Zásady klasifikácie elektrární. Triedy, podtriedy, skupiny, podskupiny.
Klasifikácia elektrární
DRUHÁ ČASŤ
ELEKTRÁRNE,
PRACUJE NA
BEZPLATNÁ ENERGIA
Trieda- je určená hlavným procesom a druhom počiatočnej (spotrebovanej) energie.
Podtrieda- je určená charakteristickými znakmi a prijatými (zaužívanými) pomenovaniami.
Skupina- je určená druhom vyrobenej (vytvorenej) energie.
Podskupina- určuje typ inštalácie podľa konštrukčných rozdielov.
V závislosti od špecifických vlastností a stavu vývoja nemusí byť uvedené rozdelenie vždy striktne dodržané. Existuje osem hlavných tried:
1- tepelný elektrárne: v nich je hlavným procesom uvoľňovania energie fázový prechod vyššieho druhu (FPVR), teda čiastočné alebo úplné štiepenie atómov na elementárne častice - elektrín a elektróny. Počiatočná energia je potenciálna väzbová energia elementárnych častíc v atóme – energia akumulovaná v hmote.
2- prirodzené elektrárne, teda elektrárne, ktoré priamo využívajú energiu prírodných javov.
3- coriolis elektrárne - hlavný proces výroby energie je spojený s vlastným roztočením rotora Coriolisovými silami. Počiatočná energia radiálneho toku hmoty môže byť rôzna: hydraulická, chemická, magnetická, ...
4- elektromagnetické elektrárne - hlavným procesom je premena tokov elektrina na rôzne druhy energie: mechanickú, tepelnú, elektrickú.
5- vibračná rezonancia elektrárne - hlavným procesom je výmena energie pracovnej tekutiny v podmienkach vibračnej rezonancie. Počiatočná energia je energia vonkajšieho prostredia, najmä molekúl atmosférického vzduchu.
6- éterický elektrárne - hlavným procesom je smerové zahusťovanie éteru, najmä elektrického plynu. Počiatočná energia je éter.
7- dobíjacie elektrárne - hlavným procesom je akumulácia energie (elektrickej, chemickej, tepelnej, ...) a jej návrat pri vybití batérie.
8- kombinované elektrárne - zariadenia s niekoľkými rôznymi typmi procesov uvoľňovania energie, ktoré je ťažké priradiť k jednej zo špecifikovaných tried.
Táto trieda zahŕňa všetky tradičné elektrárne na fosílne palivá, jadrové, vodíkové a nové prírodné elektrárne.
Medzi tradičné patria: motory s vnútorným a vonkajším spaľovaním, inštalácie plynových a parných turbín, ako aj rôzne tepelné a kotlové inštalácie.
Medzi jadrové elektrárne patria moderné jadrové elektrárne a teplárne, kde proces uvoľňovania energie prebieha s úplným rozpadom rádioaktívnych látok.
Vodíkové elektrárne využívajú vodík, ktorý reaguje s kyslíkom na výrobu vody.
Uvedené elektrárne sú všeobecne známe a existuje o nich množstvo odbornej literatúry, preto ich netreba podrobne popisovať.
Treba zdôrazniť, že využívajú obmedzené prírodné zdroje: uhlie, ropu, plyn, urán..., ktoré príroda nedopĺňa tak rýchlo, ako sa míňa. Tieto zariadenia sa vyznačujú chybnou ekológiou, škodlivou pre ľudstvo.
Zariadenia na prírodnú energiu / 1/ sú bez týchto nevýhod, keďže využívajú len čiastočný, šetrný, rozklad látky (vzduch, voda) bez zmeny chemických vlastností v dôsledku malého hmotnostného defektu rádovo 10 -6 %, ktorý sa dopĺňa v prirodzených podmienkach.
Termonukleárne elektrárne, ktoré sú vo vývoji niekoľko desaťročí s nulovými výsledkami, neboli do klasifikácie zaradené, nakoľko sú v súlade s modernou teóriou /1,2/ nefunkčné.
Federálna agentúra pre vzdelávanie
GOU VPO „Pomorská štátna univerzita pomenovaná po M.V. Lomonosov
Technická a podnikateľská fakulta
Náčrt lekcie
na tému: „Jadrová elektráreň“.
Archangeľsk 2010
Osnova lekcie
Téma lekcie. Jadrové elektrárne.
Ciele lekcie:
1) Vzdelávacie:
Predstaviť všeobecné informácie o jadrových elektrárňach;
Odhaliť hlavný význam jednotlivých prvkov usporiadania jadrových elektrární;
Oboznámiť sa s výhodnými polohami jadrových elektrární;
Hovorte o výhodách a nevýhodách jadrových elektrární;
Oboznámiť študentov s najnovšími údajmi o výstavbe jadrových elektrární v Archangeľskej oblasti.
2) Vzdelávacie:
Kultivujte pozornosť, vytrvalosť, presnosť.
3) Vývoj:
Formovanie kognitívneho záujmu o predmet;
Rozvíjajte dobrovoľnú pozornosť, vizuálnu pamäť, konštruktívne myslenie.
Typ lekcie: prednáška s využitím multimediálnych technológií.
Učebné pomôcky, potreby a materiál: konštrukčná schéma jadrovej elektrárne.
Pre učiteľa- učebnica; študijné stoly a krieda na prácu na tabuli, zariadenie na zobrazovanie multimédií.
Pre študenta- učebnica, štvorčekový zošit, pracovný zošit.
Počas vyučovania
Organizačná časť - 2 minúty
Pozdravy;
Kontrola pripravenosti na lekciu;
Kontrola dochádzky žiakov.
Téma správy, ciele lekcie – 3 minúty
Učiteľ upozorní žiakov na tabuľu, nahlas povie, čo bolo napísané, a požiada ich, aby si zapísali tému hodiny do žiackeho zošita.
Opakovanie preberanej látky na tému „Získanie elektriny“ – 5 minút
Aby sa ušetril čas na prednáškach, konsolidácia preberanej látky so študentmi sa najlepšie robí metódou frontálneho prieskumu. Využiť sa však dajú aj iné formy a metódy aktualizácie vedomostí žiakov.
Žiaci sú vyzvaní, aby odpovedali na otázky:
Spôsoby využitia elektriny?
Typy generátorov?
Elektrické vedenia - elektrické vedenia;
Aké elektrárne vyrábajú elektrinu?
Rádioizotopové zdroje energie.
Učenie sa nového materiálu - 25 minút
Začlenenie multimédií vyrobených v MS Power Point pred študentmi.
Jadrová elektráreň(JE) - komplex technických stavieb určených na výrobu elektrickej energie využitím energie uvoľnenej pri riadenej jadrovej reakcii (snímka č. 1).
História.
V druhej polovici 40. rokov, ešte pred ukončením prác na vytvorení prvej atómovej bomby (jej test, ako viete, prebehol 29. augusta 1949), začali sovietski vedci vyvíjať prvé projekty pre mierové využívanie atómovej energie, ktorej všeobecným smerom sa okamžite stala elektroenergetika.
V roku 1948 na návrh I.V. Kurčatova a v súlade s pokynmi strany a vlády sa začali prvé práce na praktickom využití atómovej energie na výrobu elektriny.
V máji 1950 sa pri obci Obninskoye v regióne Kaluga začali práce na výstavbe prvej jadrovej elektrárne na svete.
Prvá jadrová elektráreň na svete s výkonom 5 MW bola spustená 27. júna 1954 v ZSSR, v meste Obninsk, ležiacom v regióne Kaluga (snímka č. 2).
29. apríla 2002 o 11.31 moskovského času bol natrvalo odstavený reaktor prvej jadrovej elektrárne na svete v Obninsku. Podľa tlačovej služby Ministerstva pre atómovú energiu Ruska bola stanica zastavená výlučne z ekonomických dôvodov, pretože „jej udržiavanie v bezpečnom stave bolo každým rokom drahšie a drahšie“.
Prvá jadrová elektráreň na svete s 5 MW reaktorom AM-1 (Atom Peaceful) dala priemyselný prúd 27. júna 1954 a otvorila cestu pre využitie atómovej energie na mierové účely, úspešne fungovala takmer 48 rokov.
V roku 1958 bola uvedená do prevádzky 1. etapa Sibírskej JE s výkonom 100 MW (plný projektový výkon 600 MW). V tom istom roku sa začala výstavba priemyselnej jadrovej elektrárne Belojarsk a 26. apríla 1964 dával generátor 1. stupňa prúd spotrebiteľom. V septembri 1964 bol spustený 1. blok Novovoronežskej JE s výkonom 210 MW. Druhý blok s výkonom 350 MW bol spustený v decembri 1969. V roku 1973 bola spustená JE Leningrad.
