Топливно-энергетический комплекс

МІНІСТЕРСТВО ОСВІТИ І НАУКИ УКРАЇНИ

Реферат

По дисциплине “СИСТЕМЫ ТЕХНОЛОГИЙ”

тема «Топливно-энергетический комплекс»

1. Топливно-энергетический комплекс (ТЭК)

- совокупность всех видов энергетических ресурсов, предприятий по их добыче, производству, транспортированию, преобразованию и использованию в целях обеспечения потребителей различными видами энергии.

Различают энергоресурсы:

- возобновляемые (вода, ветер, солнечная радиация и др.);

- невозобновляемые (уголь, торф, сланцы, ядерное топливо и др.).

2.Тепловая электростанция (ТЭС)

- электростанция, вырабатывающая электрическую энергию в результате преобразования тепловой энергии, выделяющейся при сжигании органического топлива.

В качестве топлива на ТЭС используют уголь (преимущественно), мазут, природный газ, торф, сланцы.

3.Теплоэлектроцентраль (ТЭЦ)

- оснащена теплофикационными турбинами и отдаёт тепло отработавшего пара промышленным или коммунально-бытовым потребителям.

Среди ТЭС преобладают тепловые паротурбинные электростанции (ТПЭС), на которых тепловая энергия используется в парогенераторе для получения водяного пара высокого давления, приводящего во вращение ротор паровой турбины, соединённый с ротором электрического генератора.

ТЭС с приводом электрогенератора от газовой турбины называют газотурбинными электростанциями (ГТЭС). В камере сгорания ГТЭС сжигают газ или жидкое топливо; продукты сгорания с температурой 750-900⁰ С поступают в газовую турбину, вращающую электрогенератор.

"Пока действует второй закон термодинамики, будет существовать разумная область теплофикации". Академик Мелентьев Лев Александрович (самостоятельно подумать над смыслом этого выражения).

Когенерация - комбинированное получение тепловой и электрической энергий.

Для того чтобы в максимальной степени снизить эксплуатационные расходы необходимо полностью утилизировать оба вида энергии.

(Слайд 1 Общий вид АЭС).

3.Атомная электростанция (АЭС)

- электростанция, на которой ядерная (атомная) энергия преобразуется в электрическую.

На АЭС тепло, выделяющееся в ядерном реакторе, используется для получения водного пара, вращающего турбогенератор. 1-я в мире АЭС мощностью 5 МВт была пущена в СССР 27.6.1954 в г. Обнинск. АЭС составляют основу ядерной энергетики.

(Раздаточный материал 1).

4.Основные положения физики ядерных реакторов

Ядерный реактор - аппарат, в котором происходят ядерные реакции - превращения одних химических элементов в другие. Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегося вещества, которое при своем распаде выделяет элементарные частицы, способные вызвать распад других ядер.

Деление атомного ядра может произойти самопроизвольно или при попадании в него элементарной частицы. Самопроизвольный распад в ядерной энергетике не используется из-за очень низкой его интенсивности.

В качестве делящегося вещества в настоящее время могут использоваться изотопы урана - уран-235 и уран-238, а также плутоний-239.

В ядерном реакторе происходит цепная реакция. Ядра урана или плутония распадаются, при этом образуются два-три ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяется энергия, излучаются гамма-кванты и образуются два или три нейтрона, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией (величина этой энергии должна лежать в определенном диапазоне: более медленная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него). Наибольшее значение в ядерной энергетике имеют нейтроны.

В зависимости от скорости элементарной частицы выделяют два вида нейтронов: быстрые и медленные. Нейтроны разных видов по-разному влияют на ядра делящихся элементов.

Уран-238 делится только быстрыми нейтронами. При его делении выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых нейтрона. Вследствие того, что эти быстрые нейтроны замедляются в веществе урана-238 до скоростей, неспособных вызвать деление ядра урана-238, цепная реакция в уране-238 протекать не может.

Поскольку в естественном уране основной изотоп - уран-238, то цепная реакция в естественном уране протекать не может.

В уране-235 цепная реакция протекать может, так как наиболее эффективно его деление происходит, когда нейтроны замедлены в 3-4 раза по сравнению с быстрыми, что происходит при достаточно длинном их пробеге в толще урана без риска быть поглощенными посторонними веществами или при прохождении через вещество, обладающее свойством замедлять нейтроны, не поглощая их.

