Презентация выполнена Байрамовой С.

Атомные электростанции предназначены для выработки электрической энергии путем использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции. Единичная мощность энергоблоков АЭС достигает 1,5 ГВт.

Атомные электростанции по виду отпускаемой энергии можно разделить на : Атомные электростанции Атомные электростанции ( АЭС ), предназначенные только для выработки электроэнергии. Атомные теплоэлектроцентрали Атомные теплоэлектроцентрали ( АТЭЦ ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию. Атомные станции теплоснабжения Атомные станции теплоснабжения ( АСТ ), вырабатывающие только тепловую энергию.

Реакторы на тепловых нейтронах Реакторы на тепловых нейтронах, использующие специальные замедлители для увеличения вероятности поглощения нейтрона ядрами атомов топлива 1. Реакторы на лёгкой воде 2. Графитовые реакторы 3. Реакторы на тяжёлой воде Реакторы на быстрых нейтронах Реакторы на быстрых нейтронах Субкритические реакторы Субкритические реакторы, использующие внешние источники нейтронов Термоядерные реакторы Термоядерные реакторы

Графитовые Графитовые реакторы - гетерогенный ядерный реактор, использующий в качестве замедлителя графит, а в качестве теплоносителя обычную ( лёгкую ) воду.

Реакторы на тяжелой воде Реакторы на тяжелой воде - ядерный реактор, который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D2O тяжёлую воду. Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем лёгкий водород, такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс ( то есть для них требуется менее обогащённый уран ), что позволяет использовать в качестве топлива природный уран в энергетических реакторах или использовать « лишние » нейтроны для наработки изотопов.

Субкритические реакторы – реакторы, использующие внешние источники нейтронов.

Термоядерный реактор Термоядерный реактор – установка, где энергия получается за счёт самоподдерживающегося управляемого термоядерного синтеза

На АЭС электроэнергия вырабатывается посредством электромашинных генераторов, приводимых во вращение паровыми турбинами. Пар получается за счет деления изотопов урана или плутония в ходе управляемой цепной реакции, протекающей в ядерном реакторе. Теплоноситель, циркулирующий через охлаждающий тракт активной зоны реактора, отводит выделяющуюся теплоту реакции и непосредственно либо через теплообменники используется для получения пара, который подается на турбины.

парогенератор турбины электрогенераторы Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передается теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель подается насосами в теплообменник ( парогенератор ), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе их турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

Главное преимущество практическая независимость от источников топлива из - за небольшого объёма используемого топлива. Например 54 тепловыделяющих сборки общей массой 41 тонна на один энергоблок с реактором ВВЭР в 11,5 года ( для сравнения, Троицкая ГРЭС мощностью 2000 МВт сжигает за сутки два железнодорожных состава угля ). Расходы на перевозку ядерного топлива, в отличие от традиционного, минимальны. В России это особенно важно в Европейской части, так как доставка угля из Сибири слишком дорога. Огромным преимуществом АЭС является её относительная экологическая чистота. На ТЭС суммарные годовые выбросы вредных веществ, в которые входят сернистый газ, оксиды азота, оксиды углерода, углеводороды, альдегиды и золовая пыль, на 1000 МВт установленной мощности составляют от примерно тонн в год на газовых и до тонн на пылеугольных ТЭС. Подобные выбросы на АЭС возникают в редких случаях задействования резервных дизельных генераторов. ТЭС мощностью 1000 МВт потребляет 8 миллионов тонн кислорода в год для окисления топлива, АЭС же не потребляют кислорода.

Главный недостаток АЭС тяжёлые 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. В то же время в мире эксплуатируются реакторы, не имеющие важных систем безопасности, требовавшихся стандартами безопасности х годов. 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.