Klasyfikacja elektrowni jądrowych. Elektrownie cieplne Podaj klasyfikacje elektrowni jądrowych na świecie

Prawdopodobieństwo, że neutrony termiczne zostaną pochłonięte przez uran, oznaczamy wzorem θ. Wartość ta nazywana jest współczynnikiem wykorzystania neutronów termicznych. Wtedy liczba neutronów termicznych pochłoniętych przez uran będzie równa N εφθ .

Dla każdej absorpcji neutronu termicznego przez uran: a η nowe szybkie neutrony. W rezultacie na koniec rozpatrywanego cyklu liczba szybkich neutronów powstałych w wyniku rozszczepienia okazała się równa N εφθη .

Współczynnik mnożenia neutronów w ośrodku nieskończonym jest zatem równy

Równość (3.4) nazywa się wzorem czterech czynników. Ujawnia zależność K∞ od różnych czynników determinujących rozwój jądrowej reakcji łańcuchowej w mieszaninie uranu i moderatora.

W prawdziwym ośrodku hodowlanym o skończonych wymiarach wyciek neutronów jest nieunikniony, czego nie uwzględniono przy wprowadzaniu wzoru na K∞. Współczynnik mnożenia neutronów dla ośrodka o skończonych wymiarach nazywany jest efektywnym mnożnikiem Keff; Co więcej, nadal definiuje się ją jako stosunek liczby neutronów danej generacji do odpowiedniej liczby neutronów poprzedniej generacji. Jeśli użyjemy Рз i Рд do określenia prawdopodobieństwa uniknięcia wycieku neutronów odpowiednio w procesie moderacji i dyfuzji, to możemy napisać

Kef= K∞ Rz Rd. (3,5)

Oczywiście warunkiem utrzymania reakcji łańcuchowej w ośrodku o skończonych wymiarach będzie stosunek Kef ≥ 1. Iloczyn РзРд jest zawsze mniejszy niż jeden, zatem aby przeprowadzić samopodtrzymującą się reakcję łańcuchową w układzie o skończonych wymiarach, konieczne jest, aby K∞ było zawsze większe niż jeden.

Wyciek neutronów z reaktora zależy od jego wymiarów geometrycznych. Ponieważ produkcja neutronów zachodzi w całej objętości strefy aktywnej, a ich wyciek tylko przez powierzchnię reaktora, to oczywiście wraz ze wzrostem wymiarów liniowych reaktora względna proporcja neutronów traconych przez powierzchnię maleje, a prawdopodobieństwo uniknięcia wycieku wzrasta.

Minimalną wielkość reaktora, w której może zajść samopodtrzymująca się reakcja łańcuchowa, nazywa się wielkością krytyczną.

Zatem warunek krytyczności reaktorów zostanie zapisany w postaci

1 = K∞RzRd.

Jeżeli warunek (3.5) jest spełniony, liczba neutronów powstałych podczas rozszczepienia uranu jest równa liczbie neutronów, które opuściły reaktor i zostały pochłonięte przez materiały w procesach moderacji i dyfuzji. W przypadku, gdy Kef>1, liczba neutronów w reaktorze będzie stale rosła. W reaktorze podkrytycznym Kef< 1.

Równanie równowagi neutronów (dla reaktora krytycznego będzie zapisane w postaci

, (3.6)

D – współczynnik dyfuzji neutronów

F – strumień neutronów

S to liczba wygenerowanych neutronów termicznych.

Liczbę neutronów termicznych S określa się na podstawie poniższego wzoru. Dla jednego neutronu termicznego zaabsorbowanego w materiałach rdzenia reaktora liczba neutronów termicznych zaabsorbowanych przez uran wyniesie θ, a dla jednej absorpcji neutronu termicznego przez uran powstają neutrony szybkie η. Oznacza to, że liczba szybkich neutronów będzie równa θη. Neutrony te mogą wywołać rozszczepienie ze współczynnikiem mnożenia ε, wtedy ostateczna liczba szybkich neutronów będzie równa θηε. Szybkie neutrony w procesie zwalniania unikają absorpcji rezonansowej z prawdopodobieństwem φ i wycieku o współczynniku Рз. Oznacza to, że liczba wygenerowanych neutronów termicznych będzie równa θηεφРз.

Zatem przy całkowitej absorpcji neutronów termicznych na jednostkę objętości przez materiały rdzenia równej ΣaF, ponownie powstają neutrony termiczne ΣaФθηεφРз. Zostanie ustalona ostateczna liczba neutronów termicznych w następujący sposób:

(3.7)

Uwzględniając wzór (3.7) równanie bilansu neutronów (3.6) zostanie zapisane w postaci

(3.8)

(3.9)

W równaniu (3.9) wielkość zależna od właściwości materiałów nazywana jest parametrem materiałowym i oznaczana B2

(3.10)

wówczas zależność (3.8) zostanie przepisana w następujący sposób

(3.11)

Obydwa równania (3.10) i (3.11), otrzymane na podstawie równania bilansu neutronów dla przypadku stacjonarnego, odpowiadają reaktorowi krytycznemu, w którym efektywny mnożnik jest równy jedności (Kef = 1). Biorąc pod uwagę, że z równania (3.10) wynika

gdzie L jest długością dyfuzji.

Z równań (3.12) wynika, że ​​prawdopodobieństwo uniknięcia wycieku neutronów w procesie dyfuzji określa wyrażenie (1 + B2L2)-1. Prawdopodobieństwo uniknięcia wycieku neutronów podczas procesu moderacji jest obliczane na podstawie uwzględnienia procesu moderacji i okazuje się równe

gdzie τ jest wielkością zwaną wiekiem neutronów i ma wymiar cm2.

Ogólnie rzecz biorąc, gdy mnożnik w reaktorze różni się od jedności, równanie (3.12) zostanie zapisane w następujący sposób:

(3.14)

Równanie (3.14) jest głównym równaniem reaktora, ujawniającym zależność efektywnego mnożnika neutronów od składu i wielkości rdzenia. Równanie to obowiązuje dla reaktorów jednorodnych i heterogenicznych. Specyfika niejednorodności rdzenia znajduje odzwierciedlenie w podejściu do obliczania parametrów równania czterech czynników, a mianowicie wielkości ε, φ i θ.

Z procesem stacjonarnym

(3.15)

gdzie M2 = L2 + τ to wartość zwana obszarem migracji, cm2.

Rozwiązanie równania (3.11) pozwala wyznaczyć wartość B2. W w tym przypadku parametr ten jest funkcją wielkości i kształtu geometrycznego rdzenia. W szczególności dla reaktora cylindrycznego

(3.16)

gdzie R jest promieniem, a H jest wysokością rdzenia. W tym przypadku wartość B2 nazywana jest parametrem geometrycznym.

Ponieważ obie wartości B2 otrzymane z równań (3.10) i (3.16) odpowiadają reaktorowi krytycznemu, to dla takiego stanu reaktora parametr materiałowy musi być równy geometrycznemu. Na tej podstawie, w zależności od zadanych warunków, stosuje się równanie (3.15) do rozwiązania dwóch rodzajów problemów: do określenia składu rdzenia, jeśli są podane jego wymiary i geometrię, oraz do określenia wielkości reaktora w przypadku danego składu rdzenia.

Przy rozwiązywaniu problemów pierwszego rodzaju obliczana jest wartość parametru geometrycznego. Na przykład dla reaktora cylindrycznego - zgodnie ze wzorem (3.16). W tym przypadku skład rdzenia, na przykład wzbogacenie uranu w izotop 235U, określa się z równania (3.15) poprzez wstępną ocenę wzbogacenia i obliczenie wartości Kef dla każdego przypadku.

Rozwiązując problemy drugiego typu, procedurę obliczeniową można przyjąć w następujący sposób. Na podstawie składu rdzenia, który charakteryzuje się wzbogaceniem uranu, rodzajem moderatora, materiałami konstrukcyjnymi itp., Obliczane są wartości K∞, τ i L2. Wartość parametru geometrycznego B2 dla danej wartości Kef wyznaczamy rozwiązując graficznie równanie (3.15). W tym przypadku wstępnie ustawia się kilka wartości B2 i konstruuje się wykres Kef = f(B2).

Po ustaleniu wartości Energii Cieplnej "href="/text/category/teployenergetika/" rel="bookmark">energii cieplnej, L2 charakteryzuje odległość w linii prostej przebytą przez neutron termiczny do punktu przechwycenia. Im większa jest ta odległości, tym mniejsze jest prawdopodobieństwo, że neutron uniknie wycieku w procesach opóźniania i dyfuzji, tj. im większy musi być reaktor, aby zapewnić samopodtrzymującą się reakcję łańcuchową.

Przykładowo reaktor, w którym moderatorem jest zwykła woda, przy zachowaniu wszystkich pozostałych parametrów, będzie miał znacznie mniejsze wymiary niż reaktor z moderatorem grafitowym, gdyż dla wody L = 2,73 cm i τ = 31 cm2, a dla grafitu L = 54 cm i τ = 364 cm2.

3.2.1.3. STRUMIEŃ NEUTRONÓW

Rozwiązanie równania (3.11) prowadzi także do zależności charakteryzującej rozkład strumienia neutronów na objętości rdzenia. Dla reaktora cylindrycznego o wysokości H i promieniu R zależność ta ma postać

(3.17)

gdzie Фmax jest wartością strumienia neutronów w środku rdzenia;

h, r – aktualne współrzędne na wysokości i promieniu aktywnej strefy;

Bieżąca wartość funkcji Bessela rzędu zerowego pierwszego rodzaju.

Maksymalna wartość strumienia neutronów termicznych w reaktorze bez reflektora ustalana jest w geometrycznym środku strefy aktywnej i stopniowo maleje do zera w miarę zbliżania się do ekstrapolowanych granic. W reaktorze cylindrycznym zmiana wysokości strumienia neutronów przy r = 0, gdy Jo(0) = 1, nastąpi zgodnie z zależnością

(3.18)

Współczynnik nierównomierności strumienia neutronów na wysokości rdzenia wyznacza się w następujący sposób:

(3.19)

Współczynnik nierównomierności strumienia neutronów wzdłuż promienia cylindrycznego reaktora będzie równy

(3.20)

Iloczyn współczynników Kh i Kr nazywany jest współczynnikiem nierównomierności strumienia neutronów przez objętość rdzenia

(3.21)

Na podstawie znanych wartości współczynników niejednorodności strumienia neutronów i przy zadanej wartości średniego strumienia neutronów można wyznaczyć wartość maksymalnego strumienia neutronów w reaktorze

Фmax = KvФср, (3,22)

gdzie Fsr jest średnim strumieniem neutronów w reaktorze podzielonym przez objętość rdzenia. Średni strumień neutronów można wyznaczyć w oparciu o poniższe informacje. Liczba rozszczepień uranu w 1 cm3 w ciągu 1 s wynosi ΣfФср, a całkowita liczba rozszczepień w całej objętości rdzenia będzie równa ΣfФсрVаз. Jeżeli moc 1 kW odpowiada 3,1∙1013 podziałów na sekundę, wówczas moc reaktora można wyrazić równaniem

, (3.23)

(3.24)

Średnie wartości strumieni neutronów w reaktorach energetycznych mieszczą się w przedziale 1012 ÷ 1014.

W działającym reaktorze neutrony wyciekają z rdzenia. Aby zmniejszyć ten wyciek, reaktor jest otoczony reflektorem. Neutrony wpadające do reflektora są częściowo rozpraszane z powrotem do rdzenia, osiągając w ten sposób „oszczędność” neutronów.

Powstałą w ten sposób „oszczędność” neutronów dzięki zamontowaniu reflektora można wykorzystać w dwojaki sposób: albo zmniejszyć wielkość rdzenia bez zmiany jego składu, albo, pozostawiając wymiary bez zmian, ograniczyć wzbogacanie paliwa o izotop rozszczepialny. W obu przypadkach efektem jest zmniejszenie całkowitego ładunku izotopu uranu rozszczepialnego. Równie ważną rolą reflektora w reaktorach mocy jest znaczne wyrównanie rozkładu strumienia neutronów termicznych w objętości rdzenia.

