АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ ЕГОРОВ ГРИГОРИЙ 8 А

ОПРЕДЕЛЕНИЕ Атомная электростанция ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактори комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимыми работниками предназначенная для производства электрической энергии

МИРНОЕ ИСПОЛЬЗОВАНИЕ Во второй половине 40- х гг., ещё до окончания работ по созданию первой советской атомной бомбы ( её испытание состоялось 29 августа 1949 года ), советские учёные приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии, генеральным направлением которого сразу же стала электроэнергетика.

РАСПРОСТРАНЕНИЕ 31 страна использует атомные электростанции. 14 стран строят ядерные реакторы или развивают проекты их строительства. В мире действует 391 энергетических ядерных реакторов общей мощностью 337 ГВт, российская компания « ТВЭЛ » поставляет топливо для 73 из них (17 % мирового рынка ). Однако 45 реакторов не производили электричество более полутора лет. Большая часть из них находится в Японии.

КЛАССИФИКАЦИЯ Атомные электростанции - их основной функцией является выработка электрической энергии ( к примеру Балаковская АЭС ) Атомные теплоэлектростанции - за счёт установленных там теплофикационных установок, использующих тепловые потери, которые неизбежны на станции, становится возможен нагрев сетевой воды. Таким образом, данные станции помимо электроэнергии вырабатывают тепловую энергию.

УСТРОЙСТВО Атомная станция в любой стране обычно представляет собой комплекс зданий, в которых размещено соответствующее технологическое оборудование. Основным является главный корпус, где находится реакторный зал. В нем размещается сам реактор, бассейн выдержки ядерного топлива, перегрузочная машина, за всем этим наблюдают операторы с блочного щита управления

ПРИНЦИП ДЕЙСТВИЯ АТОМНОГО РЕАКТОРА. При распаде урана U235 происходит выделение тепла, сопровождаемое выбросом двух - трех нейтронов. По статистическим данным – 2,5. Эти нейтроны сталкиваются с другими атомами урана U235. При столкновении уран U235 превращается в нестабильный изотоп U236, который практически сразу же распадается на Kr92 и Ba141 + эти самые 2-3 нейтрона. Распад сопровождается выделением энергии в виде гамма излучения и тепла. Это и называется цепная реакция. Атомы делятся, количество распадов увеличивается в геометрической прогрессии, что в конечном итоге приводит к молниеносному, по нашим меркам высвобождению огромного количества энергии – происходит атомный взрыв, как последствие неуправляемой цепной реакции.

После поступления в активную зону реактора с помощью насосов, вода нагревается с 250 до 300 градусов и выходит с другой стороны реактора. Это называется первым контуром. После чего направляется в теплообменник, где встречается со вторым контуром. После чего пар под давлением поступает на лопатки турбин. Турбины вырабатывают электричество.

УСТРОЙСТВО Основным элементом реактора является активная зона. Она размещена в бетонной шахте. Обязательными компонентами любого реактора являются система управления и защиты, позволяющая осуществлять выбранный режим протекания управляемой цепной реакции деления, а также система аварийной защиты – для быстрого прекращения реакции при возникновении аварийной ситуации. Все это смонтировано в главном корпусе.

ПРЕИМУЩЕСТВА Главное преимущество практическая независимость от источников топлива из - за небольшого объёма используемого топлива. Расходы на перевозку ядерного топлива, в отличие от традиционного, ничтожны. В России это особенно важно в европейской части, так как доставка угля из Сибири слишком дорога.

ПРЕИМУЩЕСТВА Огромным преимуществом АЭС является её относительная экологическая чистота. Единственный фактор, в котором АЭС уступают в экологическом плане традиционным КЭС тепловое загрязнение, вызванное большими расходами технической воды для охлаждения конденсаторов турбин, которое у АЭС несколько выше из - за более низкого КПД ( не более 35 %), однако этот фактор важен для водных экосистем, а современные АЭС в основном имеют собственные искусственно созданные водохранилища - охладители или вовсе охлаждаются градирнями.

