя в виде раствора, смеси или расплава.Гетерогенным называется реактор, в котором топливо в виде блоков илитепловыделяющих сборок размещено в замедлителе, образуя в нем правильнуюгеометрическую решетку.


/>/>/>/>Особенности ядерного реактора какисточника теплоты

При работе реактора в тепловыводящих элементах(твэлах), а также во всех его конструктивных элементах в различных количествахвыделяется теплота. Это связано, прежде всего, с торможением осколков деления,их бета – и гамма-излучениями, а также ядер, испытывающих взаимодействие снейтронами, и, наконец, с замедлением быстрых нейтронов. Осколки при деленииядра топлива классифицируются по скоростям, соответствующим температуре в сотнимиллиардов градусов.

Действительно, Е= mu2= 3RT, где Е – кинетическая энергия осколков, МэВ; R = 1,38·10-23 Дж/К – постояннаяБольцмана. Учитывая, что 1 МэВ = 1,6·10-13 Дж,получим 1,6·10-6 Е = 2,07·10-16 Т, Т =7,7·109E. Наиболее вероятныезначения энергии для осколков деления равны 97 МэВ для легкого осколка и 65 МэВдля тяжелого. Тогда соответствующая температура для легкого осколка равна 7,5·1011 К,тяжелого – 5·1011 К. Хотя достижимая в ядерном реакторетемпература теоретически почти неограниченна, практически ограниченияопределяются предельно допустимой температурой конструкционных материалов итепловыделяющих элементов.

Особенность ядерного реактора состоит в том, что94% энергии деления превращается в теплоту мгновенно, т.е. за время, в течениекоторого мощность реактора или плотность материалов в нем не успевает заметноизмениться. Поэтому при изменении мощности реактора тепловыделение следует беззапаздывания за процессом деления топлива. Однако при выключении реактора,когда скорость деления уменьшается более чем в десятки раз, в нем остаютсяисточники запаздывающего тепловыделения (гамма – и бета-излучение продуктовделения), которые становятся преобладающими.

Мощность ядерного реактора пропорциональнаплотности потока нейронов в нем, поэтому теоретически достижима любая мощность.Практически же предельная мощность определяется скоростью отвода теплоты,выделяемой в реакторе. Удельный теплосъем в современных энергетическихреакторах составляет 102 – 103 МВт/м3, ввихревых – 104 – 105 МВт/м3.

От реактора теплота отводится циркулирующим черезнего теплоносителем. Характерной особенностью реактора является остаточноетепловыделение после прекращения реакции деления, что требует отвода теплоты втечение длительного времени после остановки реактора. Хотя мощность остаточноготепловыделения значительно меньше номинальной, циркуляция теплоносителя черезреактор должна обеспечиваться очень надежно, так как остаточное тепловыделениерегулировать нельзя. Удаление теплоносителя из работавшего некоторое времяреактора категорически запрещено во избежание перегрева и повреждениятепловыделяющих элементов.

/>/>/>/>Устройствоэнергетических ядерных реакторов

Энергетический ядерный реактор – это устройство,в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер тяжелыхэлементов, а выделяющаяся при этом тепловая энергия отводится теплоносителем.Главным элементом ядерного реактора является активная зона. В нем размещаетсяядерное топливо и осуществляется цепная реакция деления. Активная зонапредставляет собой совокупность определенным образом размещенныхтепловыделяющих элементов, содержащих ядерное топливо. В реакторах на тепловыхнейтронах используется замедлитель. Через активную зону прокачиваетсятеплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы. В некоторых типахреакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же вещество,например обычная или тяжелая вода.

Для управления работой реактора в активную зонувводятся регулирующие стержни из материалов, имеющих большое сечение поглощениянейтронов. Активная зона энергетических реакторов окружена отражателемнейтронов – слоем материала замедлителя для уменьшения утечки нейтронов изактивной зоны. Кроме того, благодаря отражателю происходит выравниваниенейтронной плотности и энерговыделения по объему активной зоны, что позволяетпри данных размерах зоны получить большую мощность, добиться более равномерноговыгорания топлива, увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки топливаи упростить систему теплоотвода. Отражатель нагревается за счет энергиизамедляющихся и поглощаемых нейтронов и гамма-квантов, поэтому предусматриваетсяего охлаждение. Активная зона, отражатель и другие элементы размещаются в герметичномкорпусе или кожухе, обычно окруженном биологической защитой.

