Разделы презентаций
- Разное
- Английский язык
- Астрономия
- Алгебра
- Биология
- География
- Геометрия
- Детские презентации
- Информатика
- История
- Литература
- Математика
- Медицина
- Менеджмент
- Музыка
- МХК
- Немецкий язык
- ОБЖ
- Обществознание
- Окружающий мир
- Педагогика
- Русский язык
- Технология
- Физика
- Философия
- Химия
- Шаблоны, картинки для презентаций
- Экология
- Экономика
- Юриспруденция
ОБЩАЯ ЭНЕРГЕТИКА
Содержание
- 1. ОБЩАЯ ЭНЕРГЕТИКА
- 2. Атомные электрические станции (АЭС) Лекция 4
- 3. Основные понятияАтомная электростанция (АЭС) - электростанция, вырабатывающая
- 4. Основные понятия Радиоактивные свойства у урана впервые обнаружил
- 5. Основные понятияВ 1939 году итальянский физик Энрико Ферми
- 6. Основные понятияПервый ядерный реактор построен в декабре
- 7. Основные понятияВ Европе первый ядерный реактор Ф-1
- 8. Основные понятияПервая в мире промышленная атомная электростанция
- 9. Основные понятияВ Великобритании первая АЭС промышленного назначения
- 10. Мировые лидеры в производстве ядерной электроэнергии США
- 11. Основные понятияКрупнейшая в мире АЭС - Касивадзаки-Карива
- 12. Основные понятияАтомные электростанции классифицируются в соответствии с
- 13. Топливо для АЭСГлавное отличие АЭС от ТЭС
- 14. Топливо для АЭСДля работы реакторов АЭС необходимо,
- 15. Топливо для АЭС Из обогащённого диоксида урана UO2
- 16. Топливо для АЭС Кроме изотопа урана 235 в
- 17. Принцип работы ядерного реактораПринципиальная схема ядерного реактора
- 18. Принцип работы ядерного реактораПри попадании нейтрона в
- 19. Принцип работы ядерного реактораЕсли число нейтронов будет
- 20. Состояние ядерного реактора Текущее состояние ядерного реактора можно
- 21. Регулирование хода цепной реакцииОсобое значение в реакторах
- 22. КПД работы ядерного реактораТаким образом, в отличие
- 23. АЭС с тепловыми реакторамиНаибольшее распространение в мировой
- 24. АЭС с тепловыми реакторамиВ водо-водяном реакторе циркулирует
- 25. Реактор ВВЭР-1000 (мощность 1000 МВт)
- 26. Корпусные реакторыКорпус реактора состоит из цилиндрического сосуда
- 27. Дно шахты имеет многочисленные отверстия, через которые
- 28. Корпусные реакторыКорпус ядерного реактора серии ВВЭР
- 29. АЭС с ядерным реактором серии ВВЭР
- 30. Тепловая схема двухконтурной АЭС с водо-водяным реактором типа ВВЭР
- 31. Работа АЭС с корпусным реакторомПервый контур находится
- 32. Работа АЭС с корпусным реакторомИз ядерного реактора
- 33. Работа АЭС с корпусным реакторомС помощью питательного
- 34. Работа АЭС с корпусным реакторомПолученный пар по
- 35. Работа АЭС с корпусным реакторомВажно отметить, что
- 36. Канальные реакторыАльтернативой корпусным реакторам являются канальные реакторы,
- 37. Канальный реактор РБМКреактор 1, барабаны - сепараторы 5, ГЦН 6
- 38. Технологические каналы реактора РБМКРеакторы серии РБМК установлены на: Курской, Ленинградской иСмоленской АЭС.