Kiedy szybkie neutrony wyciekają z reaktora, ze względu na ich umiarkowanie w materiale reflektora, neutrony mogą powrócić do reaktora jako neutrony termiczne. Prowadzi to do wzrostu strumienia neutronów termicznych w pobliżu granicy rdzenia. Materiał odbłyśnika musi mieć te same właściwości co moderator, a mianowicie dobre właściwości opóźniające i rozpraszające. Dlatego często używa się tej samej substancji jako moderatora i reflektora.

Efektywny mnożnik reaktora z reflektorem określa się tym samym wzorem (3.14), jak w przypadku reaktora bez reflektora. Jednakże w tym przypadku przy obliczaniu parametru geometrycznego B2 rzeczywiste wymiary strefy aktywnej zwiększa się o ilość efektywnego dodatku. Na przykład dla reaktora cylindrycznego będzie to miało

(3.25)

R" = R + Δ. (3.26)

Przy tej metodzie obliczeń reaktor z reflektorem zostaje niejako zastąpiony reaktorem „gołym”, którego wymiary przekraczają wymiary strefy aktywnej rzeczywistego reaktora o ilość skutecznego dodatku.

Współczynniki nierównomierności strumienia neutronów rdzenia reaktora cylindrycznego w obecności reflektora określają wzory:

Według wysokości reaktora

Według promienia reaktora

W obecności reflektora, jak wynika z (3.27) i (3.28), współczynniki nierównomierności strumienia neutronów maleją, dlatego uwalnianie energii w całej objętości rdzenia będzie bardziej równomierne.

PYTANIA DO AUTOTESTU

1. Z jakich cząstek elementarnych składa się atom i jądro atomu?

2. Jaka jest masa protonu i neutronu?

3. Jaka jest jednostka masy atomowej?

4. Co to jest defekt masy i energia wiązania jądra?

5. Jak zmienia się energia wiązania nukleonów w jądrze w zależności od liczby masowej jądra?

6. Co to są neutrony szybkie i termiczne? Jak się charakteryzują?

7. Dlaczego uran-235 ulega rozszczepieniu, a uran-238 nie, gdy wychwytuje neutron termiczny?

8. Co oznaczają mikroskopijne i makroskopowe efektywne przekroje jąder?

9. Jak zmieniają się mikroskopijne przekroje rozszczepienia i absorpcji jąder uranu-235 i uranu-238 w zależności od energii neutronów?

10. Co oznacza strumień neutronów?

11. Jak określa się liczbę absorpcji i rozszczepień jąder uranu podczas wychwytywania neutronów?

12. Wyraź moc reaktora w postaci strumienia neutronów.

13. Zapisz równanie bilansu neutronów termicznych i wyjaśnij jego składowe.

14. Jakie jest źródło neutronów termicznych w reaktorze?

15. Jak określa się wyciek neutronów podczas ich moderacji i dyfuzji?

16. Co oznacza efektywny współczynnik mnożenia neutronów Kef?

17. Wyjaśnij wielkości zawarte w równaniu na Kef.

18. Podaj nam procedurę rozwiązywania równania na Kef reaktora dla danego wzbogacania uranu?

19. Jak wygląda procedura rozwiązania równania reaktora Kef dla zadanego warunku parametry geometryczne strefa aktywna?

20. Jakie zależności charakteryzują zmianę strumienia neutronów wzdłuż wysokości i promienia rdzenia reaktora?

21. Jaki wpływ ma reflektor neutronów na strumień neutronów w reaktorze?

3.2.2. PROJEKTY REAKTORÓW ENERGETYCZNYCH

I SCHEMATY TECHNOLOGICZNE EJ

3.2.2.1. URZĄDZENIE REAKTOROWE

Stworzenie reaktora jednorodnego wiąże się ze znacznymi trudnościami technicznymi, dlatego obecnie wszystkie pracujące, budowane i projektowane reaktory energetyczne są heterogeniczne.

Główną częścią reaktora jest rdzeń. Rdzeń reaktora jądrowego to zespół zespołów montażowych, który stwarza warunki do zapoczątkowania i utrzymania kontrolowanej reakcji łańcuchowej rozszczepienia jądrowego. Wymiary rdzenia muszą być takie, aby reakcja łańcuchowa z istniejącym wzbogacaniem uranu utrzymywała się przez cały okres eksploatacji reaktora i przy danej mocy reaktora zapewniała niezawodne odprowadzanie ciepła.

Rdzeń zawiera paliwo jądrowe (paliwo). Jako paliwo wykorzystuje się uran i jego stopy, a także pluton i jego stopy. W reaktorach heterogenicznych paliwo stosuje się w postaci prętów, płyt itp. (Rys. 3.2), w reaktorach jednorodnych - w postaci roztworu soli uranu itp. Moderator (woda, grafit, beryl itp.) ) jest również umieszczany w rdzeniu reaktorów termicznych.), co służy do zmniejszenia energii neutronów rozszczepienia.

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

Ryż. 3.3. Rodzaje elementów paliwowych:

a – pręt; b – lamelarny; c – kulisty; g – rurowy; d – blok cylindryczny; e – tablica paliwowa z rurkami;

1 – materiał paliwowy; 2 – skorupa; 3 – wskazówka; 4 – krawędź; 5 – płyn chłodzący

Coll" href="/text/category/koll/" rel="bookmark">kolektory i droga dystrybucji chłodziwa, elementy instalacyjne - trzpienie, obudowa lub rama, zatyczki ochronne oraz części do celów transportowych i technologicznych.

Ryż. 3.5. Kaseta robocza reaktora WWER-440:

1 – trzon; 2, 3 – dolne i środkowe siatki dystansowe; 4 – osłona rury-kasety; 5 – TVEL; 6 – górna siatka dystansowa; 7 – rura centralna; 8 – głowa; 9 – zaciski sprężynowe; 10 – szpilka

Zespół lub kaseta paliwowa instalowana jest w kanale technologicznym reaktora jądrowego, w którym odbywa się dostarczanie, odprowadzanie i organizacja ukierunkowanego przepływu chłodziwa myjącego pręty paliwowe oraz zapewniona jest możliwość załadunku i rozładunku zespołów lub kaset paliwowych. pod warunkiem, że.

Składa się z trzonka, głowicy i sześciokątnej osłony rury, w której umieszczono 126 prętów paliwowych, ułożonych w trójkątną kratkę o rastrze 12,2 mm. Mocowanie prętów paliwowych w kasecie odbywa się za pomocą siatek dystansowych: dolnej (nośnej), górnej i środkowej kratki prowadzącej wykonanej ze stali nierdzewnej. Kraty te są połączone ze sobą mechanicznie za pomocą centralnej rurki wykonanej ze stopu cyrkonu. Dolne końce prętów paliwowych są sztywno zamocowane w dolnej siatce nośnej, górne końce wpasowują się w otwory górnej kratki bez mocowania, aby zapewnić ich swobodną rozszerzalność cieplną. Głowica kasety posiada sześć zacisków sprężynowych, które zapobiegają unoszeniu się głowicy i kompensują rozszerzalność cieplną. Konstrukcja trzpienia zapewnia orientację i zamocowanie kasety pod kątem w rzucie oraz jej umieszczenie w gnieździe kosza. Masa kasety roboczej wynosi 220 kg, masa VO2 w kasecie wynosi 127 kg.

Część reaktora jądrowego, czyli naczynie przeznaczone do przechowywania rdzenia i urządzeń wewnętrznych, posiadające rury do doprowadzania i odprowadzania chłodziwa, a także urządzenia do uszczelniania przestrzeni wewnątrz reaktora, nazywa się zbiornikiem reaktora jądrowego. Zdejmowana część reaktora jądrowego, przeznaczona do przykrycia zbiornika i pochłaniania ciśnienia wewnętrznego w reaktorze, nazywana jest pokrywą reaktora jądrowego.

Główny zespół uszczelniający reaktora jądrowego to zespół montażowy z kołnierzem nasuwanym i uszczelką pomiędzy pokrywą a naczyniem reaktora jądrowego, zapewniającymi szczelność reaktora jądrowego we wszystkich trybach jego pracy.

Pierścień łączący pokrywę reaktora jądrowego z korpusem i ściskający wewnętrzne uszczelki nazywany jest pierścieniem dociskowym głównego uszczelnienia reaktora jądrowego.

6. Co to są reaktory termiczne i szybkie?

7. Jakie są zalety i wady elektrowni jądrowych z reaktorem wrzącej wody?

8. Jakie są zalety i wady reaktorów wykorzystujących ciekłe metale jako chłodziwo?

9. Narysuj podstawowe schematy technologiczne elektrowni jądrowych: elektrownie jądrowe z WWER; elektrownia jądrowa z RBMK; ATEC; elektrownia jądrowa i BN; AST; ASPT.

10. Do czego służą drążki sterujące?

11. Jaki jest cel kompleksowania prętów?

12. Dlaczego reaktory są włączone szybkie neutrony są obiecujące?

13. Jakie gazy stosuje się jako chłodziwa?

14. Jakie jest przeznaczenie ściany kasetowej?

15. Jak znajduje się paliwo w TVEL?

Zasady klasyfikacji elektrowni. Klasy, podklasy, grupy, podgrupy.

Klasyfikacja elektrowni

CZĘŚĆ DRUGA

INSTALACJE ENERGETYCZNE,
PRACOWAĆ DLA
DARMOWA ENERGIA

Klasa– zdeterminowana procesem głównym i rodzajem energii początkowej (zużytej).

Podklasa– zdeterminowane cechami charakterystycznymi i przyjętymi (zwyczajowymi) nazwami.

Grupa– zdeterminowana rodzajem wytwarzanej (wytworzonej) energii.

Podgrupa– określa rodzaj instalacji na podstawie różnic konstrukcyjnych.

W zależności od specyfiki i stanu rozwoju podział ten nie zawsze może być ściśle przestrzegany. Istnieje osiem głównych klas:

1- termiczny elektrownie: w nich głównym procesem uwalniania energii jest przejście fazowe najwyższego rzędu (PHPT), czyli częściowy lub całkowity podział atomów na cząstki elementarne - elektrony i elektrony. Energia początkowa to potencjalna energia wiązania cząstek elementarnych w atomie - energia zgromadzona w substancji.

2- naturalny elektrownie, czyli instalacje wykorzystujące bezpośrednio energię zjawisk naturalnych.

3- Coriolisa elektrownie - główny proces wytwarzania energii związany jest z samoobrociem wirnika pod wpływem sił Coriolisa. Energia początkowa promieniowego przepływu materii może być różna: hydrauliczna, chemiczna, magnetyczna,...

4- elektromagnetyczny elektrownie - głównym procesem jest konwersja przepływów prądu elektrycznego na Różne rodzaje energia: mechaniczna, cieplna, elektryczna.

5- rezonans wibracyjny elektrownie - głównym procesem jest wymiana energii płynu roboczego w warunkach rezonansu wibracyjnego. Punktem wyjścia jest energia otoczenie zewnętrzne w szczególności cząsteczki powietrza atmosferycznego.

6- eteryczny elektrownie - głównym procesem jest ukierunkowana kondensacja eteru, w szczególności gazu elektrycznego. Energią początkową jest eter.

7- akumulator elektrownie - głównym procesem jest akumulacja energii (elektrycznej, chemicznej, cieplnej,...) i jej uwolnienie w przypadku rozładowania akumulatora.

8- łączny elektrownie – instalacje charakteryzujące się kilkoma różnymi rodzajami procesów uwalniania energii, które trudno zaklasyfikować do jednej z określonych klas.

Do tej klasy zaliczają się wszystkie tradycyjne elektrownie na paliwa kopalne, elektrownie jądrowe, wodorowe i nowe elektrownie wykorzystujące energię naturalną.

