Ядерные энергетические установки

Размещено на http://www.allbest.ru/

Содержание

Введение

1. Общие сведения

1.1 Радиоактивность

1.2 Деление атомных ядер

2. Принцип построения атомной энергетики

2.1 Элементы ядерной физики

2.2 Классификация ядерных реакторов

3. Проблемы развития энергетики

Заключение

Список литературы

Введение

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

Развитие человеческого общества неразрывно связано с использованием природных ресурсов нашей планеты, с потреблением энергии во все возрастающих масштабах. Но большинство ресурсов не возобновляется, по крайней мере, в заметных количествах. Это повышает ответственность людей перед грядущими поколениями за бережное и рациональное использование ресурсов планеты, возможно меньшее загрязнение ее всевозможными отходами.

Развитие атомной энергетики зависит от уровня общемировых энергетических потребностей. Доля общего производства энергии, которую можно обеспечить за счет атомной энергетики, зависит от приемлемых для промышленного использования природных запасов традиционных основных источников энергии (угля, нефти, газа) и эффективности использования возобновляемых источников энергии, в особенности солнечной энергии.

1. Общие сведения

1.1 Радиоактивность

Явление радиоактивности, или спонтанного распада ядер, было открыто французским физиком А. Беккерелем в 1896 г. Он обнаружил, что уран и его соединения испускают лучи или частицы, проникающие сквозь непрозрачные тела и способные засвечивать фотопластинку. Беккерель установил, что интенсивность излучения пропорциональна только концентрации урана и не зависит от внешних условий (температуры, давления) и от того, находится ли уран в каких-либо химических соединениях.

Английскими физиками Э. Резерфордом и Ф. Содди было доказано, что во всех радиоактивных процессах происходят взаимные превращения атомных ядер химических элементов. Изучение свойств излучения, сопровождающего эти процессы в магнитном и электрическом полях, показало, что оно разделяется на частицы (ядра гелия), частицы (электроны) и лучи (электромагнитное излучение с очень малой длиной волны).

Атомное ядро, испускающее кванты, или другие частицы, называется радиоактивным ядром. В природе существует 272 стабильных атомных ядра. Все остальные ядра радиоактивны и называются радиоизотопами.

Радиоактивность определяется состоянием атомного ядра. Для данного состояния ядра вероятность его распада в единицу времени является постоянной величиной.

Альфа-распад.

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

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

Бета-распад.

Это процесс превращения атомного ядра в другое ядро с изменением порядкового номера без изменения массового числа. Различают три типа распада: электронный, позитронный и захват орбитального электрона атомным ядром. Последний тип распада принято также называть К-захватом, поскольку при этом наиболее вероятно поглощение электрона с ближайшей к ядру К- оболочки. Поглощение электронов с L- и М-оболочек также возможно, но менее вероятно. Период полураспада (-активных ядер изменяется в очень широких пределах.

Число бета-активных ядер, известных в настоящее время, составляет около полутора тысяч, но только 20 из них являются естественными бета-радиоактивными изотопами. Все остальные получены искусственным путем.

Непрерывное распределение по кинетической энергии испускаемых при распаде электронов объясняется тем обстоятельством, что наряду с электроном испускается и антинейтрино. Если бы не было антинейтрино, то электроны имели бы строго определенный импульс, равный импульсу остаточного ядра. Резкий обрыв спектра наблюдается при значении кинетической энергии, равной энергии бета-распада. При этом кинетическая энергия ядра и антинейтрино равна нулю, и электрон уносит всю энергию, выделяющуюся при реакции.

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

Позитронный бета-распад.

При позитронном распаде сохраняется полное число нуклонов, но в конечном ядре на один нейтрон больше, чем в исходном. Таким образом, позитронный распад может быть интерпретирован как реакция превращения внутри ядра одного протона в нейтрон с испусканием позитрона и нейтрино.

Электронный захват.

К электронному захвату относится процесс поглощения атомом одного из орбитальных электронов своего атома. Поскольку наиболее вероятен захват электрона с орбиты, наиболее близко расположенной к ядру, то с наибольшей вероятностью поглощаются электроны К-оболочки. Поэтому этот процесс называется также К-захватом.

С гораздо меньшей вероятностью происходит захват электронов с L-, M-оболочек. После захвата электрона с К-оболочки происходит ряд переходов электронов с орбиты на орбиту, образуется новое атомное состояние испускается рентгеновский квант.

Гамма-распад.