- 39. Технологические каналы реактора РБМКАктивная часть реактора представляет
- 40. Тепловая схема одноконтурной АЭС с реакторами РБМК-1000
- 41. Работа АЭС с реакторами РБМК-1000На таких АЭС
- 42. Работа АЭС с реакторами РБМК-1000Пар, получаемый в
- 43. Работа АЭС с реакторами РБМК-1000 Конденсат, пройдя систему
- 44. Ростовская АЭС
- 45. Ростовская АЭС
- 46. Реакторы типа ВВЭР и РБМКЕсли сравнивать реакторы
- 47. Реакторы на быстрых нейтронахПринципиальный недостаток реакторов на
- 48. Реакторы на быстрых нейтронахЭкспериментальные реакторы на быстрых
- 49. Реакторы на быстрых нейтронахОднако ранее эксплуатировалось несколько
- 50. Реакторы на быстрых нейтронахРеакторы на быстрых нейтронах
- 51. 238U+n → 239U beta- →
- 52. 232Th +n → 233Th beta- → 233Pu
- 53. Реакторы на быстрых нейтронах В реакторе сведены к
- 54. Реакторы на быстрых нейтронах Цепная реакция протекает в
- 55. Реакторы на быстрых нейтронахПри этом в экране
- 56. Реакторы на быстрых нейтронах1-шахта, 2-корпус, 3-ГЦН 1
- 57. Реакторы на быстрых нейтронахКорпус реактора представляет собой
- 58. Реакторы на быстрых нейтронахАктивная зона и зона
- 59. Реакторы на быстрых нейтронахНа АЭС с реакторами
- 60. Реакторы на быстрых нейтронахИспаритель представляет собой вертикальный
- 61. Белоярская АЭС
- 62. Слайд 62
- 63. Корпус реактора БН-800
- 64. Развитие атомной энергетикиКонцерн Энергоатом в 2008 году
- 65. Развитие атомной энергетикиСША и Япония ведут разработки
- 66. Развитие атомной энергетикиПравительством США принята Атомная водородная
- 67. Развитие атомной энергетикиЕщё более интересной, хотя и
- 68. ЗАКЛЮЧЕНИЕПри работе АЭС в атмосферу выбрасывается некоторое
- 69. Скачать презентанцию
Атомные электрические станции (АЭС) Лекция 4
Слайды и текст этой презентации
Слайд 1ОБЩАЯ ЭНЕРГЕТИКА
Кафедра Электроэнергетические системы
Факультет Энергетики и систем коммуникаций
Донского государственного
технического
Слайд 3Основные понятия
Атомная электростанция (АЭС) - электростанция, вырабатывающая электрическую энергию путём
преобразования тепловой энергии, выделяющейся в ядерном реакторе (реакторах) в результате
управляемой цепной реакции деления (расщепления) ядер атомов радиоактивных элементов.Принципиальное отличие АЭС от ТЭС только в том, что вместо парогенератора используется ядерный реактор — устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии.
Слайд 4Основные понятия
Радиоактивные свойства у урана впервые обнаружил французский физик Антуан
Беккерель в 1896 году.
Английский физик Эрнест Резерфорд впервые осуществил
искусственную ядерную реакцию под действием α – частиц в 1919 году.Немецкие физики Отто Ган и Фриц Штрасман открыли в 1938 году, что деление тяжёлых ядер урана при бомбардировке нейтронами сопровождается выделением энергии. Реальное использование этой энергии стало делом времени.
Слайд 5Основные понятия
В 1939 году итальянский физик Энрико Ферми установил, что при
делении урана испускаются быстрые нейтроны и что, если число вылетевших
нейтронов будет больше, чем число поглощённых, будет протекать цепная реакция (до него это теоретически предсказал, но не смог её получить Лео Силард). Поставленный эксперимент подтвердил наличие быстрых нейтронов, хотя их число на один акт деления осталось не очень определённым.
