История развития тяжелой энергетики

В последние годы стали использовать систему воздушного остывания водяного пара. В данном случае нет утрат воды, и она более безобидна для среды. Но такая система не работает при высочайшей средней температуре окружающего воздуха. Не считая того, себестоимость электроэнергии значительно увеличивается.

В текущее время многие природные вседоступные ресурсы планетки исчерпываются. Добывать сырье приходится на большой глубине либо на морских шельфах. Ограниченные мировые припасы нефти и газа, казалось бы, ставят население земли перед перспективой энергетического кризиса. Но внедрение ядерной энергии дает населению земли возможность избежать этого, потому что результаты базовых исследовательских работ физики атомного ядра позволяют отвести опасность энергетического кризиса методом использования энергии, выделяемой при неких реакциях атомных ядер.

История развития а тяжелой энергетики

В Одна тыща девятьсот 30 девять году в первый раз удалось расщепить атом урана. Прошло еще Три года, и в США был сотворен реактор для воплощения управляемой ядерной реакции. Потом в Одна тыща девятьсот 40 5 г. была сделана и испытана атомная бомба, а в Одна тыща девятьсот 50 четыре г. в нашей стране была пущена в эксплуатацию 1-ая в мире атомная электрическая станция. Во всех этих случаях использовалась большущая энергия распада атомного ядра. Еще большее количество энергии выделяется в итоге синтеза атомных ядер. В Одна тыща девятьсот 50 три году в СССР в первый раз была испытана термоядерная бомба, и человек научился воспроизводить процессы, происходящие на солнце. Пока использовать для мирных целей ядерный синтез нельзя, но, если это станет вероятным, то люди обеспечат себя дешевенькой энергией на млрд лет. Эта неувязка — одно из важных направлений современной физики в протяжении последних 50 лет.

Примерно до Одна тыща восемьсот года главным топливом было дерево. Энергия древесной породы получена из солнечной энергии, запасенной в растениях в течение их жизни. Начиная с Промышленной революции, люди зависели от нужных ископаемых — угля и нефти, энергия которых также происходила из запасенной солнечной энергии. Когда горючее типа угля сжигается, атомы водорода и углерода, находящиеся в угле, соединяются воединыжды с атомами кислорода воздуха. При появлении аква либо углеродистого диоксида происходит выделение высочайшей температуры, эквивалентной примерно 1.6 киловатт-час на килограмм либо примерно 10 электрон-вольт на атом углерода. Это количество энергии приемлимо для хим реакций, приводящих к изменению электрической структуры атомов. Части энергии, выделенной в виде высочайшей температуры, довольно для поддержания продолжения реакции.

1-ая в мире АЭС опытно-промышленного предназначения мощностью 5 МВт была пущена в СССР 20 семь июня Одна тыща девятьсот 50 четыре г. в г. Обнинске. Ранее энергия атомного ядра использовалась в большей степени в военных целях. Запуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Интернациональной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева).

В Одна тыща девятьсот 50 восемь была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт (полная проектная мощность 600 МВт). В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 20 6 апреля Одна тыща девятьсот шестьдесят четыре генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 МВт) выдал ток в Свердловскую энергосистему, 2-й блок мощностью Двести МВт сдан в эксплуатацию в октябре 1967. Отличительная особенность Белоярской АЭС — перегрев пара (до получения подходящих характеристик) конкретно в атомном реакторе, что позволило применить на ней обыденные современные турбины практически без всяких переделок.

В сентябре Одна тыща девятьсот шестьдесят четыре был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью Двести 10 МВт. Себестоимость Один кВт-Ч электроэнергии (важный экономический показатель работы всякой электростанции) на этой АЭС систематически понижалась: она составляла 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. 1-ый блок Нововоронежской АЭС был построен не только лишь для промышленного использования, да и как демо объект для показа способностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности и безопасности работы АЭС. В ноябре Одна тыща девятьсот шестьдесят 5 в г. Мелекессе Ульяновской области вступила в строй АЭС с водо-водяным реактором «кипящего» типа мощностью 50 МВт, реактор собран по одноконтурной схеме, облегчающей сборку станции. В декабре Одна тыща девятьсот шестьдесят девять был пущен 2-ой блок Нововоронежской АЭС (350 МВт).

За рубежом 1-ая АЭС промышленного предназначения мощностью 40 6 МВт была введена в эксплуатацию в Одна тыща девятьсот 50 6 в Колдер-Холле (Великобритания). Через год вступила в строй АЭС мощностью Шестьдесят МВт в Шиппингпорте (США).

Базы ядерной энергии

Атомное ядро характеризуется зарядом Ze, массой М, спином J, магнитным и электронным квадрупольным моментом Q, определенным радиусом R, изотопическим спином Т и состоит из нуклонов — протонов и нейтронов. Все атомные ядра делятся на постоянные и нестабильные. Характеристики размеренных ядер остаются постоянными неограниченно длительно. Нестабильные же ядра испытывают различного рода перевоплощения.

Явление радиоактивности, либо спонтанного распада ядер, была открыта французским физиком А. Беккерелем в Одна тыща восемьсот девяносто 6 г. Он нашел, что уран и его соединения испускают лучи либо частички, проникающие через непрозрачные тела и способные засвечивать фотопластинку, Беккерель установил, что интенсивность излучения пропорциональна только концентрации урана и не находится в зависимости от наружных критерий (температура, давление) и от того, находится ли уран в каких-то хим соединениях.

В мире идет процесс индустриализации, который просит дополнительного расхода материалов, что наращивает затраты энергии. С ростом населения растут затраты энергии на обработку земли, уборку урожая, создание удобрений и т.д.