Стабильные ядра находятся в состоянии, отвечающем наименьшей энергии. Это состояние называется основным. Однако путем облучения атомных ядер различными частицами или высокоэнергетическими протонами им можно передать определенную энергию и, следовательно, перевести в состояния, отвечающие большей энергии. Переходя через некоторое время из возбужденного состояния в основное, атомное ядро может испустить или частицу, если энергия возбуждения достаточно высока, или высокоэнергетическое электромагнитное излучение - гамма-квант.

Поскольку возбужденное ядро находится в дискретных энергетических состояниях, то и гамма-излучение характеризуется линейчатым спектром.

1.2 Деление атомных ядер

Явление деления тяжелых атомных ядер на два осколка было открыто Ганом и Штрассманом в 1939 г. при изучении взаимодействия нейтронов различных энергий и ядер урана. Несколько позже, в 1940г. советские физики К.А.Петржак и Г.И. Флеров обнаружили самопроизвольное (спонтанное) деление ядер урана. При спонтанном делении и делении, вызванном нейтронами, как правило, образуется асимметричные осколки, отношение масс которых примерно равно 3:2.

При реакции деления выделяется очень большая энергия. Энергия деления высвобождается в виде кинетической энергии ядер-осколков, кинетической энергии испускаемых ядрами-осколками электронов, гамма-квантов, нейтрино, нейтронов.

Основная часть энергии деления приходится на энергию ядер-осколков, поскольку под действием кулоновских сил отталкивания они приобретают большую кинетическую энергию. Основная часть энергии деления выделяется в виде кинетической энергии ядер-осколков.

Замечательным и чрезвычайно важным свойством реакции деления является то, что в результате деления образуется несколько нейтронов. Это обстоятельство позволяет создать условия для поддержания стационарной или развивающейся во времени цепной реакции деления ядер. Действительно, если в среде, содержащей делящиеся ядра, один нейтрон вызывают реакцию деления, то образующиеся в результате реакции нейтроны могут с определенной вероятностью вызвать деление ядер, что может привести при соответствующих условиях к развитию неконтролируемого процесса деления. Число вторичных нейтронов не постоянно для всех тяжелых ядер и зависит как от энергии вызвавшего деление нейтрона, так и от свойств ядра-мишени. Среди нейтронов деления, кроме так называемых мгновенных нейтронов, испускаемых за 10-15 с после процесса деления, есть также и запаздывающие нейтроны. Они испускаются в течение нескольких минут с постепенно убывающей интенсивностью. Мгновенные нейтроны составляют более 99% полного числа нейтронов деления, а их энергия заключена в широком диапазоне: от тепловой энергии и до энергии приблизительно равной 10 МэВ.

Запаздывающие нейтроны испускаются возбужденными ядрами образующихся после бета-распада продуктов деления - ядер-предшественников. Поскольку испускание нуклонов возбужденным ядром происходит мгновенно, то во время испускания запаздывающего нейтрона после акта деления будет определяться постоянной распада ядра-предшественника.

Кинетическая энергия запаздывающих нейтронов значительно меньше энергии мгновенных нейтронов и составляет 0,25-0,1 МэВ. Хотя доля запаздывающих нейтронов относительно невелика, они играют очень важную роль в управлении ядерными реакторами.

В основе работы ядерного реактора лежат процессы взаимодействия нейтронов с ядерным веществом, наиболее важными из которых являются - реакция деления ядер, реакция радиационного захвата (поглощения) и реакция рассеяния.

деление (f1ss1on)

n A поглощение (capture)

рассеяние (scattar1ng)

Ядерные реакции подчиняются законам квантовой механики, поэтому можно говорить лишь о вероятности протекания той или иной из них. Мерой вероятности данного типа реакции является эффективное (микроскопическое) сечение.

Рассмотрим тонкую пластинку, содержащую N_я ядер, на которую падает поток нейтронов со скоростью v и концентрацией n.

Найдем количество реакций того или иного типа.

Пусть количество реакций равно R, тогда

R = N_я (1)

= n v - плотность потока нейтронов, - микроскопическое сечение взаимодействия. измеряется в барнах ( 1 б = 10^-24 см² ).

