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
Введение в химическую технологию материалов современной энергетики
Содержание
- 1. Введение в химическую технологию материалов современной энергетики
- 2. Роль ядерной энергетикиМировое энергопотреблениеЕдиница измерения - Q
- 3. Роль ядерной энергетикиНаселение Земли1900 г. – 1,6
- 4. Роль ядерной энергетикиЭнергетические запасы1. Возобновляемые источники энергии.1.1.
- 5. Роль ядерной энергетикиЭнергетические запасы2. Невозобновляемые источники энергии2.1.
- 6. Роль ядерной энергетикиЭнергетические запасы3. Ресурсы ядерной энергии
- 7. Роль ядерной энергетикиТеплотворная способность топлива
- 8. Роль ядерной энергетики – СО2
- 9. Роль ядерной энергетикиАтомная энергетика в миреПо данным
- 10. Роль ядерной энергетикиЯдерные реакторы мира (2003)
- 11. Роль ядерной энергетикиЯдерные реакторы мира (2010)
- 12. Роль ядерной энергетикиАтомная энергетика в мире
- 13. География строительства новых реакторов(строятся и спроектированы)World Nuclear Association – http://www.world-nuclear.org/info/reactors.html, данные на 31 May 2007
- 14. Роль ядерной энергетикиВ мире строятся 65 энергоблоков
- 15. Прогнозы развития атомной энергетики в мире
- 16. Прогнозы развития атомной энергетики в регионахЗападная ЕвропаВосточная АзияГВт(эл)ГВт(эл)ВысокийНизкийНизкийВысокий
- 17. Атомная программа РоссииКонцепция долгосрочного социально-экономического развития России
- 18. Прогнозные вводы новой мощности на электростанциях России, ГВт
- 19. Прирост базовой нагрузки потребления электроэнергии по субъектам
- 20. Строительство новых блоков АЭС до 2020 года (Ген.схема размещения)
- 21. Применение U, Th и Pu в атомной энергетикеПринцип работы энергетического реактора
- 22. Применение U, Th и Pu в атомной энергетикеОсновные типы энергетических реакторов
- 23. Слайд 23
- 24. Ведущие проекты реакторов «Поколения 4»
- 25. Структура уран-плутониевого ядерного топливного цикла
- 26. Применение U, Th и Pu в атомной
- 27. Применение U, Th и Pu в атомной
- 28. Применение U, Th и Pu в атомной
- 29. Применение U, Th и Pu в атомной
- 30. Применение U, Th и Pu в атомной
- 31. Применение U, Th и Pu в атомной
- 32. Ядерные константы делящихся нуклидов Деление + энергияЗахват нейтронаТ.н. – тепловые нейтроны; Б.н. – быстрые нейтроны
- 33. Торий как ядерное горючееЯдерные константы нуклидов-размножителей Т.н.