/>/>/>/>Классификацияреакторов

Реакторы классифицируют по уровню энергиинейтронов, участвующих в реакции деления, по принципу размещения топлива изамедлителя, целевому назначению, виду замедлителя и теплоносителя и ихфизическому состоянию.

По уровню энергетических нейтронов: реакторымогут работать на быстрых нейтронах, на тепловых и на нейтронах промежуточных(резонансных) энергий и в соответствии с этим делятся на ректоры на тепловых,быстрых и промежуточных нейтронах (иногда для краткости их называют тепловыми,быстрыми и промежуточными).

В реакторе на тепловых нейтронах большаячасть деления ядер происходит при поглощении ядрами делящихся изотопов тепловыхнейтронов. Реакторы, в которых деление ядер производится в основном нейтронамис энергией больше 0,5 МэВ, называются реакторами на быстрых нейтронах. Реакторы,в которых большинство делений происходит в результате поглощения ядрамиделящихся изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами напромежуточных (резонансных) нейтронах.

В настоящее время наибольшее распространениеполучили реакторы на тепловых нейтронах. Для тепловых реакторов характерныконцентрации ядерного топлива 235U в активной зоне от 1 до100 кг/м3 и наличие больших масс замедлителя. Для реактора набыстрых нейтронах характерны концентрации ядерного топлива 235U или 239U порядка 1000 кг/м3и отсутствие замедлителя в активной зоне.

В реакторах на промежуточных нейтронах в активнойзоне замедлителя очень мало, и концентрация ядерного топлива 235U в ней от 100 до 1000кг/м3.

В реакторах на тепловых нейтронах деление ядертоплива происходит также при захвате ядром быстрых нейтронов, но вероятностьэтого процесса незначительна (1 – 3%). Необходимость замедлителя нейтроноввызывается тем, что эффективные сечения деления ядер топлива намного больше прималых значениях энергии нейтронов, чем при больших.

В активной зоне теплового реактора долженнаходиться замедлитель – вещество, ядра которого имеют малое массовое число. Вкачестве замедлителя применяют графит, тяжелую или легкую воду, бериллий,органические жидкости. Тепловой реактор может работать даже на естественномуране, если замедлителем служит тяжелая вода или графит. При другихзамедлителях необходимо использовать обогащенный уран. От степени обогащениятоплива зависят необходимые критические размеры реактора, с увеличением степениобогащения они меньше. Существенным недостатком реакторов на тепловых нейтронахявляется потеря медленных нейтронов в результате захвата их замедлителем,теплоносителем, конструкционными материалами и продуктами деления. Поэтому втаких реакторах в качестве замедлителя, теплоносителя и конструкционныхматериалов необходимо использовать вещества с малыми сечениями захватамедленных нейтронов.

В реакторах на промежуточных нейтронах, вкоторых большинство актов деления вызывается нейтронами с энергией, вышетепловой (от 1 эВ до 100 кэВ), масса замедлителя меньше, чем в тепловыхреакторах. Особенность работы такого реактора состоит в том, что сечениеделения топлива с ростом деления нейтронов в промежуточной области уменьшаетсяслабее, чем сечение поглощения конструкционных материалов и продуктов деления.Таким образом, растет вероятность актов деления по сравнению с актамипоглощения. Требования к нейтронным характеристикам конструкционных материаловменее жесткие, их диапазон шире. Следовательно, активная зона реактора напромежуточных нейтронах может быть изготовлена из более прочных материалов, чтодает возможность повысить удельный теплосъем с поверхности нагрева реактора.Обогащение топлива делящимся изотопом в промежуточных реакторах вследствиеуменьшения сечения должно быть выше, чем в тепловых. Воспроизводство ядерноготоплива в реакторах на промежуточных нейтронах больше, чем в реакторе натепловых нейтронах.

В качестве теплоносителей в промежуточныхреакторах используется вещество, слабо замедляющие нейтроны. Например, жидкиеметаллы. Замедлителем служит графит, бериллий и т.д.