Do tradycyjnych należą: silniki spalinowe i spalinowe, turbozespoły gazowe i parowe, a także różnego rodzaju zespoły cieplne i kotłowe.

Do energetyki jądrowej zalicza się nowoczesne elektrownie jądrowe i cieplne, w których proces wyzwolenia energii zachodzi wraz z całkowitym rozkładem substancji radioaktywnych.

Elektrownie wodorowe wykorzystują wodór, który reaguje z tlenem, tworząc wodę.

Wymienione elektrownie są dość powszechnie znane i istnieje na ich temat bogata literatura techniczna, dlatego nie ma potrzeby ich szczegółowego opisywania.

Należy podkreślić, że wykorzystują one ograniczone zasoby naturalne: węgiel, ropę, gaz, uran…, które natura nie uzupełnia tak szybko, jak je zużywa. Instalacje te charakteryzują się wadliwą ekologią, szkodliwą dla ludzkości.

Instalacje energetyki naturalnej /1/ są wolne od tych wad, gdyż wykorzystują jedynie częściowy, delikatny rozkład substancji (powietrze, woda) bez modyfikacji właściwości chemiczne ze względu na niewielki ubytek masy rzędu 10 -6%, który jest uzupełniany w warunkach naturalnych.

W klasyfikacji nie uwzględniono elektrowni termojądrowych, których rozwój trwa od kilkudziesięciu lat i nie daje żadnych wyników, gdyż zgodnie ze współczesną teorią /1,2/ są one niepracujące.

Zasadniczo obecnie stosowany jest podział elektrowni na CPP, CHPP, CCGT, GTPP, elektrownie jądrowe i elektrownie wodne. Aby uzyskać pełniejszy opis, elektrownie można sklasyfikować według szeregu podstawowych cech:

Według rodzaju zasobów energii pierwotnej;

O procesach konwersji energii;

Według ilości i rodzaju nośników energii;

Według rodzaju dostarczanej energii;

Według zakresu objętych konsumentów;

Według trybu pracy.

1. Według rodzaju wykorzystywanych surowców energii pierwotnej elektrownie wykorzystujące: paliwo organiczne (TPP); paliwo jądrowe (NPP); energetyka wodna (elektrownie wodne, elektrownie szczytowo-pompowe i elektrownie); energia słoneczna (SES); energia wiatrowa (WPP); ciepło podziemne (elektrownie geotermalne).

2. Ze względu na stosowane procesy konwersji energii wyróżnia się elektrownie, w których: uzyskana energia cieplna zamieniana jest na energię mechaniczną, a następnie na energię elektryczną (CHP, elektrownia jądrowa); uzyskana energia cieplna jest bezpośrednio przetwarzana na energię elektryczną (elektrownie z generatorami MHD, MHD-ES, SES z fotokomórkami itp.); energia wody i powietrza zamieniana jest na mechaniczną energię obrotową, a następnie na energię elektryczną (elektrownie wodne, elektrownie szczytowo-pompowe, elektrownie cieplne, elektrownie wiatrowo-wiatrowe, elektrownie z turbiną gazowo-powietrzną).

3. Elektrownie różnią się liczbą i rodzajem stosowanych nośników energii: z jednym nośnikiem energii (CPS i CHP, elektrownia jądrowa CPP i elektrociepłownia parowa, elektrownie jądrowe wykorzystujące energię gazową, GTPP); z dwoma nośnikami energii różniącymi się stanem fazowym (elektrownie parowo-gazowe, w tym SG-CPP i SG-CHP); z dwoma różnymi nośnikami energii o tym samym stanie fazowym (elektrownie binarne).

4. Elektrownie rozróżnia się ze względu na rodzaj dostarczanej energii: dostarczające wyłącznie lub głównie energię elektryczną (elektrownie wodne, elektrownie szczytowo-pompowe, elektrociepłownie, elektrownie jądrowe, elektrownie z turbiną gazową, PG-KPP itp.) .); dostarczanie energii elektrycznej i cieplnej (CHP, CHPP jądrowa, GT-CHP itp.). W ostatnim czasie IES i IES nuklearne coraz częściej zwiększają podaż energii cieplnej. Elektrociepłownie (CHP) oprócz energii elektrycznej wytwarzają ciepło; Wykorzystanie ciepła pary spalinowej w skojarzonej produkcji energii zapewnia znaczne oszczędności paliwa. Jeżeli używana jest para odlotowa lub gorąca woda proces technologiczny ov, ogrzewanie i wentylacja przedsiębiorstw przemysłowych, wówczas elektrownie cieplne nazywane są przemysłowymi. Wykorzystując ciepło do ogrzewania i zaopatrzenia w ciepłą wodę budynków mieszkalnych i użyteczności publicznej w miastach, elektrociepłownie nazywane są ciepłowniami komunalnymi. Elektrociepłownie przemysłowe dostarczają ciepło m.in przedsiębiorstw przemysłowych i ludność. W elektrociepłowniach wraz z turbozespołami ciepłowniczymi znajdują się kotły wodne służące do dostarczania ciepła w okresach szczytowego obciążenia cieplnego.

5. Ze względu na zakres objętych odbiorców wyróżnia się: elektrownie rejonowe (elektrownia państwowa – elektrownia państwowa); lokalne elektrownie dostarczające energię elektryczną osobom fizycznym osady; stacje blokowe do zasilania odbiorców indywidualnych.

6. Ze względu na tryb pracy w SSE wyróżnia się elektrownie: podstawowe; zwrotny lub półszczytowy; szczyt.

Do pierwszej grupy zaliczają się duże, najbardziej ekonomiczne KPP, elektrownie jądrowe, elektrociepłownie (CHP) i częściowo elektrownie wodne, do drugiej grupy zaliczają się manewrowe elektrownie kondensacyjne, SG-CPP i elektrociepłownie, a do trzeciej grupy zaliczają się szczytowe elektrownie wodne elektrownie, elektrownie wodne i elektrownie z turbiną gazową. CHP i mniej ekonomiczne CPP działają częściowo w trybie szczytowym.

Oprócz ogólnych głównych cech klasyfikacji elektrowni wymienionych powyżej, każdy typ ma swoje własne wewnętrzne cechy klasyfikacyjne. Przykładowo IES i CHP różnią się parametrami początkowymi, schemat technologiczny(blokowe i usieciowane), pojemność jednostkowa bloków itp. Elektrownie jądrowe klasyfikuje się według typu reaktora (neutrony termiczne i szybkie), konstrukcji reaktora itp.

Oprócz omówionych powyżej głównych typów elektrowni, w Rosji powstają również elektrownie o cyklu kombinowanym i elektrownie z turbinami gazowymi. Elektrownie parowo-parowe (CGPP) stosowane są w dwóch wersjach: z wysokociśnieniową wytwornicą pary oraz ze spalinami odprowadzanymi do konwencjonalnych kotłów. W pierwszym wariancie produkty spalania z komory spalania kierowane są pod ciśnieniem do wysokociśnieniowej kompaktowej wytwornicy pary, gdzie wytwarzana jest para. wysokie ciśnienie, a produkty spalania schładza się do 750-800 ° C, po czym przesyła się je do turbiny gazowej, a do turbiny parowej dostarczana jest para pod wysokim ciśnieniem.

W drugim wariancie produkty spalania z komory spalania z dodatkiem wymagana ilość powietrze do obniżenia temperatury do 750-800°С kierowane jest do turbiny gazowej, skąd spaliny o temperaturze około 350-400°С i dużej zawartości tlenu trafiają do konwencjonalnych kotłów elektrowni cieplnych z turbiną parową, gdzie pełnią funkcję utleniacza i oddają ciepło.

Natomiast w pierwszym schemacie należy spalać gaz ziemny lub specjalne paliwo ciekłe do turbiny gazowej, w drugim schemacie takie paliwo powinno być spalane tylko w komorze spalania turbiny gazowej, a w zespołach kotłowych - olej opałowy lub paliwo stałe, które oznacza pewną przewagę. Połączenie obu obiegów zwiększy ogólną sprawność elektrowni parowej o około 5-6% w porównaniu do elektrowni z turbiną parową. Moc turbin gazowych elektrowni parowej wynosi około 20-25% mocy bloku kombinowanego. Ze względu na to, że jednostkowe inwestycje kapitałowe w części turbiny gazowej są niższe niż w części turbiny parowej, w elektrowni z turbiną parową osiąga się redukcję jednostkowych nakładów inwestycyjnych o 10-12%. Jednostki pracujące w cyklu kombinowanym mają większą zwrotność niż konwencjonalne jednostki skraplające i mogą być stosowane do pracy w strefie półszczytu, ponieważ są bardziej ekonomiczne niż zwrotne IES.

Elektrownie jądrowe reprezentują instalacje jądrowe wytwarzające energię, przy zachowaniu określonych reżimów w godz określone warunki. Do tych celów wykorzystuje się terytorium określone w projekcie, na którym w połączeniu z reaktorami jądrowymi wykorzystuje się niezbędne systemy, urządzenia, sprzęt i konstrukcje. Do realizacji ukierunkowanych zadań zaangażowana jest wyspecjalizowana kadra.

Wszystkie elektrownie jądrowe w Rosji

Historia energetyki jądrowej w kraju i za granicą

Druga połowa lat 40. to początek prac nad stworzeniem pierwszego projektu polegającego na wykorzystaniu pokojowych atomów do wytwarzania energii elektrycznej. W 1948 r. I.V. Kurczatow, kierując się instrukcjami partii i rządu radzieckiego, wystąpił z propozycją rozpoczęcia prac nad praktycznym wykorzystaniem energii atomowej do wytwarzania energii elektrycznej.

Dwa lata później, w 1950 r., niedaleko wsi Obninskoje, położonej w obwodzie kałuskim, rozpoczęto budowę pierwszej na świecie elektrowni jądrowej. Uruchomienie pierwszej na świecie przemysłowej elektrowni jądrowej o mocy 5 MW nastąpiło 27 czerwca 1954 r. Związek Radziecki stał się pierwszą potęgą na świecie, która wykorzystała atom do celów pokojowych. Stacja została otwarta w Obnińsku, który do tego czasu otrzymał status miasta.

Ale radzieccy naukowcy nie poprzestali na tym, kontynuowali prace w tym kierunku, w szczególności już cztery lata później, w 1958 r., rozpoczęto eksploatację pierwszego etapu Syberyjskiej Elektrowni Jądrowej. Jej moc była wielokrotnie większa od stacji w Obnińsku i wynosiła 100 MW. Ale dla krajowych naukowców nie był to limit; po zakończeniu wszystkich prac moc projektowa stacji wyniosła 600 MW.

Na bezmiarze Związku Radzieckiego budowa elektrowni jądrowych przybrała wówczas masową skalę. W tym samym roku rozpoczęto budowę elektrownia jądrowa w Biełojarsku, którego pierwszy etap zaopatrywał pierwszych odbiorców już w kwietniu 1964 roku. Geografia budowy elektrowni jądrowych wplątała w swoją sieć cały kraj; w tym samym roku w Woroneżu uruchomiono pierwszy blok elektrowni jądrowej o mocy 210 MW, drugi blok uruchomiono pięć lat później w 1969, szczyciła się mocą 365 MW. Boom w budowie elektrowni jądrowych nie ucichł przez całą epokę sowiecką. Nowe stacje lub dodatkowe jednostki już wybudowanych uruchamiano w odstępach kilkuletnich. Tak więc już w 1973 roku Leningrad otrzymał własną elektrownię jądrową.

Jednak władza radziecka nie była jedyną na świecie, która była w stanie opracować takie projekty. W Wielkiej Brytanii również nie spali i zdając sobie sprawę z obietnicy tego obszaru, aktywnie badali ten problem. Zaledwie dwa lata później, po otwarciu stacji w Obnińsku, Brytyjczycy uruchomili własny projekt opracowania pokojowego atomu. W 1956 roku w miejscowości Calder Hall Brytyjczycy uruchomili własną elektrownię, której moc przewyższała jej radziecką odpowiedniczkę i wynosiła 46 MW. Nie pozostali w tyle po drugiej stronie Atlantyku; rok później Amerykanie uroczyście uruchomili stację w Shippingport. Moc obiektu wynosiła 60 MW.