- 34. Торий как ядерное горючееДостоинстваНаименьшее сечение захвата 233UЛучший
- 35. Торий как ядерное горючееНедостаткиОтсутствие 233U в природеВремя
- 36. Торий как ядерное горючееПопытки использовать торий и
- 37. Типы ядерных реакторов на тепловых нейтронах
- 38. Торий как ядерное горючееСуществует 2 программы по
- 39. Торий как ядерное горючееТри этапа внедрения торниевого
- 40. Торий как ядерное горючееРеактор AHWR
- 41. Торий как ядерное горючееИспользование тория в реакторах
- 42. Торий как ядерное горючееИспользование тория в реакторах
- 43. Торий как ядерное горючееИспользование тория в реакторах
- 44. Торий как ядерное горючееВ настоящее время использование
- 45. Конструкционные материалы ядерных реакторовТребования к конструкционным
- 46. Физические свойства возможных конструкционных материалов ЯРЦиркалой 2 – сплав Zr-1.5%Sn + немного Fe, Cr, Ni
- 47. Конструкционные материалы ядерных реакторовАлюминий Низкое сечение
- 48. Конструкционные материалы ядерных реакторовБериллий Низкое сечение
- 49. Конструкционные материалы ядерных реакторовМагнийСплав на основе
- 50. Конструкционные материалы ядерных реакторовНержавеющая сталь Дешева
- 51. Конструкционные материалы ядерных реакторовЦирконий и его
- 52. Конструкционные материалы ядерных реакторовМеханические свойства цирконияЧистый
- 53. Конструкционные материалы ядерных реакторовКоррозионные свойства цирконияНесмотря
- 54. Конструкционные материалы ядерных реакторовКоррозионные свойства цирконияТребования
- 55. Конструкционные материалы ядерных реакторовЦиркониевые сплавы в
- 56. Скачать презентанцию
Роль ядерной энергетикиМировое энергопотреблениеЕдиница измерения - Q = 1018 Btu = 1,055 1021 Дж (эквивалентно ~ 35,7 млрд. т. условного топлива (7000 ккал/кг) или ~ 25 млрд. т. нефти). По
Слайды и текст этой презентации
Слайд 1Введение
в химическую технологию материалов современной энергетики
Доцент, канд. хим. наук
Половов И.Б.
Слайд 2Роль ядерной энергетики
Мировое энергопотребление
Единица измерения - Q = 1018 Btu
= 1,055 1021 Дж
(эквивалентно ~ 35,7 млрд. т. условного
топлива (7000 ккал/кг) или ~ 25 млрд. т. нефти). По оценке 1-ой Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии (1955 г.) за 1860 лет новой эры, т.е. до 1860 г., человечество потребило от 6 до 9 Q энергии.
Далее оценки МАГАТЭ:
1860 -1970 гг. – 7 Q.
1982 г. – 0,26 Q.
1982-2000 гг. – 7 Q.
2000-2020 гг. – примерно 15 Q.
Расход энергии удваивается примерно каждые 20 лет.
Слайд 3Роль ядерной энергетики
Население Земли
1900 г. – 1,6 млрд. чел.,
1965
г. – 3,2 млрд. чел.,
1975 г. – > 4
млрд. чел., 1995 г. – 5,4 млрд. чел.,
2000 г. – 6,1 млрд. чел.
Прогноз на 2120 г. составляет ~ 15 млрд. чел.
Слайд 4Роль ядерной энергетики
Энергетические запасы
1. Возобновляемые источники энергии.
1.1. Гидроэнергетические (реки) 0,2
Q/год.
1.2. Энергия естественного фотосинтеза 0,1 Q/год (тогда как общий поток
солнечной энергии на Землю составляет 3000 Q/год).1.3. Энергия ветров, геотермальная, морских приливов и отливов.
Слайд 5Роль ядерной энергетики
Энергетические запасы
2. Невозобновляемые источники энергии
2.1. Доступные (всего ~
90 Q).
2.1.1. Каменный и бурый уголь 74 Q.
2.1.2. Нефть 10
Q.2.1.3. Природный газ, конденсат 6 Q.
2.2. Прочие виды топлива (сланцы, торф и др.) могут быть использованы позднее и дадут примерно ещё 250 Q.
Слайд 6Роль ядерной энергетики
Энергетические запасы
3. Ресурсы ядерной энергии (только при использовании
их в реакторах деления).
3.1. Уран-235 при использовании в тепловых реакторах
– 5 Q.3.2. Уран и плутоний при полном использовании в реакторах на быстрых нейтронах – до 700 Q.
3.3. Торий (и уран-233) при использовании смешанных топливных циклов в быстрых реакторах – до 5600 Q.
Слайд 8Роль ядерной энергетики
– СО2 при сжигании топлива;
– при работе станции и её обслуживании.