Энергия связи ядра охарактеризовывает его устойчивость к распаду на составные части. Если энергия связи ядра меньше энергии связи товаров его распада, то это значит, что ядро может самопроизвольно (спонтанно) распадаться. При альфа-распаде альфа-частицы уносят практически всю энергию, и только 2% ее приходится на вторичное ядро. При альфа-распаде общее число меняется на Четыре единицы, а атомный номер на две единицы.

Исходная энергия альфа-частицы составляет 4-10 МэВ. Так как альфа-частицы имеют огромную массу и заряд, длина их свободного пробега в воздухе невелика. Так, к примеру, длина свободного пробега в воздухе альфа-частиц, испускаемых ядром урана, равна 2,7 см, а испускаемых радием, — 3,3 см.

 Бета-распад

Это процесс перевоплощения атомного ядра в другое ядро с конфигурацией порядкового номера без конфигурации массового числа. Различают три типа бета — распада: электрический, позитронный и захват орбитального электрона атомным ядром. Последний тип распада принято также именовать К -захватом, так как при всем этом более возможно поглощение электрона с наиблежайшей к ядру К оболочки. Поглощение электронов с L и М оболочек также может быть, но наименее возможно. Период полураспада — активных ядер меняется в очень широких границах.

Число бета-активных ядер, узнаваемых в текущее время, составляет около полутора тыщ, но только 20 из их являются естественными бета-радиоактивными изотопами. Все другие получены искусственным методом.

Непрерывное рассредотачивание по кинетической энергии испускаемых при распаде электронов разъясняется тем обстоятельством, что вместе с электроном испускается и антинейтрино. Если б не было антинейтрино, то электроны имели бы строго определенный импульс, равный импульсу остаточного ядра. Резкий обрыв диапазона наблюдается при значении кинетической энергии, равной энергии бета-распада. При всем этом кинетические энергии ядра и антинейтрино равны нулю и электрон уносит всю энергию, выделяющихся при реакции.

При электрическом распаде остаточное ядро имеет порядковый номер на единицу больше начального при сохранении массового числа. Это значит, что в остаточном ядре число протонов возросло на единицу, а число нейтронов, напротив, стало меньше: N = A ( Z +1).

 Гамма-распад

Перспективы длительного развития атомной энергетики связаны с реальной возможностью возобновления и регенерации ядерных топливных ресурсов без утраты конкурентоспособности и безопасности атомной энергетики. Отраслевая технологическая политика предугадывает эволюционное внедрение в 2010-2030 годах новейшей ядерной энерготехнологий 4-ого поколения на стремительных реакторах с замыканием ядерного топливного цикла и уран-плутониевым топливом, что снимает ограничения в отношении топливного сырья на обозримую перспективу.

Восхитительным и очень принципиальным свойством реакции деления будет то, что в итоге деления появляется несколько нейтронов. Это событие позволяет сделать условия для поддержания стационарной либо развивающейся во времени цепной реакции деления ядер. Вправду, если в среде, содержащей делящиеся ядра, один нейтрон вызывают реакцию деления, то образующиеся в итоге реакции нейтроны могут с определенной вероятностью вызвать деление ядер, что может привести при соответственных критериях к развитию неконтролируемого процесса деления.

 Ядерные реакторы

Энергетическая стратегия РФ на период до Две тыщи 20 года, утвержденная распоряжением Правительства России от 28 Августа 2003 №1234-р, устанавливает цели, задачки, главные направления и характеристики развития топливно-энергетического баланса, предусматривая преодоление тенденции преобладания природного газа на внутреннем энергетическом рынке с уменьшением его толики в общем потреблении топливно-энергетических ресурсов, а именно за счет роста выработки электроэнергии на атомных и гидроэлектростанциях (с 10,8 до 12%).

Для получения стационарной цепной ядерной реакции, разумеется, нужно сделать такие условия, чтоб каждое ядро, поглотившее нейтрон, при делении выделяло в среднем один нейтрон, идущий на деление второго томного ядра.

Атомным реактором именуется устройство, в каком осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления неких томных ядер.

Цепная ядерная реакция в реакторе может осуществляться только при определенном количестве делящихся ядер, которые могут делиться при хоть какой энергии нейтронов. Из делящихся материалов важным является изотоп 235U, толика которого в естественном уране составляет всего 0,714%.

Хотя 238U и делится нейтронами, энергия которых превосходит 1,2 МэВ, но самоподдерживающаяся цепная реакция на стремительных нейтронах в естественном уране не вероятна из-за высочайшей вероятности неупругого взаимодействия ядер 238U с резвыми нейтронами. При всем этом энергия нейтронов становится ниже пороговой энергии деления ядер 238U.

Достоинства атомных электрических станций (АЭС) перед термическими (ТЭЦ) и гидроэлектростанциями (ГЭС) явны: нет отходов, газовых выбросов, нет необходимости вести большие объемы строительства, строить плотины и хоронить злачные земли на деньке водохранилищ. Пожалуй, более экологичны, чем АЭС, только электростанции, использующие энергию солнечного излучения либо ветра. Да и ветряки, и гелиостанции пока маломощны и не могут обеспечить потребности людей в дешевенькой электроэнергии — а эта потребность все резвее вырастает. И все таки необходимость строительства и эксплуатации АЭС нередко ставят под колебание из-за вредного воздействия радиоактивных веществ на окружающую среду и человека.