Поскольку в естественном уране имеется достаточно большое количество веществ, поглощающих нейтроны (тот же уран-238, который при этом превращается в другой делящийся изотоп - плутоний-239), то в современных ядерных реакторах необходимо для замедления нейтронов применять не сам уран, а другие вещества, мало поглощающие нейтроны (например, графит или тяжелая вода).

Обыкновенная вода нейтроны замедляет очень хорошо, но сильно их поглощает. Поэтому для нормального протекания цепной реакции при использовании в качестве замедлителя обыкновенной легкой воды необходимо использовать уран с высокой долей делящегося изотопа - урана-235 (обогащенный уран). Обогащенный уран производят по достаточно сложной и трудоемкой технологии на горнообогатительных комбинатах, при этом образуются токсичные и радиоактивные отходы.

Графит хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании графита в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды.

Тяжелая вода очень хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании тяжелой воды в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды. Но производство тяжелой воды очень трудоемко и экологически опасно.

При попадании медленного нейтрона в ядро урана-235 он может быть захвачен этим ядром. При этом произойдет ряд ядерных реакций, итогом которых станет образование ядра плутония-239. (Плутоний-239 в принципе может тоже использоваться для нужд ядерной энергетики, но в настоящее время он является одним из основных компонентов начинки атомных бомб.) Поэтому ядерное топливо в реакторе не только расходуется, но и нарабатывается. У некоторых ядерных реакторов основной задачей является как раз такая наработка.

Другим способом решить проблему необходимости замедления нейтронов является создание реакторов без необходимости их замедлять - реакторов на быстрых нейтронах. В таком реакторе основным делящимся веществом является не уран, а плутоний. Уран же (используется уран-238) выступает как дополнительный компонент реакции - от быстрого нейтрона, выпущенного при распаде ядра плутония, произойдет распад ядра урана с выделением энергии и испусканием других нейтронов, а при попадании в ядро урана замедлившегося нейтрона он превратится в плутоний-239, возобновляя тем самым запасы ядерного топлива в реакторе. В связи с малой величиной поглощения нейтронов плутонием цепная реакция в сплаве плутония и урана-238 идти будет, причем в ней будет образовываться большое количество нейтронов.

Таким образом, в ядерном реакторе должен использоваться либо обогащенный уран с замедлителем, поглощающем нейтроны, либо необогащенный уран с замедлителем, мало поглощающем нейтроны, либо сплав плутония с ураном без замедлителя. О различных типах ядерных реакторов, реализующих эти три возможности разными способами, будет говориться дальше.

5.Топливная кассета

- конструкция из таблеток урана и корпуса из циркония толщиной 10-20 см и длиной в несколько метров, являющаяся выделителем энергии за счет распада урана.

ТВС (тепловыделяющая сборка) - топливная кассета и ее крепление. ТВС находится в активной зоне реактора.

СУЗ (система управления защитой) - состоит из нейтронопоглощающих стержней.

6.В мире существует пять типов ядерных реакторов

1) ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

2) РБМК - реактор большой мощности канальный

3) реактор на тяжелой воде

4) реактор с шаровой засыпкой

5) реактор на быстрых нейтронах.

Три обязательных элемента реакторов на тепловых нейтронах - тепловыделитель, замедлитель и теплоноситель.

(Слайд 2 Принципиальная схема АЭС).

Через реактор с помощью циркуляционных насосов прокачивается теплоноситель, поступающий потом на турбину или в теплообменник (в зависимости от типа реактора). Нагретый теплоноситель теплообменника поступает на турбину, где теряет часть своей энергии на выработку электричества.

(Слайд 3 Принципиальная схема активной зоны).

В реакторе имеется система управления, которая состоит из набора стержней диаметром в несколько сантиметров и длиной, сопоставимой с высотой активной зоны, состоящих из поглощающего нейтроны материала, обычно из соединений бора. Стержни располагаются в специальных каналах и могут быть подняты или опущены в реактор. В поднятом состоянии они способствуют разгону реактора, в опущенном - заглушают его. Приводы стержней регулируются независимо друг от друга, поэтому с их помощью можно конфигурировать активность реакции в различных частях активной зоны.