Выбросы углекислого газа при производстве электрической энергии различными способами:
Слайд 9Роль ядерной энергетики
Атомная энергетика в мире
По данным МАГАТЭ, на 31
декабря 2010 г. атомные энергетические реакторы эксплуатировались в 30 странах
мира.Всего в эксплуатации находилось 433 блока, общей мощностью 366,61 ГВт эл., что составляло примерно 16% мирового производства электрической энергии.
На первом месте по количеству работающих энергоблоков находятся США – 104 блока, первое место по доле атомной энергетики в производстве электроэнергии занимает Франция – 78%.
Слайд 13География строительства новых реакторов
(строятся и спроектированы)
World Nuclear Association – http://www.world-nuclear.org/info/reactors.html,
данные на 31 May 2007
Слайд 14Роль ядерной энергетики
В мире строятся 65 энергоблоков (в 14 странах):
1
в Аргентине, 1 в Бразилии, 2 в Болгарии, 6 в
Индии, 27 в Китае, 5 в Южной Корее, 1 в Пакистане, 11 в России, 2 в Словакии, 2 на Украине, 1 в Финляндии и 2 в Японии.С момента первой выработки электроэнергии на АЭС 20 декабря 1951 г. в мире было произведено 54,125 млрд. кВт.ч электроэнергии, накоплен опыт эксплуатации около 11870 реакторо-лет.
Слайд 16Прогнозы развития
атомной энергетики в регионах
Западная Европа
Восточная Азия
ГВт(эл)
ГВт(эл)
Высокий
Низкий
Низкий
Высокий
Слайд 17Атомная программа России
Концепция долгосрочного социально-экономического развития России на период до
2020 года.
Энергетическая стратегия 2020.
Проект ЭС-2030.
Генеральная схема размещения объектов электроэнергетики
Отраслевые программы.
Слайд 19Прирост базовой нагрузки потребления электроэнергии по субъектам РФ к 2030
г
Новые мощности АЭС в «точках роста»
Замещение выбывающих энергоблоков действующих
АЭСУскоренный ввод АЭС на существующих заделах
ГЕНСХЕМА АЭС: ЛОГИКА КОНЦЕПЦИИ
Волгодонск-2, Курск-5, Калинин-4, Балаково-5
Замещение новыми площадками выбывающих энергоблоков: Нововоронежская-3-4-5, Ленинградская-1-2-3-4, Кольская 1-2-3-4, Курская 1-2-3, Белоярская-3, Смоленская 1-2
Перспективные регионы для ввода АЭС: Северо-запад, Московский регион, Северный Кавказ, Юг Урала, Тюмень, Юг Сибири и Приморье
Слайд 26Применение U, Th и Pu в атомной энергетике
В современной ядерной
энергетике находят применение изотопы
урана U235, U233, U238,
тория Th232,
плутония
Pu239, Pu241Делящиеся изотопы: U235, U233, Pu239, Pu241
Слайд 27Применение U, Th и Pu в атомной энергетике
Деление урана
Реакцию деления
урана можно представить следующим образом:
92U235 + 0n1 → ZAM +
92-ZB236-M-(2÷3) ++ (2÷3) 0n1 (Е > 1,4 МэВ) + (195÷200 МэВ)
из них примерно 168 МэВ - кинетическая реакция радионуклидов деления (РНД).
3,1∙1010 делений в секунду дают 1 ватт энергии.
Слайд 28Применение U, Th и Pu в атомной энергетике
Пример:
92U235 +
0n1 → 38Sr94 + 54Xe140 + 2 0n1
Затем следуют цепочки
радиоактивных превращений:38Sr94 → 39Y94 + β- → 40Zr94 + β-
54Xe140 → 55Cs140 + β- → 56Ba140 + β- →
→ 57La140 + β- → 58Ce140 + β-
Слайд 29Применение U, Th и Pu в атомной энергетике
Общее поперечное сечение
захвата нейтронов складывается из сечения реакции деления и сечения реакции
захвата: σa = σf + σcДля тепловых нейтронов:
Слайд 30Применение U, Th и Pu в атомной энергетике
Классификация нейтронов по
энергиям:
Тепловые нейтроны: Е = 0,0253 эВ
Медленные нейтроны: 0,0253 < Е
< 1 эВНейтроны промежуточных энергий: 1 < E < 1000 эВ
Быстрые нейтроны: E > 1000 эВ (в основном > 1,4 МэВ)
Слайд 31Применение U, Th и Pu в атомной энергетике
Конверсия природного урана-238
в плутоний-239 и природного тория-232 – в делящийся уран-233.