В активной зоне реактора на быстрых нейтронахразмещаются твэлы с высокообогащенным топливом. Активная зона окружается зонойвоспроизводства, состоящей из твэлов, содержащих топливное сырье (обедненныйуран, торий). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоневоспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерноетопливо. Особым достоинством быстрых реакторов является возможность организациив них расширенного воспроизводство ядерного топлива, т.е. одновременно с выработкойэнергии производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. Для быстрыхреакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлятьнейтроны.

Для обеспечения высокой концентрации ядерноготоплива необходимо достижение максимального тепловыделения на единицу объемаактивной зоны. Это можно осуществить только с помощью жидкометаллическихтеплоносителей, например натрия, калия или энергоемких газовых теплоносителей,обладающих наилучшими теплотехническими и теплофизическими характеристиками,таких как гелий и диссоциирующие газы. В качестве теплоносителя можно использоватьи пары воды. Паразитный захват быстрых нейтронов ядрами конструкционныхматериалов и продуктов деления крайне незначительный, поэтому для быстрыхреакторов существует широкий выбор конструкционных материалов и продуктовделения крайне незначительный, поэтому для быстрых реакторов существует широкийвыбор конструкционных материалов, позволяющих повысить надежность активнойзоны. Следовательно, в них можно достичь высокой степени выгорания делящихсявеществ.

В зависимости от способа размещения топлива вактивной зоне реакторы делятся на гомогенные и гетерогенные.

В гомогенном реакторе ядерное топливо,теплоноситель и замедлитель (если они есть) тщательно перемешаны и находятся водном физическом состоянии, т.е. активная зона полностью гомогенного реакторапредставляет жидкую, твердую или газообразную однородную смесь ядерноготоплива, теплоносителя или замедлителя. Гомогенные реакторы могут быть как натепловых, так и на быстрых нейтронах. В таком реакторе вся активная зонанаходится внутри стального сферического корпуса и представляет жидкуюоднородную смесь горючего и замедлителя в виде раствора или жидкого сплава(например, раствор уранилсульфата в воде, раствор урана в жидком висмуте),который одновременно выполняет и функцию теплоносителя.

Ядерная реакция деления происходит в топливномрастворе, находящемся внутри сферического корпуса реактора, в результате температурараствора повышается. Горючий раствор из реактора поступает в теплообменник, гдеотдает теплоту воде второго контура, охлаждается и циркулярным насосомнаправляется опять в реактор. Для того чтобы ядерная реакция не произошла внереактора, объемы трубопроводов контура, теплообменника и насоса подобраны так,чтобы объем горючего, находящегося на каждом участке контура, были намного нижекритического. Гомогенные реакторы имеют ряд преимуществ по сравнению с гетерогенными.Это несложная конструкция активной зоны и минимальные ее размеры, возможность впроцессе работы без остановки реактора непрерывно удалять продукты деления идобавлять свежее ядерное топливо, простота приготовления горючего, а также то,что управлять реактором можно, изменяя концентрацию ядерного топлива.

Однако гомогенные реакторы имеют и серьезныенедостатки. Гомогенная смесь, циркулирующая по контуру, испускает сильноерадиоактивное излучение, что требует дополнительной защиты и усложняетуправление реактором. Только часть топлива находится в реакторе и служит длявыработки энергии, а другая часть – во внешних трубопроводах, теплообменниках инасосах. Циркулирующая смесь вызывает сильную коррозию и эрозию систем иустройств реактора и контура. Образование в гомогенном реакторе в результатерадиолиза воды взрывоопасной гремучей смеси требует устройств для ее дожигания.Все это привело к тому, что гомогенные реакторы не получили широкогораспространения.

В гетерогенном реакторе топливо в видеблоков размещено в замедлителе, т.е. топливо и замедлитель пространственноразделены.

В настоящее время для энергетических целейпроектируют только гетерогенные реакторы. Ядерное топливо в таком реактореможет использоваться в газообразном, жидком и твердом состояниях. Однако сейчасгетерогенные реакторы работают только на твердом топливе.