Для свойства цепной реакции деления употребляется величина, именуемая коэффициентом размножения К. Это отношение числа нейтронов определенного поколения к числу нейтронов предшествующего поколения. Для стационарной цепной реакции деления К =1. Размножающаяся система (реактор), в какой К =1, именуется критичной. Если К 1, число нейтронов в системе возрастает, и она в данном случае именуется надкритической. При К Один происходит уменьшение числа нейтронов и система именуется подкритической. В стационарном состоянии реактора число вновь образующихся нейтронов равно числу нейтронов, покидающих реактор (нейтроны утечки) и поглощающихся в его границах. В критичном реакторе находятся нейтроны всех энергий. Они образуют так именуемый энергетический диапазон нейтронов, который охарактеризовывает число нейтронов разных энергий в единице объема в хоть какой точке реактора. Средняя энергия диапазона нейтронов определяется толикой замедлителя, делящихся ядер (ядра горючего) и других материалов, которые входят в состав активной зоны реактора. Если большая часть делений происходит при поглощении термических нейтронов, то таковой реактор именуется реактором на термических нейтронах. Энергия нейтронов в таковой системе не превосходит 0.2 эВ. Если большая часть делений в реакторе происходит при поглощении стремительных нейтронов, таковой реактор именуется реактором на стремительных нейтронах.

В активной зоне реактора на термических нейтронах вместе с ядерным топливом находится значимая масса замедлителя-вещества, отличающегося огромным сечением рассеяния и малым сечением поглощения.

Активная зона реактора фактически всегда, кроме особых реакторов, окружена отражателем, возвращающим часть нейронов в активную зону за счет неоднократного рассеяния. В реакторах на стремительных нейронах активная зона окружена зонами воспроизводства. В их происходит скопление делящихся изотопов. Не считая того, зоны воспроизводства делают и функции отражателя. В атомном реакторе происходит скопления товаров деления, которые именуются шлаками. Наличие шлаков приводит к дополнительным потерям свободных нейтронов.

Ядерные реакторы зависимо от обоюдного размещения горючего и замедлителя разделяются на гомогенные и гетерогенные. В гомогенном реакторе активная зона представляет собой однородную массу горючего, замедлителя и теплоносителя в виде раствора, консистенции либо расплава. Гетерогенным именуется реактор, в каком горючее в виде блоков либо тепловыделяющих сборок расположено в замедлителе, образуя в нем правильную геометрическую решетку.

 Особенности ядерного реактора как источника тепл о ты

При работе реактора в тепловыводящих элементах (твэлах), также во всех его конструктивных элементах в разных количествах выделяется теплота. Это связано, сначала, с торможением осколков деления, их бета — и гамма-излучениями, также ядер, испытывающих взаимодействие с нейтронами, и, в конце концов, с замедлением стремительных нейтронов. Осколки при делении ядра горючего классифицируются по скоростям, подходящим температуре в сотки млрд градусов.

Вправду, Е= m 2= 3RT, где Е — кинетическая энергия осколков, МэВ; R = 1,3810-23 Дж/К — неизменная Больцмана. Беря во внимание, что Один МэВ = 1,610-13 Дж, получим 1,610-6 Е = 2,0710-16 Т, Т = 7,7109 E. Более возможные значения энергии для осколков деления равны Девяносто семь МэВ для легкого осколка и Шестьдесят 5 МэВ для томного. Тогда соответственная температура для легкого осколка равна 7,51011 К, томного — 50 одна тыща одиннадцать К. Хотя достижимая в атомном реакторе температура на теоретическом уровне практически неограниченна, фактически ограничения определяются максимально допустимой температурой конструкционных материалов и тепловыделяющих частей.

Особенность ядерного реактора заключается в том, что 94% энергии деления преобразуется в теплоту одномоментно, т.е. за время, в течение которого мощность реактора либо плотность материалов в нем не успевает приметно поменяться. Потому при изменении мощности реактора тепловыделение следует без запаздывания за процессом деления горючего. Но при выключении реактора, когда скорость деления миниатюризируется более чем в 10-ки раз, в нем остаются источники запаздывающего тепловыделения (палитра — и бета-излучение товаров деления), которые становятся преобладающими.

Мощность ядерного реактора пропорциональна плотности потока нейронов в нем, потому на теоретическом уровне достижима неважно какая мощность. Фактически же предельная мощность определяется скоростью отвода теплоты, выделяемой в реакторе. Удельный теплосъем в современных энергетических реакторах составляет 100 два — 100 три МВт/м3, в вихревых — 100 четыре — 100 5 МВт/м3.

От реактора теплота отводится циркулирующим через него теплоносителем. Соответствующей особенностью реактора является остаточное тепловыделение после прекращения реакции деления, что просит отвода теплоты в течение долгого времени после остановки реактора. Хотя мощность остаточного тепловыделения существенно меньше номинальной, циркуляция теплоносителя через реактор должна обеспечиваться очень накрепко, потому что остаточное тепловыделение регулировать нельзя. Удаление теплоносителя из работавшего некое время реактора категорически запрещено во избежание перегрева и повреждения тепловыделяющих частей.

 Устройство энергетических атомных реакторов

Энергетический атомный реактор — это устройство, в каком осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер томных частей, а выделяющаяся при всем этом термическая энергия отводится теплоносителем. Основным элементом ядерного реактора является активная зона. В нем располагается ядерное горючее и осуществляется цепная реакция деления. Активная зона представляет собой совокупа спецефическим образом размещенных тепловыделяющих частей, содержащих ядерное горючее. В реакторах на термических нейтронах употребляется замедлитель. Через активную зону прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы. В неких типах реакторов роль замедлителя и теплоносителя делает одно и то же вещество, к примеру рядовая либо томная вода.

Для управления работой реактора в активную зону вводятся регулирующие стержни из материалов, имеющих огромное сечение поглощения нейтронов. Активная зона энергетических реакторов окружена отражателем нейтронов — слоем материала замедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Не считая того, благодаря отражателю происходит выравнивание нейтронной плотности и энерговыделения по объему активной зоны, что позволяет при данных размерах зоны получить огромную мощность, достигнуть более равномерного выгорания горючего, прирастить длительность работы реактора без перегрузки горючего и упростить систему теплоотвода. Отражатель греется за счет энергии замедляющихся и поглощаемых нейтронов и гамма-квантов, потому предусматривается его остывание. Активная зона, отражатель и другие элементы располагаются в герметичном корпусе либо кожухе, обычно окруженном био защитой.