Реакции конверсии:
92U238
+ 0n1 → 92U239 (T½ = 23,5 мин) + γ →→ 93Np239 (T½ = 2,33 сут.) + β → 94Pu239 + β
При захвате нейтронов с Е > 1,4 МэВ 92U238 делится!
90Th232 + 0n1 → 90Th233 (T½ = 23,3 мин) + γ →
→ 91Pa233 (T½ = 27,4 сут.) + β → 92U233 + β
Слайд 32Ядерные константы делящихся нуклидов
Деление + энергия
Захват нейтрона
Т.н. – тепловые
нейтроны; Б.н. – быстрые нейтроны
Слайд 33Торий как ядерное горючее
Ядерные константы нуклидов-размножителей
Т.н. – тепловые нейтроны;
Б.н. – быстрые нейтроны
Таким образом, на базе 232Th (233U) возможно
создание ядерного реактораС точки зрения нейтронного баланса и ядерно-физических свойств реактор на тепловых нейтронах и 233U наиболее привлекателен
Слайд 34Торий как ядерное горючее
Достоинства
Наименьшее сечение захвата 233U
Лучший нейтронный баланс
Большее распространение
тория в природе
ThO2 – стабильный оксид, не окисляется
Теплопроводность ThO2 на
10 % выше UO2Температура плавления ThO2 на 500 0С выше, чем у UO2
В ходе кампании не образуются высокоактивные трансплутонивые элементы
Слайд 35Торий как ядерное горючее
Недостатки
Отсутствие 233U в природе
Время между образованием мгновенных
и запаздывающих нейтронов меньше
В ходе деления образуется больше газообразных продуктов
Промежуточный
продукт Pa-233 с
T1/2=27 дней может поглощать нейтроныВ реакторе накапливается U-232
Необходимость разработки специальной конструкции реактора, предусматривающей получение U-233 из Th-232
Большая сложность управления реактором
Распухание ТВЭЛов и сокращение времени кампании
На самом деле образующиеся газы очень плохо выходят из ториевой матрицы, и реальное газовыделение меньше, чем в при использовании урана
Усложнен перезапуск реактора
В ходе цепочки распада U-232 помимо высокоактивных изотопов радия, радона и полония образуется Tl-208 c очень жестким гамма-излучением (до 85 % общей энергии распада)
Переработка ОЯТ затруднена
Слайд 36Торий как ядерное горючее
Попытки использовать торий и его соединения в
качестве ядерного топлива для атомных реакторов начались со середины 50-х
годов ХХ века.Созданные до настоящего времени полупромышленные ториевые реакторы (HTGR, MSRE) работали на смешанном урановом или ураново-плутониевом топливе.
По оценкам экспертов МАГАТЭ создание полностью ториевого цикла потребует вложения более 1 трлн. $
К настоящему времени общепризнано, что единственный способ вовлечения тория в ядерно-топливный цикл – это частичный или полный перевод на ториевое топливо УЖЕ существующих ядерных реакторов на тепловых нейтронах
Слайд 38Торий как ядерное горючее
Существует 2 программы по использованию тория в
реакторов
Индия (обладает наибольшими запасами тория)
Тип реактора – СANDU
В настоящее
время работают
8 реакторов на ториевом топливеРоссия – США
Тип реактора – ВВЭР-1000
Закончены полупромышленные испытания, в 2010 году предполагалось использование ториевого топлива на АЭС
Слайд 39Торий как ядерное горючее
Три этапа внедрения торниевого ЯТЦ (Индия):
Тяжеловодные реакторы
CANDU, работающие на топливе из природного урана и тория, будут
использоваться для наработки плутония.Реакторы-бридеры на быстрых нейтронах (FBR) на основе полученного плутония будут производить U-233 из тория.
