Výroba 

Klasifikace jaderných elektráren. Tepelné elektrárny Uveďte klasifikaci jaderných elektráren ve světě

Pravděpodobnost, že tepelné neutrony budou absorbovány uranem, je označena θ. Tato hodnota se nazývá faktor využití tepelných neutronů. Potom bude počet tepelných neutronů absorbovaných uranem roven n εφθ .

Pro každou absorpci tepelného neutronu uranem a η nové rychlé neutrony. V důsledku toho se na konci uvažovaného cyklu počet rychlých neutronů produkovaných štěpením rovnal n εφθη .

Multiplikační faktor neutronů v nekonečném prostředí je tedy roven

Rovnost (3.4) se nazývá vzorec čtyř faktorů. Odhaluje závislost K∞ na různých faktorech, které určují vývoj jaderné řetězové reakce ve směsi uranu a moderátoru.

V reálném chovném médiu konečných rozměrů je únik neutronů nevyhnutelný, s čímž se při zadávání vzorce pro K∞ nepočítalo. Neutronový multiplikační faktor pro médium konečných rozměrů se nazývá efektivní multiplikační faktor Keff; Navíc je stále definován jako poměr počtu neutronů dané generace k odpovídajícímu počtu neutronů předchozí generace. Pokud použijeme Рз a Рд k označení pravděpodobnosti zamezení úniku neutronů v procesu moderace a difúze, pak můžeme napsat

Kef= K∞ Rz Rd. (3.5)

Je zřejmé, že podmínkou pro udržení řetězové reakce v médiu konečných rozměrů bude poměr Kef ≥ 1. Součin РзРд je vždy menší než jedna, proto k provedení samoudržující řetězové reakce v systému konečných rozměrů, je nutné, aby K∞ bylo vždy větší než jedna.

Únik neutronů z reaktoru závisí na jeho geometrických rozměrech. Vzhledem k tomu, že k produkci neutronů dochází v celém objemu aktivní zóny a k jejich úniku pouze povrchem reaktoru, je zřejmé, že se zvětšováním lineárních rozměrů reaktoru relativní podíl neutronů ztracených povrchem klesá a zvyšuje se pravděpodobnost zabránění úniku.

Minimální velikost reaktoru, ve které může proběhnout samoudržující řetězová reakce, se nazývá kritická velikost.

Do formuláře se tedy zapíše podmínka kritičnosti pro reaktory

1 = K∞RzRd.

Pokud je splněna podmínka (3.5), počet neutronů vzniklých při štěpení uranu se rovná počtu neutronů, které opustily reaktor a byly absorbovány materiály během procesů moderace a difúze. V případě, že Kef>1, bude počet neutronů v reaktoru plynule narůstat. V podkritickém reaktoru Kef< 1.

Rovnice neutronové bilance (pro kritický reaktor bude zapsána ve tvaru

, (3.6)

D – koeficient difúze neutronů

F – tok neutronů

S je počet generovaných tepelných neutronů.

Počet tepelných neutronů S je určen na základě následujícího. Na jeden tepelný neutron absorbovaný v materiálech aktivní zóny reaktoru bude počet tepelných neutronů absorbovaných uranem θ a na jednu absorpci tepelného neutronu uranem vznikne η rychlých neutronů. To znamená, že počet rychlých neutronů bude roven θη. Tyto neutrony mohou produkovat štěpení s multiplikačním faktorem ε, pak bude konečný počet rychlých neutronů roven θηε. Rychlé neutrony v procesu zpomalování se vyhýbají rezonanční absorpci s pravděpodobností φ a úniku s koeficientem Рз. To znamená, že počet generovaných tepelných neutronů bude roven θηεφРз.

Při celkové absorpci tepelných neutronů na jednotku objemu materiály jádra rovné ΣaF se tedy opět tvoří tepelné neutrony ΣaФθηεφРз. Konečný počet tepelných neutronů bude určen následujícím způsobem:

(3.7)

S přihlédnutím ke vzorci (3.7) bude rovnice neutronové bilance (3.6) přepsána do tvaru

(3.8)

(3.9)

V rovnici (3.9) se veličina závislá na vlastnostech materiálů nazývá materiálový parametr a označuje se B2

(3.10)

pak závislost (3.8) bude přepsána následovně

(3.11)

Obě rovnice (3.10) a (3.11), získané na základě rovnice neutronové bilance pro stacionární případ, odpovídají kritickému reaktoru, ve kterém je efektivní multiplikační faktor roven jednotce (Kef = 1). Vezmeme-li v úvahu, že z rovnice (3.10) to vyplývá

kde L je difuzní délka.

Z rovnic (3.12) vyplývá, že pravděpodobnost zamezení úniku neutronů během difúzního procesu je určena výrazem (1 + B2L2)-1. Pravděpodobnost zamezení úniku neutronů během procesu moderování se vypočítá na základě zvážení procesu moderace a ukáže se, že je rovna

kde τ je veličina zvaná stáří neutronů a má rozměr cm2.

Obecně platí, že když se multiplikační faktor v reaktoru liší od jednoty, rovnice (3.12) bude zapsána takto:

(3.14)

Rovnice (3.14) je hlavní rovnicí reaktoru, odhalující závislost efektivního multiplikačního faktoru neutronů na složení a velikosti aktivní zóny. Tato rovnice platí pro homogenní a heterogenní reaktory. Zvláštnost heterogenity jádra se odráží v přístupu k výpočtu parametrů rovnice čtyř faktorů, a to veličin ε, φ a θ.

Se stacionárním procesem

(3.15)

kde M2 ​​= L2 + τ je hodnota nazývaná migrační plocha, cm2.

Řešení rovnice (3.11) umožňuje určit hodnotu B2. V v tomto případě tento parametr je funkcí velikosti a geometrického tvaru jádra. Zejména pro válcový reaktor

(3.16)

kde R je poloměr a H je výška jádra. V tomto případě se hodnota B2 nazývá geometrický parametr.

Protože obě hodnoty B2 získané z rovnic (3.10) a (3.16) odpovídají kritickému reaktoru, pak pro takový stav reaktoru musí být materiálový parametr roven geometrickému. Na základě toho, v závislosti na daných podmínkách, rovnice (3.15) slouží k řešení dvou typů úloh: k určení složení aktivní zóny, jsou-li dány její rozměry a geometrie, a k určení velikosti reaktoru v případě daného složení jádra.

Při řešení úloh prvního typu se počítá s hodnotou geometrického parametru. Například pro válcový reaktor - podle vzorce (3.16). V tomto případě je složení aktivní zóny, např. obohacení uranu izotopem 235U, určeno z rovnice (3.15) předběžným posouzením obohacení a výpočtem hodnoty Kef pro každý případ.

Při řešení úloh druhého typu může být postup výpočtu přijat následovně. Na základě složení aktivní zóny, která se vyznačuje obohacením uranu, typem moderátoru, konstrukčními materiály atd., jsou vypočteny hodnoty K∞, τ a L2. Hodnotu geometrického parametru B2 pro danou hodnotu Kef zjistíme grafickým řešením rovnice (3.15). V tomto případě je přednastaveno několik hodnot B2 a je sestrojen graf Kef = f(B2).

Po určení hodnoty tepelné energie "href="/text/category/teployenergetika/" rel="bookmark">tepelná energie a L2 charakterizuje vzdálenost, kterou po přímce urazí tepelný neutron k bodu záchytu. Tím méně je pravděpodobné, že neutron zabrání úniku v procesech retardace a difúze, tj. čím větší musí být velikost reaktoru, aby byla zajištěna samoudržující řetězová reakce.

Například reaktor, kde se jako moderátor používá obyčejná voda, za stejných podmínek, bude mít podstatně menší rozměry než reaktor s grafitovým moderátorem, protože pro vodu L = 2,73 cm a τ = 31 cm2 a pro grafit L = 54 cm a τ = 364 cm2.

3.2.1.3. NEUTRONOVÝ TOK

Řešení rovnice (3.11) také vede k závislosti charakterizující rozložení toku neutronů po objemu aktivní zóny. Pro válcový reaktor s výškou H a poloměrem R má tato závislost tvar

(3.17)

kde Фmax je hodnota toku neutronů ve středu aktivní zóny;

h, r – aktuální souřadnice podél výšky a poloměru aktivní zóny;

Aktuální hodnota Besselovy funkce nultého řádu prvního druhu.

Maximální hodnota toku tepelných neutronů v reaktoru bez reflektoru je stanovena v geometrickém středu aktivní zóny a postupně klesá k nule, jak se blíží k jejím extrapolovaným hranicím. Ve válcovém reaktoru bude změna toku neutronů ve výšce při r = 0, když Jo(0) = 1, probíhat podle závislosti

(3.18)

Koeficient nerovnoměrnosti toku neutronů podél výšky aktivní zóny se stanoví takto:

(3.19)

Koeficient nerovnoměrnosti toku neutronů podél poloměru válcového reaktoru bude roven

(3.20)

Součin koeficientů Kh a Kr se nazývá koeficient nerovnoměrnosti toku neutronů nad objemem aktivní zóny.

(3.21)

Na základě známých hodnot koeficientů nerovnoměrnosti toku neutronů a při dané hodnotě průměrného toku neutronů je možné určit hodnotu maximálního toku neutronů v reaktoru.

Фmax = KvФср, (3,22)

kde Fsr je průměrný tok neutronů v reaktoru dělený objemem aktivní zóny. Průměrný tok neutronů lze určit na základě následujícího. Počet štěpení uranu v 1 cm3 za 1 s je ΣfФср a celkový počet štěpení v celém objemu aktivní zóny bude roven ΣfФсрVаз. Pokud výkon 1 kW odpovídá 3,1∙1013 dílků za sekundu, pak lze výkon reaktoru vyjádřit rovnicí

, (3.23)

(3.24)

Průměrné hodnoty neutronových toků v energetických reaktorech se pohybují v rozmezí 1012 ÷ 1014.

V fungujícím reaktoru neutrony unikají z aktivní zóny. Pro snížení tohoto úniku je reaktor obklopen reflektorem. Neutrony vstupující do reflektoru jsou částečně rozptýleny zpět do jádra, čímž je dosaženo „úspory“ neutronů.

Výsledná „úspora“ neutronů díky instalaci reflektoru může být využita ve dvou směrech: buď ke zmenšení velikosti aktivní zóny bez změny jejího složení, nebo při ponechání rozměrů beze změny ke snížení obohacení paliva štěpný izotop. V obou případech je výsledkem snížení celkového zatížení štěpným izotopem uranu. Neméně důležitou úlohou reflektoru pro energetické reaktory je výrazné vyrovnání distribuce toku tepelných neutronů v objemu aktivní zóny.