Mimo územia ZSSR bola prvá priemyselná jadrová elektráreň s výkonom 46 MW uvedená do prevádzky v roku 1956 v Calder Hall (Veľká Británia). O rok neskôr bola v Shippingport (USA) uvedená do prevádzky jadrová elektráreň s výkonom 60 MW.
Začiatkom roku 2004 bolo vo svete v prevádzke 441 jadrových reaktorov, ruský TVEL OJSC dodáva palivo pre 75 z nich.
Najväčšia jadrová elektráreň v Európe - JE Záporizhzhya... Energodar (región Záporižžja, Ukrajina), ktorého výstavba sa začala v roku 1980 a v polovici roku 2008 je v prevádzke 6 jadrových reaktorov s celkovou kapacitou 5,7 gigawattov.
Klasifikácia.
Podľa typu reaktorov.
Jadrové elektrárne sú klasifikované podľa reaktorov, ktoré sú v nich nainštalované:
Tepelné reaktory využívajúce špeciálne moderátory na zvýšenie pravdepodobnosti absorpcie neutrónov jadrami atómov paliva;
Ľahké vodné reaktory. Ľahký vodný reaktor - jadrový reaktor, v ktorom sa obyčajná voda H3O používa na spomalenie neutrónov a/alebo ako chladivo. Obyčajná voda, na rozdiel od ťažkej vody, neutróny nielen spomaľuje, ale vo veľkej miere aj pohlcuje (podľa reakcie 1H + n = ²D) .;
Grafitové reaktory;
Ťažkovodné reaktory. Ťažkovodný jadrový reaktor – jadrový reaktor, ktorý využíva D2O – ťažkú vodu ako chladivo a moderátor. Vzhľadom na skutočnosť, že deutérium má menší prierez absorpcie neutrónov ako ľahký vodík, majú takéto reaktory zlepšenú neutrónovú rovnováhu, čo umožňuje použiť prírodný urán ako palivo v energetických reaktoroch alebo použiť „extra“ neutróny na výrobu izotopov. v tzv. "Priemyselný";
Rýchle neutrónové reaktory sú jadrový reaktor, ktorý využíva neutróny s energiou > 105 eV na udržanie jadrovej reťazovej reakcie. ;
podkritické reaktory využívajúce externé zdroje neutrónov;
Fúzne reaktory. Riadená termonukleárna fúzia (CTF) je fúzia ťažších atómových jadier od ľahších za účelom získania energie, ktorá má na rozdiel od výbušnej termonukleárnej fúzie (používanej v termonukleárnych zbraniach) riadený charakter.
Podľa typu uvoľnenej energie.
Podľa druhu dodávanej energie možno jadrové elektrárne rozdeliť na:
Jadrové elektrárne (JE) určené len na výrobu elektriny;
Jadrové elektrárne na kombinovanú výrobu tepla a elektriny (CHPP) vyrábajúce elektrinu aj tepelnú energiu;
Stanice jadrového tepla (AST), ktoré vyrábajú iba tepelnú energiu;
Všetky jadrové elektrárne v Rusku však majú vykurovacie zariadenia určené na ohrev vody v sieti.
3.3. Základné prvky jadrovej elektrárne
Jedným z hlavných prvkov jadrovej elektrárne je reaktor. V mnohých krajinách sveta využívajú najmä jadrové štiepne reakcie uránu U-235 pod vplyvom tepelných neutrónov. Pre ich implementáciu v reaktore musí byť okrem paliva (U-235) prítomný moderátor neutrónov a samozrejme chladivo, ktoré odoberá teplo z reaktora. V reaktoroch VVER (tlaková voda) sa ako moderátor a chladivo používa obyčajná tlaková voda. V reaktoroch RBMK (vysokovýkonné kanálové reaktory) sa ako chladivo používa voda a ako moderátor sa používa grafit. V predchádzajúcich rokoch boli oba tieto reaktory široko používané v jadrových elektrárňach v elektroenergetike.
Reaktor a jeho servisné systémy zahŕňajú: samotný reaktor s biologickým tienením, výmenníky tepla, čerpadlá alebo zariadenia na fúkanie plynu, ktoré cirkulujú chladivo; cirkulačné potrubia a armatúry; zariadenia na prekladanie jadrového paliva; špeciálne systémy vetranie, núdzové chladenie a pod.
Perspektívne sú jadrové elektrárne s reaktormi s rýchlymi neutrónmi (BN), ktoré možno využiť na výrobu tepla a elektriny, ako aj na reprodukciu jadrového paliva. Technologická schéma energetického bloku takejto jadrovej elektrárne je znázornená na obrázku. Reaktor typu BN má aktívnu zónu, kde prebieha jadrová reakcia s uvoľňovaním toku rýchlych neutrónov. Tieto neutróny pôsobia na prvky z U-238, ktorý sa zvyčajne pri jadrových reakciách nepoužíva, a premieňajú ho na plutónium Pu-239, ktoré sa môže neskôr použiť v jadrových elektrárňach ako jadrové palivo. Teplo jadrovej reakcie sa odoberá tekutým sodíkom a používa sa na výrobu elektriny.
Základná technologická schéma JE s reaktorom typu BN:
a - princíp aktívnej zóny reaktora;
b - technologická schéma:
1 - reaktor; 2 - parný generátor; 3 - turbína; 4 - generátor; 5 - transformátor; 6-turbínový kondenzátor; 7 - čerpadlo kondenzátu (napájacie); 8 - výmenník tepla pre sodíkové okruhy; 9 - nerádioaktívne sodíkové čerpadlo; 10 - rádioaktívna sodíková pumpa (snímka č. 3.4).
JE nemajú emisie spalín a nemajú odpad vo forme popola a trosky. Merné uvoľňovanie tepla do chladiacej vody na JE je však vyššie ako na JE v dôsledku vyššej mernej spotreby pary a následne vysokej mernej spotreby chladiacej vody. Na väčšine nových jadrových elektrární sa preto plánuje inštalácia chladiacich veží, v ktorých sa teplo z chladiacej vody odvádza do atmosféry.
Dôležitou črtou možného vplyvu jadrovej elektrárne na životné prostredie je potreba likvidácie rádioaktívneho odpadu. Deje sa tak na špeciálnych pohrebiskách, ktoré vylučujú možnosť ožiarenia ľudí. Aby sa predišlo vplyvu prípadných rádioaktívnych výpustí jadrovej elektrárne na ľudí v prípade havárií, boli prijaté špeciálne opatrenia na zvýšenie spoľahlivosti zariadení (zdvojenie bezpečnostných systémov a pod.), okolo bolo vytvorené pásmo sanitárnej ochrany. rastlina.
3.4. Princíp fungovania
Schéma prevádzky jadrovej elektrárne na dvojokruhovom tlakovodnom reaktore (VVER) (snímka č. 5).
Na obrázku je znázornená schéma prevádzky jadrovej elektrárne s dvojokruhovým tlakovodným energetickým reaktorom. Energia uvoľnená v aktívnej zóne reaktora sa prenáša do primárneho chladiva. Ďalej sa chladivo čerpá do výmenníka tepla (parogenerátora), kde ohrieva vodu sekundárneho okruhu do varu. Výsledná para vstupuje do turbín, ktoré otáčajú elektrické generátory. Na výstupe z turbín para vstupuje do kondenzátora, kde je ochladzovaná veľkým množstvom vody prichádzajúcej zo zásobníka.
Kompenzátor tlaku je pomerne zložitá a ťažkopádna konštrukcia, ktorá slúži na vyrovnávanie kolísania tlaku v okruhu počas prevádzky reaktora, vznikajúceho v dôsledku tepelnej rozťažnosti chladiva. Tlak v 1. okruhu môže dosiahnuť 160 atmosfér (VVER-1000).
Okrem vody možno v rôznych reaktoroch použiť ako nosič tepla aj roztavený sodík alebo plyn. Použitie sodíka umožňuje zjednodušiť konštrukciu plášťa aktívnej zóny reaktora (na rozdiel od vodného okruhu tlak v sodíkovom okruhu nepresahuje atmosférický tlak), zbaviť sa tlakového kompenzátora, ale vytvára svoje ťažkosti. spojené so zvýšenou chemickou aktivitou tohto kovu.
Celkový počet okruhov sa môže pre rôzne reaktory líšiť, schéma na obrázku je znázornená pre reaktory VVER (Water-to-Water Power Reactor). Reaktory typu RBMK (High Power Channel Type Reactor) využívajú jednu vodnú slučku a reaktory BN (Fast Neutron Reactor) používajú dve sodíkové a jednu vodnú slučku.