Перспективные тяжеловодные реакторы AHWR будут работать на U-233 и тории, получая 75% энергии из тория. На основе технологий AHWR станет возможным появление реакторов следующего поколения, достаточно безопасных для их размещения вблизи крупных городов.
Слайд 41Торий как ядерное горючее
Использование тория в реакторах ВВЭР
Обычная топливная
сборка реактора ВВЭР-1000 состоит из 331 трубки из сплава Zr-1%Nb
(диаметр-9.1 мм, толщина – 0.6 мм), в которые загружаются таблетки из UO2. Стержни образуют равносторонний шестиугольник с шириной 235 мм. Длина ТВС составляет 3840 мм В ториевом реакторе ТВС состоит из 2-х частей:
внешней, напоминающей таковую для стандартного реактора; состоит из 228 трубок из Zr-1%Nb диаметром 8.4 мм, в которые загружены таблетки из смеси UO2:ThO2 (1:9, уран обогащен до 20%);
внутренней, состоящей из 108 Zr-10% Pu (Pu-239>90%) стержней, форма – закрученная треугольная звезда в трубках Zr-%Nb диаметром 12.75 мм
Слайд 42Торий как ядерное горючее
Использование тория в реакторах ВВЭР
Размеры ториевой ТВС
не отличаются от стандартной реактора ВВЭР
Конструкция центральной части, отвечающей за
инициирование ядерной реакции, такая же как и у российских транспортных реакторовВнутренние части ТВС меняются ежегодно, внешние – раз в 3 года
Среднее выгорание - 100 ГВт∙день/т топлива
Слайд 43Торий как ядерное горючее
Использование тория в реакторах ВВЭР
Преимущества
Совместимость с существующими
реакторами
Ядерное топливо может быть изготовлено на существующих в России заводах
Возможна
утилизация плутония, в том числе оружейногоНевозможна организация процесса по наработке плутония или урана для ядерного оружия
Слайд 44Торий как ядерное горючее
В настоящее время использование данного типа топливных
сборок в атомной энергетике России признано нецелесообразным по причине недостаточной
проработанности проекта и необходимостью больших финансовых вложенийАмериканская компания «Lightbridge» (бывшая «Thorium power») в 2009 году официально оформила патент на активную зону реактора ВВЭР-1000, описанной конструкции
Слайд 45Конструкционные материалы
ядерных реакторов
Требования к конструкционным материалам ядерных реакторов (ЯР)
Минимальное
сечение захвата
Механическая надежность
Высокая теплопроводность
Коррозионная стойкость по отношению к топливу, теплоносителю
и продуктам деленияМеханическая надежность обеспечивается прочностью и пластичностью материала, сопротивлением ползучести, виброустойчивостью, стабильностью размеров при циклических режимах работы
Слайд 46Физические свойства возможных
конструкционных материалов ЯР
Циркалой 2 – сплав Zr-1.5%Sn
+ немного Fe, Cr, Ni
Слайд 47Конструкционные материалы
ядерных реакторов
Алюминий
Низкое сечение захвата
Высокая теплопроводность
Малая
плотность
Алюминий при 200-300 0С образует сплавы
с ураном
Низкая
температура плавленияИспользуется в транспортных реакторах
Уран от алюминия отделяют защитным слоем
В энергетических реакторах алюминий не используют
Слайд 48Конструкционные материалы
ядерных реакторов
Бериллий
Низкое сечение захвата
Малая плотность
Высокая
теплопроводность
Высокие температуры плавления и кипения
Плохо совместим с водой
и перегретым паромХрупкость
Токсичность
Считается перспективным материалом
Слайд 49Конструкционные материалы
ядерных реакторов
Магний
Сплав на основе магния является материалом оболочки
ТВЭЛов в реакторах типа «Магнокс»
В реакторах, где теплоносителем является
вода, магний не используют из-за низкой
коррозионной стойкостиМеханические свойства магния ухудшаются с ростом температуры
Слайд 50Конструкционные материалы
ядерных реакторов
Нержавеющая сталь
Дешева
Высокая температура плавления
Высокая
прочность и пластичность
Хорошая обрабатываемость
Высокая коррозионная стойкость
Относительно высокое
сечение захватаОтносительно низкая теплопроводность
Высокое радиационное распухание
Основной конструкционный материал ЯР
Материал оболочек в некоторых ЯР на т.н.