В зависимости от замедляющего веществагетерогенные реакторы делятся на графитовые, легководяные, тяжеловодные иорганические. По виду теплоносителя гетерогенные реакторы бывают легководяные,тяжеловодные, газовые и жидкометаллические. Жидкие теплоносители внутриреактора могут быть в однофазном и двухфазном состояниях. В первом случаетеплоноситель внутри реактора не кипит, а во втором – кипит.

Реакторы, в активной зоне которых температуражидкого теплоносителя ниже температуры кипения, называются реакторами с водойпод давлением, а реакторы, внутри которых происходит кипение теплоносителя, – кипящими.

В зависимости от используемого замедлителя итеплоносителя гетерогенные реакторы выполняются по разным схемам. В Россииосновные типы ядерных энергетических реакторов – водо-водяные и водографитовые.

По конструктивному исполнению реакторыподразделяются на корпусные и канальные. В корпусных реакторах давлениетеплоносителя несет корпус. Внутри корпуса реактора течет общий потоктеплоносителя. В канальных реакторах теплоноситель подводится к каждомуканалу с топливной сборкой раздельно. Корпус реактора не нагружен давлениемтеплоносителя, это давление несет каждый отдельный канал.

В зависимости от назначения ядерные реакторыбывают энергетические, конверторы и размножители, исследовательские имногоцелевые, транспортные и промышленные.

Ядерные энергетические реакторы используются длявыработки электроэнергии на атомных электростанциях, в судовых энергетическихустановках, на атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ), а также на атомныхстанциях теплоснабжения (АСТ).

Реакторы, предназначенные для производствавторичного ядерного топлива из природного урана и тория, называются конверторамиили размножителями. В реакторе – конверторе вторичного ядерного топливаобразуется меньше первоначально израсходованного. В реакторе-размножителеосуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива, т.е. егополучается больше, чем было затрачено.

Исследовательские реакторы служат для исследованийпроцессов взаимодействия нейтронов с веществом, изучения поведения реакторныхматериалов в интенсивных полях нейтронного и гамма-излучений, радиохимических ибиологических исследований, производства изотопов, экспериментального исследованияфизики ядерных реакторов. Реакторы имеют различную мощность, стационарный илиимпульсный режим работы. Наибольшее распространение получили водо-водяныеисследовательские реакторы на обогащенном уране. Тепловая мощностьисследовательских реакторов колеблется в широком диапазоне и достигаетнескольких тысяч киловатт.

Многоцелевыми называются реакторы, служащие длянескольких целей, например, для выработки энергии и получения ядерного топлива.

Ядернаяэнергия: за и против

 

Современнаяцивилизация немыслимабез электрической энергии. Выработка ииспользование электричества увеличивается с каждым годом, но передчеловечеством уже маячит призрак грядущего энергетического голода из-заистощения месторождений горючих ископаемых и все больших экологических потерьпри получении электроэнергии.
 Энергия, выделяющаяся в ядерных реакциях, в миллионы раз выше, чем та, которуюдают обычные химические реакции (например, реакция горения), так чтотеплотворная способность ядерного топлива оказывается неизмеримо большей, чемобычного топлива. Использовать ядерное топливо для выработки электроэнергии –чрезвычайно заманчивая идея.
 Преимущества атомных электростанций (АЭС) перед тепловыми (ТЭЦ) и гидроэлектростанциями(ГЭС) очевидны: нет отходов, газовых выбросов, нет необходимости вести огромныеобъемы строительства, возводить плотины и хоронить плодородные земли на дневодохранилищ. Пожалуй, более экологичны, чем АЭС, только электростанции,использующие энергию солнечного излучения или ветра. Но и ветряки, игелиостанции пока маломощны и не могут обеспечить потребности людей в дешевойэлектроэнергии – а эта потребность все быстрее растет. И все жецелесообразность строительства и эксплуатации АЭС часто ставят под сомнениеиз-за вредного воздействия радиоактивных веществ на окружающую среду ичеловека.

Мировойопыт и перспективы развития ядерной энергетики

По даннымМАГАТЭ, в настоящее время более 18% электроэнергии, вырабатываемой в мире,производится на ядерных реакторах, которые, к тому же, в отличие отэлектростанций, работающих на органическом топливе, не загрязняют атмосферу.Неоспоримый плюс ядерной энергии – ее стоимость, которая ниже, чем набольшинстве электростанций иных типов. По разным оценкам, в мире насчитываетсяоколо 440 ядерных реакторов обшей мощностью свыше 365 тыс. МВт, которыерасположены более чем в 30 странах. В настоящее время в 12 странах строится 29реакторов общей мощностью около 25 тыс. МВт.