Можно записать уравнение (1 ) для трех основных ядерных реакций:

R_f = N_{я f} - реакция деления

Rc = N_{я c}- реакция радиационного захвата

R_s = N_{я s} - реакция рассеяния

_total = _f + _c+ _s

Вообще говоря, микроскопические сечения взаимодействия всех реакций зависят от массового числа ядра и от энергии нейтрона. При этом вид зависимости (E_Н) определяется тем, к какой области принадлежит энергия нейтрона E_Н . В соответствии с этим принято делить область энергий на три части: Область тепловых нейтронов, где E < 0,625 эВ; область промежуточных нейтронов или резонансная область, где 0,625 эВ < E < 0.1 МэВ; область быстрых нейтронов, где E > 0.1 МэВ;

Рассмотрим коротко два важных типа ядерных реакций - захвата (поглощения) и рассеяния, а затем перейдем к подробному описанию третьего - реакции деления ядер, которая необходима для поддержания цепной реакции.

Реакция рассеяния

Существует два типа реакций рассеяния: упругое взаимодействие, при котором суммарная кинетическая энергия взаимодействующих нейтрона и ядра не меняется после реакции и неупругое взаимодействие, при котором часть кинетической энергии идет на возбуждение конечного ядра и затем испускается в виде -кванта.

Нужно отметить, что реакция неупругого рассеяния происходит лишь при определенных значениях энергии нейтрона (E_пор 0,1 МэВ), в то время как энергия упругого рассеяния возможна всегда.

Значение реакции рассеяния в ядерной энергетике трудно переоценить, поскольку именно на ней основаны системы замедления нейтронов в реакторе. В качестве веществ-замедлителей обычно используют тяжелую и легкую воду, графит.

Реакция поглощения (захвата)

Данная реакция играет важную роль в физике реактора, поскольку она является конкурирующей по отношению к реакции деления.

В результате нейтрон выбывает из цепной реакции. _c зависит от энергии нейтрона и от массового числа A.

В области тепловых нейтронов сечение подчиняется закону _c(E) обратно пропорционально скорости нейтрона v (или квадратному корню из E). При увеличении энергии нейтрона начинается резонансная область, в которой _c имеет множество максимумов и минимумов.

Реакция деления ядер наиболее специфична для ЯР. Схематично эту реакцию можно представить так:

Под действием нейтрона ядро тяжелого элемента делится на две части (осколка) отношение масс которых обычно (для часто используемых элементов) близко к 95/140. Нуклиды, которые делятся нейтронами - это тяжелые нуклиды. Некоторые из них делятся тепловыми нейтронами: U²³⁵, Pu²³⁹, Pu²⁴¹ (в природе встречается только U²³⁵, содержание которого в естественном U²³⁸ составляет 0.714%). Другие нуклиды, например, естественный уран, делятся только быстрыми нейтронами. Вообще говоря, процесс не протекает по строгой схеме, поскольку существует много вариантов деления на различные осколки.

Рассмотрим энергетический баланс реакции деления.

Пусть E_нач = 0.025 эВ - средняя энергия теплового движения при 20⁰ С. Тогда E_выдел= 200 МэВ.

продукт реакции­	вид получаемой энергии	E, МэВ
Кинетическая энергия осколков	тепло	167
Кинетическая энергия	тепло	6
Кинетическая энергия n	тепло	5
Кинетическая энергия	тепло	8
Кинетическая энергия	энергия теряется	12

Зависимость _f(E) имеет достаточно сложный вид, поскольку на кривую E^-1/2 накладывается много резонансов. Если бы характер этой зависимости описывался формулой _f(E) = E^-1/2, то график зависимости f(E) = _f E^1/2 для U²³⁵ в области тепловых нейтронов имел вид прямой, параллельной оси абсцисс. Однако на практике эта зависимость имеет вид, с резонансом в точке E = 0,3 эВ.

Сечения деления ядер нейтронами различных энергий можно определить по специальным таблицам.

Как видно из приведенной выше схемы, при реакции деления кроме новых ядер могут появляться -кванты, -частицы распада, -кванты распада, нейтроны деления и нейтрино. С точки зрения цепной ядерной реакции наиболее важным является образование нейтронов. Среднее число появившихся в результате реакции деления нейтронов обозначают _f . Эта величина зависит от массового числа делящегося ядра и энергии взаимодействующего с ним нейтрона. образовавшиеся нейтроны обладают различной энергией (обычно от 0,5 до 15 МэВ), что характеризуется спектром нейтронов деления. Для U²³⁵ среднее значение энергии нейтронов деления равно 1.93 МэВ.