(Слайд 4 Реактор ВВЭР).

(Раздаточный материал 2 Принципы работы реакторов).

Реактор ВВЭР имеет два контура. Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы прокачивают воду через реактор и теплообменник, при этом питание циркуляционных насосов происходит от турбины. Вода реакторного контура находится под повышенным давлением, поэтому несмотря на ее высокую температуру (293 градуса - на выходе, 267 - на входе) она не закипает. Вода второго контура находится под обычным давлением, поэтому в теплообменнике она превращается в пар. В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генеруемый в парогенераторе, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура, обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник. Энергетическая мощность реакторов ВВЭР - около 1000 Мвт.

(Слайд 5 Активная зона ВВЭР).

Активная зона реактора ВВЭР имеет прочный стальной корпус, позволяющий в случае непредвиденных обстоятельств локализовать возможную аварию. Корпус полностью заполнен водой под высоким давлением. В середине активной зоны расположены ТВС с шагом в 20-25 см. Некоторые ТВС дополнены сверху поглотителем из бороциркониевого сплава и нитрида бора и способны находится в активной зоне или бороциркониевой частью, или урановой - таким образом осуществляется регулирование цепной реакции. Вода подается в реактор снизу под давлением. Сверху реактор закрыт стальной крышкой, герметизирующей его корпус и являющейся биозащитой.

(Слайд 6 Реактор РМБК).

В активной зоне РМБК происходит кипение - из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов.

(Слайд 7 Активная зона РМБК).

Активная зона реактора РМБК - вертикальный цилиндр диаметром 11,8 м и высотой 7 м. По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель - сплошная графитовая кладка толщиной 0,65 м. Активная зона собрана из 2488 графитовых шестигранных колонн, собранных из блоков сечением 250х250 мм. По центру каждого блока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114 мм для размещения технологических каналов и стержней СУЗ. Всего в активной зоне 1693 технологических канала. Внутри большинства технологических каналов находятся тепловыделяющие кассеты. Каждая кассета состоит из двух последовательно соединенных ТВС, длина каждой из которых 3,5 м. ТВС содержит 18 стержневых твэлов - трубок наружным диаметром 13,5 мм с толщиной стенки 0,9 мм, заполненных таблетками диаметром 11,5 мм из двуокиси урана (UO₂), крепежные детали из сплава циркония и несущий стержень из оксида ниобия. Стенки кассеты плотно фиксированы к графитовой кладке, а внутри кассет циркулирует вода. В остальных каналах расположены стержни системы управления защитой, которые состоят из поглотителя - бороциркониевого сплава. Некоторые каналы полностью изолированы от теплоносителя, и в них расположены датчики радиации. Электрическая мощность РБМК - 1000 Мвт. Реакторами РБМК оснащены Ленинградская, Курская, Чернобыльская, Смоленская, Игналинская АЭС.

7. Коэффициент реактивности

- величина, показывающая, как изменения одного из параметров реактора повлияют на интенсивность цепной реакции в нем.

(Раздаточный материал 3 Принципиальные различия, преимущества и недостатки).

Принципиальные различия, преимущества и недостатки ВВЭР и РМБК:

1. ВВЭР - корпусной реактор (давление держится корпусом реактора); РБМК-- канальный реактор (давление держится независимо в каждом канале)

2. В ВВЭР теплоноситель и замедлитель - одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится), в РБМК замедлитель - графит, а теплоноситель - вода

3. В ВВЭР пар образуется во втором корпусе парогенератора, в РБМК пар образуется в непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину - нет второго контура.

Из-за различного строения активных зон параметры работы у реакторов ВВЭР и РМБК также разные. Для безопасности реактора имеет значение такой параметр, как коэффициент реактивности. Если этот коэффициент положительный, то при увеличении параметра, по которому приводится коэффициент, цепная реакция в реакторе при отсутствии каких-либо других воздействий будет нарастать и в конце станет возможным переход ее в неуправляемую и каскадно нарастающую - произойдет разгон реактора. При разгоне реактора происходит интенсивное тепловыделение, приводящее к расплавлению тепловыделителей, стеканию их расплава в нижнюю часть активной зоны, что может привести к разрушению корпуса реактора и выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду.