По даннымэкспертов МАГАТЭ, к 2030 году мировые энергетические потребности увеличатся неменее чем на 50–60%. Наряду с ростом энергопотребления имеет местокатастрофически быстрое исчерпание самых легкодоступных и удобных органическихэнергоносителей – газа и нефти. По прогнозным расчетам, как отмечаетинформационно-аналитический центр при администрации главы государства, сроки ихзапасов – 50–100 лет. Растущий спрос на энергоресурсы неизбежно ведет к ихпрогрессирующему удорожанию.

Атомнаяэнергетика является одним из основных мировых источников энергообеспечения. Поданным все того же Международного агентства по атомной энергии, только в 2000–2005 гг.в строй было введено 30 новых реакторов. Основные генерирующие мощностисосредоточены в Западной Европе и США.

Энергетическаястратегия России на период до 2020 года, утвержденная распоряжениемПравительства Российской Федерации от 28.08.2003 №1234-р, устанавливает цели,задачи, основные направления и параметры развития топливно-энергетическогобаланса, предусматривая преодоление тенденции доминирования природного газа навнутреннем энергетическом рынке с уменьшением его доли в общем потреблениитопливно-энергетических ресурсов, в частности за счет увеличения выработкиэлектроэнергии на атомных и гидроэлектростанциях (с 10,8 до 12%).

В результатеоптимизации топливно-энергетического баланса установлены приоритеты территориальногоразмещения генерирующих мощностей: в Европейской части России развитиеэлектроэнергетики целесообразно осуществлять за счет техническогоперевооружения действующих тепловых электростанций, создания мощностейпарогазовых установок и максимального развития атомных электростанций, которыебудут в значительной степени покрывать повышение потребности этого региона вэлектроэнергии.

Воптимистическом варианте развития экономики энерговыработка АЭС должна возрасти до200 млрд кВтч в 2010 году (в 1,4 раза) и до 300 млрд кВтч в 2020 году (а 2раза). Кроме того, предусматривается развитие производства тепловой энергии отатомных энергоисточников до 30 млн Гкал в год.

Приумеренном варианте развития экономикипотребность в производстве электроэнергии наатомных станциях может составить в 2020 году до 230 млрд кВтч. Возможностьувеличения производства энергии на атомных станциях до 270 млрд кВтч связана ссозданием энергокомплексов АЭС – ГАЭС, повышением объемов производства ипотребления тепловой энергии в районах размещения действующих и новых АЭС иАТЭЦ (до 30 млн Гкал в год), а также с переводом газоперекачивающих станциймагистральных трубопроводов на электропривод от АЭС, развитием энергоемкихпроизводств (алюминий, сжиженный газ, синтетическое жидкое топливо и др.).

Доляпроизводства электроэнергии на атомных станциях в Европейской части Россиивозрастет к 2020 году до 32%.

При темпахроста производства электроэнергии в России более 2% в год для атомнойэнергетики ставится цепь обеспечить ежегодный рост энерговыработки более 4% стемпом наращивания производства электроэнергии до 8 млрд кВтч и тепла – до1,5 млн Гкал в год.

Атомно-энергетическийкомплекс России имеет потенциал для динамичного развития в соответствии спараметрами, установленными Энергетической стратегией России на период до 2020года.

Государственноепланирование СССР в 80-х годах XX века определяло к началу XXI вена созданиемощностей атомных станций в России до 50 ГВт с темпом роста до 2 ГВт в год ипроизводство тепла до 40 млн Гкал в год. Кроме того, предусматривалосьстроительство энергокомплексов АЭС – ГАЭС (до 10 ГВт пиковой мощности).Фактически в эксплуатацию введено около половины запланированных мощностей АЭС(реализованный темп роста – до 1 ГВт в год). В настоящее время более двух десятковэнергоблоков атомных станций общей мощностью порядка 20 ГВт находятся на разныхстадиях незавершенного строительства (вложения – более 2,5 млрд долл. США, илиоколо 15% от суммарных капитальных затрат в создание этих мощностей).