Ak nie je možné použiť veľké množstvo vody na kondenzáciu pary, namiesto zásobníka je možné vodu chladiť v špeciálnych chladiacich vežiach (chladiace veže), ktoré sú vzhľadom na svoju veľkosť zvyčajne najviditeľnejšou časťou. jadrová elektráreň.
3.5. Výhody a nevýhody.
Výhody jadrových elektrární:
Nedostatok škodlivých emisií;
Emisie rádioaktívnych látok sú niekoľkonásobne menšie ako uhlie e. zariadenia s podobnou kapacitou (popol z uhoľných TPP obsahuje percento uránu a tória dostatočné na ich ziskovú ťažbu);
Malé množstvo použitého paliva a možnosť jeho opätovného použitia po spracovaní;
Vysoký výkon: 1000-1600 MW na pohonnú jednotku;
Nízke náklady na energiu, najmä teplo.
Nevýhody jadrových elektrární:
Ožiarené palivo je nebezpečné a vyžaduje zložité a nákladné opatrenia na prepracovanie a skladovanie;
Prevádzka s premenlivým výkonom je pre tepelné reaktory nežiaduca;
Dôsledky možného incidentu sú mimoriadne vážne, hoci jeho pravdepodobnosť je pomerne nízka;
Veľké kapitálové investície, ako špecifické, na 1 MW inštalovaného výkonu pre bloky s výkonom menším ako 700-800 MW, tak aj všeobecné, potrebné pre výstavbu stanice, jej infraštruktúry, ako aj v prípade možnej likvidácie .
Jadrové elektrárne v Rusku.
V súčasnosti je v Ruskej federácii na 10 prevádzkovaných jadrových elektrárňach v prevádzke 31 blokov s celkovým výkonom 23 243 MW, z toho 15 tlakovodných reaktorov - 9 VVER-440, 15 kanálových varných reaktorov - 11 RBMK-1000 resp. 4 EGP-6, 1 reaktor pre rýchle neutróny.
Vypracovanie návrhu energetickej stratégie Ruska na obdobie do roku 2030 počíta so 4-násobným zvýšením výroby elektriny v jadrových elektrárňach.
3.7. Projekt JE NPP-92.
Projekt vznikol v rámci štátneho programu „Environmentálna energia“. Zohľadnila domáce skúsenosti pri vytváraní a prevádzke predchádzajúceho modelu reaktorovej elektrárne (V-320) v jadrových elektrárňach Záporizhzhya, Balakovo, Juhoukrajinskej a Kalininskej elektrárni a najnovšie svetové úspechy v projektovaní a prevádzke jadrovej energetiky. rastliny. Prijaté technické riešenia umožňujú podľa medzinárodnej klasifikácie zaradiť JE-92 medzi jadrové elektrárne tretej generácie. To znamená, že takáto jadrová elektráreň disponuje najpokročilejšou bezpečnostnou technológiou aplikovanou na moderné evolučné ľahkovodné reaktory. Pri vypracovaní projektu jadrovej elektrárne sa projektanti zamerali na minimalizáciu úlohy ľudského faktora (snímka 6).
Implementácia tohto konceptu prebiehala v dvoch smeroch. Po prvé, projekt zahŕňa systémy pasívnej bezpečnosti. Tento termín sa vzťahuje na systémy, ktoré fungujú prakticky bez externého napájania a nevyžadujú zásah operátora. Po druhé, bol prijatý koncept dvojakého aktívneho bezpečnostného systému, ktorý výrazne znižuje pravdepodobnosť nezistených porúch.
Hlavnou výhodou projektu JE-92 je, že hlavné bezpečnostné funkcie vykonávajú nezávisle od seba dva systémy, ktoré sa líšia princípom fungovania. Prítomnosť dvojitého ochranného obalu (kontajnmentu) v prípade potreby zabraňuje úniku rádioaktívnych produktov von a chráni reaktor pred takými vonkajšími vplyvmi, ako je tlaková vlna alebo pád lietadla. To všetko spolu so zvýšením spoľahlivosti systémov, znížením pravdepodobnosti zlyhania a znížením úlohy ľudského faktora zvyšuje úroveň bezpečnosti jadrových elektrární.
3.8. Projekt plávajúcej jadrovej elektrárne v Severodvinsku.
Začal sa projekt prvej plávajúcej jadrovej elektrárne na svete. Rusko začalo s výstavbou plávajúcej elektrárne v Severodvinsku v lodenici Sevmaš, jedinej lodenici v krajine, ktorá je schopná vykonávať takúto úlohu. PAES budú pomenované po Michailovi Lomonosovovi. Plánuje sa vytvorenie flotily siedmich plávajúcich jadrových elektrární, ktoré budú zásobovať elektrinou a sladkou vodou severné oblasti Ruska a ostrovné štáty tichomorského regiónu, ako aj tucet ďalších krajín, ktoré už predtým prejavili záujem o myšlienku Ruskí jadroví vedci.
"Dnes podpisujeme zmluvu o výstavbe série šiestich energetických blokov plávajúcich jadrových elektrární. Je po nich dopyt nielen v Rusku, ale aj v ázijsko-pacifickej oblasti, kde sa dajú využiť na vodu odsoľovanie,“ hovorí Kirijenko. Prvý blok bude akýmsi pilotným projektom. Jeho základom je nízkoenergetický reaktor KLT40S, čo mu však nezabráni zásobovať energiou celý Sevmaš a navyše uspokojiť dopyt množstva zahraničných spoločností. Zariadenia reaktora boli poverené výrobou Experimental Design Bureau of Mechanical Engineering. Afrikantov, 80 % projektu bude financovať Rosatom, zvyšok prevezme Sevmash.
Náklady na celý projekt sa bežne označujú na úrovni 200 miliónov dolárov, pričom doba návratnosti jadrovej elektrárne podľa odhadov odborníkov nebude dlhšia ako sedem rokov. Aby sme si vedeli predstaviť rozsah nákladov, stačí uviesť niekoľko čísel charakterizujúcich, povedzme, rôzne dimenzie finančného priestoru, v ktorom sa projekt realizuje. Takže v roku 2007 budú na výstavbu plávajúcej elektrárne pridelené 2 miliardy 609 miliónov rubľov. Spustenie pilotnej jednotky je plánované najneskôr o 3,8 roka. Každá stanica bude schopná prevádzky 12-15 rokov bez prekládky paliva. Minimálne 12 krajinám, ktoré v tej či onej miere pociťujú nedostatok elektriny, nebude vadiť využívanie služieb mobilného nabíjania. Takmer štyri roky bude na prvej plávajúcej elektrárni pracovať 25-tisíc ľudí pracujúcich v Severodvinskej lodenici.
Nové informácie k tejto téme:
Štátna korporácia pre atómovú energiu Rosatom sa dohodla s vládou na prevode lokality na výstavbu plávajúcej jadrovej elektrárne Akademika Lomonosova zo Sevmaša (Severodvinsk, Archangelská oblasť) do Baltskej elektrárne (Petrohrad), tlačová služba Rosenergoatom Concern správy.
"Rozhodnutie bolo spôsobené značným pracovným zaťažením podniku a potrebou zamerať svoje úsilie na štátny obranný poriadok," uvádza sa v správe.
Ako sa uvádza v tlačovej správe, Sevmash bude zrušená generálna zmluva na výstavbu jadrovej elektrárne s nízkym výkonom a výrobu a dodávku plávajúceho energetického bloku. Celý objem nedokončenej stavby a nevyčerpané finančné prostriedky budú vrátené objednávateľovi – Rosenergoatom.
Už skôr sa uvádzalo, že výstavba prvej plávajúcej jadrovej elektrárne v Ruskej federácii „Sevmashpredpriyatie“ mala byť dokončená v roku 2010. Hodnota kontraktu je 200 miliónov dolárov Predpokladalo sa, že projekt je financovaný z 80% z fondov Rosenergatom, ďalších 20% - zo Sevmash. Uvedenie JE do prevádzky bolo plánované v roku 2011.
Baltiyskiy Zavod je najväčšou lodiarskou spoločnosťou v Rusku. United Industrial Corporation, ktorá závod ovláda, spravuje aktíva v celkovej hodnote okolo 9 miliárd eur.
Lodiarsky komplex Sevmash je najväčšou lodenicou v Ruskej federácii na stavbu jadrových ponoriek pre ruské námorníctvo. Spoločnosť má však v posledných rokoch problémy s financovaním, čo negatívne ovplyvňuje plnenie existujúcich zákaziek. Preto je možné, že rozhodnutie o preradení zákazky na výstavbu plávajúcej jadrovej elektrárne bolo spôsobené okrem iného aj situáciou v Sevmaši (snímka 7).
Zovšeobecňovanie a upevňovanie vedomostí- 5 minút.