В процессе ядерной реакции могут появляться как ядра способствующие поддержанию цепной реакции (те которые испускают запаздывающий нейтрон), так и ядра, оказывающие неблагоприятное воздействие на ее ход (если они обладают большим сечением радиационного захвата). атомный энергетика ядерный реактор излучение

Заканчивая рассмотрение реакции деления, нельзя не упомянуть о таком важном явлении как запаздывающие нейтроны. Те нейтроны, которые образуются не непосредственно при делении тяжелых нуклидов (мгновенные нейтроны), а в результате распада осколков называются запаздывающими нейтронами. Характеристики запаздывающих нейтронов зависят от природы осколков. Обычно запаздывающие нейтроны делят на 6 групп по следующим параметрам: T - среднее время жизни осколков, ₁ - доля запаздывающих нейтронов среди всех нейтронов деления, ₁/ - относительная доля запаздывающих нейтронов данной группы, E - кинетическая энергия запаздывающих нейтронов.

В следующей таблице приведены характеристики запаздывающих нейтронов при делении U²³⁵

№ группы	T, сек.	1	1/ , %	E, МэВ
1	80.0	0.21	3.3	0.25
2	32.8	1.40	21.9	0.56
3	9.0	1.26	19.6	0.43
4	3.3	2.52	39.5	0.62
5	0.88	0.74	11.5	0.42
6	0.33	0.27	4.2	-

В целом:

N_зап / (N_зап + N_мгн) = = 0.0065; T_зап 13 сек.; T_мгн 0.001 сек.

При делении тяжелых ядер образуется несколько свободных нейтронов. Это позволяет организовать так называемую цепную реакцию деления, когда нейтроны, распространяясь в среде, содержащей тяжелые элементы, могут вызвать их деление с испусканием новых свободных нейтронов. Если среда такова, что число вновь рождающихся нейтронов увеличивается, то процесс деления лавинообразно нарастает. В случае, когда число нейтронов при последующих делениях уменьшается, цепная ядерная реакция затухает.

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

Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления некоторых тяжелых ядер.

Цепная ядерная реакция в реакторе может осуществляться только при определенном количестве делящихся ядер, которые могут делиться при любой энергии нейтронов. Из делящихся материалов важнейшим является изотоп U235, доля которого в естественном уране составляет всего 0,714 %.

Хотя U238 и делится нейтронами, энергия которых превышает 1,2 МэВ, однако самоподдерживающаяся цепная реакция на быстрых нейтронах в естественном уране не возможна из-за высокой вероятности неупругого взаимодействия ядер U238 с быстрыми нейтронами. При этом энергия нейтронов становится ниже пороговой энергии деления ядер U238.

Использование замедлителя приводит к уменьшению резонансного поглощения в U238, так как нейтрон может пройти область резонансных энергий в результате столкновения с ядрами замедлителя и поглотиться ядрами U235, Pu239, U233, сечение деления которых существенно увеличивается с уменьшением энергии нейтронов. В качестве замедлителей используют материалы с малым массовым числом и небольшим сечением поглощения (вода, графит, бериллий и др.).

Для характеристики цепной реакции деления используется величина, называемая коэффициентом размножения К. Это отношение числа нейтронов определенного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. Для стационарной цепной реакции деления К=1. Размножающаяся система (реактор), в которой К=1, называется критической. Если К>1, число нейтронов в системе увеличивается, и она в этом случае называется надкритической. При К < 1 происходит уменьшение числа нейтронов, и система называется под критической. В стационарном состоянии реактора число вновь образующихся нейтронов равно числу нейтронов, покидающих реактор (нейтроны утечки) и поглощающихся в его пределах. В критическом реакторе присутствуют нейтроны всех энергий. Они образуют так называемый энергетический спектр нейтронов, который характеризует число нейтронов различных энергий в единице объема в любой точке реактора. Средняя энергия спектра нейтронов определяется долей замедлителя, делящихся ядер (ядра горючего) и других материалов, которые входят в состав активной зоны реактора. Если большая часть делений происходит при поглощении тепловых нейтронов, то такой реактор называется реактором на тепловых нейтронах. Энергия нейтронов в такой системе не превышает 0.2 эВ. Если большая часть делений в реакторе происходит при поглощении быстрых нейтронов, такой реактор называется реактором на быстрых нейтронах.

2. Принцип построения атомной энергетики

2.1 Элементы ядерной физики

Как известно, все в мире состоит из молекул, которые представляют собой сложные комплексы взаимодействующих атомов. Молекулы - это наименьшие частицы вещества, сохраняющие его свойства. В состав молекул входят атомы различных химических элементов.

Химические элементы состоят из атомов одного типа. Атом, мельчайшая частица химического элемента, состоит из "тяжелого" ядра и вращающихся вокруг электронов.