Když rychlé neutrony unikají z reaktoru, mohou se díky jejich umírněnosti v materiálu reflektoru vrátit do reaktoru jako tepelné. To vede ke zvýšení toku tepelných neutronů v blízkosti hranice aktivní zóny. Materiál reflektoru musí mít stejné vlastnosti jako moderátor, a to dobré zpomalovací a rozptylové vlastnosti. Proto se pro moderátor a reflektor často používá stejná látka.

Efektivní multiplikační faktor reaktoru s reflektorem je určen stejným vzorcem (3.14) jako pro reaktor bez reflektoru. V tomto případě se však při výpočtu geometrického parametru B2 skutečné rozměry aktivní zóny zvětší o množství účinné přísady. Například pro válcový reaktor bude mít

(3.25)

R" = R + Δ. (3,26)

Při tomto způsobu výpočtu je reaktor s reflektorem jakoby nahrazen „holým“ reaktorem, jehož rozměry přesahují o množství účinné přísady rozměry aktivní zóny vlastního reaktoru.

Koeficienty nerovnoměrnosti toku neutronů aktivní zóny válcového reaktoru v přítomnosti reflektoru jsou určeny vzorcem:

Podle výšky reaktoru

Podle poloměru reaktoru

V přítomnosti reflektoru, jak vyplývá z (3.27) a (3.28), koeficienty nerovnoměrnosti toku neutronů klesají, takže uvolňování energie v celém objemu aktivní zóny bude rovnoměrnější.

AUTOTESTOVACÍ OTÁZKY

1. Z jakých elementárních částic se skládá atom a jádro atomu?

2. Jaká je hmotnost protonu a neutronu?

3. Jaká je jednotka atomové hmotnosti?

4. Co je hmotnostní defekt a jaderná vazebná energie?

5. Jak se mění vazebná energie nukleonů v jádře v závislosti na hmotnostním čísle jádra?

6. Co jsou rychlé a tepelné neutrony? Jak jsou charakterizovány?

7. Proč se uran-235 štěpí, ale uran-238 ne, když zachycuje tepelný neutron?

8. Co se rozumí mikroskopickými a makroskopickými efektivními průřezy jader?

9. Jak se mění mikroskopické průřezy pro štěpení a absorpci jader uranu-235 a uranu-238 v závislosti na energii neutronů?

10. Co znamená tok neutronů?

11. Jak se určuje počet absorpcí a štěpení jader uranu při záchytu neutronů?

12. Vyjádřete výkon reaktoru pomocí toku neutronů.

13. Napište rovnici tepelné neutronové bilance a vysvětlete její složky.

14. Co je zdrojem tepelných neutronů v reaktoru?

15. Jak se určuje únik neutronů při jejich moderaci a difúzi?

16. Co znamená efektivní multiplikační faktor neutronů Kef?

17. Vysvětlete veličiny zahrnuté v rovnici pro Kef.

18. Řekněte nám postup řešení rovnice pro Kef reaktoru pro dané obohacení uranu?

19. Jaký je pro daný postup řešení rovnice pro Kefův reaktor geometrické parametry aktivní zóna?

20. Jaké závislosti charakterizují změnu toku neutronů podél výšky a poloměru aktivní zóny reaktoru?

21. Jaký vliv má reflektor neutronů na tok neutronů v reaktoru?

3.2.2. NÁVRHY ENERGETICKÝCH REAKTORŮ

A TECHNOLOGICKÁ SCHÉMATA JE

3.2.2.1. REAKTOROVÉ ZAŘÍZENÍ

Vytvoření homogenního reaktoru je spojeno se značnými technickými obtížemi, proto jsou v současnosti všechny provozované, ve výstavbě a projektované energetické reaktory heterogenní.

Hlavní částí reaktoru je aktivní zóna. Jádro jaderného reaktoru je soubor montážních celků, který vytváří podmínky pro zahájení a udržení řízené řetězové reakce jaderného štěpení. Rozměry aktivní zóny musí být takové, aby řetězová reakce se stávajícím obohacením uranu byla zachována po celou dobu provozu reaktoru a při kterém byl zajištěn spolehlivý odvod tepla při daném výkonu reaktoru.

Aktivní zóna obsahuje jaderné palivo (palivo). Jako palivo se používá uran a jeho slitiny a také plutonium a jeho slitiny. V heterogenních reaktorech se palivo používá ve formě tyčí, desek atd. (obr. 3.2), v homogenních reaktorech - ve formě roztoku solí uranu atd. Moderátor (voda, grafit, berylium atd.). ) je umístěn i v aktivní zóně tepelných reaktorů .), která slouží ke snížení energie štěpných neutronů.

https://pandia.ru/text/78/544/images/image051_2.jpg" width="515" height="254 src=">

Rýže. 3.3. Druhy palivových článků:

tyč; b – lamelové; c – kulový; g – trubkový; d – válcový blok; e – palivové pole s trubkami;

1 – palivový materiál; 2 – plášť; 3 – hrot; 4 – okraj; 5 – chladicí kapalina

Coll" href="/text/category/koll/" rel="bookmark">sběrače a rozvodná cesta toku chladiva, instalační díly - stopky, plášť nebo rám, ochranné zátky a díly pro přepravní a technologické účely.

Rýže. 3.5. Pracovní kazeta reaktoru VVER-440:

1 – stopka; 2, 3 – spodní a střední distanční mřížky; 4 – kryt potrubí-kazeta; 5 – TVEL; 6 – horní distanční mřížka; 7 – středová trubka; 8 – hlava; 9 – pružinové svorky; 10 – čep

Palivový soubor nebo kazeta je instalována v technologickém kanálu jaderného reaktoru, ve kterém se provádí přívod, odvod a organizace usměrněného toku chladiva omývajícího palivové tyče a možnost vkládání a vykládání palivových souborů nebo kazet. pokud.

Skládá se z dříku, hlavy a šestihranného trubkového krytu, v němž je umístěno 126 palivových tyčí, které jsou uspořádány v trojúhelníkové mřížce s roztečí 12,2 mm. Upevnění palivových tyčí v kazetě je provedeno distančními mřížkami: spodní (nosné), horní a střední vodicí mřížky z nerezové oceli. Tyto mřížky jsou vzájemně mechanicky spojeny centrální trubkou ze zirkonové slitiny. Spodní konce palivových tyčí jsou pevně uchyceny ve spodní nosné mřížce, horní konce zapadají do otvorů horní mřížky bez upevnění pro zajištění jejich volné tepelné roztažnosti. Hlava kazety má šest pružinových svorek, které ji zabraňují plavání a kompenzují tepelnou roztažnost. Konstrukce stopky zajišťuje orientaci a fixaci kazety podél úhlu v půdorysu a její umístění v objímce koše. Hmotnost pracovní kazety je 220 kg, hmotnost VO2 v kazetě je 127 kg.

Část jaderného reaktoru, což je nádoba určená k umístění aktivní zóny a vnitřních zařízení, která má potrubí pro přívod a odvod chladiva, jakož i zařízení pro utěsnění vnitroreaktorového prostoru, se nazývá nádoba jaderného reaktoru. Odnímatelná část jaderného reaktoru, určená k zakrytí nádoby a absorbování vnitřního tlaku v reaktoru, se nazývá kryt jaderného reaktoru.

Hlavní ucpávková sestava jaderného reaktoru je montážní celek s násuvnou přírubou a těsněním mezi víkem a nádobou jaderného reaktoru, zajišťující těsnost jaderného reaktoru ve všech režimech jeho provozu.

Kroužek, který spojuje kryt jaderného reaktoru s tělesem a stlačuje vnitřní těsnění, se nazývá tlakový kroužek hlavního těsnění jaderného reaktoru.

6. Co jsou tepelné a rychlé reaktory?

7. Jaké jsou výhody a nevýhody jaderných elektráren s varným reaktorem?

8. Jaké jsou výhody a nevýhody reaktorů využívajících jako chladivo tekuté kovy?

9. Nakreslete základní technologická schémata jaderných elektráren: JE s VVER; JE s RBMK; ATEC; JE a BN; AST; ASPT.

10. K čemu slouží regulační tyče?

11. K čemu slouží komplexační tyče?

12. Proč jsou zapnuté reaktory rychlých neutronů jsou slibné?

13. Jaké plyny se používají jako chladiva?

14. K čemu slouží kazetová stěna?

15. Jak se nachází palivo v TVEL?

Principy klasifikace elektráren. Třídy, podtřídy, skupiny, podskupiny.

Klasifikace elektráren

ČÁST DVĚ

ELEKTROINSTALACE,
PRACOVAT PRO
ENERGIE ZDARMA



Třída– určuje hlavní proces a druh počáteční (spotřebované) energie.

Podtřída– určeno charakteristickými rysy a přijatými (zažitými) názvy.

Skupina– určeno typem vyrobené (vytvořené) energie.

Podskupina– určuje typ instalace na základě konstrukčních rozdílů.

V závislosti na konkrétních vlastnostech a stavu vývoje nemusí být toto rozdělení vždy striktně dodrženo. Existuje osm hlavních tříd:

1- tepelný elektrárny: v nich je hlavním procesem uvolňování energie fázový přechod nejvyššího řádu (PHPT), tedy částečné nebo úplné štěpení atomů na elementární částice - elektrony a elektrony. Počáteční energie je potenciální vazebná energie elementárních částic v atomu – energie akumulovaná v látce.

2- přírodní elektrárny, tedy zařízení využívající přímo energii přírodních jevů.

3- Coriolis elektrárny - hlavní proces výroby energie je spojen s vlastním roztočením rotoru Coriolisovými silami. Počáteční energie radiálního toku hmoty může být různá: hydraulická, chemická, magnetická,...

4- elektromagnetické elektrárny - hlavním procesem je přeměna toků elektrina do různé druhy energie: mechanická, tepelná, elektrická.

5- vibrační rezonance elektrárny - hlavním procesem je výměna energie pracovní tekutiny za podmínek vibrační rezonance. Výchozím bodem je energie vnější prostředí zejména molekuly atmosférického vzduchu.

6- éterický elektrárny - hlavním procesem je řízená kondenzace éteru, zejména elektrického plynu. Počáteční energie je éter.

7- dobíjecí elektrárny - hlavním procesem je akumulace energie (elektrické, chemické, tepelné,...) a její uvolnění při vybití baterie.

8- kombinovaný elektrárny – zařízení s několika různými typy procesů uvolňování energie, které je obtížné zařadit do některé ze stanovených tříd.

Tato třída zahrnuje všechny tradiční elektrárny na fosilní paliva, jaderné, vodíkové a nové elektrárny na přírodní energii.

Mezi tradiční patří: spalovací motory s vnitřním a vnějším spalováním, plynové a parní turbínové jednotky a také různé tepelné a kotelní jednotky.

Mezi jaderné patří moderní jaderné elektrárny a tepelné elektrárny, ve kterých dochází k procesu uvolňování energie s úplným rozpadem radioaktivních látek.