Učiteľ si môže upevniť preberané učivo metódou frontálneho pýtania sa žiakov. Na tieto účely môžu použiť napríklad tieto otázky:
Čo je jadrová elektráreň?
(Jadrová elektráreň(JE) - komplex technických štruktúr určených na výrobu elektrickej energie využitím energie uvoľnenej počas riadenej jadrovej reakcie);
V ktorom roku a v ktorom meste bola spustená prvá jadrová elektráreň?
(V roku 1954 v Obninsku);
Aké typy reaktorov existujú?
(Tepelné reaktory; ľahkovodné reaktory; grafitové reaktory; ťažkovodné reaktory; rýchle reaktory; podkritické reaktory; termonukleárne reaktory);
Čo je to plávajúca elektráreň?
(Plávajúca jadrová elektráreň)
Zhrnutie lekcie - 5 minút
Všeobecná charakteristika výchovno-vzdelávacej činnosti žiakov, posolstvo učiteľa o dosahovaní cieľov vyučovacej hodiny; identifikácia nedostatkov a spôsoby ich odstránenia. Pripomínajúc sprievodcom ich povinnosti. Učiteľ poďakuje žiakom za vzdelávacie a poznávacie aktivity, ukončí vyučovaciu hodinu.
Bibliografia:
http://ru.wikipedia.org/wiki/NPP;
http://www.ippe.ru/rpr/rpr.php
http://www.posternazakaz.ru/shop/category/570/82/
http://slovari.yandex.ru/dict/bse/article/00005/16200.htm
http://dic.academic.ru/dic.nsf/bse/65911/Atomic
http://forca.ru/info/spravka/aes.html
http://gelz.net/docs/news_every_day/plavajushhaja_ajes.html
http://www.gubernia.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=368
Reaktory sú klasifikované podľa úrovne energie neutrónov zúčastňujúcich sa štiepnej reakcie, podľa princípu umiestnenia paliva a moderátora, účelu, typu moderátora a chladiva a ich fyzikálneho stavu.
Jadrové reaktory sú rozdelené do niekoľkých skupín:
1) V závislosti od priemernej energie neutrónového spektra - na rýchle, stredné a tepelné;
2) Podľa konštrukčných prvkov jadra - do trupu a kanála;
3) Podľa typu nosiča tepla - voda, ťažká voda, sodík;
4) Podľa typu moderátora - pre vodu, grafit, ťažkú vodu atď.
Na energetické účely, na výrobu elektriny, sa používajú:
1) vodou chladené reaktory s nevriacou alebo vriacou vodou pod tlakom,
2) Uránovo-grafitové reaktory s vriacou vodou alebo chladené oxidom uhličitým,
3) Ťažkovodné kanálové reaktory atď.
V budúcnosti sa budú hojne využívať rýchle neutrónové reaktory chladené tekutými kovmi (sodík a pod.); v ktorom zásadne realizujeme režim reprodukcie paliva, t.j. vytváranie počtu štiepnych izotopov plutónia Pu-239 prevyšujúceho počet spotrebovaných izotopov uránu U-235. Parameter, ktorý charakterizuje chov paliva, sa nazýva pomer plutónia. Ukazuje, koľko aktov atómov Pu-239 sa vytvorí počas reakcií zachytávania neutrónov v U-238 na atóm U-235, ktorý zachytil neutrón a prešiel štiepením.
V tepelný reaktor väčšina štiepenia jadier nastáva, keď jadrá absorbujú tepelné neutróny zo štiepnych izotopov. Reaktory, v ktorých sa jadrové štiepenie uskutočňuje najmä pomocou neutrónov s energiou vyššou ako 0,5 MeV, sa nazývajú rýchle neutrónové reaktory. Reaktory, v ktorých väčšina štiepenia prebieha v dôsledku absorpcie intermediárnych neutrónov jadrami štiepnych izotopov, sa nazývajú intermediárne (rezonančné) neutrónové reaktory.
V súčasnosti sú najpoužívanejšie tepelné reaktory. Tepelné reaktory sa vyznačujú koncentráciou jadrového paliva 235 U v aktívnej zóne od 1 do 100 kg/m 3 a prítomnosťou veľkých hmôt moderátora. Rýchly neutrónový reaktor sa vyznačuje koncentráciou jadrového paliva 235 U alebo 239 U rádovo 1000 kg/m 3 a absenciou moderátora v aktívnej zóne.
V reaktoroch so strednými neutrónmi je aktívna zóna moderátora veľmi malá a koncentrácia jadrového paliva 235 U v nej je od 100 do 1 000 kg / m 3.
V tepelných reaktoroch dochádza aj k štiepeniu jadier paliva pri zachytení rýchlych neutrónov jadrom, avšak pravdepodobnosť tohto procesu je nevýznamná (1 - 3 %). Potreba neutrónového moderátora je spôsobená skutočnosťou, že efektívne štiepne prierezy jadier paliva sú oveľa väčšie pri nízkych energiách neutrónov ako pri veľkých.
V jadre tepelného reaktora musí byť moderátor - látka, ktorej jadrá majú malé hmotnostné číslo. Ako moderátory sa používa grafit, ťažká alebo ľahká voda, berýlium, organické kvapaliny. Ak sa ako moderátor použije ťažká voda alebo grafit, tepelný reaktor môže fungovať aj na prírodnom uráne. Pre ostatných moderátorov treba použiť obohatený urán. Požadované kritické rozmery reaktora závisia od stupňa obohatenia paliva, so zvyšovaním stupňa obohatenia sú menšie. Významnou nevýhodou tepelných reaktorov je strata pomalých neutrónov v dôsledku ich zachytávania moderátorom, chladivom, konštrukčnými materiálmi a štiepnymi produktmi. Preto je v takýchto reaktoroch potrebné používať látky s malými záchytnými prierezmi pre pomalé neutróny ako moderátor, chladivo a konštrukčné materiály.
Tri základné prvky pre tepelné reaktory sú uvoľňovanie tepla, moderátor a chladivo. Tento obrázok ukazuje typické rozloženie jadra.
Cez reaktor sa pomocou čerpadiel (nazývaných obehové čerpadlá) čerpá chladivo, ktoré potom prúdi buď do turbíny (v RBMK) alebo do výmenníka tepla (v iných typoch reaktorov). Ohriata chladiaca kvapalina výmenníka tepla vstupuje do turbíny, kde stráca časť energie na výrobu elektriny. Z turbíny chladivo vstupuje do kondenzátora pre paru, aby sa do reaktora privádzalo chladivo s parametrami potrebnými pre optimálnu prevádzku. Reaktor má k dispozícii aj riadiaci systém, ktorý tvorí sústava tyčí s priemerom niekoľko centimetrov a dĺžkou porovnateľnou s výškou aktívnej zóny, pozostávajúca z materiálu vysoko absorbujúceho neutróny, zvyčajne zlúčenín bóru. Tyče sú umiestnené v špeciálnych kanáloch a možno ich zdvihnúť alebo spustiť do reaktora. V zdvihnutom stave prispievajú k zrýchleniu reaktora, v zníženom stave ho utopia. Pohony tyčí sú nezávisle nastaviteľné, takže ich možno použiť na konfiguráciu reakčnej aktivity v rôznych častiach jadra.
Zvláštnosťou jadrového reaktora je, že 94 % štiepnej energie sa premení na teplo okamžite, t.j. počas doby, počas ktorej sa výkon reaktora alebo hustota materiálov v ňom nestihne výrazne zmeniť. Preto, keď sa výkon reaktora zmení, uvoľnenie tepla nasleduje bez oneskorenia proces štiepenia paliva.
Po vypnutí reaktora, kedy sa rýchlosť štiepenia zníži viac ako desaťnásobne, v ňom však zostávajú zdroje oneskoreného uvoľňovania tepla (gama a beta žiarenie zo štiepnych produktov), ktoré sa stávajú prevládajúcimi. Uvoľnenie zvyškového tepla po ukončení štiepnej reakcie si vyžaduje odvádzanie tepla na dlhú dobu po odstavení reaktora. Aj keď je výkon uvoľňovania zvyškového tepla oveľa menší ako nominálny, musí byť cirkulácia chladiva reaktorom zabezpečená veľmi spoľahlivo, pretože uvoľňovanie zvyškového tepla nie je možné riadiť. Je prísne zakázané odstraňovať chladivo z reaktora, ktorý je v prevádzke nejaký čas, aby sa predišlo prehriatiu a poškodeniu palivových článkov.