Ядра атомов образованы совокупностью положительно заряженных протонов и нейтральных нейтронов. Эти частицы, называемые нуклонами, удерживаются в ядрах коротко действующими силами притяжения, возникающими за счет обменов мезонами, частицами меньшей массы.

Ядро элемента X обозначают как:

или X-A, например уран U-235:

где Z - заряд ядра, равный числу протонов, определяющий атомный номер ядра

A - массовое число ядра, равное суммарному числу протонов и нейтронов.

Ядра элементов с одинаковым числом протонов, но разным числом нейтронов называются изотопами (например, уранимеет два изотопа U-235 и U-238); ядра при N=const, z=var - изобарами.

Ядра водорода, протоны, а также нейтроны, электроны (бета-частицы) и одиночные ядра гелия (называемые альфа-частицами), могут существовать автономно вне ядерных структур.

Такие ядра или иначе элементарные частицы, двигаясь в пространстве и приближаясь к ядрам на расстояния порядка поперечных размеров ядер, могут взаимодействовать с ядрами, как говорят участвовать в реакции. При этом частицы могут захватываться ядрами, либо после столкновения - менять направление движения, отдавать ядру часть кинетической энергии. Такие акты взаимодействия называются ядерными реакциями. Реакция без проникновения внутрь ядра называется упругим рассеянием.

После захвата частицы составное ядро находится в возбужденном состоянии. "Освободиться" от возбуждения ядро может несколькими способами - испустить какую-либо другую частицу и гамма-квант, либо разделиться на две неравные части. Соответственно конечным результатам различают реакции - захвата, неупругого рассеяния, деления, ядерного превращения с испусканием протона или альфа-частицы.

Дополнительная энергия, освобождаемая при ядерных превращениях, часто имеет вид потоков гамма-квантов.

Вероятность реакции характеризуется величиной "поперечного сечения" реакции данного типа. Деление тяжелых ядер происходит при захвате нейтронов. При этом испускаются новые частицы и освобождается энергия связи ядра, передаваемая осколкам деления. Это фундаментальное явление было открыто в конце 30-ых годов немецким и учеными Ганом и Штрасманом, что заложило основу для практического использования ядерной энергии.

Ядра тяжелых элементов - урана, плутония и некоторых других интенсивно поглощают тепловые нейтроны. После акта захвата нейтрона, тяжелое ядро с вероятностью ~0,8 делится на две неравные по массе части, называемые осколками или продуктами деления. При этом испускаются - быстрые нейтроны/ (в среднем около 2,5 нейтронов на каждый акт деления), отрицательно заряженные бета-частиц и нейтральные гамма-кванты, а энергия связи частиц в ядре преобразуется в кинетическую энергию осколков деления, нейтронов и других частиц. Эта энергия затем расходуется на тепловое возбуждение составляющих вещество атомов и молекул, т.е. на разогревание окружающего вещества.

После акта деления ядер рожденные при делении осколки ядер, будучи нестабильными, претерпевают ряд последовательных радиоактивных превращений и с некоторым запаздыванием испускают "запаздывающие" нейтроны, большое число альфа, бета и гамма-частиц. С другой стороны некоторые осколки обладают способностью интенсивно поглощать нейтроны.

Ядерный реактор - это техническая установка, в которой осуществляется самоподдерживающаяся цепная реакция деления тяжелых ядер с освобождением ядерной энергии. Ядерный реактор состоит из активной зоны и отражателя, размещенных в защитном корпусе. Активная зона содержит ядерное топливо в виде топливной композиции в защитном покрытии и замедлитель. Топливные элементы обычно имеют вид тонких стержней. Они собраны в пучки и заключены в чехлы. Такие сборные композиции называются сборками или кассетами.

Вдоль топливных элементов двигается теплоноситель, который воспринимает тепло ядерных превращений. Нагретый в активной зоне теплоноситель двигается по контуру циркуляции за счет работы насосов либо под действием сил Архимеда и, проходя через теплообменник, либо парогенератор, отдает тепло теплоносителю внешнего контура.

Перенос тепла и движения его носителей можно представить в виде простой схемы:



1.Реактор

2.Теплообменник, парогенератор

3.Паротурбинная установка

4.Генератор

5.Конденсатор

6.Насос

2.2 Классификация ядерных реакторов

Ядерные реакторы делятся на несколько групп:

· в зависимости от средней энергии спектра нейтронов:

1. быстрые

2. промежуточные

3. тепловые

· по конструктивным особенностям активной зоны:

1. корпусные

2. канальные

· по типу теплоносителя:

1. водяные

2. тяжеловодные

3. натриевые

· по типу замедлителя:

1. водяные

2. графитовые

3. тяжеловодные

4. и др.