Дляобеспечения прогнозируемых уровней электро- и теплопотребления в максимальномварианте спроса необходим ввод генерирующих мощностей АЭС до 6 ГВт в текущемдесятилетии (энергоблок 3 Калининской АЭС, энергоблок 5 Курской АЭС, энергоблок2 Волгодонской АЭС, энергоблоки 5 и 6 Балаковской АЭС, энергоблок 4 БелоярскойАЭС) и не менее 15 ГВт до 2020 года (с учетом воспроизводства энергоблоковпервого поколения – 5,7 ГВт), а также до 2 ГВт АТЭЦ. В результате суммарнаяустановленная мощность атомных станций России должна увеличиться до 40 ГВт присреднем КИУМ порядка 85% (уровень ведущих стран с развитой атомнойэнергетикой).

Всоответствии с этим основными задачами развития атомной энергетики являются:

модернизация и продлениена 10–20 лет сроков эксплуатации энергоблоков действующих АЭС;

повышение эффективностиэнергопроизводства и использования энергии АЭС;

создание комплексов попереработке радиоактивных отходов АЭС и системы обращения с облученным ядернымтопливом;

воспроизводствовыбывающих энергоблоков первого поколения, в том числе путем реновации послезавершения продленного срока их эксплуатации (при своевременном созданиизаделов);

расширенноевоспроизводство мощностей (средний темп роста – примерно 1 ГВт в год) истроительные заделы будущих периодов;

освоение перспективныхреакторных технологий (БН-800, ВВЭР-1500, АТЭЦ и др.) при развитиисоответствующей топливной базы.

Для решенияэтих задач требуются развитие строительно-монтажного комплекса и атомногоэнергомашиностроения (для роста темпов ввода мощностей от 0,2 до 1,5 ГВт вгод), а также рост кадрового потенциала.

Важнейшимифакторами развития атомной энергетики являются повышение эффективностивыработки энергии на АЭС за счет снижения удельных затрат на производство(внутренние резервы) и расширение рынков сбыта энергии атомных станций (внешнийпотенциал).

К внутреннимрезервам АЭС (около 20% энерговыработки) относятся:

повышение НИУМ до 85% стемпом роста в среднем до 2% в год за счет окращения сроков ремонтов иувеличения межремонтного периода, удлинения топливных циклов, снижения числаотказов оборудования при его модернизации и реновации, что обеспечитдополнительное производство электроэнергии на действующих АЭС около 20 млрдкВтч в год (эквивалентно вводу установленной мощности до 3 ГВт при удельных капитальныхзатратах до 150 долл./кВт);

повышение КПДэнергоблоков за счет улучшения эксплуатационных характеристик и режимов сдополнительной выработкой на действующих АЭС более 7 млрд кВтч в год(равноценно вводу мощности 1 ГВт при удельных капитальных затратах порядка 200 долл./кВт);

снижение производственныхиздержек, в том числе за счет сокращения расхода энергии на собственные нужды(до проектных значений, составляющих около 6%) и уменьшения удельнойчисленности персонала.

Внешнийпотенциал– расширение действующих и создание новых рынков использования энергии имощности АЭС (более 20% энерговыработки):

развитие производстватепловой энергии и теплоснабжения (в том числе создание АТЭЦ),электроаккумуляция тепла для теплоснабжения крупных городов, использованиесбросного низкопотенциального тепла;

перевод компрессорныхстанций газотранспортных систем общей мощностью более 3 ГВт на электропривод отАЭС, что обеспечит экономию газа более 7 млрд м3 в год;

участие в покрытиинеравномерности суточного графика нагрузок путем создания энергокомплексов АЭС –ГАЭС – пиковая мощность до 5 ГВт;

развитие энергоемкихпроизводств алюминия, сжиженного газа, синтетического жидкого топлива, водородас использованием энергии АЭС.