Vodíkové elektrárny využívají vodík, který reaguje s kyslíkem za vzniku vody.



Uvedené elektrárny jsou poměrně známé a existuje k nim spousta odborné literatury, takže je není třeba podrobně popisovat.

Je třeba zdůraznit, že využívají omezené přírodní zdroje: uhlí, ropu, plyn, uran..., které příroda nedoplňuje tak rychle, jako se spotřebuje. Tyto instalace se vyznačují chybnou ekologií, která je škodlivá pro lidstvo.

Přírodní energetické instalace /1/ jsou bez těchto nevýhod, protože využívají pouze částečného, ​​šetrného rozpadu látky (vzduchu, vody) bez úprav. chemické vlastnosti z důvodu malého hmotnostního defektu řádově 10 -6%, který se doplňuje za přirozených podmínek.

Termonukleární elektrárny, jejichž vývoj probíhá již několik desetiletí s nulovými výsledky, nebyly do klasifikace zařazeny, neboť jsou podle moderní teorie /1,2/ nefunkční.

V zásadě se v současnosti používá dělení elektráren na CPP, CHPP, CCGT, GTPP, jaderné elektrárny, vodní elektrárny. Pro úplnější popis lze elektrárny klasifikovat podle řady základních charakteristik:

Podle typu primárních energetických zdrojů;

O procesech přeměny energie;

Podle množství a typu nosičů energie;

Podle typu dodávané energie;

Podle okruhu pokrytých spotřebitelů;

Podle provozního režimu.

1. Podle typů používaných primárních energetických zdrojů elektrárny využívající: organické palivo (TPP); jaderné palivo (JE); vodní energie (vodní elektrárna, přečerpávací elektrárna a elektrárna); solární energie (SES); větrná energie (WPP); podzemní teplo (geotermální geotermální elektrárny).

2. Podle používaných procesů přeměny energie se rozlišují elektrárny, ve kterých: se výsledná tepelná energie přeměňuje na mechanickou a následně na elektrickou energii (CHP, JE); výsledná tepelná energie se přímo přeměňuje na elektrickou energii (elektrárny s generátory MHD, MHD-ES, SES s fotobuňkami atd.); energie vody a vzduchu se přeměňuje na mechanickou rotační energii, následně na elektrickou energii (vodní elektrárny, přečerpávací elektrárny, tepelné elektrárny, větrné elektrárny, větrné elektrárny, vzduchoakumulační elektrárny s plynovou turbínou).

3. Elektrárny se liší počtem a typem použitých nosičů energie: s jedním nosičem energie (CPS a KVET, jaderná CPP a parní KVET, jaderné elektrárny s energií plynu, GTPP); se dvěma nosiči energie odlišnými ve fázovém stavu (paroplynové elektrárny, včetně SG-CPP a SG-CHP); se dvěma různými nosiči energie stejného fázového stavu (binární elektrárny).

4. Elektrárny se rozlišují podle druhů dodávané energie: ty, které dodávají pouze nebo převážně elektrickou energii (vodní elektrárny, přečerpávací elektrárny, elektrárny na kombinovanou výrobu tepla a elektřiny, jaderné elektrárny, elektrárny s plynovou turbínou, PG-KPP, atd.); dodávající elektrickou a tepelnou energii (CHP, jaderná CHPP, GT-CHP atd.). V poslední době IES a jaderné IES stále více zvyšují dodávky tepelné energie. Kogenerační jednotky (KVET) vyrábějí kromě elektřiny i teplo; Využití tepla z odpadní páry při kombinované výrobě energie poskytuje významné úspory paliva. Pokud se používá odpadní pára nebo horká voda technologický postup ov, vytápění a větrání průmyslových podniků, pak se tepelné elektrárny nazývají průmyslové. Při využití tepla pro vytápění a zásobování teplou vodou obytných a veřejných budov ve městech se kogenerační jednotky nazývají komunální (teplárny). Průmyslové výtopny KVET dodávají teplo as průmyslové podniky a obyvatelstvo. Ve výtopnách KVET jsou spolu s topnými turbínovými jednotkami teplovodní kotle pro dodávku tepla v obdobích špičkové tepelné zátěže.

5. Podle okruhu pokrytých spotřebitelů se rozlišují: okresní elektrárny (GRES - státní okresní elektrárna); místní elektrárny dodávat elektřinu jednotlivcům osad; blokové stanice pro napájení jednotlivých spotřebitelů.

6. Podle provozního režimu v EPS se rozlišují elektrárny: základní; manévrovatelný nebo poloviční; vrchol.

První skupina zahrnuje velké, nejúspornější elektrárny, jaderné elektrárny, kogenerační elektrárny a částečně vodní elektrárny, druhá skupina zahrnuje ovladatelné kondenzační elektrárny, SG-CPP a CHP elektrárny a třetí skupina zahrnuje špičkové vodní elektrárny. elektrárny, vodní elektrárny a elektrárny s plynovou turbínou. CHP a méně ekonomické CPP pracují částečně ve špičkovém režimu.

Kromě obecných hlavních charakteristik klasifikace elektráren uvedených výše má každý typ své vlastní vnitřní klasifikační charakteristiky. Například IES a CHP se liší počátečními parametry, technologické schéma(blokové a zesíťované), jednotková kapacita bloků atd. JE jsou klasifikovány podle typu reaktoru (tepelné a rychlé neutrony), podle konstrukce reaktoru atd.

Spolu s hlavními typy elektráren diskutovanými výše se v Rusku vyvíjejí také elektrárny s kombinovaným cyklem a elektrárny s čistým plynem. Elektrárny s kombinovaným cyklem (CGPP) se používají ve dvou verzích: s vysokotlakým vyvíječem páry as výfukovými plyny odváděnými do konvenčních kotelen. V první variantě jsou produkty spalování ze spalovací komory pod tlakem odváděny do vysokotlakého kompaktního parního generátoru, kde vzniká pára vysoký tlak a produkty spalování jsou ochlazeny na 750-800ºС, poté jsou odeslány do plynové turbíny a do parní turbíny je dodávána vysokotlaká pára.

Ve druhé možnosti produkty spalování ze spalovací komory s přídavkem požadované množství vzduch pro snížení teploty na 750-800ºС je přiváděn do plynové turbíny a odtud se výfukové plyny o teplotě přibližně 350-400ºС s vysokým obsahem kyslíku dostávají do běžných kotlů parních turbín tepelných elektráren, kde působí jako okysličovadla a odevzdávají své teplo.

A v prvním schématu by se mělo spalovat zemní plyn nebo speciální kapalné palivo plynové turbíny ve druhém schématu by takové palivo mělo být spalováno pouze ve spalovací komoře plynové turbíny a v kotelních jednotkách - topný olej nebo pevná paliva, která; představuje určitou výhodu. Kombinací obou cyklů se zvýší celková účinnost parní elektrárny o cca 5-6 % oproti parní turbínové elektrárně. Výkon plynových turbín parní elektrárny je přibližně 20-25 % výkonu jednotky s kombinovaným cyklem. Vzhledem k tomu, že měrné kapitálové investice v části plynové turbíny jsou nižší než v části parní turbíny, je v elektrárně s parní turbínou dosaženo snížení měrných kapitálových investic o 10-12 %. Jednotky s kombinovaným cyklem mají větší manévrovatelnost než konvenční kondenzační jednotky a lze je použít pro provoz v zóně poloviční špičky, protože jsou ekonomičtější než manévrovatelné IES.

Jaderné elektrárny představují jaderná zařízení, která vyrábějí energii při dodržení stanovených režimů při jisté podmínky. Pro tyto účely je využíváno území vymezené projektem, kde jsou jaderné reaktory využívány v kombinaci s potřebné systémy, zařízení, vybavení a konstrukce. K provádění cílených úkolů jsou zapojeni specializovaní pracovníci.

Všechny jaderné elektrárny v Rusku

Historie jaderné energetiky u nás a v zahraničí

Druhá polovina 40. let byla ve znamení zahájení prací na vytvoření prvního projektu využití mírových atomů k výrobě elektřiny. V roce 1948 I.V. Kurčatov, vedený pokyny strany a sovětské vlády, podal návrh na zahájení prací na praktickém využití atomové energie k výrobě elektřiny.

O dva roky později, v roce 1950, byla nedaleko obce Obninskoye, ležící v oblasti Kaluga, zahájena výstavba první jaderné elektrárny na planetě. Ke spuštění první průmyslové jaderné elektrárny na světě, jejíž výkon byl 5 MW, došlo 27. června 1954. Sovětský svaz se stal první mocností na světě, která použila atom k mírovým účelům. Stanice byla otevřena v Obninsku, který do té doby získal status města.

Sovětští vědci tím ale neskončili, pokračovali v práci tímto směrem, zejména o čtyři roky později v roce 1958 byl zahájen provoz první etapy Sibiřské jaderné elektrárny. Její výkon byl mnohonásobně větší než u stanice v Obninsku a činil 100 MW. Ale pro domácí vědce to nebyl limit po dokončení všech prací, projektovaná kapacita stanice byla 600 MW.

V rozlehlosti Sovětského svazu nabírala v té době výstavba jaderných elektráren obrovský rozsah. V témže roce se začalo se stavbou JE Bělojarsk, jehož první etapa zásobovala první spotřebitele již v dubnu 1964. Geografie výstavby jaderných elektráren zapletla do své sítě celou zemi v témže roce byl spuštěn první blok jaderné elektrárny ve Voroněži o výkonu 210 MW, druhý blok spuštěn o pět let později v roce; 1969, se chlubil výkonem 365 MW. Boom výstavby jaderných elektráren neutichal po celou dobu sovětské éry. Nové stanice, případně další bloky již vybudovaných, byly spouštěny v několikaletých intervalech. Takže již v roce 1973 dostal Leningrad vlastní jadernou elektrárnu.

Sovětská moc však nebyla jediná na světě, která dokázala takové projekty vypracovat. Ve Velké Británii také nespali a uvědomujíc si příslib této oblasti, aktivně tuto problematiku studovali. Jen o dva roky později, po otevření stanice v Obninsku, Britové zahájili vlastní projekt vývoje mírového atomu. V roce 1956 ve městě Calder Hall Britové spustili vlastní stanici, jejíž výkon převyšoval její sovětský protějšek a činil 46 MW. Nezůstali pozadu ani na druhé straně Atlantiku o rok později Američané slavnostně uvedli do provozu stanici v Shippingportu. Kapacita zařízení byla 60 MW.

Vývoj mírového atomu byl však plný skrytých hrozeb, o kterých se brzy dozvěděl celý svět. Prvním znakem byla velká nehoda na Three Mile Island, ke které došlo v roce 1979, ale po ní došlo ke katastrofě, která zasáhla celý svět, v Sovětském svazu, v r. Městečko V roce 1986 došlo v Černobylu k rozsáhlé katastrofě. Následky tragédie byly nenapravitelné, ale kromě toho tato skutečnost přiměla celý svět přemýšlet o proveditelnosti využití jaderné energie pro mírové účely.