Для энергетических целей, для производства электроэнергии применяются:

1. водоводяные реакторы с некипящей или кипящей водой под давлением,

2. уран-графитовые реакторы с кипящей водой или охлаждаемые углекислым газом,

3. тяжеловодные канальные реакторы и др .

В будущем будут широко применяться реакторы на быстрых нейтронах, охлаждаемые жидкими металлами (натрий и др.); в которых принципиально реализуем режим воспроизводства топлива, т.е. создания количества делящихся изотопов плутония Pu-239 превышающего количество расходуемых изотопов урана U-235. Параметр, характеризующий воспроизводство топлива называется плутониевым коэффициентом. Он показывает, сколько актов атомов Pu-239 создается при реакциях захвата нейтронов в U-238 на один атом U-235, захватившего нейтрон и претерпевшего деление или радиационное превращение в U-235.

Реакторы с водой под давлением.

Реакторы с водой под давлением занимают видное место в мировом парке энергетических реакторов. Кроме того, они широко используются на флоте в качестве источников энергии, как для надводных судов, так и для подводных лодок. Такие реакторы относительно компактны, просты и надежны в эксплуатации. Вода, служащая в таких реакторах теплоносителем и замедлителем нейтронов, относительно дешева, неагрессивна и обладает хорошими нейтронно-физическими свойствами.

Реакторы с водой под давлением называются иначе водоводяными или легководными. Они выполняются в виде цилиндрического сосуда высокого давления со съемной крышкой. В этом сосуде (корпусе реактора) размещается активная зона, составленная из топливных сборок (топливных кассет) и подвижных элементов системы управления и защиты. Вода входит через патрубки в корпус, подается в пространство под активной зоной, двигается вертикально вверх вдоль топливных элементов и отводится через выходные патрубки в контур циркуляции. Тепло ядерных реакций передается в парогенераторах воде второго контура, более низкого давления. Движение воды по контуру обеспечивается работой циркуляционных насосов, либо, как в реакторах для станций теплоснабжения, - за счет движущего напора естественной циркуляции.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Рис. 1. Кипящие реакторы

1.Реактор

2.Парогенератор

3.Циркуляционный насос



Рис. 2. Уран-графитовые реакторы

3. Проблемы развития энергетики

Развитие индустриального общества опирается на постоянно растущий уровень производства и потребления различных видов энергии.

Как известно, в основе производства тепловой и электрической энергии лежит процесс сжигания ископаемых энергоресурсов -

· угля

· нефти

· газа

а в атомной энергетике - деление ядер атомов урана и плутония при поглощении нейтронов.

Масштаб добычи и расходования ископаемых энергоресурсов, металлов, потребления воды, воздуха для производства необходимого человечеству количества энергии огромен, а запасы ресурсов, увы, ограничены. Особенно остро стоит проблема быстрого исчерпания запасов органических природных энергоресурсов.

1 кг природного урана заменяет 20 т угля.

Мировые запасы энергоресурсов оцениваются величиной 355 Q, где Q - единица тепловой энергии, равная Q=2,52*1017 ккал = 36*109 тонн условного топлива /т.у.т/, т.е. топлива с калорийностью 7000 ккал/кг, так что запасы энергоресурсов составляют 12,8*1012 т.у.т.

Из этого количества примерно 1/3 т.е. ~ 4,3*1012 т.у.т. могут быть извлечены с использованием современной техники при умеренной стоимости топливодобычи. С другой стороны современнные потребности в энергоносителях составляют 1,1*1010 т.у.т./год, и растут со скоростью 3-4% в год, т.е. удваиваются каждые 20 лет.

Легко оценить, что органические ископаемые ресурсы, даже если учесть вероятное замедление темпов роста энергопотребления, будут в значительной мере израсходованы в будущем веке.

Отметим кстати, что при сжигании ископаемых углей и нефти, обладающих сернистостью около 2,5 %, ежегодно образуется до 400 млн.т. сернистого газа и окислов азота, т.е. около 70 кг. вредных веществ на каждого жителя земли в год.

Использование энергии атомного ядра, развитие атомной энергетики снимает остроту этой проблемы.

