Курсовые по энергетике
БН
Экология
Карта

Основной конструктивной деталью активной зоны является твэл, в значительной мере определяющий ее надежность, размеры и стоимость. В энергетических реакторах, как правило, используются стержневые твэлы с топливом в виде прессованных таблеток двуокиси урана, заключенных в оболочку из стали или циркониевого сплава. Твэлы для удобства собираются в тепловыделяющие сборки (ТВС), которые устанавливаются в активной зоне ядерного реактора.

В твэлах происходит генерация основной доли (более 90%) тепловой энергии и передача ее теплоносителю.

В результате деления, тепловая энергия выделяется в таблетке, которая нагревается. За счет теплопроводности тепловая энергия предается на оболочку. Теплоноситель, омывая оболочку, снимает тепловую энергию и нагревается. Аккумулируя выделившуюся в результате деления в ядерном топливе энергию, поток теплоносителя выносит ее за пределы активной зоны для производства пара. Если возраст нейтронов зависел только от рассеивающих и замедляющих свойств среды, то квадрат длины диффузии теплового нейтрона не будет зависеть от замедляющих свойств среды, т.е. все равно, x большое или маленькое, мы рассматриваем уже нейтрон тепловой.

Турбина атомной электростанции является тепловой машиной, определяющей в соответствии со вторым законом термодинамики общую эффективность станции. У современных атомных электростанций коэффициент полезного действия приблизительно равен 1/3. Следовательно, для производства 1000 МВт электрической мощности тепловая мощность реактора должна достигать 3000 МВт. 2000 МВт должны уноситься водой, охлаждающей конденсатор. Это приводит к локальному перегреву естественных водоемов и последующему возникновению экологических проблем.

Однако главная проблема состоит в обеспечении полной радиационной безопасности людей, работающих на атомных электростанциях, и предотвращении случайных выбросов радиоактивных веществ, которые в большом количестве накапливаются в активной зоне реактора. При разработке ядерных реакторов этой проблеме уделяется большое внимание. Тем не менее, после аварий на некоторых АЭС, в частности на АЭС в Пенсильвании (США, 1979 г.) и на Чернобыльской АЭС (1986 г.), проблема безопасности ядерной энергетики встала с особенной остротой.

Большой практический интерес представляют реакторы, работающие без замедлителя на быстрых нейтронах. В таких реакторах ядерным горючим является обогащенная смесь, содержащая не менее 15% изотопа урана-235. Преимущество реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что при их работе ядра урана-238, поглощая нейтроны, посредством двух последовательных β–-распадов превращаются в ядра плутония, которые затем можно использовать в качестве ядерного топлива. Коэффициент воспроизводства таких реакторов достигает 1,5, то есть на 1 кг урана-235 получается до 1,5 кг плутония. В обычных реакторах также образуется плутоний, но в гораздо меньших количествах.

Первый ядерный реактор был построен в 1942 году в США под руководством Э. Ферми. В нашей стране первый реактор был построен в 1946 году под руководством И.В. Курчатова.

В 1954 г. в России была пущена первая в мире атомная электростанция (АЭС) мощностью 5 МВт (г. Обнинск). К 80-м годам прошлого столетия в мире насчитывалось ~ 300 действующих ядерных реакторов общей установленной мощностью ~ 200 ГВт (эл.). Ядерная энергетика производила около 10% общемирового количества электроэнергии.

К концу 2007 года в 32-х странах мира действовали 439 ядерных энергетических реакторов общей установленной мощностью 371,7 ГВт (э). Ядерная доля в электрической генерации в мире составила 17%.

Ближайшие перспективы мировой ядерной энергетики характеризуются тем, что в двенадцати странах строится 30 ядерных энергоблоков общей мощностью около 23,4 ГВт (э). Еще около четырех десятков стран официально заявили о намерениях создать ядерный сектор в своей национальной энергетике.

В России сегодня эксплуатируются 31 ядерный энергоблок общей установленной электрической мощностью 23,2 ГВт. Все ядерные энергоблоки, включая быстрый реактор БН-600, работают на обогащенном урановом топливе.

 Во введении обсуждается необходимость изучения перспектив развития атомной энергетической отрасли. Ввиду наличия большого числа неопределенностей существующих в энергетических потребностях разных стран и традиционной сырьевой базы, такие исследования представляются целесообразными. Наиболее походящим способом, позволяющим выполнить эти расчеты, является математическое моделирование. Несмотря на существенные приближения, которые используются в таких моделях, в конечном итоге они позволяют выявить критические места в развитии, оценить в численном выражении потребности в различных ресурсах и последствия с точки зрения экологии.

Также во введении рассмотрены основные сценарии развития АЭ в мире. Показано как масштабы установленных мощностей и запасы природного урана влияют на структуру атомной отрасли.

В первой главе дано обоснование целесообразности моделирования системы АЭ, которое в своих результатах предоставляет не только качественную, но и количественную оценку при наличии большого числа неопределенностей. Для этого были рассмотрены аспекты, присущие энергетической отрасли: 

структура энергетики;

инфраструктурные производства;

структура произведенной энергии;

ресурсная база;

экологическое воздействие;

региональное и глобальное рассмотрение;

экономика энергетического комплекса.

Отдельно рассмотрены особенности атомной энергетики:

структура генерирующих мощностей АЭС;

ресурсная база;

инфраструктурные производства;

экологическое воздействие.


На главную