Слайд 6Основные понятия
Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 года в
США группой физиков Чикагского университета под руководством Э. Ферми. Впервые
была реализована незатухающая реакция деления ядер урана. Ядерный реактор, названный СР-1, состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер 235U, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых (медленных) нейтронах; в таких реакторах замедлителя значительно больше чем урана
Слайд 7Основные понятия
В Европе первый ядерный реактор Ф-1 был изготовлен и
запущен в декабре 1946 года в Москве группой физиков и
инженеров во главе с академиком Игорем Васильевичем Курчатовым.Реактор Ф-1 был набран из графитовых блоков и имел форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м в отверстиях графитовых блоков были размещены урановые стержни. Реактор Ф-1, как и СР-1, не имели системы охлаждения, поэтому работали на малых уровнях мощности: от долей до единиц ватта.
Слайд 8Основные понятия
Первая в мире промышленная атомная электростанция мощностью 5 МВт
была запущена 27 июня 1954 года в г. Обнинске Калужской
области.В 1958 году 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 в апреле 1964 года генератор 1-й очереди дал электроэнергию потребителям. В сентябре 1964 года был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 350 МВт запущен в декабре 1969 года.
Слайд 9Основные понятия
В Великобритании первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт
была введена в эксплуатацию в 1956 году в Колдер-Холле. Через
год вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).Мировыми лидерами по производству ядерной электроэнергии являются: США (788,6 млрд. кВт ч/год), Франция (426,8 млрд. кВт ч/год), Япония (273,8 млрд. кВт ч/год), Германия (158,4 млрд. кВт ч/год) и Россия (154,7 млрд. кВт ч/год). На начало 2004 года в мире действовал 441 энергетический ядерный реактор.
Слайд 10Мировые лидеры в производстве ядерной электроэнергии
США (788,6 млрд кВт·ч/год),
Франция (426,8 млрд кВт·ч/год),
Япония (273,8 млрд кВт·ч/год),
Германия (158,4
млрд кВт·ч/год)Россия (154,7 млрд кВт·ч/год).
Слайд 11Основные понятия
Крупнейшая в мире АЭС - Касивадзаки-Карива (Япония) - пять
кипящих ядерных реакторов (BWR) и два продвинутых кипящих ядерных реактора
(ABWR), суммарная мощность которых составляет 8,2 ГВт. Крупнейшая АЭС в Европе — Запорожская АЭС г. Энергодар (Украина) - 6 атомных реакторов суммарной мощностью 6 ГВт.В настоящее время в России работают АЭС: Балаковская, Белоярская, Билибинская, Ростовская, Калининская, Кольская, Курская, Ленинградская, Нововоронежская, Смоленская. В разработках проекта Энергетической стратегии России на период до 2030 года предусмотрено увеличение производства электроэнергии на атомных электростанциях в 4 раза.
Слайд 12Основные понятия
Атомные электростанции классифицируются в соответствии с установленными на них
реакторами:
реакторы на тепловых нейтронах, использующие специальные замедлители для увеличения вероятности
поглощения нейтрона ядрами атомов топлива;реакторы на быстрых нейтронах.
По виду отпускаемой энергии атомные станции делятся на:
атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки только электроэнергии;
атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию.
Слайд 13Топливо для АЭС
Главное отличие АЭС от ТЭС состоит в использовании
ядерного горючего вместо органического топлива.
Уран содержится в различных горных
породах и воде в рассеянном состоянии. Природный уран это смесь в основном неделящегося изотопа урана 238U (более 99%) и делящегося изотопа 235U (примерно 0,71%), который и представляет собой ядерное горючее (1 кг 235U выделяет энергию равную теплоте сгорания примерно 3000 т каменного угля).
Слайд 14Топливо для АЭС
Для работы реакторов АЭС необходимо, чтобы концентрация изотопа
235U была порядка 3,3 - 4,4 %. Для этого природный
уран направляется на обогатительный завод на переработку; при этом 90% природного обеднённого урана направляется на хранение, а 10% обогащается до требуемой концентрации.