V stredné neutrónové reaktory, v ktorej väčšinu štiepnych dejov spôsobujú neutróny s energiami vyššími ako tepelnými (od 1 eV do 100 keV), hmotnosť moderátora je menšia ako v tepelných reaktoroch. Špecifikom prevádzky takéhoto reaktora je, že štiepny prierez paliva s nárastom štiepenia neutrónov v medzioblasti klesá slabšie ako absorpčný prierez konštrukčných materiálov a štiepnych produktov. Pravdepodobnosť činov štiepenia sa teda zvyšuje v porovnaní s činmi prevzatia. Požiadavky na neutrónové charakteristiky konštrukčných materiálov sú menej prísne, ich rozsah je širší. V dôsledku toho môže byť jadro stredného neutrónového reaktora vyrobené z odolnejších materiálov, čo umožňuje zvýšiť špecifický odvod tepla z vykurovacej plochy reaktora. Obohatenie paliva štiepnym izotopom v medzireaktoroch v dôsledku zmenšenia prierezu by malo byť vyššie ako v tepelných reaktoroch. Reprodukcia jadrového paliva v reaktoroch využívajúcich stredné neutróny je väčšia ako v reaktoroch využívajúcich tepelné neutróny.
Látka, ktorá slabo moderuje neutróny, sa používa ako chladivo v medzireaktoroch. Napríklad tekuté kovy. Moderátor je grafit, berýlium atď.
Palivové články s vysoko obohateným palivom sú umiestnené v aktívnej zóne rýchleho neutrónového reaktora. Jadro je obklopené chovnou zónou pozostávajúcou z palivových článkov obsahujúcich palivovú surovinu (ochudobnený urán, tórium). Neutróny unikajúce z aktívnej zóny sú zachytávané v množiteľskej zóne jadrami palivovej suroviny, čím vzniká nové jadrové palivo. Zvláštnou výhodou rýchlych reaktorov je možnosť organizovať v nich rozšírený chov jadrového paliva, t.j. súčasne s výrobou energie vyrábať nové namiesto vyhoreného jadrového paliva. Rýchle reaktory nevyžadujú moderátor a chladivo nesmie spomaľovať neutróny.
Reaktory sa delia na homogénne a heterogénne v závislosti od spôsobu umiestnenia paliva v aktívnej zóne.
V homogénny reaktor jadrové palivo, chladivo a moderátor (ak existuje) sú dôkladne premiešané a sú v rovnakom fyzikálnom stave, t.j. jadro úplne homogénneho reaktora je kvapalná, tuhá alebo plynná homogénna zmes jadrového paliva, chladiva alebo moderátora. Homogénne reaktory môžu byť tepelné aj rýchle neutróny. V takomto reaktore je celé jadro umiestnené vo vnútri oceľovej guľovej nádoby a je to kvapalná homogénna zmes paliva a moderátora vo forme roztoku alebo kvapalnej zliatiny (napríklad roztok síranu uranylu vo vode, roztok uránu v tekutom bizmute), ktorý slúži aj ako chladivo.
Jadrová štiepna reakcia prebieha v palivovom roztoku vo vnútri guľovej nádoby reaktora, výsledkom čoho je zvýšenie teploty roztoku. Horľavý roztok z reaktora vstupuje do výmenníka tepla, kde odovzdáva teplo vode sekundárneho okruhu, ochladzuje sa a obehovým čerpadlom sa vracia späť do reaktora. Aby sa zabránilo vzniku jadrovej reakcie mimo reaktora, objemy potrubí slučky, výmenníka tepla a čerpadla sú zvolené tak, aby objem paliva v každej sekcii slučky bol oveľa nižší ako kritický. Homogénne reaktory majú oproti heterogénnym niekoľko výhod. Ide o jednoduchú konštrukciu aktívnej zóny a jej minimálne rozmery, možnosť priebežného odstraňovania štiepnych produktov a dopĺňania čerstvého jadrového paliva počas prevádzky bez zastavenia reaktora, jednoduchosť prípravy paliva a tiež to, že reaktor je možné ovládať zmenou koncentrácia jadrového paliva.
Homogénne reaktory však majú aj vážne nevýhody. Homogénna zmes cirkulujúca okolo slučky vyžaruje silné rádioaktívne žiarenie, ktoré si vyžaduje dodatočnú ochranu a komplikuje riadenie reaktora. Iba časť paliva je v reaktore a používa sa na výrobu energie, zatiaľ čo druhá časť je vo vonkajších potrubiach, výmenníkoch tepla a čerpadlách. Cirkulujúca zmes spôsobuje silnú koróziu a eróziu systémov a zariadení reaktora a okruhu. Vznik výbušnej výbušnej zmesi v homogénnom reaktore v dôsledku rádiolýzy vody si vyžaduje zariadenia na jej dodatočné spaľovanie. To všetko viedlo k tomu, že homogénne reaktory neboli široko používané.
V heterogénny reaktor palivo vo forme blokov sa umiestňuje do moderátora, t.j. palivo a moderátor sú priestorovo oddelené.
V súčasnosti sú na energetické účely projektované len heterogénne reaktory. Jadrové palivo v takomto reaktore možno použiť v plynnom, kvapalnom a pevnom skupenstve. V súčasnosti však heterogénne reaktory fungujú len na tuhé palivá.
V závislosti od moderačného činidla sa heterogénne reaktory delia na grafitové, ľahkovodné, ťažkovodné a organické. Podľa typu chladiva sú heterogénne reaktory ľahkovodné, ťažkovodné, plynné a kvapalné kovy. Kvapalné chladivá vo vnútri reaktora môžu byť v jednofázovom a dvojfázovom stave. V prvom prípade chladivo vo vnútri reaktora nevrie a v druhom prípade vrie.
Reaktory v aktívnej zóne, v ktorých je teplota chladiva nižšia ako bod varu, sa nazývajú tlakovodné reaktory a reaktory, v ktorých chladivo vrie, sa nazývajú varné reaktory.
V závislosti od použitého moderátora a chladiva sú heterogénne reaktory navrhnuté podľa rôznych schém. V Rusku sú hlavné typy jadrových reaktorov tlakovodné a vodno-grafitové.
Podľa návrhu sú reaktory rozdelené na tlakové nádoby a kanálové reaktory. V tlakové reaktory tlak chladiacej kvapaliny je prenášaný telom. Všeobecný tok chladiva prúdi vnútri nádoby reaktora. V kanálové reaktory chladiaca kvapalina sa privádza do každého kanála s palivovou zostavou samostatne. Nádoba reaktora nie je zaťažená tlakom chladiva, tento tlak je prenášaný každým samostatným kanálom.
V závislosti od účelu sú jadrové reaktory energetické, konvertorové a množivé, výskumné a viacúčelové, dopravné a priemyselné.
Jadrové reaktory sa používajú na výrobu elektriny v jadrových elektrárňach, v lodných elektrárňach, v jadrových elektrárňach na kombinovanú výrobu tepla a elektriny (ATEC), ako aj v jadrových elektrárňach (AST).
Reaktory určené na výrobu sekundárneho jadrového paliva z prírodného uránu a tória sú tzv prevodníky alebo chovateľov... V reaktore – konvertore sekundárneho jadrového paliva vzniká menej pôvodne spotrebovaného paliva. V množiteľskom reaktore sa vykonáva rozšírený chov jadrového paliva, t.j. ukáže sa viac, ako sa minulo.
Výskumné reaktory slúžia na štúdium procesov interakcie neutrónov s hmotou, štúdium správania sa reaktorových materiálov v intenzívnych oblastiach neutrónového a gama žiarenia, rádiochemický a biologický výskum, produkciu izotopov, experimentálny výskum fyziky jadrových reaktorov. Reaktory majú rôznu kapacitu, stacionárnu alebo pulznú prevádzku. Najrozšírenejšie sú tlakovodné výskumné reaktory využívajúce obohatený urán. Tepelný výkon výskumných reaktorov sa mení v širokom rozmedzí a dosahuje niekoľko tisíc kilowattov.
Viacúčelový nazývajú sa reaktory, ktoré slúžia na viaceré účely, napríklad na výrobu energie a získavanie jadrového paliva.
V podstate sa v súčasnosti využíva delenie elektrární na IES, CHPP, CCGT, GTES, JE, VE. Pre úplnejší popis možno elektrárne klasifikovať podľa niekoľkých hlavných charakteristík:
Podľa druhu primárnych energetických zdrojov;
procesy premeny energie;
Podľa počtu a typu nosičov energie;
Podľa druhov dodávanej energie;
Podľa okruhu pokrytých spotrebiteľov;
Podľa režimu prevádzky.
1. Podľa druhov používaných primárnych energetických zdrojov sa rozlišujú elektrárne využívajúce: fosílne palivá (TPP); jadrové palivo (JE); vodná energia (HPP, PSPP a TPP); slnečná energia (SES); veterná energia (WPP); podzemné teplo (geotermálne GEOES).