Světoví lídři v tomto odvětví vážně uvažují o zlepšení bezpečnosti jaderných zařízení. Výsledkem bylo konání ustavujícího shromáždění, které bylo uspořádáno 15. května 1989 v sovětské metropoli. Shromáždění rozhodlo o vytvoření Světové asociace, která by měla zahrnovat všechny provozovatele jaderných elektráren, její obecně uznávaná zkratka je WANO. V průběhu realizace svých programů organizace systematicky sleduje zlepšování úrovně bezpečnosti jaderných elektráren ve světě. Přes veškerou vynaloženou snahu však nápor živlů nevydrží ani ty nejmodernější a na první pohled zdánlivě bezpečné objekty. Právě kvůli endogenní katastrofě, která se projevila v podobě zemětřesení a následné vlny tsunami, došlo v roce 2011 k nehodě na stanici Fukušima-1.

Atomový výpadek

Klasifikace JE

Jaderné elektrárny jsou klasifikovány podle dvou kritérií: typu energie, kterou produkují, a typu reaktoru. Podle typu reaktoru se určuje množství vyrobené energie, úroveň bezpečnosti a také to, jaké suroviny se na stanici používají.

Podle typu energie, kterou stanice vyrábí, se dělí na dva typy:

Jejich hlavní funkcí je výroba elektrické energie.

Jaderné tepelné elektrárny. Díky tam instalovaným topným zařízením, využívajícím tepelné ztráty, které jsou na stanici nevyhnutelné, je možný ohřev síťové vody. Tyto stanice tedy kromě elektřiny vyrábějí tepelnou energii.

Po prozkoumání mnoha možností vědci dospěli k závěru, že nejracionálnější jsou tři jejich odrůdy, které se v současnosti používají po celém světě. Liší se několika způsoby:

  1. Použité palivo;
  2. Použité chladicí kapaliny;
  3. Aktivní zóny fungují pro udržení požadované teploty;
  4. Typ moderátoru, který snižuje rychlost neutronů, které se uvolňují při rozpadu a jsou tak nezbytné pro podporu řetězové reakce.

Nejběžnějším typem je reaktor využívající jako palivo obohacený uran. Jako chladivo a moderátor se zde používá obyčejná nebo lehká voda. Takové reaktory se nazývají lehkovodní reaktory, existují dva typy. V prvním případě se pára používaná k otáčení turbín vyrábí v jádře zvaném varný reaktor. Ve druhém dochází k tvorbě páry ve vnějším okruhu, který je s prvním okruhem propojen přes výměníky tepla a parogenerátory. Tento reaktor se začal vyvíjet v padesátých letech minulého století, základem pro ně byl program americké armády. Souběžně s tím, přibližně ve stejnou dobu, Unie vyvinula varný reaktor, ve kterém jako moderátor fungovala grafitová tyč.

Právě typ reaktoru s moderátorem tohoto typu našel uplatnění v praxi. Mluvíme o reaktoru chlazeném plynem. Jeho historie začala koncem čtyřicátých a začátkem padesátých let 20. století zpočátku se vývoj tohoto typu používal při výrobě jaderných zbraní. V tomto ohledu jsou pro něj vhodné dva druhy paliva: plutonium pro zbraně a přírodní uran.

Posledním projektem, který provázel komerční úspěch, byl reaktor, kde se jako chladivo používá těžká voda a jako palivo nám již známý přírodní uran. Zpočátku takové reaktory navrhovalo několik zemí, ale nakonec se jejich výroba soustředila do Kanady, což je dáno přítomností masivních ložisek uranu v této zemi.

Jaderné elektrárny Thorium – energie budoucnosti?

Historie zdokonalování typů jaderných reaktorů

Reaktor první jaderné elektrárny na planetě byl velmi rozumný a životaschopný návrh, který se osvědčil během mnoha let bezvadného provozu stanice. Mezi jeho základní prvky patřily:

  1. boční ochrana vody;
  2. zděný plášť;
  3. horní patro;
  4. sběrné potrubí;
  5. palivový kanál;
  6. horní deska;
  7. grafitové zdivo;
  8. spodní deska;
  9. rozvodné potrubí.

Jako hlavní konstrukční materiál pro pláště palivových tyčí a technologické kanály byla zvolena nerezová ocel, tehdy nebyly známy slitiny zirkonia, které by mohly mít vlastnosti vhodné pro práci s teplotami 300°C. Chlazení takového reaktoru bylo prováděno vodou a tlak, pod kterým byl přiváděn, byl 100 at. V tomto případě se uvolňovala pára o teplotě 280°C, což je poměrně mírný parametr.

Kanály jaderného reaktoru byly navrženy tak, aby je bylo možné zcela vyměnit. Je to kvůli omezení zdrojů, které je určeno dobou, po kterou palivo zůstává v zóně aktivity. Projektanti neshledali důvod předpokládat, že konstrukční materiály umístěné v zóně ozařování budou schopny vyčerpat celou svou životnost, a to cca 30 let.

Pokud jde o konstrukci TVEL, bylo rozhodnuto přijmout trubkovou verzi s jednosměrným chladicím mechanismem

Tím se snížila pravděpodobnost, že se štěpné produkty dostanou do okruhu v případě poškození palivové tyče. K regulaci teploty pláště palivového článku bylo použito palivové složení ze slitiny uranu a molybdenu, které mělo formu zrn rozptýlených přes teplovodní matrici. Takto zpracované jaderné palivo umožnilo získat vysoce spolehlivé palivové tyče. které byly schopné provozu při vysokém tepelném zatížení.

Příkladem dalšího kola vývoje mírových jaderných technologií může být nechvalně známá jaderná elektrárna Černobyl. V té době byly technologie použité při jeho konstrukci považovány za nejpokročilejší a typ reaktoru byl považován za nejmodernější na světě. Mluvíme o reaktoru RBMK-1000.

Tepelný výkon jednoho takového reaktoru dosáhl 3200 MW, přičemž má dva turbogenerátory, jejichž elektrický výkon dosahuje 500 MW, takže jeden energetický blok má elektrický výkon 1000 MW. Jako palivo pro RBMK byl použit obohacený oxid uraničitý. V počátečním stavu před zahájením procesu obsahuje jedna tuna takového paliva asi 20 kg paliva, a to uranu - 235. Při stacionárním zavážení oxidu uraničitého do reaktoru je hmotnost látky 180 tun.

Proces zavážení však nepředstavuje objemné, nám již dobře známé palivové články, které jsou umístěny do reaktoru. V podstatě se jedná o trubky vyrobené ze slitiny zirkonia. Obsahem jsou válcovité tablety oxidu uraničitého. V zóně aktivity reaktoru jsou umístěny v palivových souborech, z nichž každý kombinuje 18 palivových proutků.

Těchto sestav je v takovém reaktoru až 1700 a jsou umístěny v grafitovém komínu, kde jsou vertikální technologické kanály navrženy speciálně pro tyto účely. Právě v nich cirkuluje chladicí kapalina, jejíž roli v RMBK hraje voda. K vodnímu víru dochází vlivem oběhových čerpadel, kterých je osm. Reaktor je umístěn uvnitř šachty a grafické zdivo je umístěno ve válcovém plášti o tloušťce 30 mm. Oporou celé aparatury je betonový základ, pod kterým je bazének - bublifuk, který slouží k lokalizaci havárie.

Třetí generace reaktorů využívá těžkou vodu

Jeho hlavním prvkem je deuterium. Nejběžnější design se nazývá CANDU, byl vyvinut v Kanadě a je široce používán po celém světě. Jádro takových reaktorů je umístěno ve vodorovné poloze a roli ohřívací komory hrají válcové nádrže. Palivový kanál se táhne přes celou topnou komoru, každý z těchto kanálů má dvě soustředné trubky. Existují vnější a vnitřní trubky.

Ve vnitřní trubce je palivo pod tlakem chladicí kapaliny, což umožňuje dodatečné doplňování paliva do reaktoru za provozu. Jako retardér se používá těžká voda s recepturou D20. Během uzavřeného cyklu je voda čerpána potrubím reaktoru obsahujícího palivové svazky. Jaderné štěpení produkuje teplo.

Chladicí cyklus při použití těžké vody spočívá v průchodu parogenerátory, kde se obyčejná voda vaří z tepla generovaného těžkou vodou, což má za následek tvorbu páry, která vychází pod vysokým tlakem. Je distribuován zpět do reaktoru, což má za následek uzavřený chladicí cyklus.

Právě touto cestou probíhalo postupné vylepšování typů jaderné reaktory, které byly a jsou používány v různých zemích světa.

Odeslat svou dobrou práci do znalostní báze je jednoduché. Použijte níže uvedený formulář

Studenti, postgraduální studenti, mladí vědci, kteří využívají znalostní základnu ve svém studiu a práci, vám budou velmi vděční.

Zveřejněno na http://www.allbest.ru/

Úvod

2. Jaderný reaktor. Typy jaderných reaktorů

Závěr

Úvod

V druhé polovině 40. let. Sovětští vědci začali vyvíjet první projekty mírového využití atomové energie, jejichž obecným směrem se okamžitě stala elektrická energie.

První průmyslová jaderná elektrárna na světě o výkonu 5 MW byla spuštěna 27. června 1954 v SSSR, ve městě Obninsk, ležícím v oblasti Kaluga.

Moderní civilizace je nemyslitelná bez elektrické energie. Výroba a spotřeba elektřiny se každým rokem zvyšuje. Energie uvolněná při jaderných reakcích je milionkrát vyšší než energie produkovaná konvenčními chemickými reakcemi (například spalovacími reakcemi), takže výhřevnost jaderného paliva je neměřitelně vyšší než u konvenčního paliva. Hlavní princip provoz jaderné elektrárny - využití jaderného paliva k výrobě elektřiny.

Tento projekt je věnován tématu „Jaderné elektrárny“. Relevance tohoto tématu je dána zvýšeným zájmem moderní věda k jaderné energetice v souvislosti s rostoucími energetickými potřebami lidstva. Účelem práce je studium principů provozu jaderných elektráren, zařízení používaných v jaderných elektrárnách, mechanismů jaderných reakcí a také metod zajištění bezpečnosti jaderných zařízení. Práce uvádí: nejdůležitější klasifikaci jaderných zařízení, konstrukci a princip činnosti jaderného reaktoru, termodynamické cykly závod parní turbíny a způsoby zvyšování jeho účinnosti, stejně jako příklady jaderných reakcí a reakcí termojaderné fúze.