 Систематизация реакторов

Реакторы систематизируют по уровню энергии нейтронов, участвующих в реакции деления, по принципу размещения горючего и замедлителя, мотивированному предназначению, виду замедлителя и теплоносителя и их физическому состоянию.

По уровню энергетических нейтронов: реакторы могут работать на стремительных нейтронах, на термических и на нейтронах промежных (резонансных) энергий и в согласовании с этим делятся на ректоры на термических, стремительных и промежных нейтронах (время от времени ради сокращенности их именуют термическими, резвыми и промежными).

В реакторе на термических нейтронах большая часть деления ядер происходит при поглощении ядрами делящихся изотопов термических нейтронов. Реакторы, в каких деление ядер делается в главном нейтронами с энергией больше 0,5 МэВ, именуются реакторами на стремительных нейтронах. Реакторы, в каких большая часть делений происходит в итоге поглощения ядрами делящихся изотопов промежных нейтронов, именуются реакторами на промежных (резонансных) нейтронах.

В текущее время наибольшее распространение получили реакторы на термических нейтронах. Для термических реакторов свойственны концентрации ядерного горючего 235U в активной зоне от Один до 100 кг/м3 и наличие огромных масс замедлителя. Для реактора на стремительных нейтронах свойственны концентрации ядерного горючего 235U либо 239U порядка Одна тыща кг/м3 и отсутствие замедлителя в активной зоне.

Развитие атомной энергетики дозволит улучшить баланс топливно-энергетических ресурсов, сдержать рост цены электронной и термический энергии для потребителей, также будет содействовать действенному росту экономики и ВВП, наращиванию технологического потенциала для длительного развития энергетики на базе неопасных и экономически действенных атомных станций.

В реакторах на термических нейтронах деление ядер горючего происходит также при захвате ядром стремительных нейтронов, но возможность этого процесса малозначительна (1 — 3%). Необходимость замедлителя нейтронов вызывается тем, что действенные сечения деления ядер горючего намного больше при малых значениях энергии нейтронов, чем при огромных.

В активной зоне термического реактора должен находиться замедлитель — вещество, ядра которого имеют маленькое общее число. В качестве замедлителя используют графит, томную либо легкую воду, бериллий, органические воды. Термический реактор может работать даже на естественном уране, если замедлителем служит томная вода либо графит. При других замедлителях нужно использовать обогащенный уран. От степени обогащения горючего зависят нужные критичные размеры реактора, с повышением степени обогащения они меньше. Значимым недочетом реакторов на термических нейтронах является утрата неспешных нейтронов в итоге захвата их замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами и продуктами деления. Потому в таких реакторах в качестве замедлителя, теплоносителя и конструкционных материалов нужно использовать вещества с малыми сечениями захвата неспешных нейтронов.

В реакторах на промежных нейтронах. в каких большая часть актов деления вызывается нейтронами с энергией, выше термический (от Один эВ до 100 кэВ), масса замедлителя меньше, чем в термических реакторах. Особенность работы такового реактора заключается в том, что сечение деления горючего с ростом деления нейтронов в промежной области миниатюризируется слабее, чем сечение поглощения конструкционных материалов и товаров деления. Таким макаром, вырастает возможность актов деления по сопоставлению с актами поглощения. Требования к нейтронным чертам конструкционных материалов наименее жесткие, их спектр обширнее. Как следует, активная зона реактора на промежных нейтронах может быть сделана из более крепких материалов, что дает возможность повысить удельный теплосъем с поверхности нагрева реактора. Обогащение горючего делящимся изотопом в промежных реакторах вследствие уменьшения сечения должно быть выше, чем в термических. Воспроизводство ядерного горючего в реакторах на промежных нейтронах больше, чем в реакторе на термических нейтронах.

В качестве теплоносителей в промежных реакторах употребляется вещество, слабо замедляющие нейтроны. К примеру, водянистые металлы. Замедлителем служит графит, бериллий и т.д.

В активной зоне реактора на стремительных нейтронах располагаются твэлы с высокообогащенным топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства, состоящей из твэлов, содержащих топливное сырье (обедненный уран, торий). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в итоге появляется новое ядерное горючее. Особенным достоинством стремительных реакторов является возможность организации в их расширенного воспроизводство ядерного горючего, т.е. сразу с выработкой энергии создавать заместо выгоревшего ядерного горючего новое. Для стремительных реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.

Для обеспечения высочайшей концентрации ядерного горючего нужно достижение наибольшего тепловыделения на единицу объема активной зоны. Это можно выполнить только при помощи жидкометаллических теплоносителей, к примеру натрия, калия либо энергоемких газовых теплоносителей, владеющих лучшими теплотехническими и теплофизическими чертами, таких как гелий и диссоциирующие газы. В качестве теплоносителя можно использовать и пары воды. Паразитный захват стремительных нейтронов ядрами конструкционных материалов и товаров деления очень малозначительный, потому для стремительных реакторов существует широкий выбор конструкционных материалов и товаров деления очень малозначительный, потому для стремительных реакторов существует широкий выбор конструкционных материалов, позволяющих повысить надежность активной зоны. Как следует, в их можно достигнуть высочайшей степени выгорания делящихся веществ.

Зависимо от метода размещения горючего в активной зоне реакторы делятся на гомогенные и гетерогенные.