2. Podľa aplikovaných procesov premeny energie sa rozlišujú elektrárne, v ktorých: prijatá tepelná energia sa premieňa na mechanickú energiu a následne na elektrickú energiu (TPP. JE); získaná tepelná energia sa priamo premieňa na elektrickú energiu (elektrárne s generátormi MHD, MHD-ES, SES s fotobunkami a pod.); energia vody a vzduchu sa premieňa na mechanickú energiu otáčania, následne na elektrickú energiu (vodná elektráreň, prečerpávacia elektráreň, prílivová elektráreň, veterná energia veterné elektrárne, vzducho-akumulačné plynové turbíny).
3. Počtom a typom použitých nosičov energie sa elektrárne líšia: s jedným nosičom energie (IES a CHPP, jadrové IES a CHPP na paru, JE s plynovým nosičom energie, GTPP); s dvoma nosičmi energie rôznych fázových stavov (elektrárne s kombinovaným cyklom vrátane PG-KES a PG-CHP); s dvoma rôznymi nosičmi energie rovnakého fázového stavu (binárne elektrárne).
4. Podľa druhov dodávanej energie sa elektrárne líšia: dodávajú iba alebo prevažne elektrickú energiu (HPP, PSPP, IES, jadrové IES, GTES, PG-IES atď.); zásobovanie elektrickou a tepelnou energiou (KVET, jadrová CHP, GT-CHP atď.). V poslednom období IES a jadrové elektrárne stále viac zvyšujú dodávky tepelnej energie. Kogeneračné elektrárne (KVET) okrem elektriny vyrábajú teplo; Využitie odpadového tepla v kogenerácii poskytuje výrazné úspory paliva. Ak sa odpadová para alebo horúca voda používa na technologické procesy, vykurovanie a vetranie priemyselných podnikov, potom sa kogeneračné jednotky nazývajú priemyselné. Keď sa teplo využíva na vykurovanie a zásobovanie teplou vodou obytných a verejných budov v mestách, kogeneračné jednotky sa nazývajú komunálne (teplárne). Priemyselné vykurovanie Kogeneračné jednotky zásobujú teplom priemyselné podniky aj obyvateľstvo. Vo vykurovacích KVET, spolu s vykurovacími turbínami, sú teplovodné kotly na dodávku tepla v období špičiek tepelného zaťaženia.
5. Podľa okruhu pokrytých spotrebiteľov sa rozlišujú: regionálne elektrárne (GRES – štátna regionálna elektráreň); miestne elektrárne na napájanie jednotlivých sídiel; blokové stanice pre napájanie jednotlivých spotrebiteľov.
6. Elektrárne sa líšia podľa režimu prevádzky v EPS: základné; manévrovateľné alebo polovrcholové; vrchol.
Do prvej skupiny patria veľké, najúspornejšie IES, jadrové IES, teplárne a elektrárne vo vykurovacom režime a čiastočne vodné elektrárne, do druhej skupiny patria flexibilné kondenzačné elektrárne, SG-IES a CHPP a do tretej skupiny špičkové vodné elektrárne. vodné elektrárne a elektrárne s plynovou turbínou. Tepelné elektrárne a menej ekonomické IES pracujú čiastočne v špičkovom režime.
Okrem vyššie uvedených všeobecných základných znakov klasifikácie elektrární má každý typ svoje vnútorné klasifikačné znaky. Napríklad IES a CHPP sa líšia počiatočnými parametrami, technologickou schémou (blok a s krížovými väzbami), jednotkovou kapacitou blokov atď. JE sú klasifikované podľa typu reaktorov (tepelné a rýchle neutróny), podľa konštrukcie reaktorov atď.
Spolu s hlavnými typmi elektrární diskutovanými vyššie sa v Rusku vyvíjajú aj elektrárne s kombinovaným cyklom a čisto plynové turbíny. Elektrárne s kombinovaným cyklom (PGPP) sa používajú v dvoch verziách: s vysokotlakovým parogenerátorom a s odvodom spalín do klasických kotlových jednotiek. V prvom variante sa produkty spaľovania zo spaľovacej komory pod tlakom posielajú do vysokotlakového kompaktného parného generátora, kde sa vytvára vysokotlaková para, a produkty spaľovania sa ochladzujú na 750 - 800 ° C, potom sa posielajú do plynovej turbíny a do parnej turbíny sa privádza vysokotlaková para.
Pri druhej možnosti sú splodiny spaľovania zo spaľovacej komory s pridaním potrebného množstva vzduchu na zníženie teploty na 750-800 °C posielané do plynovej turbíny a odtiaľ výfukové plyny pri teplote asi 350- 400 °C s vysokým obsahom kyslíka sa privádzajú do bežných kotlov TPP parných turbín, kde plnia funkciu okysličovadla a odovzdávajú svoje teplo.
A prvá schéma by mala spaľovať zemný plyn alebo špeciálne tekuté palivo plynovej turbíny, v druhej schéme by sa takéto palivo malo spaľovať iba v spaľovacej komore plynovej turbíny a v kotloch - vykurovací olej alebo tuhé palivo, čo je jednoznačná výhoda. . Kombinácia dvoch cyklov zvýši celkovú účinnosť CHPP o cca 5-6% v porovnaní s IES parnou turbínou. Kapacita plynových turbín elektrárne s kombinovaným cyklom je približne 20 – 25 % kapacity jednotky s kombinovaným cyklom. Vzhľadom na to, že špecifické kapitálové investície v sekcii plynových turbín sú nižšie ako v sekcii parných turbín, SGPP dosahuje pokles špecifických kapitálových investícií o 10-12 %. Jednotky s kombinovaným cyklom sú lepšie manévrovateľné ako konvenčné kondenzačné jednotky a možno ich použiť na prevádzku v semi-špičkovej zóne, pretože sú ekonomickejšie ako manévrovateľné IES.
Pravdepodobnosť, že tepelné neutróny budú absorbované uránom, bude označená ako θ. Táto hodnota sa nazýva faktor využitia tepelných neutrónov. Potom sa počet tepelných neutrónov absorbovaných uránom bude rovnať n εφθ .
Pre každú absorpciu tepelného neutrónu uránom, η nové rýchle neutróny. V dôsledku toho sa na konci uvažovaného cyklu počet rýchlych neutrónov produkovaných štiepením ukázal ako rovný n εφθη .
Multiplikačný faktor neutrónov v nekonečnom prostredí sa teda rovná
Rovnosť (3.4) sa nazýva štvorfaktorový vzorec. Odhaľuje závislosť К∞ od rôznych faktorov spôsobujúcich rozvoj jadrovej reťazovej reakcie v zmesi uránu a moderátora.
V reálnom chovnom médiu s konečnými rozmermi je únik neutrónov nevyhnutný, s čím sa pri zavádzaní vzorca pre K∞ nepočítalo. Neutrónový multiplikačný faktor pre médium konečných rozmerov sa nazýva efektívny multiplikačný faktor Keff; navyše je stále definovaný ako pomer počtu neutrónov danej generácie k zodpovedajúcemu počtu neutrónov predchádzajúcej generácie. Ak označíme pravdepodobnosť zabránenia úniku neutrónov počas spomalenia a difúzie cez P3 a Pd, potom môžeme napísať
Keff = K∞ Рз Рд. (3.5)
Je zrejmé, že podmienkou pre udržanie reťazovej reakcie v médiu konečných rozmerov bude pomer Kef ≥ 1. Súčin P3Rd je vždy menší ako jedna, preto, aby k samoudržiavacej reťazovej reakcii došlo v systéme konečných rozmerov, je potrebné, aby K∞ bolo vždy väčšie ako jedna.
Únik neutrónov z reaktora závisí od jeho geometrických rozmerov. Keďže k produkcii neutrónov dochádza v celom objeme aktívnej zóny a k ich úniku iba povrchom reaktora, potom samozrejme so zväčšovaním lineárnych rozmerov reaktora relatívny podiel neutrónov stratených povrchom klesá. a zvyšuje sa pravdepodobnosť zabránenia úniku.
Minimálna veľkosť reaktora, pri ktorej môže dôjsť k samoudržiavacej reťazovej reakcii, sa nazýva kritická veľkosť.
Teda podmienka kritickosti pre reaktory bude zapísaná vo formulári
1 = К∞РзРд.
Ak je splnená podmienka (3.5), počet neutrónov produkovaných pri štiepení uránu sa rovná počtu neutrónov, ktoré opustili reaktor, absorbovaných materiálmi počas procesov spomaľovania a difúzie. V prípade, že Kef> 1, počet neutrónov v reaktore bude neustále narastať. V podkritickom reaktore Kef< 1.
Rovnica neutrónovej rovnováhy (pre kritický reaktor môže byť napísaná vo forme
, (3.6)
D - koeficient difúzie neutrónov
Ф - tok neutrónov
S je počet generovaných tepelných neutrónov.