Слайд 15Топливо для АЭС
Из обогащённого диоксида урана UO2 или окиси-закиси урана
U2O2 изготавливают тепловыделяющие элементы - ТВЭЛы - цилиндрические таблетки диаметром
9 мм и высотой 15-30 мм. Эти таблетки помещают в герметические циркониевые (цирконий поглощает нейтроны в 32,5 раза слабее по сравнению со сталью) тонкостенные трубки длиной около 4 м. ТВЭЛы собирают в тепловыделяющие сборки (ТВС) по несколько сотен штук.Все дальнейшие процессы расщепления ядер 235U с образованием осколков деления, радиоактивных газов и т.д. происходят внутри герметичных трубок ТВЭЛов.
Слайд 16Топливо для АЭС
Кроме изотопа урана 235 в качестве ядерного топлива
также используются:
изотоп урана 233 ( 233U);
изотоп плутония 239 ( 239Pu);
изотоп
тория 232 (232Th) (посредством преобразования в 233U).
Слайд 17Принцип работы ядерного реактора
Принципиальная схема ядерного реактора на тепловых (медленных)
нейтронах: 1 - управляющие стержни, 2 - биологическая защита, 3
- тепловая защита, 4 - замедлитель, 5 - ядерное топливо (ТВЭЛы).
Слайд 18Принцип работы ядерного реактора
При попадании нейтрона в ядро изотопа урана
235 оно делится на две части и вылетают несколько (2,5-3)
новых вторичных нейтронов. Чтобы в ядерном реакторе могла поддерживаться цепная реакция, необходимо чтобы в активной зоне реактора масса ядерного горючего была не менее критической. Реактор должен содержать такое количество 235U, чтобы в среднем хотя бы один из числа получающихся нейтронов на каждом акте деления смог бы вызвать следующий акт деления, прежде чем он покинет активную зону реактора.
Слайд 19Принцип работы ядерного реактора
Если число нейтронов будет поддерживаться постоянным, то
реакция деления будет иметь стационарный характер. Чем выше стационарный уровень
числа существующих нейтронов, тем больше мощность реактора.Если число нейтронов будет увеличиваться, то произойдёт тепловой взрыв, если уменьшаться, то реакция прекратится. Регулирование скорости течения реакции производится с помощью управляющих стержней 1.
Слайд 20Состояние ядерного реактора
Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом
размножения нейтронов k или реактивностью ρ, которые связаны между собой
соотношением:Для этих величин характерны следующие значения:
k>1 - цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритическом состоянии, его реактивность ρ>0;
k<1 - реакция затухает, реактор - подкритичен, ρ <0 ;
k=1, ρ =0, - число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии.
Слайд 21Регулирование хода цепной реакции
Особое значение в реакторах имеют средства управления
регулирования хода цепной реакции.
Достаточно эффективным средством регулирования являются вещества
— поглотители, обладающие исключительной способностью захвата нейтронов, такие как бор, кадмий. Поглотители по мере необходимости вводятся в активную зону реактора для быстрого прекращения ядерной реакции.
Слайд 22КПД работы ядерного реактора
Таким образом, в отличие от ТЭС, где
топливо стремятся сжигать полностью, на АЭС невозможно расщепить ядерное топливо
на 100%. Поэтому на АЭС нельзя рассчитать КПД по удельному расходу условного топлива. Для оценки эффективности работы энергоблока АЭС используется КПД неттоЭ - выработанная энергия, Qреак - выделившееся в реакторе тепло заодно и тоже время.
Слайд 23АЭС с тепловыми реакторами
Наибольшее распространение в мировой энергетике получили реакторы
на тепловых нейтронах двух видов: корпусные и канальные.
Основной особенностью корпусных
реакторов является то, что их активная зона располагается в толстостенном корпусе. Корпусные реакторы имеют две разновидности:реакторы с водой под давлением;
кипящие реакторы.
Слайд 24АЭС с тепловыми реакторами
В водо-водяном реакторе циркулирует только вода под
высоким давлением.
В кипящем реакторе над поверхностью жидкости образуется насыщенный
водяной пар, который направляется в паровую турбину. В корпусных реакторах и теплоносителем, и замедлителем является вода.