1. Klasifikace jaderných elektráren

jaderná elektrárna jaderná energie

Jaderné elektrárny se dělí podle následujících parametrů:

1. Počet okruhů.

2. Typy reaktorů. Reaktory se dělí na tepelné a rychlé neutronové reaktory.

3. Typ turbín: sytá nebo přehřátá pára.

4. Druh chladiva - plyn, voda, tekutý kov.

5. Konstrukční prvky reaktoru, například reaktory kanálového typu nebo reaktory nádobového typu.

6. Typ moderátoru: grafit nebo těžká voda.

Nejdůležitější klasifikací jaderných elektráren je klasifikace podle počtu okruhů. Počet okruhů se volí s ohledem na požadavky na zajištění bezpečného provozu bloku ve všech možných havarijních situacích. Zvýšení počtu okruhů je spojeno s výskytem dalších ztrát v cyklu, a tedy se snížením účinnosti jaderné elektrárny.

Provoz jaderných elektráren je založen na přeměně energie získané při jaderné reakci na energii elektrickou. Tato transformace probíhá v několika fázích.

V systému jakékoli jaderné elektrárny se rozlišuje mezi chladicí kapalinou a pracovní kapalinou. Jak je známo, na provozních stanicích probíhá proces přeměny zdrojové energie na teplo kontinuálně a pokud se zastaví odvod tepla, zařízení se nevyhnutelně přehřeje. Spolu se zdrojem je tedy potřeba i spotřebič tepelné energie, který teplo odebere a buď jej přemění na jiné formy energie, nebo jej předá jiným systémům. Teplo je přenášeno od zdroje ke spotřebiteli pomocí chladiva, tzn. Účelem chladiva je odvádět teplo, které se uvolňuje v reaktoru. Voda se rozšířila v energetických reaktorech, která díky své vysoké tepelné kapacitě nevyžaduje vysoké náklady, ale vyžaduje zvýšený tlak. Médium, které přeměňuje tepelnou energii na energii mechanickou, tzn. funguje a je pracovní tekutinou. Pracovní tekutinou v jaderné elektrárně je vodní pára. Požadavky na čistotu pracovní tekutiny vstupující do turbíny a chladiva, které je vždy radioaktivní, jsou velmi vysoké, proto vyžadují uzavřené okruhy. Pokud nejsou okruhy chladiva a pracovní kapaliny odděleny, nazývá se jaderná elektrárna jednookruhová. K výrobě páry dochází v reaktoru, pára je posílána do turbíny, kde vyrábí práci, která se v generátoru přeměňuje na elektřinu. Poté, co veškerá pára zkondenzuje v kondenzátoru, je kondenzát čerpán zpět do reaktoru. Takové reaktory pracují s nuceným oběhem chladiva, pro který je instalováno hlavní oběhové čerpadlo. Okruh chladicí kapaliny je tedy zároveň okruhem pracovní tekutiny. V jednookruhových obvodech všechna zařízení pracují v radiačně aktivních podmínkách, což komplikuje jejich opravu.

Rýže. 1 Tepelné schéma jaderné elektrárny: a - jednookruhové; b - dvouokruhový; c - tříokruhový; 1 - reaktor; 2 - turbína; 3- turbogenerátor; 4- kondenzační jednotka; 5- čerpadlo kondenzátu; b - systém regeneračního ohřevu napájecí vody; 7 - napájecí čerpadlo; 8 - vyvíječ páry; 9 - oběhové čerpadlo okruhu reaktoru; 10 - meziokruhové oběhové čerpadlo

Pokud jsou okruhy chladicí kapaliny a pracovní kapaliny odděleny, pak se jaderná elektrárna nazývá dvouokruhová. Podle toho se okruh chladicí kapaliny nazývá první a okruh pracovní kapaliny se nazývá druhý. U dvouokruhové stanice je nutný parogenerátor, který odděluje první a druhý okruh. V takových schématech je radioaktivní pouze okruh reaktoru, ve kterém je chladivo čerpáno přes parogenerátor, ve kterém předává teplo pracovní kapalině sekundárního okruhu, aniž by s ní přišlo do styku, a je dodáváno zpět do reaktoru oběhové čerpadlo. Druhý okruh zahrnuje zařízení, které pracuje v nepřítomnosti radiační aktivity – to zjednodušuje opravu zařízení. Pára z parogenerátoru vstupuje do turbíny, poté do kondenzátoru a pomocí čerpadla se vrací do parogenerátoru. Přenos tepla v parogenerátoru vyžaduje teplotní rozdíl mezi chladicí kapalinou a pracovní kapalinou. Pro vodní chladicí kapalinu to znamená, že tlak v prvním okruhu musí být vyšší než ve druhém.

Pokud jaderná elektrárna nepoužívá jako chladivo vodu, ale například chladivo jako je kapalný sodík, pak je pro normální provoz stanice nutné vytvořit další meziokruh. Během provozu může v určitých oblastech parogenerátoru docházet k netěsnostem v důsledku tlakového rozdílu mezi primárním a sekundárním okruhem. Může tak dojít k úniku chladiva, což vede k radioaktivní kontaminaci sekundárního okruhu. Protože kapalný sodík intenzivně interaguje s párou a vodou, existuje nebezpečí úniku radioaktivních látek do obsluhovaných prostor. Proto je vytvořen další meziobvod, aby se i v nouzových situacích zabránilo kontaktu radioaktivního sodíku s vodou nebo vodní párou. Taková jaderná elektrárna se nazývá tříokruhová jaderná elektrárna.

Chladivo radioaktivního kapalného kovu je čerpáno přes reaktor a mezilehlý výměník tepla, ve kterém předává teplo neradioaktivnímu chladivu kapalného kovu. Ten je čerpán parogenerátorem přes systém tvořící meziokruh. Tlak v meziokruhu je udržován vyšší než v prvním. Proto je tok radioaktivního sodíku z primárního okruhu do meziokruhu nemožný. V tomto ohledu, pokud dojde k netěsnosti mezi mezilehlým a sekundárním okruhem, voda nebo pára se dostanou pouze do kontaktu s neradioaktivním sodíkem.

2. Jaderný reaktor a jeho typy

Srdcem každé jaderné elektrárny je jaderný reaktor, zařízení, ve kterém probíhá řízená jaderná řetězová reakce. V současnosti lze jako jaderné palivo používat izotopy uranu U235 a U238 a také Pu239. K jadernému štěpení dochází pod vlivem neutronů s určitou energií (hodnota této energie musí ležet v určitém rozmezí: pomalejší nebo rychlejší částice se od jádra jednoduše odpudí, aniž by do něj pronikla). Existují dva typy neutronů: rychlé a pomalé. Neutrony odlišné typy působí na jádra štěpných prvků odlišně.

V tepelných neutronových jaderných reaktorech se jako jaderné palivo používá izotop uranu U235, k jehož štěpení dochází pouze při 3-4x zpomalení neutronů oproti rychlým. Proto se pro řízení řetězové reakce v reaktorech používají materiály, ve kterých neutrony ztrácejí část své energie. Takové materiály, které snižují rychlost neutronů, se nazývají moderátory jaderných reakcí. Dobrými moderátory neutronů jsou grafit, obyčejná a těžká voda a sloučeniny berylia.

Jaderný reaktor se skládá z aktivní zóny a reflektoru. Jádro obsahuje moderátor a jaderné palivo, které je obsaženo v palivových prvcích nazývaných palivové tyče. Chladivo protéká aktivní zónou reaktoru. Typicky je to obyčejná voda, ale lze použít i kapalný grafit a těžkou vodu. Reaktor se spustí, když jsou z jeho aktivní zóny odstraněny tyče absorbující neutrony.

Rýže. 2 Schématické uspořádání reaktoru s tepelnými neutrony: 1 -- regulační tyč; 2 -- radiační ochrana; 3 -- tepelná izolace; 4 - moderátor; 5 -- jaderné palivo; 6 -- chladicí kapalina

V současné době existují dva typy jaderných reaktorů: VVER (vodou chlazený energetický reaktor) a RBMK (vysokovýkonný kanálový reaktor). Rozdíl je v tom, že RBMK je varný reaktor, zatímco VVER používá vodu pod tlakem 120 atmosfér.

TVEL - palivový článek. Jedná se o tyčinky v zirkonovém obalu, uvnitř kterého jsou tablety oxidu uraničitého.

Rychlé neutronové reaktory využívají jako jaderné palivo izotop uranu U238 a plutonia Pu239. Takové reaktory se velmi liší od všech ostatních typů reaktorů. Jeho hlavním účelem je zajistit rozšířený chov štěpného plutonia z U238 za účelem spalování veškerého nebo významné části přírodního uranu, jakož i stávajících zásob ochuzeného uranu. S rozvojem energie reaktoru s rychlými neutrony lze vyřešit problém soběstačnosti jaderná energie palivo.

Za prvé, v reaktoru s rychlými neutrony není žádný moderátor. V tomto ohledu se jako palivo nepoužívá U235, ale Pu239 a U238, které mohou být štěpeny rychlými neutrony. Plutonium je potřebné k zajištění dostatečné hustoty toku neutronů, kterou samotný U238 nemůže poskytnout. Uvolňování tepla reaktorem na rychlých neutronech je desetkrát až patnáctkrát vyšší než uvolňování tepla reaktorů na pomalé neutrony, a proto se místo vody (která si s takovým objemem energie pro přenos prostě neporadí) používá roztavený sodík ( jeho teplota na vstupu je 370 stupňů a na výstupu - 550). Pro normální provoz jaderné elektrárny s rychlým neutronovým reaktorem je tedy potřeba třetí okruh. Při provozu takového reaktoru dochází k velmi intenzivnímu uvolňování neutronů, které jsou pohlcovány vrstvou U238 umístěnou kolem aktivní zóny. V tomto případě je uran přeměněn na Pu239, který může být zase použit v reaktoru jako štěpný prvek.

V současné době nejsou reaktory s rychlými neutrony příliš využívány, především z důvodu složitosti konstrukce a problému získání dostatečně stabilních materiálů pro konstrukční díly. Předpokládá se, že takové reaktory se v budoucnu rozšíří.

3. Provoz hlavního technologického zařízení jaderné elektrárny

Základy technologické vybavení Jaderná elektrárna je na obr. 1.