Počet tepelných neutrónov S sa určuje na základe nasledujúceho. Na jeden tepelný neutrón absorbovaný v materiáloch aktívnej zóny reaktora bude počet tepelných neutrónov absorbovaných uránom θ a na jeden absorbovaný tepelný neutrón uránom sa tvoria η rýchle neutróny. To znamená, že počet rýchlych neutrónov sa bude rovnať θη. Tieto neutróny môžu produkovať štiepenie pri multiplikačnom faktore ε, potom sa konečný počet rýchlych neutrónov bude rovnať θηε. Rýchle neutróny v procese spomaľovania zabraňujú absorpcii rezonancie s pravdepodobnosťou φ a úniku s koeficientom P3. To znamená, že počet generovaných tepelných neutrónov sa bude rovnať θηεφРз.
Pri celkovej absorpcii tepelných neutrónov na jednotku objemu materiálmi jadra rovnajúcej sa ΣaF sa teda opäť tvoria tepelné neutróny ΣaFθηεφPz. Nakoniec sa počet tepelných neutrónov určí takto:
(3.7)
Berúc do úvahy vzorec (3.7), rovnicu neutrónovej rovnováhy (3.6) možno prepísať ako
(3.8)
(3.9)
V rovnici (3.9) sa veličina, ktorá závisí od vlastností materiálov, nazýva materiálový parameter a označuje sa B2.
(3.10)
potom závislosť (3.8) možno prepísať ako
(3.11)
Obidve rovnice (3.10) a (3.11), získané na základe rovnice neutrónovej rovnováhy pre stacionárny prípad, zodpovedajú kritickému reaktoru, v ktorom sa efektívny multiplikačný faktor rovná jednotke (Kef = 1). Berúc do úvahy, že rovnica (3.10) znamená
kde L je difúzna dĺžka.
Z rovníc (3.12) vyplýva, že pravdepodobnosť zamedzenia úniku neutrónov v procese difúzie je určená výrazom (1 + B2L2) -1. Pravdepodobnosť zabránenia úniku neutrónov počas spomaľovania sa vypočíta na základe zváženia procesu spomaľovania a ukáže sa, že sa rovná
kde τ je veličina nazývaná neutrónový vek a má rozmer cm2.
Vo všeobecnosti, keď je multiplikačný faktor v reaktore odlišný od jednoty, rovnica (3.12) bude napísaná takto:
(3.14)
Rovnica (3.14) je hlavná rovnica reaktora, ktorá odhaľuje závislosť efektívneho multiplikačného faktora neutrónov od zloženia a veľkosti aktívnej zóny. Táto rovnica platí pre homogénne a heterogénne reaktory. Zvláštnosť heterogenity jadra sa odráža v prístupe k výpočtu parametrov rovnice štyroch faktorov, a to veličín ε, φ a θ.
V stacionárnom procese
(3.15)
kde М2 = L2 + τ je veličina nazývaná migračná plocha, cm2.
Riešenie rovnice (3.11) umožňuje určiť hodnotu B2. V tomto prípade je tento parameter funkciou rozmerov a geometrického tvaru jadra. Najmä pre valcový reaktor
(3.16)
kde R je polomer a H je výška jadra. V tomto prípade sa hodnota B2 nazýva geometrický parameter.
Keďže obe hodnoty B2, získané rovnicami (3.10) a (3.16), zodpovedajú kritickému reaktoru, potom pre takýto stav reaktora musí byť materiálový parameter rovný geometrickému. Na základe toho, v závislosti od špecifikovaných podmienok, sa rovnicou (3.15) riešia dva typy úloh: na určenie zloženia aktívnej zóny, ak sú určené jej rozmery a geometria, a na určenie rozmerov reaktora v prípade daného zloženia jadra.
Pri riešení úloh prvého typu sa vypočítava hodnota geometrického parametra. Napríklad pre valcový reaktor - podľa vzorca (3.16). V tomto prípade sa zloženie jadra, napríklad obohatenie uránu izotopom 235U, určí z rovnice (3.15) predbežným odhadom obohatenia a výpočtom pre každý prípad hodnoty Keff.
Pri riešení úloh druhého typu možno použiť nasledujúci postup výpočtu. Podľa zloženia jadra, ktoré je charakterizované obohatením uránu, typom moderátora, konštrukčnými materiálmi atď., sa vypočítajú hodnoty К∞, τ a L2. Hodnotu geometrického parametra B2 pre danú hodnotu Kef zistíme grafickým riešením rovnice (3.15). V tomto prípade je prednastavených niekoľko hodnôt B2 a je vykreslený graf Keff = f (B2).
Po určení hodnoty tepelnej energie "href =" / text / kategória / teployenergetika / "rel =" záložka "> tepelná energia a L2 charakterizuje vzdialenosť v priamke, ktorú prejde tepelný neutrón k bodu záchytu. Čím väčšie sú tieto vzdialenosti tým je menej pravdepodobné, že neutrón zabráni úniku v procesoch spomaľovania a difúzie, t.j. čím väčšia musí byť veľkosť reaktora, pri ktorej je zabezpečená samoudržateľná reťazová reakcia.
Napríklad reaktor, v ktorom sa ako moderátor používa obyčajná voda, pričom všetky ostatné veci sú rovnaké, bude mať podstatne menšie rozmery ako reaktor s grafitovým moderátorom, pretože pre vodu L = 2,73 cm a τ = 31 cm2 a pre grafit L = 54 cm a τ = 364 cm2.
3.2.1.3. NEUTRONOVÝ TOK
Riešenie rovnice (3.11) tiež vedie k závislosti charakterizujúcej rozloženie toku neutrónov po objeme aktívnej zóny. Pre valcový reaktor s výškou H a polomerom R má táto závislosť tvar
(3.17)
kde Фmax je hodnota toku neutrónov v strede aktívnej zóny;
h, r - aktuálne súradnice pozdĺž výšky a polomeru jadra;
Aktuálna hodnota Besselovej funkcie nultého rádu prvého druhu.
Maximálna hodnota toku tepelných neutrónov v reaktore bez reflektora je nastavená v geometrickom strede aktívnej zóny a postupne klesá k nule, keď sa blíži k svojim extrapolovaným hraniciam. Vo valcovom reaktore bude zmena toku neutrónov pozdĺž výšky pri r = 0, keď Jо (0) = 1, prebiehať podľa závislosti
(3.18)
Koeficient nerovnomernosti toku neutrónov pozdĺž výšky jadra sa určuje takto:
(3.19)
Koeficient nerovnomernosti toku neutrónov pozdĺž polomeru valcového reaktora bude rovný
(3.20)
Súčin koeficientov Kh a Kr sa nazýva koeficient nerovnomernosti toku neutrónov nad objemom aktívnej zóny.
(3.21)
Zo známych hodnôt koeficientov nerovnomernosti toku neutrónov a pri danej hodnote priemerného toku neutrónov je možné určiť hodnotu maximálneho toku neutrónov v reaktore.
Фmax = KvФср, (3,22)
kde Фср je priemerný tok neutrónov v reaktore, vztiahnutý na objem aktívnej zóny. Priemerný tok neutrónov možno určiť na základe nasledujúceho. Počet štiepení uránu v 1 cm3 za 1 s je ΣfFav a celkový počet štiepení v celom objeme aktívnej zóny sa bude rovnať ΣfFavVaz. Ak výkon 1 kW zodpovedá 3,1 ∙ 1013 dielikov za sekundu, potom výkon reaktora možno vyjadriť rovnicou
, (3.23)
(3.24)
Priemerné hodnoty neutrónových tokov v energetických reaktoroch sú v rozmedzí 1012 ÷ 1014.
V fungujúcom reaktore neutróny unikajú z aktívnej zóny. Na zníženie tohto úniku je reaktor obklopený reflektorom. Neutróny zachytené v reflektore sa čiastočne rozptýlia späť do jadra a tým sa dosiahne „úspora“ neutrónov.
Výsledná „úspora“ neutrónov v dôsledku inštalácie reflektora môže byť použitá v dvoch smeroch: buď na zmenšenie veľkosti aktívnej zóny bez zmeny jeho zloženia, alebo pri ponechaní nezmenených rozmerov na zníženie obohatenia paliva štiepnym izotop. V oboch prípadoch sa dosiahne zníženie celkového zaťaženia štiepnym izotopom uránu. Nemenej dôležitou úlohou reflektora pre energetické reaktory je podstatné vyrovnanie rozloženia toku tepelných neutrónov v objeme aktívnej zóny.