Слайд 26Корпусные реакторы
Корпус реактора состоит из цилиндрического сосуда и крышки 3,
притягиваемой к сосуду шпильками 2. В сосуде подвешивается шахта 5,
представляющая собой тонкостенный сосуд с уплотнением 6 и системой отверстий, обеспечивающих направленное движение теплоносителя (воды). Теплоноситель с давлением 157 ат и температурой 289О С поступает по четырём штуцерам в кольцевое пространство между корпусом и шахтой и движется вниз между ними. На этой стадии вода выполняет функцию отражателя нейтронов.
Слайд 27Дно шахты имеет многочисленные отверстия, через которые вода попадает внутрь
шахты, где располагается активная зона, состоящая из отдельных шестигранных ТВС,
каждый из которых содержит 312 ТВЭЛов
Слайд 31Работа АЭС с корпусным реактором
Первый контур находится в реакторном отделении.
Он включает реактор типа ВВЭР, через который с помощью ГЦН
прокачивается вода под давлением 160 ат. На входе в реактор вода имеет температуру 289О С, на выходе - 322 О С.При давлении 160 ат вода может закипеть только при температуре 346 О С. Таким образом, в первом контуре АЭС всегда циркулирует только вода без образования пара.
Слайд 32Работа АЭС с корпусным реактором
Из ядерного реактора вода с температурой
322О С поступает в парогенератор. Парогенератор - это горизонтальный цилиндрический
сосуд (барабан) частично заполненный водой второго контура. Парогенератор, по существу, является кипятильником, выпаривающем воду при повышенном давлении.
Слайд 33Работа АЭС с корпусным реактором
С помощью питательного насоса (ПН) в
парогенераторе создаётся давление существенно меньшее, чем в первом контуре (давление
свежего пара р=60 ат). Поэтому уже при нагреве до 275О С в соответствии с зависимостью Т(р) вода в парогенераторе закипает вследствие нагрева её теплоносителем с температурой 322 О С. Таким образом, в парогенераторе, являющимся связующим звеном первого и второго контура, получается сухой насыщенный пар с давлением р=60 ат, температурой Т=275 О С и небольшой влажностью (0,5%). Необходимо обратить внимание на низкие начальные параметры пара на входе в турбину и наличие влаги.
Слайд 34Работа АЭС с корпусным реактором
Полученный пар по паропроводу поступает в
ЦВД паровой турбины. Здесь он расширяется до давления примерно 10
ат. При этом влажность пара возрастает до 10-12 %; поэтому после ЦВД пар направляется в сепаратор-пароперегреватель (СПП). В сепараторе от пара отделяется влага, и он поступает в пароперегреватель, где его параметры доводятся до значений 10 ат, 250О С.Таким образом, пар на выходе СПП является перегретым и с такими параметрами поступает в ЦНД. Расширившись в ЦНД, пар поступает в конденсатор, а из него в конденсатно-питательный тракт, аналогичный как в обычной ТЭС.
Слайд 35Работа АЭС с корпусным реактором
Важно отметить, что во втором контуре
циркулирует нерадиоактивная вода, что существенно упрощает эксплуатацию и повышает безопасность
АЭС.
Слайд 36Канальные реакторы
Альтернативой корпусным реакторам являются канальные реакторы, которые строились только
в СССР под названием РБМК — реактор большой мощности канальный.
Такой реактор представляет собой графитовую кладку с многочисленными каналами, в каждый из которых вставляется как бы небольшой кипящий реактор малого диаметра.
Замедлителем в таком реакторе служит графит, а теплоносителем — вода.
Слайд 38Технологические каналы реактора РБМК
Реакторы серии РБМК установлены на:
Курской,
Ленинградской
и
Смоленской АЭС.