В гомогенном реакторе ядерное горючее, теплоноситель и замедлитель (если они есть) кропотливо перемешаны и находятся в одном физическом состоянии, т.е. активная зона стопроцентно гомогенного реактора представляет водянистую, твердую либо газообразную однородную смесь ядерного горючего, теплоносителя либо замедлителя. Гомогенные реакторы могут быть как на термических, так и на стремительных нейтронах. В таком реакторе вся активная зона находится снутри железного сферического корпуса и представляет водянистую однородную смесь горючего и замедлителя в виде раствора либо водянистого сплава (к примеру, раствор уранилсульфата в воде, раствор урана в водянистом висмуте), который сразу делает и функцию теплоносителя.

Ядерная реакция деления происходит в топливном растворе, находящемся снутри сферического корпуса реактора, в итоге температура раствора увеличивается. Горючий раствор из реактора поступает в теплообменник, где дает теплоту воде второго контура, охлаждается и циркулярным насосом направляется снова в реактор. Для того чтоб ядерная реакция не произошла вне реактора, объемы трубопроводов контура, теплообменника и насоса подобраны так, чтоб объем горючего, находящегося на каждом участке контура, были намного ниже критичного. Гомогенные реакторы имеют ряд преимуществ по сопоставлению с гетерогенными. Это легкая конструкция активной зоны и малые ее размеры, возможность в процессе работы без остановки реактора безпрерывно удалять продукты деления и добавлять свежее ядерное горючее, простота изготовления горючего, также то, что управлять реактором можно, изменяя концентрацию ядерного горючего.

Но гомогенные реакторы имеют и суровые недочеты. Гомогенная смесь, циркулирующая по контуру, испускает сильное радиоактивное излучение, что просит дополнительной защиты и усложняет управление реактором. Только часть горючего находится в реакторе и служит для выработки энергии, а другая часть — во наружных трубопроводах, теплообменниках и насосах. Циркулирующая смесь вызывает сильную коррозию и эрозию систем и устройств реактора и контура. Образование в гомогенном реакторе в итоге радиолиза воды взрывоопасной гремучей консистенции просит устройств для ее дожигания. Все это привело к тому, что гомогенные реакторы не получили широкого распространения.

В гетерогенном реакторе горючее в виде блоков расположено в замедлителе, т.е. горючее и замедлитель пространственно разбиты.

* расширенное воспроизводство мощностей (средний темп роста — приблизительно Один ГВт в год) и строй заделы будущих периодов;

Зависимо от замедляющего вещества гетерогенные реакторы делятся на графитовые, легководяные, тяжеловодные и органические. По виду теплоносителя гетерогенные реакторы бывают легководяные, тяжеловодные, газовые и жидкометаллические. Водянистые теплоносители снутри реактора могут быть в однофазовом и двухфазном состояниях. В первом случае теплоноситель снутри реактора не бурлит, а во 2-м — бурлит.

1) Кесслер «Ядерная энергетика» Москва: Энергоиздат, Одна тыща девятьсот восемьдесят 6 г.

Зависимо от применяемого замедлителя и теплоносителя гетерогенные реакторы производятся по различным схемам. В РФ главные типы ядерных энергетических реакторов — водо-водяные и водографитовые.

По конструктивному выполнению реакторы разделяются на корпусные и канальные. В корпусных реакторах давление теплоносителя несет корпус. Снутри корпуса реактора течет общий поток теплоносителя. В канальных реакт о рах теплоноситель подводится к каждому каналу с топливной сборкой раздельно. Корпус реактора не нагружен давлением теплоносителя, это давление несет каждый отдельный канал.

Зависимо от предназначения ядерные реакторы бывают энерго, конверторы и размножители, исследовательские и многоцелевые, транспортные и промышленные.

Ядерные энерго реакторы употребляются для выработки электроэнергии на атомных электрических станциях, в судовых энергетических установках, на атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ), также на атомных станциях теплоснабжения (АСТ).

Многоцелевыми именуются реакторы, служащие для нескольких целей, к примеру, для выработки энергии и получения ядерного горючего.

Исследовательские реакторы служат для исследовательских работ процессов взаимодействия нейтронов с веществом, исследования поведения реакторных материалов в насыщенных полях нейтронного и гамма-излучений, радиохимических и био исследовательских работ, производства изотопов, экспериментального исследования физики атомных реакторов. Реакторы имеют различную мощность, стационарный либо импульсный режим работы. Наибольшее распространение получили водо-водяные исследовательские реакторы на обогащенном уране. Термическая мощность исследовательских реакторов колеблется в широком спектре и добивается нескольких тыщ кв.

Реакторы, созданные для производства вторичного ядерного горючего из природного урана и тория, именуются конверторами либо размножител я ми. В реакторе — конверторе вторичного ядерного горючего появляется меньше сначало израсходованного. В реакторе-размножителе осуществляется расширенное воспроизводство ядерного горючего, т.е. его выходит больше, чем было затрачено.

Ядерная энергия: за и против

Современная цивилизация невообразима без электронной энергии. Выработка и внедрение электричества возрастает с каждым годом, но перед населением земли уже маячит призрак будущего энергетического голода из-за истощения месторождений горючих ископаемых и все огромных экологических утрат при получении электроэнергии.

Большее применение находит система водоснабжения с внедрением градирен, в каких остывание воды происходит за счет ее частичного испарения и остывания.

Внедрение замедлителя приводит к уменьшению резонансного поглощения в 238U, потому что нейтрон может пройти область резонансных энергий в итоге столкновения с ядрами замедлителя и поглотиться ядрами 235U, 239Pu, 233U, сечение деления которых значительно возрастает с уменьшением энергии нейтронов. В качестве замедлителей употребляют материалы с малым массовым числом и маленьким сечением поглощения (вода, графит, бериллий и др.).