Cirkulací aktivní zónou reaktoru a promýváním palivových tyčí získává chladivo teplo. Tuto cirkulaci zajišťuje hlavní oběhové čerpadlo. Jednofázový charakter chladiva vyžaduje zařadit do zařízení JE objemový (tlakový) kompenzátor, jehož úkol v jednookruhové JE plní odlučovací buben. Povinnou jednotkou dvouokruhové a tříokruhové jaderné elektrárny je parogenerátor. Chladivo primárního okruhu, které prochází uvnitř teplosměnných trubek parogenerátoru, předává teplo vodě sekundárního okruhu, která se mění na páru. Pára je posílána do parní turbíny, zařízení určeného k přeměně tepelné energie na mechanickou energii. Princip činnosti každé turbíny je podobný principu činnosti větrného mlýna. Pára v turbíně roztáčí lopatky uspořádané do kruhu na rotoru. Rotor turbíny je pevně spojen s rotorem generátoru, který vyrábí elektřina. Parametry turbíny a její provedení se liší - pro vodní chladivo se jedná o středotlakou turbínu sytou párou, pro chladivo z tekutých kovů jde o vysokotlakou přehřátou parní turbínu. V turbíně pára, expandující adiabaticky, funguje. Odtud se odpadní pára posílá do kondenzátoru. Kondenzátor hraje v instalaci dvojí roli: za prvé má parní a vodní prostory, oddělené plochou, přes kterou dochází k výměně tepla mezi odpadní párou a chladicí vodou. Parní kondenzát lze proto použít jako ideální vodu, která neobsahuje rozpuštěné soli. Za druhé, v kondenzátoru se v důsledku prudkého poklesu měrného objemu páry při přeměně do kapalného stavu vytvoří vakuum, které, pokud je udržováno po celou dobu provozu zařízení, umožňuje páře expandovat dovnitř. turbínu jinou atmosférou a tím provést další práci.

Vzniklý kondenzát je kontinuálně odsáván z kondenzátoru čerpadlem, stlačován a opět posílán do parogenerátoru - reaktoru nebo parogenerátoru.

Technologický postup výroby elektřiny v jaderné elektrárně tedy zahrnuje: zvýšení teploty kondenzátu na teplotu nasycení a výrobu páry z něj, expanzi páry v turbíně s poklesem tlaku a teploty z počáteční hodnoty před turbínu na hodnotu odpovídající vakuu v kondenzátoru. Reaktorové zařízení tak může být reprezentováno jako tepelný motor, ve kterém probíhá určitý termodynamický cyklus. Teoretickým cyklem moderní parní elektrárny je Rankinův cyklus.

Čára K na diagramech je dělicí čára: s příslušnými parametry pro všechny body ležící na diagramu nad touto čárou je pouze pára, níže - směs páry a vody.

Vlhká pára v kondenzátoru zcela kondenzuje podél izobary p2=const (čára 2 - 3). Poté je voda stlačována čerpadlem z tlaku P2 na tlak P1, tento adiabatický proces je znázorněn v T-S diagramu vertikálním segmentem 3-4.

Malá hodnota adiabatického segmentu 3-4 ukazuje malá práce vynaložené čerpadlem na stlačování vody. Malé množství kompresní práce ve srovnání s množstvím práce produkované vodní párou během expanzního procesu 1-2 je důležitou výhodou Rankinova cyklu.

Z čerpadla vstupuje voda pod tlakem P2 do vyvíječe páry, kde se jí izobaricky dodává teplo (proces 4-5 P1=konst). Nejprve se voda v parogenerátoru zahřeje k varu (oddíl 4-5 izobary P1=konst) a poté po dosažení bodu varu dojde k procesu odpařování (oddíl 5-6 izobary P1=konst). V sekci 6-1 dochází k přehřátí páry v parogenerátoru, načež pára vstupuje do turbíny. Expanzní proces v turbíně je reprezentován adiabatickým 1-2. Odváděná mokrá pára vstupuje do kondenzátoru a cyklus se uzavírá.

Účinnost přeměny tepla na práci v reverzibilním cyklu je charakterizována tepelnou účinností určenou vzorcem:

kde lc je práce cyklu, q1 je tepelný příkon.

V tomto cyklu je práce cyklu lc rozdílem práce přijaté v turbíně lt a vynaložené v čerpadle ln.

Proto výraz pro tepelnou účinnost cyklu bude mít tvar:

Lt - ln / q1

Všechny procesy, které tvoří cyklus zařízení s parní turbínou, probíhají v toku hmoty. Proto při jejich analýze je třeba použít rovnici prvního zákona termodynamiky pro proudění:

q1 = i2 - i1 + w22 / 2 - w12/2 + ltech

Práci turbíny a čerpadla považujeme za technické práce ltech. V tomto případě je práce procesu adiabatické expanze páry v turbíně za předpokladu, že její kinetická energie na vstupu a výstupu z turbíny je stejná:

Za stejných podmínek bude absolutní hodnota práce adiabatického procesu stlačování vody v čerpadle:

Potom lze tepelnou účinnost Rankinova cyklu znázornit jako:

? =[(i2 - i1) - (i3 - i2)]/(i1 - i3)

Specifická práce čerpadla absolutní hodnota je obvykle méně než 3-4% práce turbíny, takže někdy je tato práce ve výpočtech zanedbávána.

ii jsou hodnoty entalpie vody a páry v odpovídajících bodech cyklu, lze je zjistit pomocí odpovídajících tabulek;

Možnost zvýšení tepelné účinnosti Rankinova cyklu zvýšením počátečního tlaku páry je omezena požadavkem nepřekračovat limitní hodnota vlhkost páry na konci expanze v turbíně, aby byla zajištěna bezpečnost jejího provozu. Tomu se lze vyhnout změnou konfigurace cyklu zavedením sekundárního přehřívání páry při určitém středním tlaku. K tomuto účelu se používá dvoustupňová turbína skládající se z vysokotlakého válce a několika nízkotlakých válců. K tzv. přehřátí páry dochází ve speciálním prvku instalace - přehříváku, kde se pára ohřívá na teplotu přesahující teplotu nasycení při daném tlaku P1. V tomto případě se průměrná teplota přívodu tepla ve srovnání s teplotou přívodu tepla v cyklu bez přehřátí zvyšuje, a proto se zvyšuje tepelná účinnost cyklu. Rankinův cyklus s přehřátou párou je hlavním cyklem tepelných elektráren používaných v moderní tepelné energetice.

Rýže. 3 Rankinův cyklus se sekundárním přehřátím páry v T-S diagramu

Pára z parního generátoru je směrována do vysokotlakého válce (HPC) a část páry je odebírána k přehřívání. Při expanzi ve vysokotlakém válci (proces v diagramu 1-a) pára funguje. Po HPC je pára přiváděna do přehříváku, kde se vlivem ochlazení části odebrané páry na začátku vysuší a zahřeje na vyšší teplotu (ale při nižším tlaku, proces a-b ve schématu) a vstupuje do nízkotlakých válců turbíny (LPC). V LPC pára expanduje, opět pracuje (proces b-2 ve schématu) a vstupuje do kondenzátoru. Zbývající procesy odpovídají procesům v Rankinově cyklu diskutovaným výše. Účinnost cyklu se středním přehříváním páry je určena vzorcem:

? = (lChVD + lChND - lN) / ​​​​q1 = ((i1 - ia) + (ib - i2) - (i3 - i2)) / ((i1 - i3) + (ib - ia)

V závislosti na volbě tlaku, při kterém se sekundární přehřívání páry provádí, může být účinnost cyklu se sekundárním přehříváním větší nebo menší než účinnost cyklu bez sekundárního přehřívání. Cyklus se sekundárním přehříváním páry může být skutečně reprezentován jako kombinace dvou cyklů - počátečního cyklu 1-с-2ґ-3-1 a dalšího a-b-2-c-a. Protože oba cykly mají stejnou teplotu odvodu tepla T2, bude mít celkový cyklus vyšší tepelnou účinnost než počáteční, za předpokladu, že průměrná vstupní teplota tepla Tav v dodatečném cyklu bude vyšší než v počátečním. Průměrná teplota přívodu tepla v přídavném cyklu zase závisí na teplotě, při které začíná sekundární přehřívání, což je určeno tlakem, při kterém k tomuto přehřátí dochází. S poklesem tlaku a podle toho i teploty se průměrná teplota přívodu tepla v dodatečném cyklu snižuje, ale práce získaná v tomto cyklu a její příspěvek k celkové práci komplexního cyklu se zvyšuje. Protichůdným vlivem těchto dvou faktorů existuje optimální teplota pro začátek sekundárního přehřívání páry, při které je zajištěno maximální zvýšení tepelné účinnosti cyklu s mezipřehřevem páry. Použití sekundárního přehřátí páry umožňuje zvýšit účinnost soustrojí parní turbíny o 4-5%.

Regenerační ohřev napájecí vody

V teplárenství se slovem „regenerace“ rozumí vrácení části odpadního tepla pro jeho další využití v zařízení. Regenerační ohřev napájecí vody je ohřev kondenzátu proudícího z kondenzátoru do reaktoru (v případě jednookruhové jaderné elektrárny) nebo do parogenerátoru (u dvouokruhové jaderné elektrárny). Nízká hodnota účinnosti Rankinova cyklu ve srovnání s Carnotovým cyklem je způsobena tím, že velký počet Tepelná energie při kondenzaci páry se přenáší do chladicí vody v kondenzátoru.

Pro snížení ztrát se část páry z turbíny vybírá a posílá do regeneračních ohřívačů, kde se tepelná energie uvolněná při kondenzaci zvolené páry využívá k ohřevu vody získané po kondenzaci hlavního proudu páry. V reálných parních energetických cyklech se regenerace provádí pomocí regeneračních, povrchových nebo směšovacích výměníků tepla, z nichž každý přijímá páru z mezistupňů turbíny (tzv. regenerační výběr).

4. Jaderné reakce. Termonukleární fúze

Atom je stavebním kamenem Vesmíru. Existuje jen asi sto různých typů atomů. Většina prvků je stabilních (například kyslík a dusík v atmosféře; uhlík, kyslík a vodík jsou hlavními složkami našeho těla a všech ostatních živých organismů). Ostatní prvky, většinou velmi těžké, jsou nestabilní, což znamená, že se spontánně rozpadají a tvoří další prvky. Tato přeměna se nazývá jaderná reakce.

Jaderné reakce jsou přeměny atomových jader při interakci s elementárními částicemi, g-kvanta nebo mezi sebou navzájem.

Jaderné reakce se dělí na dva typy: jaderné štěpení a termojaderná fúze.

Reakce jaderného štěpení je proces štěpení atomového jádra na dvě (méně často tři) jádra s podobnou hmotností, nazývaná štěpné fragmenty. V důsledku štěpení mohou vznikat i další reakční produkty: lehká jádra (hlavně částice alfa), neutrony a gama záření. Rozdělení může být spontánní (spontánní) a vynucené.

Spontánní (spontánní) je jaderné štěpení, během kterého se některá poměrně těžká jádra rozpadají na dva fragmenty s přibližně stejnými hmotnostmi.

Spontánní štěpení bylo poprvé objeveno u přírodního uranu. Stejně jako jakýkoli jiný typ radioaktivního rozpadu je spontánní štěpení charakterizováno poločasem rozpadu (dobou štěpení). Poločas spontánního štěpení se pro různá jádra liší ve velmi širokých mezích (od 1018 let pro 93Np237 do několika desetin sekundy pro transuranové prvky).