Jednak rozwój pokojowego atomu był obarczony ukrytymi zagrożeniami, o których wkrótce dowiedział się cały świat. Pierwszym znakiem był poważny wypadek w Three Mile Island, który miał miejsce w 1979 r., ale po nim nastąpiła katastrofa, która dotknęła cały świat, w Związku Radzieckim, w małe miasto W 1986 roku w Czarnobylu doszło do katastrofy na dużą skalę. Konsekwencje tragedii były nieodwracalne, ale poza tym fakt ten skłonił cały świat do zastanowienia się nad możliwością wykorzystania energii jądrowej do celów pokojowych.

Światowi liderzy tej branży poważnie myślą o poprawie bezpieczeństwa obiektów jądrowych. Efektem było odbycie zgromadzenia konstytucyjnego, które odbyło się 15 maja 1989 r. w stolicy ZSRR. Zgromadzenie podjęło decyzję o utworzeniu Światowego Stowarzyszenia, w skład którego powinni wchodzić wszyscy operatorzy elektrowni jądrowych, a jego powszechnie uznawanym skrótem jest WANO. W trakcie realizacji swoich programów organizacja systematycznie monitoruje poprawę poziomu bezpieczeństwa elektrowni jądrowych na świecie. Jednak pomimo wszelkich starań, nawet najnowocześniejsze i na pierwszy rzut oka pozornie bezpieczne przedmioty nie są w stanie wytrzymać ataku żywiołów. To właśnie na skutek klęski endogenicznej, która objawiła się w postaci trzęsienia ziemi, a następnie tsunami, w 2011 roku doszło do wypadku na stacji Fukushima-1.

Atomowa awaria

Klasyfikacja elektrowni jądrowych

Elektrownie jądrowe klasyfikuje się według dwóch kryteriów: rodzaju wytwarzanej energii i rodzaju reaktora. W zależności od rodzaju reaktora określa się ilość wytwarzanej energii, poziom bezpieczeństwa, a także rodzaj surowców wykorzystywanych na stacji.

W zależności od rodzaju energii wytwarzanej przez stacje dzieli się je na dwa typy:

Ich główną funkcją jest wytwarzanie energii elektrycznej.

Elektrociepłownie jądrowe. Dzięki zainstalowanym tam instalacjom grzewczym, wykorzystującym nieuniknione na stacji straty ciepła, możliwe staje się podgrzewanie wody sieciowej. Zatem oprócz prądu stacje te wytwarzają energię cieplną.

Po zbadaniu wielu opcji naukowcy doszli do wniosku, że najbardziej racjonalne są trzy z ich odmian, które są obecnie używane na całym świecie. Różnią się one na wiele sposobów:

1. Zużyte paliwo;
2. Stosowane chłodziwa;
3. Strefy aktywne pracujące w celu utrzymania wymaganej temperatury;
4. Rodzaj moderatora zmniejszający prędkość neutronów uwalnianych podczas rozpadu, niezbędnych do podtrzymania reakcji łańcuchowej.

Najpopularniejszym typem jest reaktor wykorzystujący jako paliwo wzbogacony uran. Jako chłodziwo i moderator stosuje się tutaj zwykłą lub lekką wodę. Takie reaktory nazywane są reaktorami lekkowodnymi; są dwa rodzaje. W pierwszym przypadku para używana do obracania turbin generowana jest w rdzeniu zwanym reaktorem wrzącej wody. W drugim wytwarzanie pary następuje w obwodzie zewnętrznym, który jest połączony z pierwszym obiegiem poprzez wymienniki ciepła i wytwornice pary. Reaktor ten zaczęto opracowywać w latach pięćdziesiątych ubiegłego wieku; podstawą dla nich był program armii amerykańskiej. Równolegle, mniej więcej w tym samym czasie, Unia opracowała reaktor wrzący, w którym moderatorem był pręt grafitowy.

Jest to typ reaktora z tego typu moderatorem, który znalazł zastosowanie w praktyce. Mówimy o reaktorze chłodzonym gazem. Jego historia rozpoczęła się na przełomie lat czterdziestych i pięćdziesiątych XX wieku, początkowo tego typu rozwiązania wykorzystywano do produkcji broni nuklearnej. Pod tym względem odpowiednie są dwa rodzaje paliwa: pluton do celów wojskowych i uran naturalny.

Ostatnim projektem, który odniósł komercyjny sukces, był reaktor, w którym jako chłodziwo wykorzystano ciężką wodę, a jako paliwo wykorzystano znany nam już naturalny uran. Początkowo takie reaktory projektowało kilka krajów, ale ostatecznie ich produkcja została skoncentrowana w Kanadzie, co wynika z obecności w tym kraju ogromnych złóż uranu.

Elektrownie jądrowe torowe – energia przyszłości?

Historia udoskonalania typów reaktorów jądrowych

Reaktor pierwszej elektrowni jądrowej na świecie był bardzo rozsądną i wykonalną konstrukcją, co zostało sprawdzone podczas wielu lat nienagannej pracy stacji. Wśród jego elementów składowych znalazły się:

1. boczna ochrona wody;
2. obudowa murowana;
3. ostatnie piętro;
4. kolektor zbiorczy;
5. kanał paliwowy;
6. Górna płyta;
7. mur grafitowy;
8. Płyta dolna;
9. kolektor dystrybucyjny.

Jako główny materiał konstrukcyjny korpusów prętów paliwowych i kanałów technologicznych wybrano stal nierdzewną, nie było wówczas wiedzy o stopach cyrkonu, które mogłyby posiadać właściwości odpowiednie do pracy w temperaturze 300°C. Chłodzenie takiego reaktora przeprowadzono wodą, a ciśnienie, pod jakim był zasilany, wynosiło 100 at. W tym przypadku wypuszczona została para o temperaturze 280°C, co jest parametrem dość umiarkowanym.

Kanały reaktora jądrowego zostały zaprojektowane w taki sposób, aby można je było całkowicie wymienić. Wynika to z ograniczenia zasobów, które zależą od czasu przebywania paliwa w strefie aktywności. Projektanci nie znaleźli powodu, aby oczekiwać, że materiały konstrukcyjne znajdujące się w strefie działania poddanej napromieniowaniu będą mogły wyczerpać cały swój okres użytkowania, czyli około 30 lat.

Jeśli chodzi o konstrukcję TVEL, zdecydowano się na wersję rurową z jednokierunkowym mechanizmem chłodzenia

Zmniejszyło to prawdopodobieństwo przedostania się produktów rozszczepienia do obwodu w przypadku uszkodzenia pręta paliwowego. Do regulacji temperatury płaszcza elementu paliwowego zastosowano kompozycję paliwową ze stopu uranowo-molibdenowego, która miała postać ziaren rozproszonych w osnowie ciepłowodnej. Tak przetworzone paliwo jądrowe pozwoliło uzyskać pręty paliwowe o wysokiej niezawodności. które były w stanie pracować pod dużym obciążeniem termicznym.

Przykładem kolejnej rundy rozwoju pokojowych technologii nuklearnych może być niesławna elektrownia jądrowa w Czarnobylu. W tamtym czasie technologie zastosowane przy jego budowie uznawano za najbardziej zaawansowane, a typ reaktora za najnowocześniejszy na świecie. Mówimy o reaktorze RBMK-1000.

Moc cieplna jednego takiego reaktora sięgała 3200 MW, natomiast posiada on dwa turbogeneratory, których moc elektryczna sięga 500 MW, a więc jeden blok energetyczny ma moc elektryczną 1000 MW. Jako paliwo w RBMK zastosowano wzbogacony dwutlenek uranu. W stanie początkowym przed rozpoczęciem procesu jedna tona takiego paliwa zawiera około 20 kg paliwa, czyli uran - 235. Przy stacjonarnym załadunku dwutlenku uranu do reaktora masa substancji wynosi 180 ton.

Ale proces ładowania nie jest masowy; dobrze nam już znane elementy paliwowe są umieszczane w reaktorze. Zasadniczo są to rurki wykonane ze stopu cyrkonu. Zawartość to cylindryczne tabletki dwutlenku uranu. W strefie pracy reaktora umieszczone są w zespołach paliwowych, z których każdy składa się z 18 prętów paliwowych.

W takim reaktorze znajduje się aż 1700 takich zespołów, które są umieszczone w stosie grafitowym, gdzie specjalnie do tego celu zaprojektowano pionowe kanały technologiczne. To w nich krąży chłodziwo, którego rolę w RMBK pełni woda. Wir wodny powstaje pod wpływem pomp obiegowych, których jest osiem. Reaktor umieszczony jest wewnątrz szybu, a szata graficzna umieszczona jest w cylindrycznej obudowie o grubości 30 mm. Podparciem całej aparatury jest betonowa podstawa, pod którą znajduje się basen – bełkotka, która służy do lokalizacji wypadku.

Reaktory trzeciej generacji wykorzystują ciężką wodę

Głównym pierwiastkiem jest deuter. Najpopularniejszy projekt nazywa się CANDU, został opracowany w Kanadzie i jest szeroko stosowany na całym świecie. Rdzeń takich reaktorów umieszczony jest w pozycji poziomej, a rolę komory grzewczej pełnią cylindryczne zbiorniki. Kanał paliwowy rozciąga się przez całą komorę grzewczą, każdy z tych kanałów ma dwie koncentryczne rurki. Istnieją dętki zewnętrzne i wewnętrzne.

W wewnętrznej rurze paliwo znajduje się pod ciśnieniem płynu chłodzącego, co umożliwia dodatkowe tankowanie reaktora podczas pracy. Jako opóźniacz stosuje się ciężką wodę o wzorze D20. Podczas cyklu zamkniętego woda pompowana jest rurami reaktora zawierającymi wiązki paliwa. Rozszczepienie jądrowe wytwarza ciepło.

Cykl chłodzenia przy użyciu ciężkiej wody polega na przejściu przez wytwornice pary, w których zwykła woda wrze pod wpływem ciepła wytwarzanego przez ciężką wodę, w wyniku czego tworzy się para wydobywająca się pod wysokim ciśnieniem. Jest on rozprowadzany z powrotem do reaktora, co skutkuje zamkniętym cyklem chłodzenia.

Tą drogą następowało stopniowe doskonalenie typów reaktor nuklearny, które były i są stosowane w różnych krajach na całym świecie.

Wyślij swoją dobrą pracę do bazy wiedzy jest prosta. Skorzystaj z poniższego formularza

Studenci, doktoranci, młodzi naukowcy, którzy wykorzystują bazę wiedzy w swoich studiach i pracy, będą Państwu bardzo wdzięczni.

Opublikowano na http://www.allbest.ru/

Wstęp

2. Reaktor jądrowy. Rodzaje reaktorów jądrowych

Wniosek

Wstęp

W drugiej połowie lat 40. Radzieccy naukowcy rozpoczęli opracowywanie pierwszych projektów pokojowego wykorzystania energii atomowej, których ogólnym kierunkiem natychmiast stała się energia elektryczna.

Pierwsza na świecie przemysłowa elektrownia jądrowa o mocy 5 MW została uruchomiona 27 czerwca 1954 roku w ZSRR, w mieście Obnińsk, położonym w obwodzie kałuskim.

Współczesna cywilizacja jest nie do pomyślenia bez energii elektrycznej. Produkcja i zużycie energii elektrycznej rośnie z roku na rok. Energia uwalniana w reakcjach jądrowych jest miliony razy większa niż energia wytwarzana w konwencjonalnych reakcjach chemicznych (na przykład reakcjach spalania), dzięki czemu wartość opałowa paliwa jądrowego jest nieporównanie większa niż paliwa konwencjonalnego. Główna zasada eksploatacja elektrowni jądrowej – wykorzystanie paliwa jądrowego do wytwarzania energii elektrycznej.