Мировой опыт и перспективы развития ядерной энергетики

По данным МАГАТЭ, в текущее время более 18% электроэнергии, вырабатываемой в мире, делается на ядерных реакторах, которые, к тому же, в отличие от электрических станций, работающих на органическом горючем, не загрязняют атмосферу. Бесспорный плюс ядерной энергии — ее цена, которая ниже, чем на большинстве электрических станций других типов. По различным оценкам, в мире насчитывается около Четыреста 40 атомных реакторов обшей мощностью выше Триста шестьдесят 5 тыс. МВт, которые размещены более чем в 30 странах. В текущее время в Двенадцать странах строится 20 девять реакторов общей мощностью около 20 5 тыс. МВт.

По данным профессионалов МАГАТЭ, к Две тыщи 30 году мировые энерго потребности увеличатся более чем на 50-60%. Вместе с ростом энергопотребления имеет место чертовски резвое исчерпание самых вседоступных и комфортных органических энергоэлементов — газа и нефти. По прогнозным расчетам, как отмечает информационно-аналитический центр при администрации главы страны, сроки их припасов — 50-100 лет. Возрастающий спрос на энергоресурсы безизбежно ведет к их прогрессирующему удорожанию.

Атомная энергетика является одним из главных глобальных источников энергообеспечения. По данным все такого же Интернационального агентства по атомной энергии, исключительно в 2000-2005 гг. в строй было введено 30 новых реакторов. Главные генерирующие мощности сосредоточены в Западной Европе и США.

При делении томных ядер появляется несколько свободных нейтронов. Это позволяет организовать так именуемую цепную реакцию деления, когда нейтроны, распространяясь в среде, содержащей томные элементы, могут вызвать их деление с испусканием новых свободных нейтронов. Если среда такая, что число вновь рождающихся нейтронов возрастает, то процесс деления лавинообразно наращивается. В случае, когда число нейтронов при следующих делениях миниатюризируется, цепная ядерная реакция затухает.

В итоге оптимизации топливно-энергетического баланса установлены ценности территориального размещения генерирующих мощностей: в Европейской части РФ развитие электроэнергетики целенаправлено производить за счет технического перевооружения действующих термических электрических станций, сотворения мощностей парогазовых установок и наибольшего развития атомных электрических станций, которые будут в значимой степени покрывать увеличение потребности этого региона в электроэнергии.

В жизнеутверждающем варианте развития экономики энерговыработка АЭС должна возрасти до Двести миллиардов кВтч в Две тыщи 10 году (в 1,4 раза) и до Триста миллиардов кВтч в Две тыщи 20 году (а Дважды). Не считая того, предусматривается развитие производства термический энергии от атомных энергоисточников до 30 млн Гкал в год.

При умеренном варианте развития экономики потребность в производстве электроэнергии на атомных станциях может составить в Две тыщи 20 году до Двести 30 миллиардов кВтч. Возможность роста производства энергии на атомных станциях до Двести 70 миллиардов кВтч связана с созданием энергокомплексов АЭС — ГАЭС, увеличением объемов производства и употребления термический энергии в районах размещения действующих и новых АЭС и АТЭЦ (до 30 млн Гкал в год), также с переводом газоперекачивающих станций магистральных трубопроводов на электропривод от АЭС, развитием энергоемких производств (алюминий, сжиженный газ, синтетическое жидкое горючее и др.).

Толика производства электроэнергии на атомных станциях в Европейской части РФ вырастет к Две тыщи 20 году до 32%.

Эксплуатация АЭС сопровождается не только лишь угрозой радиационного загрязнения, да и другими видами воздействия на окружающую среду. Главным является термическое воздействие. Оно в полтора-два раза выше, чем от термических электрических станций.

Атомно-энергетический комплекс РФ имеет потенциал для оживленного развития в согласовании с параметрами, установленными Энергетической стратегией РФ на период до Две тыщи 20 года.

Радиоактивные отходы образуются практически на всех стадиях ядерного цикла. Они скапливаются в виде водянистых, жестких и газообразных веществ с различным уровнем активности и концентрации. Большая часть отходов являются низкоактивными: это вода, применяемая для чистки газов и поверхностей реактора, перчатки и обувь, грязные инструменты и перегоревшие лампочки из радиоактивных помещений, отработавшее оборудование, пыль, газовые фильтры и почти все другое.

Для обеспечения предсказуемых уровней электро- и теплопотребления в наивысшем варианте спроса нужен ввод генерирующих мощностей АЭС до 6 ГВт в текущем десятилетии (энергоблок Три Калининской АЭС, энергоблок 5 Курской АЭС, энергоблок Два Волгодонской АЭС, энергоблоки 5 и 6 Балаковской АЭС, энергоблок Четыре Белоярской АЭС) и более Пятнадцать ГВт до Две тыщи 20 года (с учетом воспроизводства энергоблоков первого поколения — 5,7 ГВт), также до Два ГВт АТЭЦ. В итоге суммарная установленная мощность атомных станций РФ должна возрости до 40 ГВт при среднем КИУМ порядка 85% (уровень ведущих государств с развитой атомной энергетикой).

В согласовании с этим основными задачками развития атомной энергетики являются:

* модернизация и продление на 10-20 лет сроков эксплуатации энергоблоков действующих АЭС;

На не далеком шаге развития энергетики (1-ые десятилетия XXI в.) более многообещающими останутся угольная энергетика и ядерная энергетика с реакторами на термических и стремительных нейтронах. Но можно надежды, что население земли не остановится на пути прогресса, связанного с потреблением энергии во всевозрастающих количествах.