Планируемыепараметры развития атомной энергетики определяют сдержанный рост тарифов напроизводство электроэнергии АЭС до 2,4 цента за 1 кВтч к 2015 году.Эксплуатационная составляющая тарифа ТЭС (порядка 3 цент/(кВтч) – в основномзатраты на топливо) прогнозируется выше тарифа атомных станций. Средний запасконкурентоспособности АЭС составит более 1,5 цент/(кВт-ч), или около 30%.Оценки показывают, что максимальное развитие атомной энергетики к 2020 годуобеспечит стабилизацию отпускного тарифа для потребителей и предотвратит егоувеличение до 10% в случае приостановки развития АЭС.

Достижениеустановленных параметров стратегического развития атомной энергетики Россиипредусматривает реализацию:

потенциала максимальногоповышения эффективности АЭС, воспроизводства (реновации) и развития мощностейатомных станций;

долгосрочнойинвестиционной политики в государственном атомноэнергетическом сектореэкономики;

эффективных источников имеханизмов достаточного и своевременного обеспечения инвестициями.

Потенциальныевозможности, основные принципы и направления перспективного развития атомнойэнергетики России с учетом возможностей топливной базы определены Стратегиейразвития атомной энергетики России в первой половине XXI века, одобренной в2000 году Правительством Российской Федерации.

Разведанные ипотенциальные запасы природного урана, накопленные резервы урана и плутония,существующие мощности ядерного топливного цикла при экономически обоснованнойинвестиционной и экспортно-импортной политике обеспечивают максимальноеразвитие атомной энергетики до 2030 года при использовании в основном реакторовтипа ВВЭР в открытом ядерном топливном цикле.

Перспективыдолгосрочного развития атомной энергетики связаны с реальной возможностьювозобновления и регенерации ядерных топливных ресурсов без потериконкурентоспособности и безопасности атомной энергетики. Отраслеваятехнологическая политика предусматривает эволюционное внедрение в 2010–2030годах новой ядерной энерготехнологий четвертого поколения на быстрых реакторахс замыканием ядерного топливного цикла и уран-плутониевым топливом, что снимаетограничения в отношении топливного сырья на обозримую перспективу.

Развитиеатомной энергетики позволит оптимизировать баланс топливно-энергетическихресурсов, сдержать рост стоимости электрической и тепловой энергии дляпотребителей, а также будет способствовать эффективному росту экономики и ВВП,наращиванию технологического потенциала для долгосрочного развития энергетикина основе безопасных и экономически эффективных атомных станций.

Экология

 

Даже еслиатомная электростанция работает идеально и без малейших сбоев, ее эксплуатациянеизбежно ведет к накоплению радиоактивных веществ. Поэтому людям приходитсярешать очень серьезную проблему, имя которой – безопасное хранение отходов.

Отходы любойотрасли промышленности при огромных масштабах производства энергии, различныхизделий и материалов создают огромной проблемой. Загрязнение окружающей среды иатмосферы во многих районах нашей планеты внушает тревогу и опасения. Речь идето возможности сохранения животного и растительного мира уже не в первозданномвиде, а хотя бы в пределах минимальных экологических норм.

Радиоактивныеотходы образуются почти на всех стадиях ядерного цикла. Они накапливаются ввиде жидких, твердых и газообразных веществ с разным уровнем активности иконцентрации. Большинство отходов являются низкоактивными: это вода,используемая для очистки газов и поверхностей реактора, перчатки и обувь,загрязненные инструменты и перегоревшие лампочки из радиоактивных помещений,отработавшее оборудование, пыль, газовые фильтры и многое другое.

Газы изагрязненную воду пропускают через специальные фильтры, пока они не достигнутчистоты атмосферного воздуха и питьевой воды. Ставшие радиоактивными фильтрыперерабатывают вместе с твердыми отходами. Их смешивают с цементом и превращаютв блоки или вместе с горячим битумом заливают в стальные емкости.

Труднее всегоподготовить к долговременному хранению высокоактивные отходы. Лучше всего такой«мусор» превращать в стекло и керамику. Для этого отходы прокаливают исплавляют с веществами, образующими стеклокерамическую массу. Рассчитано, чтодля растворения 1 мм поверхностного слоя такой массы в воде потребуется неменее 100 лет.