Projekt ten poświęcony jest tematowi „Elektrownie jądrowe”. Znaczenie tego tematu wynika ze zwiększonego zainteresowania nowoczesna nauka na energię jądrową w związku ze wzrastającymi potrzebami energetycznymi ludzkości. Celem pracy jest poznanie zasad działania elektrowni jądrowych, urządzeń stosowanych w elektrowniach jądrowych, mechanizmów reakcji jądrowych, a także metod zapewnienia bezpieczeństwa obiektów jądrowych. W pracy przedstawiono: najważniejszą klasyfikację instalacji jądrowych, budowę i zasadę działania reaktora jądrowego, obiegi termodynamiczne elektrownia z turbiną parową i sposoby zwiększania jego efektywności, a także przykłady reakcji jądrowych i reakcji syntezy termojądrowej.

1. Klasyfikacja elektrowni jądrowych

elektrownia jądrowa energia jądrowa

Elektrownie jądrowe dzieli się ze względu na następujące parametry:

1. Liczba obwodów.

2. Typ reaktorów. Reaktory dzielą się na reaktory termiczne i reaktory na neutrony szybkie.

3. Rodzaj turbin: para nasycona lub przegrzana.

4. Rodzaj chłodziwa - gaz, woda, ciekły metal.

5. Cechy konstrukcyjne reaktora, np. reaktory kanałowe lub reaktory zbiornikowe.

6. Typ moderatora: grafit lub ciężka woda.

Najważniejszą klasyfikacją elektrowni jądrowych jest klasyfikacja według liczby obwodów. Liczbę obwodów dobiera się z uwzględnieniem wymagań zapewniających bezpieczną pracę urządzenia we wszystkich możliwych sytuacjach awaryjnych. Wzrost liczby obwodów wiąże się z pojawieniem się dodatkowych strat w cyklu i odpowiednio spadkiem wydajności elektrowni jądrowej.

Działanie elektrowni jądrowej opiera się na konwersji energii uzyskanej podczas reakcji jądrowej na energię elektryczną. Transformacja ta przebiega w kilku etapach.

W systemie każdej elektrowni jądrowej rozróżnia się chłodziwo i płyn roboczy. Jak wiadomo, na stacjach eksploatacyjnych proces zamiany energii źródła na ciepło zachodzi w sposób ciągły i zatrzymanie odprowadzania ciepła nieuchronnie doprowadzi do przegrzania instalacji. Zatem wraz ze źródłem potrzebny jest odbiorca energii cieplnej, który pobierze ciepło i albo zamieni je na inne formy energii, albo przekaże do innych systemów. Ciepło jest przekazywane od źródła do odbiorcy za pomocą chłodziwa, tj. Zadaniem chłodziwa jest odprowadzenie ciepła wydzielanego w reaktorze. W reaktorach energetycznych powszechna stała się woda, która dzięki dużej pojemności cieplnej nie wymaga wysokich kosztów, lecz wymaga zwiększonego ciśnienia. Ośrodek zamieniający energię cieplną na energię mechaniczną, tj. działa i jest płynem roboczym. Czynnikiem roboczym w elektrowni jądrowej jest para wodna. Wymagania dotyczące czystości płynu roboczego wprowadzanego do turbiny oraz chłodziwa, które zawsze jest radioaktywne, są bardzo wysokie, dlatego wymagają obiegów zamkniętych. Jeżeli obieg płynu chłodzącego i płynu roboczego nie jest oddzielony, elektrownię jądrową nazywa się jednoprzewodową. W reaktorze następuje wytwarzanie pary, która kierowana jest do turbiny, gdzie wytwarza pracę, która w generatorze zamieniana jest na energię elektryczną. Po skropleniu całej pary w skraplaczu, kondensat jest pompowany z powrotem do reaktora. Reaktory takie działają z wymuszonym obiegiem chłodziwa, dla którego zainstalowana jest główna pompa obiegowa. Zatem obieg płynu chłodzącego jest jednocześnie obiegiem płynu roboczego. W obwodach jednoobwodowych cały sprzęt działa w warunkach aktywnych radiacyjnie, co komplikuje jego naprawę.

Ryż. 1 Schemat cieplny elektrowni jądrowej: a - jednoprzewodowy; b - podwójny obwód; c - trójprzewodowy; 1 - reaktor; 2 - turbina; 3- turbogenerator; 4- jednostka kondensacyjna; 5- pompa kondensatu; b - regeneracyjny system ogrzewania wody zasilającej; 7 - pompa zasilająca; 8 - generator pary; 9 - pompa obiegowa obwodu reaktora; 10 - pompa obiegowa obiegu pośredniego

Jeśli obieg płynu chłodzącego i płynu roboczego zostanie oddzielony, wówczas elektrownię jądrową nazywa się dwuprzewodową. Odpowiednio obieg płynu chłodzącego nazywany jest pierwszym, a obieg płynu roboczego nazywany jest drugim. Na stacji dwuprzewodowej wymagany jest generator pary, który oddziela pierwszy i drugi obwód. W takich schematach radioaktywny jest tylko obieg reaktora, w którym chłodziwo jest pompowane przez wytwornicę pary, w której przekazuje ciepło do płynu roboczego obiegu wtórnego bez wchodzenia z nim w kontakt i jest dostarczane z powrotem do reaktora przez pompa obiegowa. Drugi obwód obejmuje sprzęt, który działa przy braku aktywności radiacyjnej - upraszcza to naprawę sprzętu. Para z wytwornicy pary wchodzi do turbiny, następnie do skraplacza i za pomocą pompy jest zawracana do wytwornicy pary. Przenoszenie ciepła w generatorze pary wymaga różnicy temperatur pomiędzy chłodziwem a płynem roboczym. W przypadku wody chłodzącej oznacza to, że ciśnienie w pierwszym obwodzie musi być wyższe niż w drugim.

Jeżeli w elektrowni jądrowej jako czynnik chłodzący nie wykorzystuje się wody, lecz np. czynnika chłodzącego w postaci ciekłego sodu, to dla normalnej pracy stacji konieczne jest utworzenie dodatkowego obwodu pośredniego. Podczas pracy w niektórych obszarach generatora pary mogą wystąpić nieszczelności z powodu różnicy ciśnień pomiędzy obwodem pierwotnym i wtórnym. W związku z tym może nastąpić wyciek płynu chłodzącego, prowadzący do skażenia radioaktywnego obwodu wtórnego. Ponieważ ciekły sód intensywnie oddziałuje z parą wodną i wodą, istnieje niebezpieczeństwo przedostania się substancji radioaktywnych do obsługiwanych pomieszczeń. Dlatego tworzony jest dodatkowy obwód pośredni, aby nawet w sytuacjach awaryjnych uniknąć kontaktu radioaktywnego sodu z wodą lub parą wodną. Taka elektrownia jądrowa nazywana jest trójprzewodową elektrownią jądrową.

Radioaktywny płyn chłodzący ciekły metal jest pompowany przez reaktor i pośredni wymiennik ciepła, w którym przekazuje ciepło do nieradioaktywnego chłodziwa ciekłego metalu. Ta ostatnia jest pompowana przez wytwornicę pary poprzez układ tworzący obieg pośredni. Ciśnienie w obwodzie pośrednim utrzymuje się na wyższym poziomie niż w pierwszym. Dlatego przepływ radioaktywnego sodu z obwodu pierwotnego do obwodu pośredniego jest niemożliwy. W związku z tym, jeśli nastąpi wyciek pomiędzy obwodem pośrednim i wtórnym, kontakt wody lub pary będzie miał miejsce wyłącznie z nieradioaktywnym sodem.

2. Reaktor jądrowy i jego rodzaje

Sercem każdej elektrowni jądrowej jest reaktor jądrowy, czyli urządzenie, w którym zachodzi kontrolowana jądrowa reakcja łańcuchowa. Obecnie izotopy uranu U235 i U238, a także Pu239 można wykorzystać jako paliwo jądrowe. Rozszczepienie jądrowe następuje pod wpływem neutronów o określonej energii (wartość tej energii musi mieścić się w pewnym przedziale: wolniejsza lub szybsza cząstka zostanie po prostu odepchnięta od jądra bez wnikania w nie). Istnieją dwa rodzaje neutronów: szybkie i wolne. Neutrony różne rodzaje w różny sposób wpływają na jądra pierwiastków rozszczepialnych.

W reaktorach jądrowych na neutrony termiczne izotop uranu U235 jest wykorzystywany jako paliwo jądrowe, którego rozszczepienie następuje tylko wtedy, gdy neutrony zostaną spowolnione 3-4 razy w porównaniu z szybkimi. Dlatego do kontrolowania reakcji łańcuchowej w reaktorach stosuje się materiały, w których neutrony tracą część swojej energii. Takie materiały, które zmniejszają prędkość neutronów, nazywane są moderatorami reakcji jądrowych. Dobrymi moderatorami neutronów są grafit, zwykła i ciężka woda oraz związki berylu.

Reaktor jądrowy składa się ze strefy aktywnej i reflektora. Rdzeń zawiera moderator i paliwo jądrowe, które zawarte jest w elementach paliwowych zwanych prętami paliwowymi. Chłodziwo przepływa przez rdzeń reaktora. Zwykle jest to zwykła woda, ale można również użyć ciekłego grafitu i ciężkiej wody. Reaktor uruchamia się po usunięciu z jego rdzenia prętów pochłaniających neutrony.

Ryż. 2 Schematyczna budowa reaktora na neutrony termiczne: 1 - pręt sterujący; 2 – ochrona przed promieniowaniem; 3 - izolacja termiczna; 4 - moderator; 5 - paliwo jądrowe; 6 - płyn chłodzący

Obecnie istnieją dwa typy reaktorów jądrowych: WWER (reaktor mocy chłodzony wodą) i RBMK (reaktor kanałowy dużej mocy). Różnica polega na tym, że RBMK jest reaktorem wrzącym, natomiast WWER wykorzystuje wodę pod ciśnieniem 120 atmosfer.

TVEL - element paliwowy. Są to pręty w otoczce cyrkonowej, wewnątrz której znajdują się tabletki dwutlenku uranu.

Reaktory na neutrony szybkie wykorzystują jako paliwo jądrowe izotop uranu U238 i plutonu Pu239. Reaktory takie bardzo różnią się od wszystkich innych typów reaktorów. Jego głównym celem jest zapewnienie rozszerzonej hodowli rozszczepialnego plutonu z U238 w celu spalenia całości lub znacznej części uranu naturalnego, a także istniejących zasobów uranu zubożonego. Wraz z rozwojem energii reaktora na neutrony prędkich można rozwiązać problem samowystarczalności energia atomowa paliwo.

Po pierwsze, w reaktorze na neutrony prędkie nie ma moderatora. W związku z tym jako paliwo wykorzystuje się nie U235, ale Pu239 i U238, które mogą zostać rozszczepione przez szybkie neutrony. Pluton jest potrzebny, aby zapewnić wystarczającą gęstość strumienia neutronów, której sam U238 nie jest w stanie zapewnić. Wydzielanie ciepła przez reaktor na szybkich neutronach jest dziesięć do piętnastu razy większe niż wydzielanie ciepła przez reaktory na powolne neutrony, dlatego zamiast wody (która po prostu nie jest w stanie wytrzymać takiej ilości energii do przeniesienia) stosuje się stopiony sód ( jego temperatura na wlocie wynosi 370 stopni, a na wylocie - 550). Dlatego do normalnej pracy elektrowni jądrowej z reaktorem na neutrony prędkie wymagany jest trzeci obwód. Podczas pracy takiego reaktora następuje bardzo intensywna emisja neutronów, które są pochłaniane przez warstwę U238 zlokalizowaną wokół rdzenia. W tym przypadku uran przekształca się w Pu239, który z kolei można wykorzystać w reaktorze jako pierwiastek rozszczepialny.