Слайд 39Технологические каналы реактора РБМК
Активная часть реактора представляет собой графитовую кладку
10 из блоков сечением 250×250 мм. В центре каждого блока
сделано вертикальное отверстие (канал), в которое помещается парогенерирующее устройство. Совокупность парогенерирующего устройства, кладки и элементов их установки называется технологическим каналом.Он включает в себя трубу, состоящую из центральной (циркониевой) части 11, расположенной в области графитовой кладки 10, и двух концевых частей 4 и 14, выполненных из нержавеющей стали. Внутри подвешивается ТВС, состоящая из двух последовательно расположенных пучков.
Слайд 41Работа АЭС с реакторами РБМК-1000
На таких АЭС один и тот
же теплоноситель циркулирует через реактор и паротурбинную установку.
Питательная вода с
параметрами 80 ат и 265О С с помощью ГЦН из раздаточного коллектора поступает в технологические каналы, размещённые в активной зоне реактора. На выходе из каналов пароводяная смесь с паросодержанием 14-17% собирается в коллекторе и затем подаётся в барабан-сепаратор, служащий для разделения пара и воды. Образующийся пар с параметрами 65 ат и 280О С поступает в паровую турбину.
Слайд 42Работа АЭС с реакторами РБМК-1000
Пар, получаемый в реакторе и сепараторе,
является радиоактивным вследствие растворённых в нём радиоактивных газов; при этом
наибольшую концентрацию имеют паропроводы свежего пара. Поэтому их прокладывают в бетонных коридорах, служащих биологической защитой. По той же причине пар к турбине подводится снизу.Пар, расширившись в ЦВД до давления 3,5 ат, направляется через СПП в ЦНД и затем в конденсаторы. Конденсатно-питательный тракт такой же, как и обычной ТЭС; но на некоторых его элементах имеется биологическая защита от радиоактивности.
Слайд 43Работа АЭС с реакторами РБМК-1000
Конденсат, пройдя систему регенеративного подогрева воды,
приобретает температуру 165 О С, смешивается с водой, идущей от
барабана-сепаратора (280 О С) и поступает в ГЦН, обеспечивающих питание ядерного реактора.
Слайд 46Реакторы типа ВВЭР и РБМК
Если сравнивать реакторы типа ВВЭР и
РБМК, то основное преимущество ВВЭР в том, что они обладают
большей безопасностью:реактор ВВЭР имеет защитную оболочку, не допускающую выхода радиоактивных элементов за её пределы;
в случае потери охлаждения активной зоны цепная реакция в реакторе ВВЭР затухает, в реакторе РБМК - разгорается;
активная зона реактор ВВЭР не содержит горючего вещества - графита.
Важным преимуществом реактора РБМК является возможность непрерывной замены отработавших ТВС перегрузочной машиной без остановки его. Реактор типа ВВЭР необходимо ежегодно останавливать для замены 1/3 отработанного топлива.
Слайд 47Реакторы на быстрых нейтронах
Принципиальный недостаток реакторов на тепловых нейтронах —
низкая эффективность использования топлива.
Тепловые реакторы способны использовать не более
0,5% энергетического потенциала природного урана. Запасы изотопа урана 235 меньше, чем запасы нефти. При широкомасшабном развитии атомной энергетики и столь нерациональным потреблением урана можно очень быстро столкнуться с его дефицитом.
Выход из этой ситуации один — создание реакторов на быстрых нейтронах (БН).
Слайд 48Реакторы на быстрых нейтронах
Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах появились в
1950-е годы, в 1960-80-е годы работы по созданию промышленных реакторов
на быстрых нейтронах активно велись в СССР, США и ряде европейских стран.К началу 1990-х большинство этих проектов было прекращено из-за риска аварий и высоких эксплуатационных затрат.
В настоящее время в промышленном режиме работают два реактора на быстрых нейтронах в России (Белоярская АЭС, блок БН-600) и Франции (PHENIX).
Слайд 49Реакторы на быстрых нейтронах
Однако ранее эксплуатировалось несколько таких реакторов:
Великобритания
блок мощностью 250 МВт (1970-1994);
США блок мощностью 98 МВт
(1963-1972) и мощностью 400 МВт (1982-1992); Франция блок мощностью 1,2 ГВт (1984-1997)
г. Шевченко мощностью 350 МВт (БН-350) (1973-1999).