Действительно, открытие деления тяжелых ядер при захвате нейтронов, сделавшее наш век атомным, прибавило к запасам энергетического ископаемого топлива существенный клад ядерного горючего. Запасы урана в земной коре оцениваются огромной цифрой 1014 тонн. Однако основная масса этого богатства находится в рассеяном состоянии - в гранитах, базальтах. В водах мирового океана количество урана достигает 4*109 тонн. Однако богатых месторождений урана, где добыча была бы недорога, известно сравнительно немного. Поэтому массу ресурсов урана,которую можно добыть при современной технологии и при умеренных ценах, оценивают в 108 тонн. Ежегодные потребности в уране составляют, по современным оценкам, 104 тонн естественного урана. Так что эти запасы позволяют, как сказал академик А.П.Александров, "убрать Дамоклов меч топливной недостаточности практически на неограниченное время".

Другая важная проблема современного индустриального общества - обеспечение сохранности природы, чистоты воды, воздушного бассейна.

Известна озабоченность ученых по поводу "парникового эффекта", возникающего из-за выбросов углекислого газа при сжигании органического топлива, и соответствующего глобального потепления климата на нашей планете. Да и проблемы загазованности воздушного бассейна, "кислых" дождей, отравления рек приблизились во многих районах к критической черте.

Атомная энергетика не потребляет кислорода и имеет ничтожное количество выбросов при нормальной эксплуатации. Если атомная энергетика заменит обычную энергетику, то возможности возникновения "парника" с тяжелыми экологическими последствиями глобального потепления будут устранены.

Чрезвычайно важным обстоятельством является тот факт, что атомная энергетика доказала свою экономическую эффективность практически во всех районах земного шара. Кроме того, даже при большом масштабе энергопроизводства на АС атомная энергетика не создаст особых транспортных проблем, поскольку требует ничтожных транспортных расходов, что освобождает общества от бремени постоянных перевозок огромных количеств органического топлива.

В атомной энергетике есть не только плюсы, но и минусы, это безопасность. Чернобыльская катастрофа и другие аварии ядерных pеактоpов в 1970-е и 1980-е годы, помимо прочего, ясно показали, что такие аварии часто непредсказуемы. Например, в Чернобыле pеактоp 4-го энергоблока был серьезно поврежден в результате резкого скачка мощности, возникшего во время планового его выключения. Реактоp находился в бетонной оболочке и был оборудован системой аварийного расхолаживания и другими современными системами безопасности. Но никому и в голову не приходило, что при выключении реактора может произойти резкий скачок мощности и газообразный водород, образовавшийся в pеактоpе после такого скачка, смешавшись с воздухом, взорвется так, что pазpушит здание pеактоpа. В результате аварии погибло более 30 человек, более 200 000 человек в Киевской и соседних областях получили большие дозы радиации, был заражен источник водоснабжения Киева. На севере от места катастрофы - прямо на пути облака радиации - находятся обширные Пpипятские болота, имеющие жизненно важное значение для экологии Беларуси, Украины и западной части России. В Соединенных Штатах пpедпpиятия, стоящие и эксплуатирующие ядерные pеактоpы, тоже столкнулись с множеством проблем безопасности, что замедляло строительство, заставляя вносить многочисленные изменения в проектные показатели и эксплуатационные нормативы, и приводило к увеличению затрат и себестоимости электроэнергии. По-видимому, было два основных источника этих тpудностей. Один из них - недостаток знаний и опыта в этой новой отрасли энергетики. Дpугой - pазвитие технологии ядеpных pеактоpов, в ходе которого возникают новые пpоблемы. Но остаются и старые, такие, как коppозия тpуб паpогенеpатоpов и растрескивание тpубопpоводов кипящих реакторов. Не решены до конца и другие проблемы безопасности, напpимеp повpеждения, вызываемые резкими изменениями расхода теплоносителя.

Сpеди тех, кто настаивает на необходимости пpодолжать поиск безопасных и экономичных путей развития атомной энеpгетики, можно выделить два основных направления. Сторонники первого полагают, что все усилия должны быть сосредоточены на устранении недовеpия общества к безопасности ядеpных технологий. Для этого необходимо разрабатывать новые реакторы, более безопасные, чем существующие легководные. Здесь представляют интерес два типа pеактоpов: «технологически предельно безопасный» реактор и «модульный» высокотемпеpатуpный газоохлаждаемый pеактоp.