Obecnie reaktory na neutrony szybkie nie są powszechnie stosowane, głównie ze względu na złożoność konstrukcji i problem uzyskania wystarczająco stabilnych materiałów na części konstrukcyjne. Uważa się, że w przyszłości tego typu reaktory staną się powszechne.

3. Eksploatacja głównych urządzeń technologicznych elektrowni jądrowej

Podstawy wyposażenie technologiczne Elektrownię jądrową pokazano na rys. 1.

Cyrkulując przez rdzeń reaktora i myjąc pręty paliwowe, chłodziwo odbiera ciepło. Cyrkulacja ta realizowana jest przez główną pompę obiegową. Jednofazowy charakter chłodziwa powoduje konieczność zamontowania w urządzeniach elektrowni jądrowej kompensatora objętości (ciśnienia), którego zadaniem w jednoobwodowej elektrowni jądrowej jest bęben separatora. Obowiązkową jednostką dwuprzewodowej i trójprzewodowej elektrowni jądrowej jest wytwornica pary. Przechodząc przez rurki wymiany ciepła wytwornicy pary, chłodziwo obwodu pierwotnego oddaje ciepło wodzie obiegu wtórnego, która zamienia się w parę. Para kierowana jest do turbiny parowej – urządzenia służącego do zamiany energii cieplnej na energię mechaniczną. Zasada działania dowolnej turbiny jest podobna do zasady działania wiatraka. Para w turbinie obraca łopatki ułożone po okręgu na wirniku. Wirnik turbiny jest sztywno połączony z wirnikiem generatora, który wytwarza Elektryczność. Parametry turbiny i jej konstrukcja są różne – dla chłodziwa wodnego jest to średniociśnieniowa turbina na parę nasyconą, dla chłodziwa z ciekłego metalu jest to wysokociśnieniowa turbina parowa przegrzana. W turbinie działa para rozprężająca się adiabatycznie. Stamtąd para wylotowa kierowana jest do skraplacza. Skraplacz pełni w instalacji podwójną rolę: po pierwsze posiada przestrzenie parową i wodną oddzielone powierzchnią, przez którą następuje wymiana ciepła pomiędzy parą wylotową a wodą chłodzącą. Dlatego kondensat parowy można wykorzystać jako idealną wodę, która nie zawiera rozpuszczonych soli. Po drugie, w skraplaczu, na skutek gwałtownego spadku objętości właściwej pary podczas jej przejścia w stan kropli, powstaje podciśnienie, które utrzymując się przez cały czas pracy instalacji, umożliwia rozprężanie się pary w turbinę przez inną atmosferę i w ten sposób wykonać dodatkową pracę.

Powstały kondensat jest w sposób ciągły zasysany ze skraplacza za pomocą pompy, sprężany i ponownie przesyłany do aparatu wytwarzającego parę - reaktora lub wytwornicy pary.

Zatem proces technologiczny wytwarzania energii elektrycznej w elektrowni jądrowej obejmuje: podniesienie temperatury kondensatu do temperatury nasycenia i wytworzenie z niego pary, rozprężenie pary w turbinie wraz ze spadkiem ciśnienia i temperatury od wartości początkowej przed turbinę do wartości odpowiadającej podciśnieniu w skraplaczu. Zatem instalację reaktora można przedstawić jako silnik cieplny, w którym realizowany jest określony cykl termodynamiczny. Teoretyczny cykl współczesnej elektrowni parowej to cykl Rankine’a.

Linia K na wykresach jest linią podziału: przy odpowiednich parametrach dla wszystkich punktów leżących na wykresie powyżej tej linii znajduje się tylko para, poniżej mieszanina pary i wody.

Mokra para w skraplaczu jest całkowicie skraplana wzdłuż izobary p2=const (linia 2 - 3). Następnie woda jest sprężana przez pompę od ciśnienia P2 do ciśnienia P1, ten proces adiabatyczny jest przedstawiony na wykresie T-S w pionowych odcinkach 3-4.

Wskazuje na to mała wartość segmentu adiabatycznego 3-4 mała praca wydatkowana przez pompę na sprężanie wody. Niewielka ilość pracy sprężania w porównaniu z ilością pracy wytwarzanej przez parę wodną podczas procesu rozprężania 1-2 jest ważną zaletą cyklu Rankine'a.

Z pompy woda pod ciśnieniem P2 wpływa do wytwornicy pary, gdzie dostarczane jest do niej ciepło w sposób izobaryczny (proces 4-5 P1=const). Najpierw woda w wytwornicy pary podgrzewana jest do wrzenia (przekrój 4-5 izobarów P1=const), a następnie po osiągnięciu temperatury wrzenia następuje proces odparowania (przekrój 5-6 izobarów P1=const). W sekcji 6-1 następuje przegrzanie pary w generatorze pary, po czym para wchodzi do turbiny. Proces rozprężania w turbinie jest reprezentowany przez adiabatyczny 1-2. Mokra para wylotowa wchodzi do skraplacza i cykl się zamyka.

Sprawność zamiany ciepła na pracę w cyklu odwracalnym charakteryzuje się sprawnością cieplną, określoną wzorem:

gdzie lc to praca w cyklu, q1 to ciepło doprowadzone.

W tym cyklu praca cyklu lc jest różnicą pracy otrzymanej w turbinie lt i wydanej w pompie ln.

Dlatego wyrażenie na sprawność cieplną cyklu będzie miało postać:

Lt - ln / q1

Wszystkie procesy składające się na cykl turbiny parowej zachodzą w przepływie materii. Dlatego przy ich analizie należy zastosować równanie pierwszej zasady termodynamiki dla przepływu:

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

Pracę turbiny i pompy traktujemy jako prace techniczne ltech. W tym przypadku praca procesu adiabatycznego rozprężania pary w turbinie, pod warunkiem, że jej energia kinetyczna na wlocie i wylocie turbiny jest równa:

W tych samych warunkach wartość bezwzględna pracy procesu adiabatycznego sprężania wody w pompie będzie wynosić:

Następnie sprawność cieplną cyklu Rankine'a można przedstawić jako:

? =[(i2 – i1) – (i3 – i2)]/(i1 – i3)

Specyficzna praca pompy całkowita wartość wynosi zwykle mniej niż 3-4% pracy turbiny, dlatego czasami praca ta jest pomijana w obliczeniach.

ii są wartościami entalpii wody i pary w odpowiednich punktach cyklu; można je znaleźć za pomocą odpowiednich tabel.

Możliwość zwiększenia sprawności cieplnej cyklu Rankine'a poprzez zwiększenie początkowego ciśnienia pary jest ograniczona wymogiem, aby nie przekraczać wartość graniczna wilgotność pary na końcu rozprężania w turbinie, aby zapewnić bezpieczeństwo jej pracy. Można tego uniknąć, zmieniając konfigurację cyklu, wprowadzając wtórne przegrzanie pary przy pewnym średnim ciśnieniu. W tym celu stosuje się turbinę dwustopniową, składającą się z cylindra wysokociśnieniowego i kilku cylindrów niskociśnieniowych. Tzw. przegrzanie pary następuje w specjalnym elemencie instalacji – przegrzewaczu, w którym przy danym ciśnieniu P1 para zostaje podgrzana do temperatury przekraczającej temperaturę nasycenia. W tym przypadku średnia temperatura zasilania w ciepło wzrasta w porównaniu do temperatury zasilania w ciepło w cyklu bez przegrzania, a zatem wzrasta wydajność cieplna cyklu. Obieg Rankine’a z parą przegrzaną jest głównym obiegiem elektrowni cieplnych stosowanych we współczesnej elektroenergetyce cieplnej.

Ryż. 3 Obieg Rankine’a z wtórnym przegrzaniem pary na wykresie T-S

Para z generatora pary kierowana jest do cylindra wysokociśnieniowego (HPC), a część pary jest odprowadzana do przegrzania. Para rozprężająca się w cylindrze wysokociśnieniowym (proces pokazany na schemacie 1-a) działa. Po HPC para kierowana jest do przegrzewacza, gdzie w wyniku schłodzenia pobranej na początku części pary zostaje ona wysuszona i podgrzana do wyższej temperatury (ale pod niższym ciśnieniem, proces a-b na schemacie) i wchodzi do cylindrów niskiego ciśnienia turbiny (LPC). W LPC para rozpręża się, ponownie działa (proces b-2 na schemacie) i wchodzi do skraplacza. Pozostałe procesy odpowiadają procesom z cyklu Rankine’a omówionym powyżej. Sprawność cyklu z pośrednim przegrzaniem pary określa się wzorem:

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

W zależności od wyboru ciśnienia, przy którym przeprowadzane jest wtórne przegrzanie pary, sprawność obiegu z wtórnym przegrzaniem może być większa lub mniejsza od sprawności obiegu bez wtórnego przegrzania. Rzeczywiście, cykl z wtórnym przegrzaniem pary można przedstawić jako kombinację dwóch cykli - cyklu początkowego 1-с-2When-3-1 i dodatkowego a-b-2-c-a. Ponieważ oba cykle mają tę samą temperaturę odprowadzania ciepła T2, cykl całkowity będzie miał wyższą sprawność cieplną niż cykl początkowy, pod warunkiem, że średnia temperatura dopływu ciepła Tav w cyklu dodatkowym będzie wyższa niż w cyklu początkowym. Z kolei średnia temperatura dostarczania ciepła w obiegu dodatkowym zależy od temperatury, od której rozpoczyna się przegrzanie wtórne, a która zależy od ciśnienia, przy którym następuje to przegrzanie. Wraz ze spadkiem ciśnienia i odpowiednio temperatury średnia temperatura dostarczania ciepła w dodatkowym cyklu maleje, ale wzrasta praca uzyskana w tym cyklu i jej udział w całkowitej pracy cyklu złożonego. Ze względu na przeciwstawne oddziaływanie tych dwóch czynników istnieje optymalna temperatura rozpoczęcia wtórnego przegrzania pary, przy której zapewniony jest maksymalny wzrost sprawności cieplnej obiegu z pośrednim przegrzaniem pary. Zastosowanie wtórnego przegrzania pary umożliwia zwiększenie sprawności zespołu turbiny parowej o 4-5%.

Regeneracyjne ogrzewanie wody zasilającej

W ciepłownictwie słowo „regeneracja” oznacza zwrot części ciepła odpadowego do jego dalszego wykorzystania w instalacji. Regeneracyjne podgrzewanie wody zasilającej polega na podgrzewaniu kondensatu płynącego ze skraplacza do reaktora (w przypadku jednoprzewodowej elektrowni jądrowej) lub do wytwornicy pary (w przypadku dwuprzewodowej elektrowni jądrowej). Niska wartość sprawności cyklu Rankine’a w porównaniu do cyklu Carnota wynika z faktu, że duża liczba Energia cieplna podczas skraplania pary jest przekazywana wodzie chłodzącej w skraplaczu.

Aby ograniczyć straty, część pary z turbiny jest selekcjonowana i kierowana do nagrzewnic regeneracyjnych, gdzie energia cieplna wydzielona podczas skraplania wybranej pary wykorzystywana jest do ogrzania wody powstałej po skropleniu głównego strumienia pary. W rzeczywistych obiegach parowych regeneracja odbywa się za pomocą wymienników regeneracyjnych, powierzchniowych lub mieszających, z których każdy odbiera parę ze stopni pośrednich turbiny (tzw. selekcja regeneracyjna).

4. Reakcje jądrowe. Fuzja termojądrowa

Atom jest budulcem Wszechświata. Istnieje tylko około stu różnych typów atomów. Większość pierwiastków jest stabilna (na przykład tlen i azot w atmosferze; węgiel, tlen i wodór są głównymi składnikami naszego organizmu i wszystkich innych żywych organizmów). Inne pierwiastki, głównie bardzo ciężkie, są niestabilne, co oznacza, że ​​samoistnie rozpadają się, tworząc inne pierwiastki. Ta przemiana nazywa się reakcją jądrową.

Reakcje jądrowe to przemiany jąder atomowych podczas interakcji z cząstkami elementarnymi, kwantami g lub między sobą.