НЕДОСТАТКИ Главный недостаток АЭС тяжелые последствия аварий, для исключения которых АЭС оборудуются сложнейшими системами безопасности с многократными запасами и резервированием, обеспечивающими исключение расплавления активной зоны даже в случае максимальной проектной аварии. Серьёзной проблемой для АЭС является их ликвидация после выработки ресурса, по оценкам она может составить до 20 % от стоимости их строительства. По ряду технических причин для АЭС крайне нежелательна работа в манёвренных режимах, то есть покрытие переменной части графика электрической нагрузки.

НЕДОСТАТКИ В процессе работы реактора АЭС суммарная активность делящихся материалов возрастает в миллионы раз. Количество и состав газоаэрозольных выбросов радионуклидов в атмосферу зависит от типа реактора, продолжительности эксплуатации, мощности реактора, эффективности газо - и водоочистки. Газоаэрозольные выбросы проходят сложную систему очистки, необходимую для снижения их активности, а затем выбрасываются в атмосферу через высокую трубу, предназначенную для снижения их температуры.

ПЕРВОЕ ПОКОЛЕНИЕ Основным конструкционным материалом для оболочек ТВЭЛ и технологических каналов была избрана нержавеющая сталь, на тот момент, не было известно о циркониевых сплавах, которые могли бы, подходить по свойствам для работы с температурой 300° С. Охлаждение такого реактора осуществлялось водой, при этом давление под которым она подавалась, составляло 100 ат. При этом выделялся пар с температурой 280° С, что является вполне умеренным параметром. Каналы ядерного реактора были сконструированы таким образом, чтобы была возможность их полностью заменить. Это связано с ограничением ресурса, которое обусловлено временем нахождения топлива в зоне активности. Конструкторы не нашли оснований рассчитывать на то, что конструкционные материалы расположенные в зоне активности под облучением, смогут выработать весь свой ресурс, а именно порядка 30 лет.

ВТОРОЕ ПОКОЛЕНИЕ Примером следующего витка развития мирных ядерных технологий может, послужить печально известная Чернобыльская АЭС. На тот момент технологии, применённые при её строительстве, считались наиболее передовыми, а тип реактора современнейшим в мире. Речь идёт о реакторе РБМК – Тепловая мощность одного такого реактора достигала 3200 МВт, при этом он располагает двумя турбогенераторами, электрическая мощность которых, достигает 500 МВт, таким образом, один энергоблок обладает электрической мощностью 1000 МВт. В качестве топлива для РБМК использовалась обогащённая двуокись урана.

ТРЕТЬЕ ПОКОЛЕНИЕ Третье поколение реакторов использует тяжёлую воду, основным элементом которой, является дейтерий. Наиболее распространённая конструкция носит название CANDU, она была разработана в Канаде и широко применяется по всему миру. Ядро таких реакторов располагается в горизонтальном положении, а роль нагревательной камеры играют резервуары цилиндрической формы. Топливный канал тянется через всю нагревательную камеру, каждый из таких каналов, обладает двумя концентрическими трубками. Существуют внешняя и внутренняя трубки.

ТРЕТЬЕ ПОКОЛЕНИЕ Во внутренней трубке, топливо находится под давлением теплоносителя, что позволяет дополнительно заправлять реактор в процессе работы. В ходе замкнутого цикла происходит прокачка воды по трубам реактора, содержащего пучки топлива. В результате ядерного деления выделяется тепло. Цикл охлаждения при использовании тяжёлой воды заключается в прохождении через парогенераторы, где от выделяемого тяжёлой водой тепла закипает обыкновенная вода, в результате чего, образуется пар, выходящий под высоким давлением. Он распределяется обратно в реактор, в результате чего возникает замкнутый цикл охлаждения.

СПАСИБО ЗА ВНИМАНИЕ !