При возникновении нештатных ситуаций работы реактора, сопровождающихся его разгоном, реактор ВВЭР заглохнет, а реактор РБМК продолжит разгон с нарастающей интенсивностью, что может привести к интенсивному тепловыделению, результатом которого будет расплавление активной зоны реактора. Это очень опасно, так как при контакте расплавленных циркониевых оболочек с водой происходит разложение ее на водород и кислород, образующих взрывчатый гремучий газ, при взрыве которого неизбежно разрушение активной зоны и выброс радиоактивных топлива и графита в окружающую среду. Именно по такому пути развивались события при аварии на Чернобыльской АЭС. Поэтому в реакторе РБМК важна роль защитных систем, которые будут предотвращать разгон реактора, или экстренно его охлаждать в случае разгона, гася подъем температуры и вскипание теплоносителя. Современные реакторы типа РБМК оборудованы достаточно эффективными системами защиты. На Чернобыльской АЭС в ночь аварии по халатности в нарушение инструкций и запретов были полностью отключены все системы аварийной.

(Слайд 8 Реактор на тяжелой воде).

В Канаде и США разработчики ядерных реакторов при решении проблемы о поддержании в реакторе цепной реакции используют в качестве замедлителя тяжелую воду. У тяжелой воды низкая степень поглощения нейтронов и высокие замедляющие свойства, превышающие аналогичные свойства графита. Вследствие этого реакторы на тяжелой воде работают на необогащенном топливе, что позволяет не строить сложные и опасные предприятия по обогащению урана. Хорошо спроектированный и построенный реактор на тяжелой воде может работать долгие годы на естественном уране, нуждающемся лишь в выделении его из руды, и давать дешевую энергию. Но тяжелая вода очень дорога в производстве, и поэтому вследствие неизбежных утечек ее из трубопроводов суммарные затраты на эксплуатацию реактора на тяжелой воде возрастают и приближаются к аналогичным показателям ректоров РБМК и ВВЭР.

(Раздаточный материал 4 Особенности устройства ВВЭР, РМБК и реактора на тяжелой воде).

(Слайд 9 Реактор с шаровой засыпкой).

В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара, в который помещены шарообразные тепловыделяющие элементы. Каждый элемент представляет собой графитовую сферу, в которую вкраплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ - чаще всего используется углекислота СО₂. Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник. Регулирование реактора осуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону. Экстренное глушение реактора осуществляется путем выстреливания в активную зону клина из поглотителя. Рядом с реактором устанавливается короткая пушка, которая в нештатной ситуации выстреливает в реактор через его корпус клинообразный кусок поглотителя, при этом реактор сразу останавливается. Реактор с шаровой засыпкой отличается тем, что в нем принципиально не может произойти взрыв гремучего газа, и в случае разгона реактора единственным неприятным последствием будет расплавление тепловыделяющих элементов и невозможность дальнейшей эксплуатации реактора. Взрыва такого реактора при его разгоне произойти не может. Однако, в случае попадания воды в активную зону, например, из второго контура в случае прорыва трубы в теплообменнике, разрушение реактора и выброс радиоактивного газа-теплоносителя неизбежно.

(Слайд 10 Реактор на быстрых нейтронах).

Реактор на быстрых нейтронах отличается от реакторов других типов реакторов. Его основное назначение - обеспечение расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана-238 с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом. В реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя. В связи с этим в качестве топлива используется не уран-235, а плутоний и уран-238, которые могут делится от быстрых нейтронов. Плутоний необходим для обеспечения достаточной плотности нейтронного потока, которую не может обеспечить уран-238. Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в десять-пятнадцать раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах, в связи с чем вместо воды, которая не может справиться большим объемом энергии для передачи, используется расплав натрия. Его температура на входе - 370 градусов, а на выходе - 550, что в десять раз выше аналогичных показателей, для ВВЭР. В связи с большим тепловыделением оборудуются не два, а три контура. При этом объем теплоносителя на каждом последующем контуре больше, причем во втором контуре используется натрий. При работе такого реактора происходит интенсивное выделение нейтронов, которые поглощаются слоем урана-238, расположенного вокруг активной зоны. При этом этот уран превращается в плутоний-239, который, в свою очередь, может использоваться в реакторе как делящийся элемент.