Материал оболочек ЯР на б.н.
Необходимо использовать более обогащенное топливо
Слайд 51Конструкционные материалы
ядерных реакторов
Цирконий и его сплавы
Низкое сечение захвата
Высокая температура плавления
Высокая прочность и пластичность
Хорошая обрабатываемость
Высокая
коррозионная стойкостьСохраняет механические свойства при облучении
Относительно низкая теплопроводность
Высокая стоимость
Цирконий – металл № 1 для конструкции ядерного реактора
Слайд 52Конструкционные материалы
ядерных реакторов
Механические свойства циркония
Чистый иодидно-рафинированный цирконий обладает высокой
пластичностью и малой прочностью
Цирконий способен к быстрому упрочнению под влиянием
малых пластических деформаций и малых количеств примесейПримеси, особенно внедрения, резко ухудшают пластичность циркония
Слайд 53Конструкционные материалы
ядерных реакторов
Коррозионные свойства циркония
Несмотря на высокую реакционную способность,
цирконий исключительно коррозионностойкий металл, благодаря образованию на его поверхности тонкой
пленки очень стойкого оксида циркония, надежно предохраняющего его от окисления и разрушенияЦирконий практически не разрушается в холодных и горячих (до 100 0С) минераль-ных кислотах, щелочах, аммиаке и др.
Слайд 54Конструкционные материалы
ядерных реакторов
Коррозионные свойства циркония
Требования к легированию
Легирующий элемент должен
иметь низкое сечение захвата тепловых нейтронов
Легирующий элемент должен обеспечивать коррозионную
стойкость деталей активной зоны на весь срок эксплуатацииЛегирующий элемент должен обеспечивать механическую надежность при всех возможных режимах работы реактора
Легирующий элемент не должен образовывать долгоживущих радионуклидов
Наличие малых количеств таких примесей, как азот, углерод, алюминий и кремний, увеличивает скорость коррозии циркония
Цирконий реагирует с перегретой водой и водяным паром (> 300 0C)
Для работы в качестве твэльных трубок (срок эксплуатации – 3 года) и канальных трубок (срок эксплуатации – 30 лет) необходимо введение легирующих элементов
Легирующий элемент - ниобий
Сплав Н1 с содержанием НИОБИЯ 1 мас. %
Сплав Н2.5 с содержанием НИОБИЯ 2.5 мас. %
Слайд 55Конструкционные материалы
ядерных реакторов
Циркониевые сплавы в атомной энергетике
В реакторе ВВЭР-1000
общее число деталей превышает 540 тыс. шт.
Активная зона ВВЭР-1000 набирается
из 151 ТВС, в каждой из которых по 317 ТВЭЛовОболочка ТВЭЛов ВВЭР-1000 выполнена из сплава Н1 диаметром 9.1 мм толщиной 0.65 мм
Из сплава Н1 изготовлены пробки-заглушки, а из Н2.5 - канальные трубы, кожухи кассет, прутки и трубки крепления ТВС
На 1 реактор необходимо более 14 тонн циркония