Reakcje jądrowe dzielą się na dwa typy: rozszczepienie jądrowe i syntezę termojądrową.

Reakcja rozszczepienia jądrowego to proces rozszczepienia jądra atomowego na dwa (rzadziej trzy) jądra o podobnych masach, zwane fragmentami rozszczepienia. W wyniku rozszczepienia mogą powstawać także inne produkty reakcji: lekkie jądra (głównie cząstki alfa), neutrony i promienie gamma. Podział może być spontaniczny (spontaniczny) i wymuszony.

Spontaniczne (spontaniczne) to rozszczepienie jądrowe, podczas którego niektóre dość ciężkie jądra rozpadają się na dwa fragmenty o w przybliżeniu równych masach.

Po raz pierwszy odkryto spontaniczne rozszczepienie uranu naturalnego. Jak każdy inny rodzaj rozpadu promieniotwórczego, rozszczepienie spontaniczne charakteryzuje się okresem półtrwania (okresem rozszczepienia). Okres półtrwania spontanicznego rozszczepienia jest różny dla różnych jąder w bardzo szerokich granicach (od 1018 lat dla 93Np237 do kilku dziesiątych sekundy dla pierwiastków transuranowych).

Wymuszone rozszczepienie jąder może być wywołane przez dowolne cząstki: fotony, neutrony, protony, deuterony, cząstki b itp., jeśli energia, jaką dostarczają do jądra, jest wystarczająca do pokonania bariery rozszczepienia. W przypadku energii jądrowej większe znaczenie ma rozszczepienie spowodowane neutronami. Po raz pierwszy przeprowadzono reakcję rozszczepienia ciężkich jąder na uranie U235. Aby jądro uranu rozpadło się na dwa fragmenty, otrzymuje się energię aktywacji. Jądro uranu otrzymuje tę energię poprzez wychwytywanie neutronu. Jądro wchodzi w stan wzbudzony, ulega deformacji, pomiędzy częściami jądra pojawia się „most” i pod wpływem sił odpychania Coulomba jądro dzieli się na dwa fragmenty o nierównej masie. Obydwa fragmenty są radioaktywne i emitują 2 lub 3 neutrony wtórne.

Ryż. 4 Rozszczepienie jądra uranu

Neutrony wtórne są absorbowane przez sąsiednie jądra uranu, powodując ich rozszczepienie. W odpowiednich warunkach może nastąpić samorozwojowy proces masowego rozszczepienia jądra, zwany jądrową reakcją łańcuchową. Reakcji tej towarzyszy uwolnienie kolosalnej energii. Na przykład całkowite spalenie 1 g uranu uwalnia 8,28·1010 J energii. Reakcję jądrową charakteryzuje efekt termiczny, będący różnicą pomiędzy masą spoczynkową jąder wchodzących w reakcję jądrową a masą powstałą w wyniku reakcji, tj. Efekt energetyczny reakcji jądrowej zależy głównie od różnicy mas jąder końcowych i początkowych. Na podstawie równoważności energii i masy można obliczyć energię uwolnioną lub zużytą podczas reakcji jądrowej, jeśli znamy dokładnie masy wszystkich jąder i cząstek biorących udział w reakcji. Zgodnie z prawem Einsteina:

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

gdzie mA i mx są odpowiednio masami jądra docelowego i jądra (cząstki) bombardującego;

mB i my to masy jąder powstałych w wyniku reakcji.

Im więcej energii uwolnionej podczas tworzenia jądra, tym jest ono silniejsze. Energia wiązania jądrowego to ilość energii potrzebna do rozłożenia jądra atomu na jego części składowe - nukleony (protony i neutrony).

Przykładem niekontrolowanej reakcji łańcuchowej rozszczepienia może być eksplozja. bomba atomowa kontrolowana reakcja jądrowa prowadzona jest w reaktorach jądrowych.

Fuzja termojądrowa jest reakcją odwrotną do rozszczepienia atomu, reakcją fuzji lekkich jąder atomowych w cięższe jądra, zachodzącą w bardzo wysokich temperaturach i której towarzyszy uwolnienie ogromne ilości energia. Wdrożenie kontrolowanej syntezy termojądrowej da ludzkości nowe, przyjazne dla środowiska i praktycznie niewyczerpane źródło energii, które opiera się na zderzeniach jąder izotopów wodoru, a wodór jest najobficiej występującą substancją we Wszechświecie.

Proces syntezy zachodzi z zauważalną intensywnością tylko pomiędzy lekkimi jądrami, które mają niewielki ładunek dodatni i tylko w wysokich temperaturach, gdy energia kinetyczna zderzających się jąder jest wystarczająca do pokonania bariery potencjału Coulomba. Reakcje pomiędzy ciężkimi izotopami wodoru (deuterem 2H ​​i trytem 3H) zachodzą z nieporównywalnie większą szybkością, tworząc silnie związane jądra helu.

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

Reakcje te są najbardziej interesujące dla problemu kontrolowanej syntezy termojądrowej. Deuter występuje w wodzie morskiej. Jego zasoby są ogólnodostępne i bardzo duże: deuter stanowi około 0,016% całkowitej liczby atomów wodoru tworzących wodę, podczas gdy światowe oceany zajmują 71% powierzchni Ziemi. Reakcja z udziałem trytu jest atrakcyjniejsza, ponieważ towarzyszy jej duże uwolnienie energii i przebiega ze znaczną szybkością. Tryt jest radioaktywny (okres półtrwania 12,5 lat) i nie występuje w przyrodzie. W związku z tym, aby zapewnić pracę proponowanego reaktora termojądrowego wykorzystującego tryt jako paliwo jądrowe, należy zapewnić możliwość jego reprodukcji.

Reakcja z tzw. księżycowym izotopem 3He ma szereg zalet w porównaniu z reakcją deuter-tryt, która jest najbardziej osiągalna w warunkach ziemskich.

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

Zalety:

1. 3Nie jest radioaktywny.

2. Kilkudziesięciokrotnie niższy strumień neutronów ze strefy reakcji, co znacznie zmniejsza indukowaną radioaktywność i degradację materiałów konstrukcyjnych reaktora;

3. Powstałe protony, w przeciwieństwie do neutronów, są łatwo wychwytywane i można je wykorzystać do dodatkowego wytwarzania energii elektrycznej.

Naturalna zawartość izotopowa 3He w atmosferze wynosi 0,000137%. Większość 3He na Ziemi zachowała się od czasu jej powstania. Rozpuszcza się w płaszczu i stopniowo przedostaje się do atmosfery. Na Ziemi wydobywa się go w bardzo małych ilościach, rzędu kilkudziesięciu gramów rocznie.

Hel-3 jest produktem ubocznym reakcji zachodzących na Słońcu. W efekcie na pozbawionym atmosfery Księżycu znajduje się aż 10 mln ton tej cennej substancji (wg minimalnych szacunków – 500 tys. ton). Podczas syntezy termojądrowej, gdy 1 tona helu-3 reaguje z 0,67 ton deuteru, uwalniana jest energia odpowiadająca spaleniu 15 milionów ton ropy (jednak w tej chwili nie badano technicznej wykonalności tej reakcji). W związku z tym księżycowe zasoby helu-3 powinny wystarczyć populacji naszej planety co najmniej na następne tysiąclecie. Głównym problemem pozostaje rzeczywistość wydobycia helu z gleby księżycowej. Zawartość helu-3 w regolicie wynosi ~1 g na 100 ton. Dlatego aby wydobyć tonę tego izotopu, należy przetworzyć co najmniej 100 milionów ton gleby. Temperatura, w której może zachodzić reakcja syntezy termojądrowej, osiąga wartość rzędu 108 - 109 K. W tej temperaturze substancja znajduje się w stanie całkowicie zjonizowanym, co nazywa się plazmą. Zatem konstrukcja reaktora polega na: uzyskaniu plazmy podgrzanej do temperatur setek milionów stopni; utrzymanie konfiguracji plazmy w czasie umożliwiającej wystąpienie reakcji jądrowych.

Energia termojądrowa ma istotne zalety w porównaniu z elektrowniami jądrowymi: wykorzystuje całkowicie nieradioaktywny deuter i izotop helu-3 oraz radioaktywny tryt, ale w ilościach tysiące razy mniejszych niż w energetyce jądrowej. A w możliwych sytuacjach awaryjnych tło radioaktywne w pobliżu elektrowni termojądrowej nie przekroczy naturalnych wskaźników. Jednocześnie na jednostkę masy paliwa termojądrowego uzyskuje się około 10 milionów razy więcej energii niż podczas spalania paliwa organicznego i około 100 razy więcej niż podczas rozszczepienia jąder uranu. W warunkach naturalnych reakcje termojądrowe zachodzą w głębi gwiazd, zwłaszcza w wewnętrznych obszarach Słońca, i służą jako stałe źródło energii determinującej ich promieniowanie. Spalanie wodoru w gwiazdach zachodzi z niewielką szybkością, jednak gigantyczne rozmiary i gęstość gwiazd zapewniają ciągłą emisję ogromnych strumieni energii przez miliardy lat.

Wszystkie pierwiastki chemiczne naszej planety i Wszechświata jako całości powstały w wyniku reakcji termojądrowych zachodzących w jądrach gwiazd. Reakcje termojądrowe w gwiazdach prowadzą do stopniowej zmiany składu chemicznego materii gwiazdowej, co powoduje restrukturyzację gwiazdy i jej postęp na ścieżce ewolucyjnej. Pierwszy etap ewolucji kończy się wyczerpaniem wodoru w centralnych obszarach gwiazdy. Następnie po wzroście temperatury spowodowanym kompresją centralnych warstw gwiazdy, pozbawionych źródeł energii, zachodzą reakcje termojądrowe spalania helu, które zastępują spalanie C, O, Si i kolejnych pierwiastków - aż do Fe i Ni. Każdemu etapowi ewolucji gwiazd odpowiadają określone reakcje termojądrowe. Pierwszą w łańcuchu takich reakcji jądrowych są reakcje termojądrowe wodorowe. Przebiegają one dwojako, w zależności od temperatury początkowej w centrum gwiazdy. Pierwszą ścieżką jest cykl wodorowy, drugą ścieżką jest cykl CNO.

Cykl wodorowy:

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

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

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

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

7Be + e- = 7Li + v + 0,862 MeV lub 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

Cykl wodorowy rozpoczyna się od zderzenia dwóch protonów (1H lub p), tworząc jądro deuteru (2D). Deuter reaguje z protonem, tworząc lekki (księżycowy) izotop helu 3He, emitując foton gamma (g). Księżycowy izotop 3He może reagować na dwa różne sposoby: dwa jądra 3He zderzają się, tworząc 4He z eliminacją dwóch protonów, lub 3He łączy się z 4He i daje 7Be. Ten z kolei wychwytuje albo elektron (e-), albo proton i następuje kolejne rozgałęzienie łańcucha reakcji proton-proton. W rezultacie cykl wodorowy może zakończyć się na trzy różne sposoby: I, II i III. Aby wdrożyć gałąź I, pierwsze dwie reakcje V. c. musi nastąpić dwukrotnie, ponieważ w tym przypadku dwa jądra 3He znikają jednocześnie. W gałęzi III szczególnie energetyczne neutrina emitowane są podczas rozpadu jądra boru 8B z utworzeniem w stanie wzbudzonym niestabilnego jądra berylu (8Be*), które niemal natychmiast rozpada się na dwa jądra 4He. Cykl CNO to zbiór trzech połączonych, a dokładniej częściowo pokrywających się cykli: CN, NO I, NO II. Synteza helu z wodoru w reakcjach tego cyklu zachodzi przy udziale katalizatorów, których rolę odgrywają niewielkie domieszki izotopów C, N i O w materii gwiazdowej.

Główną drogą reakcji cyklu CN jest:

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

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

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

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

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

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

Istotą tego cyklu jest pośrednia synteza cząstki b z czterech protonów podczas ich kolejnego wychwytu przez jądra, począwszy od 12C.