Nucené štěpení jader může být způsobeno jakýmikoli částicemi: fotony, neutrony, protony, deuterony, b-částicemi atd., pokud energie, kterou přispějí k jádru, je dostatečná k překonání štěpné bariéry. Pro jadernou energetiku má větší význam štěpení způsobené neutrony. Štěpná reakce těžkých jader byla poprvé provedena na uranu U235. Aby se jádro uranu rozpadlo na dva fragmenty, je mu dána aktivační energie. Uranové jádro přijímá tuto energii zachycením neutronu. Jádro se dostane do excitovaného stavu, deformuje se, mezi částmi jádra se objeví „můstek“ a pod vlivem Coulombových odpudivých sil se jádro rozdělí na dva fragmenty nestejné hmotnosti. Oba fragmenty jsou radioaktivní a emitují 2 nebo 3 sekundární neutrony.

Rýže. 4 Štěpení jádra uranu

Sekundární neutrony jsou absorbovány sousedními jádry uranu, což způsobuje jejich štěpení. Za vhodných podmínek může dojít k samorozvíjejícímu se procesu hromadného jaderného štěpení, který se nazývá jaderná řetězová reakce. Tato reakce je doprovázena uvolněním kolosální energie. Například úplné spálení 1 g uranu uvolní 8,28·1010 J energie. Jaderná reakce je charakterizována tepelným účinkem, což je rozdíl mezi klidovými hmotnostmi jader vstupujících do jaderné reakce a těmi vzniklými v důsledku reakce, tzn. Energetický účinek jaderné reakce je určen především rozdílem hmotností koncového a počátečního jádra. Na základě ekvivalence energie a hmotnosti je možné vypočítat energii uvolněnou nebo vynaloženou během jaderné reakce, pokud přesně známe hmotnost všech jader a částic účastnících se reakce. Podle Einsteinova zákona:

E = (mA + mx - mB - my)c2

kde mA a mx jsou hmotnosti cílového jádra a bombardovacího jádra (částice);

mB a my jsou hmotnosti jader vzniklých v důsledku reakce.

Čím více energie se uvolní při tvorbě jádra, tím je silnější. Jaderná vazebná energie je množství energie potřebné k rozkladu jádra atomu na jeho složky – nukleony (protony a neutrony).

Příkladem neřízené štěpné řetězové reakce může být výbuch. atomová bomba v jaderných reaktorech probíhá řízená jaderná reakce.

Termonukleární fúze je reakce inverzní k atomovému štěpení, reakce fúze lehkých atomových jader na těžší jádra, ke které dochází při ultravysokých teplotách a doprovázená uvolněním obrovské množství energie. Realizace řízené termojaderné fúze poskytne lidstvu nový ekologický a prakticky nevyčerpatelný zdroj energie, který je založen na srážce jader izotopů vodíku a vodík je nejrozšířenější látkou ve Vesmíru.

K procesu fúze dochází se znatelnou intenzitou pouze mezi lehkými jádry, která mají malý kladný náboj, a pouze za vysokých teplot, kdy kinetická energie kolidujících jader je dostatečná k překonání Coulombovy potenciálové bariéry. Reakce mezi těžkými izotopy vodíku (deuterium 2H a tritium 3H) probíhají nesrovnatelně vyšší rychlostí za vzniku silně vázaných jader helia.

2D + 3T > 4He (3,5 MeV) + 1n (14,1 MeV)

Tyto reakce jsou nejvíce zajímavé pro problém řízené termonukleární fúze. Deuterium se nachází v mořské vodě. Jeho zásoby jsou veřejně dostupné a velmi velké: deuterium tvoří asi 0,016 % z celkového počtu atomů vodíku, které tvoří vodu, zatímco světové oceány pokrývají 71 % zemského povrchu. Reakce zahrnující tritium je atraktivnější, protože je doprovázena velkým uvolňováním energie a probíhá značnou rychlostí. Tritium je radioaktivní (poločas rozpadu 12,5 roku) a v přírodě se nevyskytuje. Pro zajištění provozu navrhovaného termojaderného reaktoru využívajícího tritium jako jaderné palivo musí být proto zajištěna možnost reprodukce tritia.

Reakce s tzv. lunárním izotopem 3He má oproti reakci deuterium-tritium, která je nejdosažitelnější za pozemských podmínek, řadu výhod.

2D + 3He > 4He (3,7 MeV) + 1p (14,7 MeV)

výhody:

1. 3Není radioaktivní.

2. Desetinásobně nižší tok neutronů z reakční zóny, což výrazně snižuje indukovanou radioaktivitu a degradaci konstrukčních materiálů reaktoru;

3. Vzniklé protony se na rozdíl od neutronů snadno zachytí a lze je využít k dodatečné výrobě elektřiny.

Přirozený výskyt izotopu 3He v atmosféře je 0,000137 %. Většina 3He na Zemi se zachovala od jejího vzniku. Rozpouští se v plášti a postupně se dostává do atmosféry. Na Zemi se těží ve velmi malých množstvích, dosahujících několika desítek gramů ročně.

Helium-3 je vedlejším produktem reakcí probíhajících na Slunci. V důsledku toho se na Měsíci, který nemá atmosféru, nachází až 10 milionů tun této cenné látky (podle minimálních odhadů - 500 tisíc tun). Při termojaderné fúzi, kdy 1 tuna helia-3 reaguje s 0,67 tuny deuteria, se uvolní energie odpovídající spálení 15 milionů tun ropy (technická proveditelnost této reakce však v tuto chvíli nebyla studována). V důsledku toho by měl měsíční zdroj hélia-3 stačit pro obyvatelstvo naší planety minimálně na příští tisíciletí. Hlavním problémem zůstává realita získávání hélia z měsíční půdy. Obsah helia-3 v regolitu je ~ 1 g na 100 tun Proto, aby bylo možné získat tunu tohoto izotopu, musí být zpracováno nejméně 100 milionů tun půdy. Teplota, při které může dojít k termojaderné fúzní reakci, dosahuje hodnoty řádově 108 - 109 K. Při této teplotě je látka ve zcela ionizovaném stavu, který se nazývá plazma. Konstrukce reaktoru tedy zahrnuje: získání plazmatu zahřátého na teploty stovek milionů stupňů; udržování konfigurace plazmy v průběhu času pro jaderné reakce.

Termonukleární energie má oproti jaderným elektrárnám důležité výhody: využívá absolutně neradioaktivní deuterium a izotop hélia-3 a radioaktivní tritium, ale v objemech tisíckrát menších než v jaderné energetice. A v případných mimořádných situacích radioaktivní pozadí v blízkosti termojaderné elektrárny nepřekročí přirozené ukazatele. Na jednotku hmotnosti termojaderného paliva se přitom získá přibližně 10 milionkrát více energie než při spalování organického paliva a přibližně 100krát více než při štěpení jader uranu. V přirozených podmínkách probíhají termonukleární reakce v hlubinách hvězd, zejména ve vnitřních oblastech Slunce, a slouží jako stálý zdroj energie určující jejich vyzařování. Spalování vodíku ve hvězdách probíhá nízkou rychlostí, ale gigantická velikost a hustota hvězd zajišťuje nepřetržité vyzařování obrovských proudů energie po miliardy let.

Všechny chemické prvky naší planety a vesmíru jako celku vznikly v důsledku termonukleárních reakcí, ke kterým dochází v jádrech hvězd. Termonukleární reakce ve hvězdách vedou k postupné změně chemického složení hvězdné hmoty, což způsobuje restrukturalizaci hvězdy a její postup po evoluční cestě. První etapa evoluce končí vyčerpáním vodíku v centrálních oblastech hvězdy. Poté, po zvýšení teploty způsobené kompresí centrálních vrstev hvězdy, zbavené zdrojů energie, se projeví termonukleární reakce spalování helia, které jsou nahrazeny spalováním C, O, Si a následných prvků - až Fe. a Ni. Každá fáze vývoje hvězd odpovídá určitým termonukleárním reakcím. První v řetězci takových jaderných reakcí jsou vodíkové termonukleární reakce. Probíhají dvěma způsoby v závislosti na počáteční teplotě ve středu hvězdy. První cestou je cyklus vodíku, druhou cestou je cyklus CNO.

Cyklus vodíku:

1H + 1H = 2D + e++ v +1,44 MeV

2D + 1H = 3He + g +5,49 MeV

I: 3He + 3He = 4He + 21H + 12,86 MeV

nebo 3He + 4He = 7Be + g + 1,59 MeV

7Be + e- = 7Li + v + 0,862 MeV nebo 7Be + 1H = 8B + g +0,137 MeV

II: 7Li + 1H = 2 4He + 17,348 MeV 8B = 8Be* + e+ + v + 15,08 MeV

III. 8Be* = 2 4He + 2,99 MeV

Cyklus vodíku začíná srážkou dvou protonů (1H nebo p) za vzniku jádra deuteria (2D). Deuterium reaguje s protonem za vzniku lehkého (lunárního) izotopu helia 3He, přičemž emituje foton gama (g). Lunární izotop 3He může reagovat dvěma různými způsoby: dvě jádra 3He se srazí za vzniku 4He s eliminací dvou protonů, nebo se 3He spojí s 4He a dá 7Be. Ten zase zachytí buď elektron (e-) nebo proton a dojde k dalšímu rozvětvení proton-protonového řetězce reakcí. V důsledku toho může vodíkový cyklus skončit třemi různými způsoby I, II a III. Pro realizaci větve I byly použity první dvě reakce V. c. musí nastat dvakrát, protože v tomto případě zmizí dvě jádra 3He najednou. Ve větvi III jsou zvláště energetická neutrina emitována při rozpadu jádra boru 8B za vzniku nestabilního jádra berylia v excitovaném stavu (8Be*), které se téměř okamžitě rozpadne na dvě jádra 4He. Cyklus CNO je souborem tří propojených nebo přesněji částečně se překrývajících cyklů: CN, NO I, NO II. K syntéze helia z vodíku v reakcích tohoto cyklu dochází za účasti katalyzátorů, jejichž roli hrají malé příměsi izotopů C, N a O ve hvězdné hmotě.

Hlavní reakční dráha cyklu CN je:

12C + p = 13N + g +1,95 MeV

13N = 13C + e+ + n +1,37 MeV

13C + p = 14N + g +7,54 MeV (2,7 106 let)

14N + p = 15O + g +7,29 MeV (3,2 108 let)

15O = 15N + e+ + n +2,76 MeV (82 sekund)

15N + p = 12C + 4He +4,96 MeV (1,12 105 let)

Podstatou tohoto cyklu je nepřímá syntéza částice b ze čtyř protonů při jejich postupném zachycení jádry, počínaje 12C.

V reakci se záchytem protonu jádrem 15N je možný další výsledek - vznik jádra 16O a zrodí se nový cyklus NO I.