Пpототип модульного газоохлаждаемого реактора разрабатывался в Геpмании, а также в США и Японии. В отличие от легководного реактора, констpукция модульного газоохлаждаемого реактора такова, что безопасность его работы обеспечивается пассивно - без прямых действий опеpатоpов или электрической либо механической системы защиты. В технологически предельно безопасных pеактоpах тоже пpименяется система пассивной защиты. Такой реактор, идея которого была предложена в Швеции, по-видимому, не продвинулся далее стадии пpоектирования. Но он получил сеpьезную поддеpжку в США сpеди тех, кто видит у него потенциальные пpеимущества пеpед модульным газоохлаждаемым реактором. Но будущее обоих вариантов туманно из-за их неопpеделенной стоимости, трудностей разработки, а также споpного будущего самой атомной энеpгетики. Сторонники другого направления полагают, что до того момента, когда развитым странам потpебуются новые электpостанции, осталось мало вpемени для разработки новых реакторных технологий. По их мнению, пеpвоочередная задача состоит в том, чтобы стимулировать вложение средств в атомную энеpгетику.

Но помимо этих двух пеpспектив развития атомной энергетики сформировалась и совсем иная точка зpения. Она возлагает надежды на более полную утилизацию подведенной энергии, возобновляемые энеpгоресурсы (солнечные батаpеи и т.д.) и на энергосбережение. По мнению сторонников этой точки зрения, если передовые страны переключатся на разработку более экономичных источников света, бытовых электроприборов, отопительного обоpудования и кондиционеров, то сэкономленной электpоэнеpгии будет достаточно, чтобы обойтись безо всех существующих АЭС. Наблюдающееся значительное уменьшение потребления электроэнергии показывает, что экономичность может быть важным фактором ограничения спроса на электроэнергию.

Заключение

Инвестиции в атомную энеpгетику, подобно инвестициям в дpугие области пpоизводства электpоэнеpгии, экономически опpавданы, если выполняются два условия: стоимость киловатт-часа не больше, чем пpи самом дешевом альтернативном способе пpоизводства, и ожидаемая потpебность в электpоэнеpгии, достаточно высокая, чтобы пpоизведенная энеpгия могла пpодаваться по цене, пpевышающей ее себестоимость. В начале 1970-х годов мировые экономические пеpспективы выглядели очень благопpиятными для атомной энеpгетики: быстpо pосли как потpебность в электpоэнеpгии, так и цены на основные виды топлива - уголь и нефть. Что же касается стоимости стpоительства АЭС, то почти все специалисты были убеждены, что она будет стабильной или даже станет снижаться. Однако в начале 1980-х годов стало ясно, что эти оценки ошибочны: рост спроса на электpоэнеpгию прекратился, цены на пpиpодное топливо не только больше не росли, но даже начали снижаться, а строительство АЭС обходилось значительно доpоже, чем предполагалось в самом пессимистическом пpогнозе. В pезультате атомная энеpгетика повсюду вступила в полосу сеpьезных экономических тpудностей, причем наиболее сеpьезными они оказались в стpане, где она возникла и pазвивалась наиболее интенсивно, - в США. Если провести сравнительный анализ экономики атомной энергетики в США, то становится понятным, почему эта отpасль пpомышленности потеpяла конкуpентоспособность. С начала 1970-х годов резко выросли затраты на АЭС. Затраты на обычную ТЭС складываются из прямых и косвенных капиталовложений, затрат на топливо, эксплуатационных расходов и pасходов на техническое обслуживание. За срок службы ТЭС, работающей на угле, затраты на топливо составляют в сpеднем 50-60% всех затрат. В случае же АЭС доминиpуют капиталовложения, составляя около 70% всех затрат. Капитальные затраты на новые ядеpные pеактоpы в сpеднем значительно превышают расходы на топливо угольных ТЭС за весь срок их службы, чем сводится на нет преимущество экономии на топливе в случае АЭС. Таким образом, атомная энергетика пока не выдержала испытаний на экономичность, безопасность и расположение общественности. Ее будущее теперь зависит от того, насколько эффективно и надежно будет осуществляться контроль за строительством и эксплуатацией АЭС, а также насколько успешно будет решен ряд других проблем, таких, как проблема удаления радиоактивных отходов. Будущее атомной энергетики зависит также от жизнеспособности и экспансии ее сильных конкурентов - ТЭС, работающих на угле, новых энергосберегающих технологий и возобновляемых энергоресурсов.

Список литературы

1. Емельянов И.Я. и др. Конструирование ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 2000г.

2. Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Атомиздат, 1971г.

3. Камерон И. Ядерные реакторы. М.: Энергоатомиздат, 2002г.

4. Нигматулин Н.Н., Нигматулин Б.Н., Ядерные энергетические установки. М.: Энергоатомиздат, 1999г.

5. Рудик А.П. Физические основы ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1998.

6. Шихов СБ., Троянский В.Б. Элементарная теория ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1998г.

Размещено на Allbest.ru