W reakcji z wychwytem protonu przez jądro 15N możliwy jest inny wynik - powstanie jądra 16O i powstanie nowego cyklu NO I.

Ma dokładnie taką samą strukturę jak cykl CN:

14N + 1H = 15O + g +7,29 MeV

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

15N + 1H = 16O + g +12,13 MeV

16O + 1H = 17F + g +0,60 MeV

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

17O + 1H = 14N + 4He +1,19 MeV

Cykl NO I zwiększa szybkość uwalniania energii w cyklu CN, zwiększając liczbę zarodków katalizatora w cyklu CN.

Ostatnia reakcja tego cyklu może mieć również inny wynik, generując kolejny cykl NO II:

15N + 1H = 16O + g +12,13 MeV

16O + 1H = 17F + g +0,60 MeV

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

17O + 1H = 18F + g +5,61 MeV

18O + 1H = 15N + 4He +3,98 MeV

Zatem cykle CN, NO I i NO II tworzą potrójny cykl CNO.

Istnieje jeszcze jeden bardzo powolny czwarty cykl, cykl OF, ale jego rola w produkcji energii jest znikoma. Jednakże cykl ten jest bardzo ważny w wyjaśnieniu pochodzenia 19F.

17O + 1H = 18F + g + 5,61 MeV

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

18O + 1H = 19F + g + 7,994 MeV

19F + 1H = 16O + 4He + 8,114 MeV

16O + 1H = 17F + g + 0,60 MeV

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

Podczas wybuchowego spalania wodoru w powierzchniowych warstwach gwiazd, na przykład podczas wybuchów supernowych, bardzo wysokie temperatury, a charakter cyklu CNO zmienia się dramatycznie. Zamienia się to w tzw. gorący cykl CNO, w którym reakcje są bardzo szybkie i mylące.

Pierwiastki chemiczne cięższe niż 4He zaczynają być syntetyzowane dopiero po całkowitym spaleniu wodoru w centralnym obszarze gwiazdy:

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

Reakcje spalania węgla:

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

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

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

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

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

12C + 12C = 16O + 24He -0,113 MeV

24Mg + 1H = 25Al + g

Kiedy w gwiazdach w warunkach równowagi termodynamicznej temperatura osiąga 5,109 K, zachodzi wiele różnych reakcji, w wyniku których powstają jądra atomowe aż do Fe i Ni.

5. Energia atomowa i środowisko

Możliwość budowy i eksploatacji elektrowni jądrowych jest często kwestionowana ze względu na ryzyko wystąpienia awarii prowadzących do uwolnienia substancji radioaktywnych do atmosfery. Powszechnie wiadomo, że substancje radioaktywne (radionuklidy) mają Szkodliwe efekty NA środowisko i człowiek. Radionuklidy mogą przedostawać się do organizmu przez płuca podczas oddychania wraz z pożywieniem lub oddziaływać na skórę. Konsekwencje promieniowania są różnorodne i bardzo niebezpieczne. Najpoważniejsze szkody popromienne powstają w wyniku choroby popromiennej, która może prowadzić do śmierci człowieka. Choroba ta objawia się bardzo szybko - od kilku minut do jednego dnia. Ludzkość ma już gorzkie doświadczenie katastrofalnych konsekwencji uwolnienia substancji radioaktywnych. Przykładem tego jest awaria elektrowni jądrowej w Czarnobylu w 1986 roku. W wyniku eksplozji na stacji do otaczającej przestrzeni uwolniono kolosalną ilość substancji radioaktywnych. Ruch chmury radioaktywnej w atmosferze, osadzanie się radionuklidów wraz z pyłem i deszczem, rozprzestrzenianie się gleby i wód powierzchniowych skażonych izotopami radioaktywnymi – wszystko to doprowadziło do napromieniowania setek tysięcy ludzi na obszarze ponad 23 tys. km2.

Jeśli całkowicie zrezygnuje się z energii jądrowej, niebezpieczeństwo narażenia ludzi i ryzyko awarii jądrowych zostaną całkowicie wyeliminowane. Wtedy jednak, aby zaspokoić potrzeby energetyczne, konieczne będzie zwiększenie budowy elektrowni cieplnych i hydroelektrowni. A to nieuchronnie doprowadzi do dużego zanieczyszczenia atmosfery szkodliwymi substancjami, do gromadzenia się w atmosferze nadmiernych ilości dwutlenku węgla i do zakłócenia równowagi cieplnej w skali planety. Promieniowanie jest potężną i niebezpieczną siłą, ale przy odpowiednim podejściu całkiem możliwe jest z nim pracować. Charakterystyczne jest, że promieniowanie najmniej boją się ci, którzy mają z nim ciągły kontakt i doskonale zdają sobie sprawę ze wszystkich niebezpieczeństw z nim związanych. Obecnie dużą wagę przywiązuje się do bezpieczeństwa reaktorów. Świadczy o tym w szczególności następujący rysunek: około 70% wszystkich kosztów reaktora wiąże się z ochroną ludzi na terenie elektrowni jądrowej i poza nią. Szczegółowo i merytorycznie omawiane są kwestie bezpieczeństwa pracy reaktorów jądrowych, nie mniej namiętnie omawiane są gwarancje bezpieczeństwa ludności w pobliżu elektrowni jądrowych.

Rygorystyczne wymogi ochrony środowiska powodują, że eksperci proponują budowę w odpowiednich lokalizacjach swego rodzaju ośrodków nuklearnych, w których mogłaby skoncentrować się kilka reaktorów dużej mocy, a także zakładu przerobu i magazynowania paliwa. odpady radioaktywne. Wokół takich ośrodków atomowych powstawałyby kompleksy przemysłowo-rolnicze wykorzystujące wytworzoną energię (m.in. w postaci wodoru i słodkiej wody). Taki kompleks byłby nie tylko bardziej wydajny i ekonomiczny, ale także lepiej chroniony przed ewentualnymi awariami (czy sabotażem) niż pojedyncze, rozproszone elektrownie i przedsiębiorstwa.

Elektrownie jądrowe trzeciej generacji są znacznie bezpieczniejsze, ponieważ posiadają wiele systemów ochronnych. Zapewnienie bezpieczeństwa w czasie eksploatacji elektrowni jądrowej opiera się przede wszystkim na odpowiednich metodach wykrywania i kontroli, które gwarantują możliwość szybkiego zapobiegania sytuacjom niebezpiecznym. W razie wypadku system bezpieczeństwa powinien ograniczać czas wycieku produktów rozszczepienia i ułatwiać szybką naprawę normalne warunki działania urządzeń, przede wszystkim tzw. barier, które mają zapobiegać lub ograniczać wycieki.

Wniosek

Po przestudiowaniu działania elektrowni jądrowych możemy dojść do wniosku, że są one najbardziej niezawodne i efektywny sposób produkcja energii elektrycznej. Elektrownia jądrowa nie wytwarza dwutlenku węgla i innych szkodliwych zanieczyszczeń powstających podczas jej spalania, które są dostępne przede wszystkim z węgla i ropy, zwłaszcza że zasoby te są wyczerpujące i w najbliższej przyszłości się wyczerpią. Nie można liczyć na alternatywne źródła energii, takie jak wiatr, światło słoneczne, energia pływów, ponieważ nie są one w stanie w pełni zapewnić ludzkości energii. Energetyka jądrowa to branża, która jest na etap początkowy jego rozwoju.

Obecnie najczęściej spotykane są dwuprzewodowe elektrownie jądrowe, ponieważ są bezpieczniejsze niż jednoprzewodowe i bardziej ekonomiczne niż trójprzewodowe. Głównym obiegiem turbiny parowej jest obieg Rankine’a z wtórnym przegrzaniem pary, uzupełniony regeneracyjnym systemem podgrzewania wody zasilającej.

Dostępność różnych technologii jądrowych, udowodniona konkurencyjność ekonomiczna i bezpieczeństwo techniczne, perspektywa rozwoju reaktorów jądrowych wykorzystujących neutrony termiczne, a także reaktorów przeprowadzających kontrolowane reakcje syntezy termojądrowej sprawiają, moim zdaniem, że energia jądrowa jest faworytem w dostarczaniu znacznego udziału w produkcji energii teraz i w przyszłości.

Bibliografia

1. T.H. Margułowa „Elektrownie jądrowe”. 1978

2. AA Alexandrov „Termodynamiczne podstawy cykli elektrowni cieplnych” M.: Wydawnictwo MPEI, 2004.

Opublikowano na Allbest.ru

...

Podobne dokumenty

Historia powstania przemysłowych elektrowni jądrowych. Zasada działania elektrowni jądrowej z dwuprzewodowym reaktorem ciśnieniowym chłodzonym wodą. Charakterystyka największych elektrowni świata. Wpływ elektrowni jądrowych na środowisko. Perspektywy wykorzystania energii jądrowej.

streszczenie, dodano 27.03.2015


Produkcja energii elektrycznej. Główne typy elektrowni. Wpływ elektrowni cieplnych i jądrowych na środowisko. Budowa nowoczesnych elektrowni wodnych. Zalety stacji pływowych. Procent typów elektrowni.

prezentacja, dodano 23.03.2015


Schemat działania elektrowni jądrowych. Rodzaje i konstrukcje reaktorów. Problem unieszkodliwiania odpadów nuklearnych. Zasada działania instalacji termojądrowej. Historia powstania i rozwoju projektu budowy pierwszej elektrowni oceanicznej, perspektywy zastosowania.

streszczenie, dodano 22.01.2011


Fizyczne podstawy energetyki jądrowej. Podstawy teorii reaktorów jądrowych – zasada wytwarzania energii elektrycznej. Schematy konstrukcyjne reaktorów. Projektowanie urządzeń elektrowni jądrowej. Kwestie bezpieczeństwa w elektrowniach jądrowych. Mobilne elektrownie jądrowe.

streszczenie, dodano 16.04.2008


Elektrownie jądrowe (NPP) to elektrownie cieplne wykorzystujące energię cieplną reakcji jądrowych. Reaktory jądrowe stosowane w elektrowniach jądrowych w Rosji: RBMK, WWER, BN. Zasady ich pracy. Perspektywy rozwoju energetyki jądrowej w Federacji Rosyjskiej.

analiza książki, dodano 23.12.2007


Historia i perspektywy rozwoju energetyki jądrowej. Główne typy elektrowni jądrowych (EJ), analiza ich zalet i wad, a także cechy doboru dla nich reaktora. Charakterystyka kompleksu nuklearnego Federacji Rosyjskiej, w szczególności działających elektrowni jądrowych.

praca na kursie, dodano 11.02.2009


Rodzaje elektrowni, ich cechy, zalety i wady, wpływ na środowisko. Źródła energii dla ich działalności. Rozwój i problemy energetyki jądrowej. Zasady koncepcji bezpieczeństwa elektrowni jądrowych. Dopuszczalne i niebezpieczne dawki promieniowania.

prezentacja, dodano 03.06.2015


Prototyp reaktora jądrowego zbudowanego w USA. Badania w dziedzinie energetyki jądrowej prowadzone w ZSRR, budowa elektrowni jądrowej. Zasada działania reaktor jądrowy. Rodzaje reaktorów jądrowych i ich konstrukcja. Eksploatacja elektrowni jądrowej.

prezentacja, dodano 17.05.2015


Projektowanie i główne zespoły elektrowni jądrowych elektrowni jądrowych różne rodzaje. Cechy konstrukcyjne elektrowni jądrowych z reaktorami energetycznymi chłodzonymi gazem, wodą i wodno-grafitowymi, z reaktorami opartymi na szybkich neuronach.

streszczenie, dodano 19.10.2012


Światowi liderzy w wytwarzaniu energii jądrowej. Klasyfikacja elektrowni jądrowych. Zasada ich działania. Rodzaje i skład chemiczny paliwo jądrowe i istota pozyskiwania z niego energii. Mechanizm reakcji łańcuchowej. Znalezienie uranu w przyrodzie.