Слайд 50Реакторы на быстрых нейтронах
Реакторы на быстрых нейтронах позволяют поддерживать цепную
реакцию не только 235U, но и 238U, а также изотоп
232 тория (232Th).При попадании быстрых нейтронов в ядро 238U протекает несколько реакций, в результате которых образуется новое делящееся вещество изотоп плутония 239 (239Pu ), которое можно использовать в качестве ядерного топлива.
Слайд 51238U+n → 239U beta- → 239 Np beta-
→ 239Pu
Реакторы на быстрых нейтронах
В случае использования изотопа 238 урана
(238U) схема реакции имеет вид: 
Слайд 52232Th +n → 233Th beta- → 233Pu beta- → 233U
Реакторы
на быстрых нейтронах
При облучении 232Th нейтронами образуется неустойчивый изотоп, который
после ряда реактивных превращений превращается в расщепляющийся изотоп 233, при этом схема реакции имеет вид:
Слайд 53Реакторы на быстрых нейтронах
В реакторе сведены к минимуму всевозможные замедлители
и сокращены бесполезные потери нейтронов.
В реакторах БН в качестве
теплоносителя используется жидкий натрий. Активная зона состоит из топливных сборок со стержнями обогащённого урана. Она окружена экраном из стержней с воспроизводящим материалом: 238U или 232Th. Это зона воспроизводства.
Слайд 54Реакторы на быстрых нейтронах
Цепная реакция протекает в активной зоне реактора.
Поглощение нейтронов в конструкционных материалах и теплоносителе в реакторе БН
сравнительно мало.Регулирование скорости протекания реакции производится изменением количества стержней урана в активной зоне. При делении ядра высвобождается 2,5 - 2,9 нейтрона. Один из них производит новое деление, а остальные 1,5 - 1,9 выходят из активной зоны и поглощаются в экране, состоящем из стержней 238U или 232Th.
Слайд 55Реакторы на быстрых нейтронах
При этом в экране идёт образование искусственного
ядерного горючего 239Pu или 233U. Сжигая 1 кг 239Pu, реактор
БН не только воспроизводит его, вырабатывает дополнительно 0,4 - 0,7 кг плутония, который может использоваться как новое горючее. Таким образом, реактор БН является наработчиком ядерного топлива с коэффициентом воспроизводства (КВ) 1,4 - 1,7. Ядерно-энергетическая система с реакторами на тепловых нейтронах и реакторами БН может отдавать энергию почти без поступления извне исходного ядерного топлива 235U.
Слайд 56Реакторы на быстрых нейтронах
1-шахта,
2-корпус,
3-ГЦН 1 контура,
4-электродвигатель насоса,
5-большая поворотная пробка,
6-радиционная защита,
7-теплообменник натрий — натрий,
8-центральная
поворотная колонна с механизмами СУЗ, 9-активная зона.
Слайд 57Реакторы на быстрых нейтронах
Корпус реактора представляет собой бак цилиндрической формы
с эллиптическим днищем и конической верхней крышкой, выполненной с одиннадцатью
горловинами - для поворотной пробки, насосов 1 контура, промежуточных теплообменников, элеваторов системы перегрузки ТВС. Цилиндрическая часть корпуса соединена с днищем путём сварки через переходное опорное кольцо, на котором установлен опорный пояс, являющийся основой несущей конструкции внутри корпуса реактора; он образует три сливные камеры для натрия, выходящего из теплообменников.
Слайд 58Реакторы на быстрых нейтронах
Активная зона и зона воспроизводства собираются из
шестигранных ТВС кассетного типа размерами 96 мм. ТВС состоит из
ТВЭЛов, кожуха, головки для захвата ТВС при перегрузках хвостовика, с помощью которого ТВС устанавливается в гнездо напорного коллектора и поддерживается вертикально. ТВЭЛы по длине активной зоны заполнены втулками из обогащённого окиси урана (или смеси окиси урана и окиси плутония), а выше и ниже активной зоны расположены торцевые экраны из брикетов окиси «отвального» урана (238U). ТВЭЛы зоны воспроизводства заполнены брикетами из «отвального» урана.