В отличие отмногих химических отходов, опасность радиоактивных отходов со временемснижается. Бoльшая часть радиоактивных изотопов имеет период полураспада около30 лет, поэтому уже через 300 лет они почти полностью исчезнут. Так что дляокончательного удаления радиоактивных отходов необходимо строить такиедолговременные хранилища, которые позволили бы надежно изолировать отходы от ихпроникновения в окружающую среду до полного распада радионуклидов. Такиехранилища называют могильниками.

Необходимоучитывать, что высокоактивные отходы долгое время выделяют значительноеколичество теплоты. Поэтому чаще всего их удаляют в глубинные зоны земной коры.Вокруг хранилища устанавливают контролируемую зону, в которой вводятограничения на деятельность человека, в том числе бурение и добычу полезныхископаемых.

Предлагалсяеще один способ решения проблемы радиоактивных отходов – отправлять их вкосмос. Действительно, объем отходов невелик, поэтому их можно удалить на такиекосмические орбиты, которые не пересекаются с орбитой Земли, и навсегдаизбавиться радиоактивного загрязнения. Однако этот путь был отвергнут из-заопасности непредвиденного возвращения на Землю ракеты-носителя в случаевозникновения каких-либо неполадок.

В некоторыхстранах серьезно рассматривается метод захоронения твердых радиоактивныхотходов в глубинные воды океанов. Этот метод подкупает своей простотой иэкономичностью. Однако такой способ вызывает серьезные возражения, основанныена коррозионных свойствах морской воды. Высказываются опасения, что коррозиядостаточно быстро нарушит целостность контейнеров, и радиоактивные веществапопадут в воду, а морские течения разнесут активность по морским просторам.

ЭксплуатацияАЭС сопровождается не только опасностью радиационного загрязнения, но и другимивидами воздействия на окружающую среду. Основным является тепловое воздействие.Оно в полтора-два раза выше, чем от тепловых электростанций.

При работеАЭС возникает необходимость охлаждения отработанного водяного пара. Самымпростым способом является охлаждение водой из реки, озера, моря или специальносооруженных бассейнов. Вода, нагретая на 5–15 °С, вновь возвращается в тотже источник. Но этот способ несет с собой опасность ухудшения экологическойобстановки в водной среде в местах расположения АЭС.

Большееприменение находит система водоснабжения с использованием градирен, в которыхохлаждение воды происходит за счет ее частичного испарения и охлаждения.

Небольшиепотери пополняются постоянной подпиткой свежей водой. При такой системеохлаждения в атмосферу выбрасывается огромного количество водяного пара икапельной влаги. Это может привести к увеличению количества выпадающих осадков,частоты образования туманов, облачности.

В последниегоды стали применять систему воздушного охлаждения водяного пара. В этом случаенет потерь воды, и она наиболее безвредна для окружающей среды. Однако такаясистема не работает при высокой средней температуре окружающего воздуха. Крометого, себестоимость электроэнергии существенно возрастает.


/>/>/>/>Заключение

Энергетическаяпроблема – одна из важнейших проблем, которые сегодня приходится решатьчеловечеству. Уже стали привычными такие достижения науки и техники, каксредства мгновенной связи, быстрый транспорт, освоение космическогопространства. Но все это требует огромных затрат энергии. Резкий ростпроизводства и потребления энергии выдвинул новую острую проблему загрязненияокружающей среды, которое представляет серьезную опасность для человечества.

Мировыеэнергетические потребности в ближайшее десятилетия будут интенсивно возрастать.Какой-либо один источник энергии не сможет их обеспечить, поэтому необходиморазвивать все источники энергии и эффективно использовать энергетическиересурсы.

На ближайшемэтапе развития энергетики (первые десятилетия XXI в.) наиболееперспективными останутся угольная энергетика и ядерная энергетика с реакторамина тепловых и быстрых нейтронах. Однако можно надеяться, что человечество неостановится на пути прогресса, связанного с потреблением энергии вовсевозрастающих количествах.

 


Список используемой литературы

 

1) Кесслер «Ядерная энергетика» Москва: Энергоиздат, 1986 г.

2) Х. Маргулова «Атомная энергетика сегодня и завтра» Москва:Высшая школа, 1989 г.

3) Дж. Коллиер, Дж. Хьюитт «Введение в ядернуюэнергетику» Москва: Энергоатомиздат, 1989 г.

еще рефераты
Еще работы по физике