Má přesně stejnou strukturu jako cyklus CN:

14N + 1H = 150 + g +7,29 MeV

150 = 15N + e+ + n +2,76 MeV

15N + 1H = 160 + g +12,13 MeV

160 + 1H = 17F + g + 0,60 MeV

17F = 170 + e+ + n +2,76 MeV

170 + 1H = 14N + 4He + 1,19 MeV

Cyklus NO I zvyšuje rychlost uvolňování energie v cyklu CN, čímž se zvyšuje počet jader katalyzátoru v cyklu CN.

Poslední reakce tohoto cyklu může mít také jiný výsledek, generující další cyklus NO II:

15N + 1H = 160 + g +12,13 MeV

160 + 1H = 17F + g + 0,60 MeV

17F = 170 + e+ + n +2,76 MeV

170 + 1H = 18F + g +5,61 MeV

180 + 1H = 15N + 4He +3,98 MeV

Cykly CN, NO I a NO II tedy tvoří ternární cyklus CNO.

Existuje další velmi pomalý čtvrtý cyklus, cyklus OF, ale jeho role ve výrobě energie je zanedbatelná. Tento cyklus je však velmi důležitý pro vysvětlení vzniku 19F.

170 + 1H = 18F + g + 5,61 MeV

18F = 180 + e+ + n + 1,656 MeV

180 + 1H = 19F + g + 7,994 MeV

19F + 1H = 160 + 4He + 8,114 MeV

160 + 1H = 17F + g + 0,60 MeV

17F = 170 + e+ + n + 2,76 MeV

Při explozivním spalování vodíku v povrchových vrstvách hvězd, například při explozích supernov, velmi vysoké teploty a povaha cyklu CNO se dramaticky mění. Přechází do tzv. horkého CNO cyklu, ve kterém probíhají reakce velmi rychle a spletitě.

Chemické prvky těžší než 4He se začnou syntetizovat až po úplném spálení vodíku v centrální oblasti hvězdy:

4He + 4He + 4He > 12C + g + 7,367 MeV

Reakce spalování uhlíku:

12C + 12C = 20Ne + 4He +4,617 MeV

12C + 12C = 23Na + 1H -2,241 MeV

12C + 12C = 23 Mg + 1n + 2,599 MeV

23Mg = 23Na + e+ + n + 8,51 MeV

12C + 12C = 24 mg + g +13,933 MeV

12C + 12C = 160 + 24He -0,113 MeV

24Mg + 1H = 25Al + g

Při dosažení teploty 5·109 K ve hvězdách za podmínek termodynamické rovnováhy dochází k velkému množství různých reakcí, jejichž výsledkem je vznik atomových jader až po Fe a Ni.

5. Jaderná energie a životní prostředí

Proveditelnost výstavby a provozu jaderných elektráren je často zpochybňována kvůli nebezpečí havárií vedoucích k úniku radioaktivních látek do atmosféry. Je dobře známo, že radioaktivní látky (radionuklidy) mají škodlivé účinky na životní prostředí a člověk. Radionuklidy se mohou dostat do těla plícemi při dýchání spolu s jídlem nebo působit na kůži. Následky záření jsou různé a velmi nebezpečné. Nejzávažnější poškození z ozáření je způsobeno nemocí z ozáření, která může vést k lidské smrti. Toto onemocnění se projevuje velmi rychle - od několika minut až po den. Lidstvo už má trpkou zkušenost s katastrofálními následky úniku radioaktivních látek. Příkladem toho je havárie v jaderné elektrárně v Černobylu v roce 1986. V důsledku exploze na stanici se do okolního prostoru uvolnilo kolosální množství radioaktivních látek. Pohyb radioaktivního mraku v atmosféře, usazování radionuklidů s prachem a deštěm, šíření půdy a povrchových vod kontaminovaných radioaktivními izotopy - to vše vedlo k ozáření stovek tisíc lidí na ploše nad 23 tisíc km2.

Pokud bude jaderná energetika opuštěna úplně, nebezpečí ozáření lidí a hrozba jaderných havárií bude zcela eliminováno. Pak ale bude pro uspokojení energetických potřeb nutné zvýšit výstavbu tepelných elektráren a vodních elektráren. A to nevyhnutelně povede k velkému znečištění atmosféry škodlivými látkami, k hromadění přebytečného množství oxidu uhličitého v atmosféře a k narušení tepelné rovnováhy v planetárním měřítku. Záření je impozantní a nebezpečná síla, ale se správným postojem je docela možné s ní pracovat. Je typické, že nejméně se radiace bojí ti, kteří se jí neustále zabývají a dobře si uvědomují všechna nebezpečí s ní spojená. V současnosti je bezpečnosti reaktorů věnována velká pozornost. Svědčí o tom zejména následující údaj: asi 70 % všech nákladů na reaktor je spojeno s ochranou lidí na území jaderné elektrárny i mimo ni. Podrobně a rozumně jsou diskutovány otázky bezpečnosti provozu jaderných reaktorů a neméně vášnivě jsou diskutovány záruky bezpečnosti obyvatel v blízkosti jaderných elektráren.

Přísné požadavky na ochranu životního prostředí vedou k tomu, že odborníci navrhují vybudovat na vhodných místech jakási jaderná centra, kde by mohlo být soustředěno několik výkonných reaktorů, stejně jako závod na přepracování paliva a sklad. radioaktivní odpad. Kolem takových atomových center by byly průmyslové a zemědělské komplexy využívající vyrobenou energii (včetně ve formě vodíku a sladké vody). Takový komplex by byl nejen efektivnější a ekonomičtější, ale také by byl lépe chráněn před možnými nehodami (nebo sabotáží) než jednotlivé rozptýlené elektrárny a podniky.

Jaderné elektrárny třetí generace jsou mnohem bezpečnější, protože mají mnoho ochranných systémů. Při provozu jaderné elektrárny je zajišťování bezpečnosti založeno především na vhodných metodách detekce a řízení, které zaručují možnost včasného předcházení nebezpečným situacím. V případě havárie by měl bezpečnostní systém omezit dobu úniku štěpných produktů a usnadnit rychlou obnovu normální podmínky působení zařízení, především tzv. bariér, které mají zabránit nebo omezit úniky.

Závěr

Po prostudování provozu jaderných elektráren můžeme dojít k závěru, že jsou nejspolehlivější a efektivní způsob výroba elektřiny. Jaderná elektrárna neprodukuje oxid uhličitý a další škodlivé nečistoty vznikající při jejím spalování, které jsou dostupné především z uhlí a ropy, zejména proto, že tyto zdroje jsou vyčerpatelné a v dohledné době dojdou. Nelze spoléhat na alternativní zdroje energie, jako je vítr, sluneční záření, energie přílivu a odlivu, protože ty nedokážou lidstvu plně zajistit energii. Jaderná energetika je průmysl, který je na počáteční fáze jeho vývoje.

V současnosti jsou nejběžnější dvouokruhové jaderné elektrárny, protože jsou bezpečnější než jednookruhové a ekonomičtější než tříokruhové. Hlavním cyklem elektrárny s parní turbínou je Rankinův cyklus se sekundárním přehříváním páry, doplněný o regenerační systém ohřevu napájecí vody.

Dostupnost různých jaderných technologií, prokázaná ekonomická konkurenceschopnost a technická bezpečnost, perspektiva vývoje jaderných reaktorů využívajících tepelné neutrony a také reaktory provádějící řízené termonukleární fúzní reakce podle mého názoru činí jadernou energetiku oblíbenou v poskytování významného podílu výroba energie nyní i v budoucnu.

Bibliografie

1. T.H. Margulov „Jaderné elektrárny“. 1978

2. A.A. Alexandrov „Termodynamické základy cyklů tepelných elektráren“ M.: MPEI Publishing House, 2004.

Publikováno na Allbest.ru

...

Podobné dokumenty

    Historie vzniku průmyslových jaderných elektráren. Princip činnosti jaderné elektrárny s dvouokruhovým vodou chlazeným přetlakovým reaktorem. Charakteristika největších elektráren světa. Vliv jaderných elektráren na životní prostředí. Perspektivy využití jaderné energie.

    abstrakt, přidáno 27.03.2015

    Výroba elektrické energie. Hlavní typy elektráren. Vliv tepelných a jaderných elektráren na životní prostředí. Výstavba moderních vodních elektráren. Výhody přílivových stanic. Procento typů elektráren.

    prezentace, přidáno 23.03.2015

    Schéma provozu jaderných elektráren. Typy a konstrukce reaktorů. Problém likvidace jaderného odpadu. Princip činnosti termonukleárního zařízení. Historie vzniku a vývoje projektu výstavby první oceánské elektrárny, perspektivy uplatnění.

    abstrakt, přidáno 22.01.2011

    Fyzikální základy jaderné energetiky. Základy teorie jaderných reaktorů - princip výroby elektřiny. Schémata návrhu reaktoru. Projektování zařízení jaderné elektrárny (JE). Bezpečnostní otázky v jaderných elektrárnách. Mobilní jaderné elektrárny.

    abstrakt, přidáno 16.04.2008

    Jaderné elektrárny (JE) jsou tepelné elektrárny, které využívají tepelnou energii jaderných reakcí. Jaderné reaktory používané v jaderných elektrárnách v Rusku: RBMK, VVER, BN. Principy jejich práce. Perspektivy rozvoje jaderné energetiky v Ruské federaci.

    rozbor knihy, přidáno 23.12.2007

    Historie a perspektivy rozvoje jaderné energetiky. Hlavní typy jaderných elektráren (JE), analýza jejich výhod a nevýhod a také vlastnosti výběru reaktoru pro ně. Charakteristika jaderného komplexu Ruské federace a zejména provozovaných jaderných elektráren.

    práce v kurzu, přidáno 11/02/2009

    Typy elektráren, jejich vlastnosti, výhody a nevýhody, vliv na životní prostředí. Zdroje energie pro jejich činnost. Vývoj a problémy jaderné energetiky. Principy koncepce bezpečnosti jaderných elektráren. Přípustné a nebezpečné dávky záření.

    prezentace, přidáno 03.06.2015

    Prototyp jaderného reaktoru postavený v USA. Výzkum v oblasti jaderné energetiky prováděný v SSSR, výstavba jaderné elektrárny. Princip fungování nukleární reaktor. Typy jaderných reaktorů a jejich konstrukce. Provoz jaderné elektrárny.

    prezentace, přidáno 17.05.2015

    Projektování a hlavní bloky jaderných elektráren jaderných elektráren různé typy. Konstrukční prvky jaderných elektráren s plynem chlazenými, vodou chlazenými a vodou-grafitovými energetickými reaktory, s reaktory založenými na rychlých neuronech.

    abstrakt, přidáno 19.10.2012

    Světoví lídři ve výrobě jaderné energie. Klasifikace jaderných elektráren. Princip jejich jednání. Typy a chemické složení jaderné palivo a podstata získávání energie z něj. Mechanismus řetězové reakce. Hledání uranu v přírodě.