Слайд 59Реакторы на быстрых нейтронах
На АЭС с реакторами на быстрых нейтронах,
используется парогенератор ПГН-200М, предназначенный для выработки перегретого пара высокого давления.
Парогенератор ПГН-200М - прямоточный теплообменник, состоящий из восьми параллельно включённых по рабочим средам секций. Каждая секция состоит из 3-х модулей: испарителя, пароперегревателя и промежуточного пароперегревателя, объединённых трубопроводами обвязки по воде, пару и натрию.
Слайд 60Реакторы на быстрых нейтронах
Испаритель представляет собой вертикальный теплообменник с прямыми
трубами и состоит из следующих основных узлов:
входная и выходная камеры
для подвода питательной воды и отвода слабо перегретого пара;корпус испарителя с камерами подвода и отвода натрия, сильфонного компенсатора для компенсаций разницы температурных перемещений между корпусом и теплообменными трубами;
трубный пучок, состоящий из 349 труб.
Слайд 64Развитие атомной энергетики
Концерн Энергоатом в 2008 году развернул работы для
дальнейшего инновационного развития атомной энергетики.
Атомная энергетика 21 века должна
строится на основе замкнутого ядерного топливного цикла главным звеном которого должна стать АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, использующих в качестве ядерного топлива 238U и обеспечивающих наработку ядерного топлива с КВ=1.Кроме создания замкнутого ядерного топливного цикла в области атомной энергетики ведутся и другие работы, основными из которых являются.
Слайд 65Развитие атомной энергетики
США и Япония ведут разработки мини-АЭС, с мощностью
порядка 10-20 МВт для целей тепло- и электроснабжения отдельных производств,
жилых комплексов, а в перспективе — и индивидуальных домов.С уменьшением мощности установки растёт предполагаемый масштаб производства.
Малогабаритные реакторы (например, Hyperion АЭС) создаются с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества.
Слайд 66Развитие атомной энергетики
Правительством США принята Атомная водородная инициатива.
Ведутся работы
(совместно с Южной Кореей) по созданию атомных реакторов нового поколения,
способных производить в больших количествах водород. INEEL (Idaho National Engineering Environmental Laboratory) прогнозирует, что один энергоблок атомной электростанции следующего поколения будет производить ежедневно водород, эквивалентный 750000 литров бензина.Финансируются исследования возможностей производства водорода на существующих атомных электростанциях.
Слайд 67Развитие атомной энергетики
Ещё более интересной, хотя и относительно отдалённой перспективой
выглядит использование энергии ядерного синтеза.
Термоядерные реакторы, по расчётам, будут
потреблять меньше топлива на единицу энергии, и как само это топливо (дейтерий, литий, гелий-3), так и продукты их синтеза нерадиоактивны и, следовательно, экологически безопасны. В настоящее время при участии России во Франции ведётся строительство международного экспериментального термоядерного реактора ITER.
Слайд 68ЗАКЛЮЧЕНИЕ
При работе АЭС в атмосферу выбрасывается некоторое количество ионизированного газа,
однако обычная тепловая электростанция вместе с дымом выводит ещё бо́льшее
количество радиационных выбросов, из-за естественного содержания радиоактивных элементов в каменном угле.Недостатки атомных станций:
облучённое топливо опасно, требует сложных и дорогих мер по переработке и хранению;
нежелателен режим работы с переменной мощностью для реакторов, работающих на тепловых нейтронах;
большие капитальные вложения, как удельные, на 1 МВт установленной мощности для блоков мощностью менее 700—800 МВт, так и общие, необходимые для постройки станции, её инфраструктуры, а также в случае возможной ликвидации.