В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и наличия достаточно прочных материалов для конструкционных деталей. В России имеется один реактор такого типа на Белоярской АЭС. Считается, что такие реакторы перспективны в будущем.

Реакторы ВВЭР достаточно безопасны в эксплуатации, но требуют высокообогащенного урана. Реакторы РБМК безопасны при правильной их эксплуатации и хорошо разработанных системах защиты. Они способны использовать малообогащенное топливо или даже отработанное топливо ВВЭР. Для реакторов на тяжелой воде необходима дорогостоящая тяжелая вода. Технология производства реакторов с шаровой засыпкой недостаточно хорошо разработана, но этот тип реакторов наиболее приемлем для широкого применения из-за отсутствия катастрофических последствий при аварии с разгоном реактора. В будущем наиболее перспективны реакторы на быстрых нейтронах. Эти реакторы наиболее эффективно используют ядерное топливо, но их конструкция очень сложна и пока еще малонадежна.

8.Факторы опасности ядерных реакторов

1. Возможность аварии с разгоном реактора. При этом вследствие сильнейшего тепловыделения может произойти расплавление активной зоны реактора и попадание радиоактивных веществ в окружающую среду. Если в реакторе имеется вода, то в случае такой аварии она будет разлагаться на водород и кислород, что приведет к взрыву гремучего газа в реакторе и достаточно серьезному разрушению не только реактора, но и всего энергоблока с радиоактивным заражением местности. Аварии с разгоном реактора можно предотвратить, применив специальные технологии конструкции реакторов, систем защиты, подготовки персонала.

2. Радиоактивные выбросы в окружающую среду. Их количество и характер зависит от конструкции реактора, качества его сборки и эксплуатации. У РБМК они наибольшие, у реактора с шаровой засыпкой наименьшие. Однако, у атомной станции, работающей в нормальном режиме, эти выбросы меньше, чем у угольной станции, так как в угле также содержатся радиоактивные вещества, и при его сгорании они выходят в атмосферу.

3. Необходимость захоронения отработавшего реактора. На сегодняшний день эта проблема не решена, хотя есть много разработок в этой области.

4. Радиоактивное облучение персонала можно предотвратить или уменьшить применением соответствующих мер радиационной безопасности в процессе эксплуатации атомной станции.

Пласт - геологическое тело, сложенное однородной осадочной породой, ограниченное двумя параллельными поверхностями напластовния и простирающееся на значительное расстояние.

ПРОСТИРАНИЕ ПЛАСТА - линия пересечения пласта с горизонтальной плоскостью.

ПАДЕНИЕ ПЛАСТА - линия, перпендикулярная простиранию и лежащая в плоскости пласта.

УГОЛ ПАДЕНИЯ ПЛАСТА - угол между линией падения пласта и её проекцией на горизонтальную плоскость.

Мощность пласта - расстояние между вмещающими (боковыми) породами по нормали.

ШАХТА (от немецкого Schacht) - горнопромышленное предприятие по добыче полезного ископаемого при помощи подземных горных выработок. Включает наземные сооружения и горные выработки.

ШАХТНОЕ ПОЛЕ - месторождение или его часть, отводимое одной шахте для добычи полезного ископаемого.

Геологические запасы полезного ископаемого в шахтном поле рассчитываются по формуле:

Z_г = L*H*УP,

где Z_г - геологические (полные) запасы полезного ископаемого в шахтном поле, т; L - длина шахтного поля по простиранию, м; H - длина шахтного поля по падению, м; УP - производительность угольных пластов, т/м².

9.БАЛАНСОВЫЕ ЗАПАСЫ - запасы полезного ископаемого, разработка которых целесообразна при современном уровне развития техники и экономики:

Z_б = с*Z_г, т

где с - коэффициент, учитывающий потерю полезного ископаемого в охранных целиках под здания и сооружения на поверхности, а также под реками и водоёмами; с=0,7...0,9.

Мощность шахты (А, т/год) - установленная проектом производительность по добыче полезного ископаемого.

Срок службы шахты:

Z_б

Т = ------ , лет

А

10.Вскрытие шахтного поля - проведение горных выработок, открывающих доступ с поверхности к полезному ископаемому и обеспечивающих возможность проведения подготовительных выработок.