Pri úniku rýchlych neutrónov z reaktora v dôsledku ich spomalenia v materiáli reflektora sa neutróny môžu dostať späť do reaktora už tepelné. To vedie k zvýšeniu toku tepelných neutrónov v blízkosti hranice jadra. Materiál reflektora by mal mať rovnaké vlastnosti ako moderátor, konkrétne: dobré retardačné a rozptylové vlastnosti. Preto sa často používa rovnaká látka pre moderátor a reflektor.
Efektívny multiplikačný faktor reaktora s reflektorom je určený rovnakým vzorcom (3.14) ako pre reaktor bez reflektora. V tomto prípade sa však pri výpočte geometrického parametra B2 skutočné rozmery jadra zväčšia o hodnotu efektívneho sčítania. Napríklad pre valcový reaktor bude mať
(3.25)
R "= R + Δ. (3,26)
Pri tomto spôsobe výpočtu je reaktor s reflektorom akoby nahradený „nahým“ reaktorom, ktorého rozmery presahujú rozmery aktívnej zóny skutočného reaktora o množstvo účinnej prísady.
Koeficienty nerovnomernosti toku neutrónov aktívnej zóny valcového reaktora v prítomnosti reflektora sú určené vzorcami:
Podľa výšky reaktora
Pozdĺž polomeru reaktora
V prítomnosti reflektora, ako vyplýva z (3.27) a (3.28), koeficienty nerovnomernosti toku neutrónov klesajú, preto bude uvoľňovanie energie po objeme jadra rovnomernejšie.
OTÁZKY NA SAMOTEST
1. Z akých elementárnych častíc sa skladá atóm a jadro atómu?
2. Aké sú hmotnosti protónu a neutrónu?
3. Čo je to jednotka atómovej hmotnosti?
4. Čo je hmotnostný defekt a väzbová energia jadra?
5. Ako sa mení väzbová energia nukleónov v jadre od hmotnostného čísla jadra?
6. Čo sú rýchle a tepelné neutróny? Ako sa vyznačujú?
7. Prečo sa urán-235 štiepi, ale urán-238 sa neštiepi po zachytení tepelného neutrónu?
8. Čo znamená mikroskopické a makroskopické efektívne prierezy jadier?
9. Ako sa menia mikroskopické prierezy štiepenia a absorpcie jadier uránu-235 a uránu-238 v závislosti od energie neutrónov?
10. Čo znamená tok neutrónov?
11. Ako sa určuje počet absorpcií a štiepení jadier uránu, keď zachytávajú neutróny?
12. Vyjadrite výkon reaktora v zmysle toku neutrónov.
13. Napíšte rovnicu tepelnej neutrónovej bilancie a vysvetlite jej zložky.
14. Čo je zdrojom tepelných neutrónov v reaktore?
15. Ako sa určuje únik neutrónov pri ich spomalení a difúzii?
16. Čo znamená efektívny multiplikačný faktor neutrónov Kef?
17. Vysvetlite veličiny zahrnuté v rovnici pre Keffa.
18. Povedzte nám poradie riešenia rovnice pre Keff reaktora pri danom obohatení uránu?
19. Aké je poradie riešenia rovnice pre Keff reaktora pre dané geometrické parametre aktívnej zóny?
20. Aké závislosti charakterizujú zmenu toku neutrónov pozdĺž výšky a polomeru aktívnej zóny reaktora?
21. Aký vplyv má reflektor neutrónov na tok neutrónov v reaktore?
3.2.2. KONŠTRUKCIE ENERGETICKÝCH REAKTOROV
A TECHNOLOGICKÉ SCHÉMY NPS
3.2.2.1. ŠTRUKTÚRA REAKTORA
Vytvorenie homogénneho reaktora je spojené so značnými technickými ťažkosťami, preto sú v súčasnosti všetky prevádzkované, rozostavané a projektované energetické reaktory heterogénne.
Hlavnou časťou reaktora je jadro. Aktívna zóna jadrového reaktora sa nazýva súbor montážnych celkov, ktorý vytvára podmienky na spustenie a udržanie riadenej reťazovej reakcie jadrového štiepenia. Rozmery aktívnej zóny musia byť také, aby reťazová reakcia s existujúcim obohatením uránu bola zachovaná počas celej doby prevádzky reaktora a pri ktorom bol zabezpečený spoľahlivý odvod tepla pri danom výkone reaktora.
Jadro obsahuje jadrové palivo (palivo). Ako palivo sa používa urán a jeho zliatiny, ako aj plutónium a jeho zliatiny. V heterogénnych reaktoroch sa palivo používa vo forme tyčí, dosiek a pod. (obr. 3.2), v homogénnych reaktoroch vo forme roztoku uránových solí atď. V aktívnej zóne termálnych reaktorov je umiestnený aj moderátor. (voda, grafit, berýlium atď.), ktorá slúži na zníženie energie štiepnych neutrónov.
https://pandia.ru/text/78/544/images/image051_2.jpg "width =" 515 "height =" 254 src = ">
Ryža. 3.3. Typy palivových článkov:
jadro; b - lamelárne; c - sférický; g - rúrkový; d - valcový blok; e - palivové pole s rúrkami;
1 - palivový materiál; 2 - škrupina; 3 - hrot; 4 - okraj; 5 - chladiaca kvapalina
Volajte "href =" / text / category / koll / "rel =" záložka "> zberače a rozvodná cesta chladiaceho média, inštalačné diely - stopky, plášť alebo rám, ochranné zátky a diely pre prepravné a technologické účely.
Ryža. 3.5. Pracovná kazeta reaktora VVER-440:
1 - stopka; 2, 3 - spodná a stredná dištančná mriežka; 4 - kryt trubice kazety; 5 - TVEL; 6 - horná rozperná mriežka; 7 - centrálna rúrka; 8 - hlava; 9 - pružinové spony; 10 - kolík
V technologickom kanáli jadrového reaktora je inštalovaná palivová kazeta alebo kazeta, v ktorej sa vykonáva prívod, odvod a organizácia usmerneného toku chladiacej kvapaliny okolo palivového článku a možnosť nakladania a vykladania palivových kaziet. alebo sú poskytnuté kazety.
Skladá sa z drieku, hlavy a šesťhranného rúrkového krytu, v ktorom je umiestnených 126 palivových tyčí, ktoré sú umiestnené pozdĺž trojuholníkovej mriežky s rozstupom 12,2 mm. Fixácia TVELov v kazete je realizovaná dištančnými mriežkami: spodná (nosná), horná a stredná vodiaca mriežka z nehrdzavejúcej ocele. Tieto mriežky sú mechanicky prepojené centrálnou trubicou zo zliatiny zirkónia. Spodné konce palivových tyčí sú pevne uchytené v spodnej nosnej mriežke, horné konce vstupujú do otvorov hornej mriežky bez upevnenia, aby sa zabezpečila ich voľná tepelná rozťažnosť. Hlava kazety má šesť pružinových svoriek, ktoré ju chránia pred vznášaním sa a kompenzujú tepelnú rozťažnosť. Konštrukcia drieku zaisťuje orientáciu a fixáciu kazety pozdĺž uhla v pôdoryse a jej uloženie v hrdle koša. Hmotnosť pracovnej kazety je 220 kg, hmotnosť VO2 v kazete je 127 kg.
Časť jadrového reaktora, ktorou je nádoba určená na umiestnenie aktívnej zóny a vnútorných častí, s potrubím na prívod a odvod chladiva, ako aj zariadením na utesnenie vnútorného priestoru reaktora, sa nazýva nádoba jadrového reaktora. Odnímateľná časť jadrového reaktora, určená na zakrytie nádoby a vnímanie vnútorného tlaku v reaktore, sa nazýva veko jadrového reaktora.
Hlavná tesniaca zostava jadrového reaktora je montážna jednotka s nasúvacou prírubou a tesnením pre veko a teleso jadrového reaktora, ktorá zabezpečuje tesnosť jadrového reaktora vo všetkých režimoch jeho prevádzky.
Krúžok, ktorý spája veko jadrového reaktora s plášťom a stláča vnútorné tesnenia, sa nazýva prítlačný krúžok hlavného tesnenia jadrového reaktora.
6. Čo sú tepelné a rýchle reaktory?
7. Aké sú výhody a nevýhody jadrových elektrární s varnými reaktormi?
8. Aké sú výhody a nevýhody reaktorov využívajúcich ako chladivo tekuté kovy?
9. Nakreslite základné technologické schémy jadrových elektrární: JE s VVER; JE s RBMK; ATETS; JE a BN; AST; ASPT.
10. Na čo slúžia riadiace tyče?
11. Aký je účel komplexotvorných tyčiniek?
12. Prečo sú rýchle reaktory perspektívne?
13. Aké plyny sa používajú ako nosiče tepla?
14. Na čo slúži kazetová stena?
15. Ako sa nachádza palivo v TVEL?
Práca a vzdelanie
