Реферат Курсовая Конспект
Электростанции - раздел Образование, РАСЧЕТ И ОЦЕНКА Атомная Станция — Промышленное Предприятие Для Производства...
|
Атомная станция — промышленное предприятие для производства определенных видов энергии, использующее для этой цели ядерный реактор (реакторы) и комплекс систем, оборудования и сооружений с необходимым персоналом. АЭС - это атомная станция, предназначенная для производства электрической энергии. В ядерном реакторе почти вся энергия, высвобождаемая при делении ядер, превращается в тепловую энергию, преобразующуюся затем в электрическую. Процессы, осуществляемые на АЭС, являются частью ядерного топливного цикла.
Ядерный топливный цикл (ЯТЦ) - это совокупность технологических операций, включающих добычу урановой руды, изготовление уранового концентрата (в форме октооксида урана (III) U3О8 или диураната натрия Nа2U2О7); конверсию (производство гексафторида урана UF6 и его обогащение ураном-235); изготовление топлива для ядерных реакторов; его сжигание в реакторах с целью производства тепловой и электроэнергии; переработку отработанного ядерного топлива (ОЯТ) и обращение с радиоактивными отходами.
Различают два вида ЯТЦ - открытый (разомкнутый) и закрытый (замкнутый). В замкнутом ЯТЦ в отличие от разомкнутого на радиохимических предприятиях осуществляется переработка (репроцессинг) ОЯТ с целью возврата в цикл невыгоревшего ура-на-235, почти всей массы урана-238, а также изотопов энергетического плутония, образовавшихся при работе ядерных реакторов гражданского и военного назначения. Схема закрытого ЯТЦ представлена на рисунке Е.1.
Рисунок Е.1 - Схема закрытого ЯТЦ
Реакторы. Ядерный реактор - это устройство, в котором осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер некоторых тяжелых элементов под действием нейтронов. Центральная область ядерного реактора, содержащая ядерное топливо, где в основном и протекает цепная реакция, называется активной зоной. Здесь происходит цепная реакция деления и выделяется основная доля тепловой энергии. Активная зона, как правило, окружается отражателем — слоем материала (вода, уран, графит), эффективно возвращающего нейтроны, тем самым уменьшая их утечку из реактора, что приводит к сокращению размеров активной зоны и уменьшению загрузки ядерного реактора делящимся материалом.
В качестве ядерного топлива используют делящиеся изотопы уран-235, уран-233, плутоний-239. Ядерное топливо в составе специальных конструкций помещают в замедлитель - вещество, при взаимодействии с которым нейтроны быстро теряют энергию (замедляются), т.е. образуются т. н. тепловые нейтроны, находящиеся в тепловом равновесии со средой, в которой происходит замедление. В качестве замедлителя чаще всего используется вода или графит - соответственно этому реакторы называют водными или графитовыми. Сталкиваясь с атомами замедлителя, нейтрон отдаёт им свою энергию, и его скорость падает. Такие медленные нейтроны, выйдя из слоя замедлителя, потом очень эффективно разваливают ядра урана на осколки.
Важной частью ядерного реактора является тепловыделяющий элемент (твэл) — некоторое количество ядерного топлива в одной оболочке. Простейший твэл представляет собой блок (стержень, трубка, пластина) из делящегося материала (уран, диоксид урана), заключенного в герметичную оболочку из алюминия, циркония, нержавеющей стали. Материал оболочки твэла не должен сильно поглощать нейтроны. Во многих реакторах твэлы объединяют в сборки или кассеты.
Тепло, генерируемое в твэлах, доставляется к парогенераторам или теплообменникам с помощью теплоносителя, циркулирующего через активную зону. В качестве теплоносителя применяют газы, обычную или тяжелую воду, жидкие металлы (например, натрий), органические жидкости. Теплоноситель омывает снаружи разогретые герметичные конструкции, внутри которых происходит реакция деления. В результате этого теплоноситель нагревается и, перемещаясь по специальным трубам, переносит энергию (в виде собственного тепла). Нагретый теплоноситель используется для создания пара, который под высоким давлением подается на турбину. В случае газового теплоносителя эта стадия отсутствует, и на турбину подается непосредственно нагретый газ.
Герметичные оболочки твэлов предохраняют теплоноситель от загрязнения его радиоактивными продуктами деления ядер тяжелых элементов. Проходя через активную зону, теплоноситель не только нагревается, но и подвергается облучению мощным потоком нейтронов, в результате чего приобретает наведенную активность. Это обстоятельство необходимо учитывать при конструировании и эксплуатации ядерных реакторов.
Наиболее значимой является классификация ядерных реакторов по назначению. Выделяют две большие группы:
1) ядерные реакторы, использующиеся в качестве источников тепловой энергии
(энергетические);
2) ядерные реакторы, использующиеся для получения различных видов излучения.
Основные типы энергетических ядерных реакторов:
электроэнергетические ядерные реакторы АЭС (используются для выработки тепловой энергии, преобразующейся с помощью турбогенераторов в электрическую);
электроэнергетические (термоэлектрические или термоэмиссионные) ядерные реакторы (с безмашинным преобразованием тепловой энергии в электрическую);
высокотемпературные теплоэнергетические ядерные реакторы (производят высокопотенциальную тепловую энергию, непосредственно используемую в химической или металлургической промышленности для осуществления различных химических реакций или получения энергоносителей, например, водорода);
теплоэнергетические ядерные реакторы (производят тепловую энергию на атомных станциях теплоснабжения, предназначены для промышленной и бытовой теплофикации).
Ядерные реакторы подразделяются на различные типы не только по назначению, но и по физическим, техническим и эксплуатационным признакам.
По физическим признакам различают реакторы на тепловых и быстрых нейтронах; реакторы уранового, плутониевого или ториевого цикла; реакторы-размножители.
Техническая классификация проводится, как правило, по следующим признакам:
вид теплоносителя и замедлителя (водо-водяные тепловые ядерные реакторы с тяжеловодным или графитовым замедлителем, реакторы на быстрых нейтронах с натриевым или гелиевым теплоносителем, реакторы с органическим теплоносителем и замедлителем и т. д.);
агрегатное состояние водного теплоносителя (водо-водяные энергетические реакторы с водой под давлением, пароохлаждаемые реакторы на быстрых нейтронах);
элемент, в котором создается давление теплоносителя (корпусные, канальные, канально-корпусные ядерные реакторы);
число контуров теплоносителя (реакторы одноконтурные, с прямым паро- или газотурбинным циклом, двухконтурные с парогенератором и трехконтурные — с промежуточным контуром, отделяющим первый реакторный контур от паросилового контура);
структура и форма активной зоны (гетерогенные и гомогенные ядерные реакторы с активными зонами в форме цилиндра, параллелепипеда или сферы);
возможность перемещения (стационарные, транспортные или транспортабельные ядерные реакторы);
время действия (ядерные реакторы непрерывного действия, импульсные, прерывистого действия).
В России основными являются АЭС с водо-водяными реакторами с водой под давлением и уран-графитовые реакторы канального типа.
– Конец работы –
Эта тема принадлежит разделу:
ФГБОУ ВПО Московский государственный университет тонких химических технологий имени М В Ломоносова...
Если Вам нужно дополнительный материал на эту тему, или Вы не нашли то, что искали, рекомендуем воспользоваться поиском по нашей базе работ: Электростанции
Если этот материал оказался полезным ля Вас, Вы можете сохранить его на свою страничку в социальных сетях:
Твитнуть |
Новости и инфо для студентов