Вскрывающие выработки делятся на главные и вспомогательные.

Главные (имеют выход на поверхность) - стволы, штольни, шурфы.

Вспомогательные - слепые стволы, квершлаги, гезенки, скаты.

На выбор способа вскрытия влияют геологические и технические факторы.

Геологические факторы: количество вскрываемых пластов, угол падения пластов, свойства вмещающих пород, расстояние между пластами, глубина разработки, рельеф местности.

Технические факторы: производственная мощность шахты, размеры шахтного поля, срок службы шахты.

Требования к вскрытию:

- min объем вскрывающих выработок;

- min капитальные затраты;

- обеспечение надежного проветривания;

- небольшой срок строительства.

Классификация способов вскрытия:

- вертикальными стволами;

- наклонными стволами;

- штольнями;

- комбинированные способы вскрытия.

Кроме этого различают:

- одногоризонтные;

- многогоризонтные схемы вскрытия.

Большинство шахтных полей вскрыты вертикальными стволами.

Область применения одногоризонтных способов вскрытия:

- шахты небольшой производственной мощностью;

- наличие в шахтном поле более 2-3 пластов;

- размеры шахтного поля по падению не более 2,5-3 км.

Способы вскрытия (слайды):

- вертикальными стволами и капитальными горизонтальными квершлагами;

- вертикальными стволами и этажными горизонтальными квершлагами;

- многогоризонтный способ вскрытия;

- вскрытие штольными, слепыми стволами и гезенками.

Бремсберг - наклонная горная выработка не имеющая выхода на поверхность, предназначенная для спуска полезного ископаемого на откаточный горизонт.

Уклон - наклонная горная выработка не имеющая выхода на земную поверхность, предназначенная для подъема полезного ископаемого на откаточный горизонт.

Ходок (при бремсберге или уклоне) - предназначен для передвижения людей (людской ходок), проветривания или других целей (вспомогательный ходок).

В шахтном поле различают уклонную и бремсберговую части.

Подготовка шахтного поля - проведение подготовительных выработок для очистной выемки угля.

Подготовительные выработки - уклон, бремсберг, штрек, скат, разрезная печь.

Схемы подготовки шахтных полей:

- этажная;

- панельная;

- погоризонтная;

- комбинированные.

В задачу проведения горных выработок (ГВ) входит образование в земной коре полости определенной формы и размеров в возможно короткие сроки при минимальных трудовых и материальных затратах, определяющих стоимость горной выработки.

В состав работ по проведению горной выработки входят последовательно или параллельно выполняемые производственных процессы и операции:

- разрушение массива горных пород;

- погрузка и транспортировка породы;

- крепление;

- вспомогательные операции (вентиляция, водоотлив, освещение и др.)

Таким образом,

Технология проведения горной выработки (ГВ) - определенный, увязанный в пространстве и времени порядок выполнения операций по разрушению, погрузке, транспортированию породы, креплению, а также вспомогательные операции.

Организация работ по проведению ГВ - определенная упорядоченность технологических операций и совокупность их взаимодействий.

Например, операции разрушения, погрузки, транспортировки и крепления могум выполняться последовательно или с совмещением во времени.

В системе угольной шахты ГВ служат для выполнения следующих функций:

- добыча угля;

- транспортирование угля, породы, материалов и оборудования;

- передвижения и размещения людей;

- подвода энергии в машинам и механизмам;

- подачи свежего воздуха для проветривания;

- удаления подземных вод.

Форма поперечного сечения ГВ зависит от:

- ее функционального назначения;

- свойств вмещающих пород;

- особенностей горнопроходческого оборудования;

- материала крепи.

Формы поперечного сечения (Слайд 1).

Способ проведения выработки зависит от:

- физико-механических свойств горных пород;

- размеров поперечного сечения ГВ;

- ее назначения;

- срока службы.

Способы проведения горных выработок: буро-взрывной (БВР) и комбайновый.

Варианты расположения подрывки при проведении пластовых выработок (Слайд 2).

Горная крепь - искусственное сооружение, возводимое в подземной выработке для предотвращения обрушения вмещающих пород и сохранения необходимых размеров поперечного сечения ГВ, а также для управления горным давлением.