* создание комплексов по переработке радиоактивных отходов АЭС и системы воззвания с облученным ядерным топливом;

* воспроизводство выбывающих энергоблоков первого поколения, в том числе методом реновации после окончания продленного срока их эксплуатации (при своевременном разработке заделов);

В текущее время для энергетических целей проектируют только гетерогенные реакторы. Ядерное горючее в таком реакторе может употребляться в газообразном, водянистом и жестком состояниях. Но на данный момент гетерогенные реакторы работают лишь на жестком горючем.

* увеличение НИУМ до 85% с темпом роста в среднем до 2% в год за счет окращения сроков ремонтов и роста межремонтного периода, удлинения топливных циклов, понижения числа отказов оборудования при его модернизации и реновации, что обеспечит дополнительное создание электроэнергии на действующих АЭС около 20 миллиардов кВтч в год (эквивалентно вводу установленной мощности до Три ГВт при удельных серьезных издержек до 100 50 долл./кВт);

Для решения этих задач требуются развитие строительно-монтажного комплекса и атомного энергомашиностроения (для роста темпов ввода мощностей от 0,2 до 1,5 ГВт в год), также рост кадрового потенциала.

Важными факторами развития атомной энергетики являются увеличение эффективности выработки энергии на АЭС за счет понижения удельных издержек на создание (внутренние резервы) и расширение рынков сбыта энергии атомных станций (наружный потенциал).

К внутренним резервам АЭС (около 20% энерговыработки) относятся:

* освоение многообещающих реакторных технологий (БН-800, ВВЭР-1500, АТЭЦ и др.) при развитии соответственной топливной базы.

* увеличение КПД энергоблоков за счет улучшения эксплуатационных черт и режимов с дополнительной выработкой на действующих АЭС более Семь миллиардов кВтч в год (равноценно вводу мощности Один ГВт при удельных серьезных издержек порядка Двести долл./кВт);

* понижение производственных издержек, в том числе за счет сокращения расхода энергии на собственные нужды (до проектных значений, составляющих около 6%) и уменьшения удельной численности персонала.

Наружный потенциал — расширение действующих и создание новых рынков использования энергии и мощности АЭС (более 20% энерговыработки):

* развитие производства термический энергии и теплоснабжения (в том числе создание АТЭЦ), электроаккумуляция тепла для теплоснабжения больших городов, внедрение сбросного низкопотенциального тепла;

* перевод компрессорных станций газотранспортных систем общей мощностью более Три ГВт на электропривод от АЭС, что обеспечит экономию газа более Семь миллиардов м3 в год;

* роль в покрытии неравномерности дневного графика нагрузок методом сотворения энергокомплексов АЭС — ГАЭС — пиковая мощность до 5 ГВт;

* развитие энергоемких производств алюминия, сжиженного газа, синтетического водянистого горючего, водорода с внедрением энергии АЭС.

Планируемые характеристики развития атомной энергетики определяют сдержанный рост тарифов на создание электроэнергии АЭС до 2,4 цента за Один кВтч к Две тыщи пятнадцать году. Эксплуатационная составляющая тарифа ТЭС (порядка Три цент/(кВтч) — в главном издержки на горючее) прогнозируется выше тарифа атомных станций. Средний припас конкурентоспособности АЭС составит более 1,5 цент/(кВт-ч), либо около 30%. Оценки демонстрируют, что наибольшее развитие атомной энергетики к Две тыщи 20 году обеспечит стабилизацию отпускного тарифа для потребителей и предупредит его повышение до 10% в случае приостановки развития АЭС.

Достижение установленных характеристик стратегического развития атомной энергетики РФ предугадывает реализацию:

* потенциала наибольшего увеличения эффективности АЭС, воспроизводства (реновации) и развития мощностей атомных станций;

* длительной вкладывательной политики в муниципальном атомноэнергетическом секторе экономики;

* действенных источников и устройств достаточного и своевременного обеспечения инвестициями.

Потенциальные способности, главные принципы и направления многообещающего развития атомной энергетики РФ с учетом способностей топливной базы определены Стратегией развития атомной энергетики РФ в первой половине XXI века, одобренной в Две тыщи году Правительством России.

Разведанные и потенциальные припасы природного урана, скопленные резервы урана и плутония, имеющиеся мощности ядерного топливного цикла при экономически обоснованной вкладывательной и экспортно-импортной политике обеспечивают наибольшее развитие атомной энергетики до Две тыщи 30 года при использовании в главном реакторов типа ВВЭР в открытом ядерном топливном цикле.

Постоянные ядра находятся в состоянии, отвечающем меньшей энергии. Это состояние именуется главным. Но методом облучения атомных ядер разными частичками либо высокоэнергетическими протонами им можно передать определенную энергию и, как следует, перевести в состояния, отвечающие большей энергии. Переходя через некое время из возбужденного состояния в основное, атомное ядро может испустить либо частичку, если энергия возбуждения довольно высока, либо высокоэнергетическое электрическое излучение — гамма-квант. Так как возбужденное ядро находится в дискретных энергетических состояниях, то и гамма-излучение характеризуется линейчатым диапазоном.

В реакторах на промежных нейтронах в активной зоне замедлителя сильно мало, и концентрация ядерного горючего 235U в ней от 100 до Одна тыща кг/м3.

Экология

Даже если атомная электрическая станция работает совершенно и без мельчайших сбоев, ее эксплуатация безизбежно ведет к скоплению радиоактивных веществ. Потому людям приходится решать очень суровую делему, имя которой — неопасное хранение отходов.

Отходы хоть какой отрасли индустрии при больших масштабах производства энергии, разных изделий и материалов делают большой неувязкой. Загрязнение среды и атмосферы в почти всех районах нашей планетки внушает тревогу и опаски. Идет речь о способности сохранения животного и растительного мира уже не в первозданном виде, а хотя бы в границах малых экологических норм.

Государственное планирование СССР в 80-х годах XX века определяло к началу XXI вена создание мощностей атомных станций в РФ до 50 ГВт с темпом роста до Два ГВт в год и создание тепла до 40 млн Гкал в год. Не считая того, предусматривалось строительство энергокомплексов АЭС — ГАЭС (до 10 ГВт пиковой мощности). Практически в эксплуатацию введено около половины запланированных мощностей АЭС (реализованный темп роста — до Один ГВт в год). В текущее время более 2-ух 10-ов энергоблоков атомных станций общей мощностью порядка 20 ГВт находятся на различных стадиях незавершенного строительства (вложения — более 2,5 миллиардов долл. США, либо около 15% от суммарных серьезных издержек в создание этих мощностей).

Газы и грязную воду пропускают через особые фильтры, пока они не достигнут чистоты атмосферного воздуха и питьевой воды. Ставшие радиоактивными фильтры перерабатывают вкупе с жесткими отходами. Их соединяют с цементом и превращают в блоки либо совместно с жарким битумом заливают в железные емкости.

Сложнее всего приготовить к длительному хранению высокоактивные отходы. Идеальнее всего таковой «мусор» превращать в стекло и керамику. Для этого отходы прокаливают и сплавляют с субстанциями, образующими стеклокерамическую массу. Рассчитано, что для растворения Один мм поверхностного слоя таковой массы в воде будет нужно более 100 лет.

В отличие от многих хим отходов, опасность радиоактивных отходов с течением времени понижается. Бoльшая часть радиоактивных изотопов имеет период полураспада около 30 лет, потому уже через Триста лет они практически стопроцентно пропадут. Так что для окончательного удаления радиоактивных отходов нужно строить такие длительные хранилища, которые дозволили бы накрепко изолировать отходы от их проникания в окружающую среду до полного распада радионуклидов. Такие хранилища именуют могильниками.

Нужно учесть, что высокоактивные отходы длительное время выделяют существенное количество теплоты. Потому в большинстве случаев их убирают в глубинные зоны земной коры. Вокруг хранилища устанавливают контролируемую зону, в какой вводят ограничения на деятельность человека, в том числе бурение и добычу нужных ископаемых.

Предлагался очередной метод решения трудности радиоактивных отходов — отправлять их в космос. Вправду, объем отходов невелик, потому их можно удалить на такие галлактические орбиты, которые не пересекаются с орбитой Земли, и навечно избавиться радиоактивного загрязнения. Но этот путь был отторгнут из-за угрозы неожиданного возвращения на Землю ракеты-носителя в случае появления каких-то проблем.

В неких странах серьезно рассматривается способ захоронения жестких радиоактивных отходов в глубинные воды океанов. Этот способ подкупает собственной простотой и экономичностью. Но таковой метод вызывает суровые возражения, основанные на коррозионных свойствах морской воды. Высказываются опаски, что коррозия довольно стремительно нарушит целостность контейнеров, и радиоактивные вещества попадут в воду, а морские течения разнесут активность по морским просторам.

При темпах роста производства электроэнергии в РФ более 2% в год для атомной энергетики ставится цепь обеспечить каждогодний рост энерговыработки более 4% с темпом наращивания производства электроэнергии до Восемь миллиардов кВтч и тепла — до 1,5 млн Гкал в год.

При работе АЭС появляется необходимость остывания отработанного водяного пара. Самым обычным методом является остывание водой из реки, озера, моря либо специально сооруженных бассейнов. Вода, подогретая на 5-15 °С, вновь ворачивается в тот же источник. Но этот метод несет с собой опасность ухудшения экологической обстановки в аква среде в местах расположения АЭС.

Энергия, выделяющаяся в ядерных реакциях, в миллионы раз выше, чем та, которую дают обыденные хим реакции (к примеру, реакция горения), так что теплотворная способность ядерного горючего оказывается неизмеримо большей, чем обыденного горючего. Использовать ядерное горючее для выработки электроэнергии — очень заманчивая мысль.

Маленькие утраты пополняются неизменной подпиткой свежайшей водой. При таковой охлаждающей системе в атмосферу выбрасывается большущего количество водяного пара и капельной воды. Это может привести к повышению количества выпадающих осадков, частоты образования туманов, облачности.

Энергетика — важная ветвь народного хозяйства, обхватывающая энерго ресурсы, выработку, преобразование, передачу и внедрение разных видов энергии. Это база экономики страны.

 Заключение

Энергетическая неувязка — одна из важных заморочек, которые сейчас приходится решать населению земли. Уже стали обычными такие заслуги науки и техники, как средства моментальной связи, резвый транспорт, освоение галлактического места. Но все это просит большущих издержек энергии. Резкий рост производства и употребления энергии выдвинул новейшую острую делему загрязнения среды, которое представляет суровую опасность для населения земли.

Мировые энерго потребности в наиблежайшее десятилетия будут активно возрастать. Какой-нибудь один источник энергии не сумеет их обеспечить, потому нужно развивать все источники энергии и отлично использовать энерго ресурсы.

* увеличение эффективности энергопроизводства и использования энергии АЭС;

 Перечень ис пользуемой литературы

Реакторы, в активной зоне которых температура водянистого теплоносителя ниже температуры кипения, именуются реакторами с водой под давлением, а реакторы, снутри которых происходит кипение теплоносителя, — кипящими.

2) Х. Маргулова «Атомная энергетика сейчас и завтра» Москва: ВыСШАя школа, Одна тыща девятьсот восемьдесят девять г.

3) Дж. Коллиер, Дж. Хьюитт «Введение в ядерную энергетику» Москва: Энергоатомиздат, Одна тыща девятьсот восемьдесят девять г.

Теги: