Ядерная энергетика

Физика
Элементы квантовой механики
Молекулярные спектры
Полупроводники
Ядерная физика конспект
Решение задач по ядерной физике
Физика атомного ядра и частиц
Примеры решения задач
Оптическая физика
Физика элементарных частиц
Законы радиоактивного распада
Задачи по теме Законы радиоактивного распада
Взаимодействие нейтронов с ядрами
Задачи на ядерные реакции
Деление и синтез ядер
Кинематика примеры задач
Электротехника
Общий курс
Теоретические основы электротехники
Расчет электрической цепи
Трехфазные цепи
Электрические машины и трансформаторы
Электрические двигатели и генераторы
Математика
Кратные интегралы
Векторный анализ
Аналитическая геометрия
Курс лекций математического анализа
ТФКП
Атомная энергетика
АЭС России
Развитие энергетики России
Курсовые по энергетике
Ядерные реакторы
РБМК
ВВЭР
Атомные реакторы на быстрых нейтронах
Физика ядерного реактора
Аварийные ситуации на АЭС
Повышение безопасности АЭС
Проблема снижения выбрасов АЭС
Системы контроля на атомной станции
Экологическая политика
Атомные батареи
Ядерные двигатели
Авария на ЧАЭС
Термоядерный синтез
Термоядерный реактор
Тепловая энергетика
Паровой котел
Тепловые станции
Системы теплоснабжения
Экологические проблемы в теплоэнергетике
Экологический аспект
Электрофильтры
Регенеративные методы
Математическое моделирование экологических систем
Ядерное оружие
Полигон Новая земля
История создания
Информатика
Архитектура ЭВМ
Операционная система
Вычислительные комплексы
Начертательная геометрия
Курс лекций
Практикум по решению задач
Геометрическое черчение
Инженерная графика
Каталог графических примеров

 

Состояние и перспективы российской энергетики

Водо-водяные реакторы Имеется два типа водо-водяных реакторов. В одних вода поддерживается в однофазном состоянии, т.е. без кипения. Это – реакторы с водой под давлением (ВВРД), которые в отечественной практике называют водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР). Реакторы, в активной зоне которых происходит кипение воды, называют кипящими.

Основная проблема российской энергетики на сегодняшний день – недопустимо высокий физический износ основных фондов. В электроэнергетике доля физически изношенного оборудования превысила 50%, а в нефтепереработке – 80%. Продление срока службы агрегатов электростанций с расчётных 30 до сверхнормативных 50 лет за счёт «латания дыр» без ввода новых компенсирующих мощностей приводит лишь к дорогостоящим ремонтным затратам и угрозе массового выхода оборудования из строя (печальный пример – Саяно-Шушинская ГРЭС).

Даже в сравнительно благополучной газовой промышленности через 5-10 лет наступит период одновременного исчерпания физического ресурса газопроводов страны, введённых ещё в начале 60-х годов.

Другая серьёзнейшая проблема – необходимость структурной перестройки всего топливно-энергетического комплекса (ТЭК) страны. Доля ТЭК в общем объёме продукции возросла с 24% в 1990 г. до 40% в 1998 г. и продолжает увеличиваться; доля энергоносителей в экспортной части баланса достигла 46,5%, а в доходной части бюджета – примерно 40%. Можно и нужно говорить о возросшей зависимости экономики России от состояния этой отрасли.

В структуре потребления энергоресурсов России удельный вес газа в настоящее время вырос до 50%, а в котельно-печном топли­ве  до – 68,3%. В таких промышленно развитых регионах России, как в Поволжском, Центральном, Северо-Кавказском и Северо­-Западном, за счет сокращения использования мазута и угля в 2 раза доля газа в котельно-печном топливе достигла 77-83%. В Моск­ве этот показатель уже превышает 95%.

По соображениям устойчивости снабжения топливом и энергети­ческой безопасности дальнейшая ориентация на опережающий рост газопотребления является рискованной мерой. Любой сбой в работе газовой отрасли может привести в ко­нечном итоге к энергетическому кризису и нарушению безопас­ности страны. Покрыть все потребности России в топливе только за счёт поставок газа невозможно. Необходимо привлекать к широкому использованию и другие виды топливно-энергетических ресурсов.

В США, Италии, Канаде и Англии доля газа в потреблении первичных топливно-энергетических ресурсов не превышает 30%, а во Франции и Германии – даже ниже 20%. В этих странах имеются возможности практического увеличения газопотребления, но они сдерживаются на государственном уровне с целью обеспече­ния надежности энергопотребления (хотя имеется и политическая составляющая) и снижения риска возникно­вения энергетического кризиса.

Всё это сложилось потому, что соотношение цен на газ, мазут и уголь в России не соответ­ствует реальной стоимости энергоресурсов и действующему соот­ношению таких цен за рубежом. Цены на газ на внутреннем рын­ке (в расчёте на 1 условную тонну) ниже цен на мазут в 3 раза, угля – в 1,6 раза, и в 8–12 раз ниже, чем в странах Европы и Америки.

Не маловажной причиной перехода энергетики на газ в Европейской части страны (и в Москве особенно) послужили и экологические соображения. Как уже отмечалось, загрязнение атмосферы при использовании газа составляет 1%, а мазута – 10% от выброса токсичных веществ в атмосферу при сжигании угля. В ближайшие десятилетия наша энергетика, кроме очевидной структурной перестройки и ускоренного ввода новых мощностей, должна уделить особое внимание повышению эффективности использования первичных энергетических ресурсов и экологическим последствиям, прежде всего при использовании угля.

Освоение новых эффективных технологий сжигания топлива является основной стратегической задачей, от решения которой в значительной мере зависит экономичность, экологическая чистота и надёжность функционирования ТЭК.

Уже сейчас в России имеются энергоблоки сверхкритических параметров пара (24 МПа и 5400С), достаточно надёжно работающие и обеспечивающие КПД при сжигании угля порядка 37-38% и 39-40% при использовании газа.

Разрабатываются блоки мощностью 300 МВт и более с эффективностью 43-45%. Рост давления пара с 24-25 до 30-32 МПа и температуры его перегрева с 540 до 580-6200С даёт снижение расхода топлива на 4-6%. В настоящее время на получение 1 кВтч электрической энергии расходуется около 490 г у. т.

Сейчас на ТЭС в промышленно развитых странах мира КПД современных энергоблоков на угле достигает 43%, планируется его дальнейшее повышение до 47-48%, в том числе за счёт дальнейшего повышения параметров пара.

Весьма перспективны газотурбинные когенерационные технологии, позволяющие повысить эффективность использования газа до 80% при расходе 200 г у.т./(кВтч).

Для удовлетворения экологических требований должны применятся технологические методы, снижающие образование оксидов азота до 200-250 мг/м3 при сжигании бурых углей, до 300-400 мг/м3 – каменных, до 500-600 мг/м3 – тощих, с жидким шлакоудалением. Эти блоки должны быть оснащены высокоэффективными электрофильтрами с КПД 99,5%, а при необходимости – системой удаления оксидов серы и азота.

В связи с тем, что ТЭС, расположенные в Европейской части России, потребляют от 77 до 79,5% природного газа, поставляемого в энергетику, при замещении газа твёрдым топливом в этом регионе особенно остро встанут экологические, экономические и технические вопросы.

Анализ коэффициентов эмиссии СО2 показывает, что при пе­реходе ТЭС на сжигание твердого топлива вместо природного газа эмиссия углекислого газа увеличивается в 1,7 раза. Таким образом, при замещении 15 млн. м3 (~18,5 млн. т у.т.) природного газа углём эмиссия СО2 увеличивается приблизительно на 30 млн. т СО2 в год, и при стоимости тонны предотвращенного выброса СО2 на уровне 20 долл. стоимость этого выброса составит порядка 600 млн. долл./год. Соответственно, при замещении углем 30 млн. м3 природного газа стоимость дополнительного выброса углекисло­го газа может составить 1200 млн. долл./год.

Особую сложность перехода российской энергетики на устойчивый путь развития, в соответствии с велением времени, вызывает необходимость одновременно решать далеко не простые задачи по разработке и внедрению новых ресурсосберегающих технологий с переориентацией энергетики на более широкое использование возобновляемых природных ресурсов.

Энергетический кризис (нехватка первичных энергоресурсов) миру не грозит, тем более России. «На Земле нет недостатка в энергии. Высокоэффективное использование менее загрязняющих и не исчерпывающих своей базы источников не только возможно, но и выгодно для удовлетворения нужд человека» [40]. И как писал академик Е.К. Фёдоров: «В ходе технического прогресса человечество в целом не только никогда не испытывало недостатка в энергетических ресурсах, но всегда находило новые, часто принципиально новые способы получения энергии, задолго до того, когда могли возникнуть ограничения, связанные с истощением известных ресурсов.»… «И вместе с тем проблема энергии может, с нашей точки зрения, создать серьёзные трудности, а может быть, и поставить границы для развития человечества на Земле. Не нехватка, а избыток энергии, расходуемой на планете, может привести к такой ситуации»[41].

Внутри ядра между нуклонами действуют три вида сил: ядерные, электромагнитные и гравитационные. Последние из-за малости можно не учитывать. Массы ядер всегда меньше суммы масс протонов и нейтронов, из которых они состоят. Разница этих масс эквивалентна энергии – энергии связи (Е св), с которой нуклоны удерживаются в связанном состоянии.

Ядро может находиться в различных энергетических состояниях. В основном состоянии энергия связи максимальна. При получении энергии ядро переходит в одно из своих возбужденных состояний. Если энергия возбуждения ядра меньше энергии связи нуклона, то возбужденное ядро переходит в основное состояние, испуская фотоны ядерного происхождения, которые называются гамма-квантами. В случае, когда энергия возбуждения ядра больше энергии связи нуклона, то ядро может перейти в основное состояние, испустив один или несколько нуклонов. В этом случае происходит превращение одного ядра в другое.

Нейтроны не имеют электрического заряда и не берут участия в кулоновском взаимодействии. Все процессы, вызванные нейтронами, определяются лишь ядерными силами.

Наиважнейшими для ядерной энергетики являются два процесса взаимодействия нейтронов с ядрами: упругое рассеивание в поле ядерных сил и захват нейтрона с образованием составного ядра. Взаимодействие первого типа сопровождается лишь перераспределением кинетической энергии и импульсов нейтрона и ядра, т.е. нейтрон в результате столкновения с ядром теряет часть своей энергии – замедляется. Этот процесс используется в реакторах на тепловых нейтронах.

В процессе захвата нейтрона образуется составное ядро в возбужденном состоянии. Энергия возбуждения складывается из части кинетической энергии нейтрона и его энергии связи в новом (составном) ядре. Из этого состояния ядро может перейти в основное различными путями – разными каналами реакций, которые показаны на рис.7.1. У самых тяжелых ядер средняя энергия связи нуклона приблизительно на 1 МэВ меньше, чем у наиболее стабильных ядер, поэтому деление тяжелого ядра на два более стабильных ядра сопровождается выделением энергии (рис.7.2).

 


Рисунок 7.1 – Взаимодействие нейтронов с ядрами

Энергия кулоновского взаимодействия Екул уменьшается с ростом деформации. Ядра, которые образовались после деления исходного ядра, разлетаются в противоположные стороны и потенциальная энергия превращается в кинетическую.

Теоретически реакция деления ядра возможна при любых энергиях реакций деления Qf > 0, но если Qf значительно меньше барьера, то вероятность деления очень мала. Таким образом для протекания процесса деления с заметной вероятностью, ядру необходимо сообщить энергию, превышающую барьер деления. Такую энергию можно передать ядру различными путями (облучение g-квантами, бомбардированием ядра различными частицами). Из всех возможных способов практическое использование имеет один – бомбардирование ядра нейтронами. При этом энергия возбуждения будет складываться из части кинетической энергии нейтрона и энергии связи, приходящийся на один нуклон в новом (“составном”) ядре.

Схема протекания процесса деления, например, ядра 235U тепловыми нейтронами в ядерном реакторе приведена на рис.7.2.

Рисунок 7.2 – Изменение потенциальной энергии и ее составляющих
в процессе деления ядра:

I-V – стадии деления ядра; Qf – энергия реакции; Wf – порог деления ядра;
Епот – потенциальная энергия ядра; Епов – энергия поверхностного натяжения ядра;
Екул. – энергия кулоновского взаимодействия

При делении тяжелого ядра высвобождается энергия (приблизительно
200 МэВ на один акт деления), и более 80 % которой составляет кинетическая энергия осколков деления. Остальная энергия распределяется между нейтронами, g-квантами, b--частицами и антинейтрино (табл.7.1).

Таблица 7.1 – Выделение и использование энергии при делении 235U

Продукт деления

Выделенная
энергия,

МэВ

Используемая
энергия,

МэВ

Осколки деления

168

168

Продукты распада

b-распад

g-распад

нейтрино

8

8

7

7

12

Мгновенное g-излучение

7

7

Нейтроны деления

(кинетическая энергия)

5

5

Вторичное g-излучение

3 - 12

Всего

207

198 - 207

Кинетическая энергия осколков деления, мгновенных g-квантов и нейтронов в результате столкновения с материалами реактора превращается в тепловую энергию практически мгновенно. Энергия b-распадов осколков выделяется постепенно в процессе длительного промежутка времени, поскольку процесс b-распада определяется периодом полураспада осколков деления. Такое запаздывание приводит к наличию, так называемого, остаточного энерговыделения остановленного реактора. Сначала остаточное энерговыделение уменьшается довольно быстро (распадаются короткоживущие радионуклиды), затем спад – энерговыделение затухает.

В пределах первых 5 минут оно уменьшается примерно втрое, но составляет еще более 5 % номинальной мощности. Далее идет медленное снижение остаточного энерговыделения. Через 2 часа после остановки реактора оно составляет еще более 1 %, и через сутки немногим меньше 1 % номинальной мощности. Так, для реактора ВВЭР-1000, имеющего номинальную тепловую мощность 3000 МВт, через 1 час после заглушения остаточное энерговыделение составляет » 1,5 % номинальной мощности, или 45 МВт. Через 24 часа после останова реактора мощность остаточного энерговыделения составляет » 0,5 %, или 15 МВт, даже через 100 суток после останова реактора остаточное энерговыделение составляет около 4,5 МВт.

Остаточное энерговыделение является важной особенностью ядерного реактора, что требует постоянного охлаждения даже остановленного реактора и при хранении и транспортировке отработанного топлива. При проектировании реакторной установки необходимо разрабатывать специальные меры для аварийного расхолаживания реактора.

Поскольку отработанное в реакторе топливо имеет высокую радиоактивность, то оно перед отправкой на переработку должно храниться в охлаждаемых бассейнах не меньше 3-х лет.

Суммарная кинетическая энергия осколков деления составляет около 168 МэВ. Эта энергия переходит в тепловую. Пробег осколков из-за высоких их массы и заряда очень мал и зависит от плотности материала топлива. Так, в металлическом уране максимальный пробег осколков равен приблизительно 7*10–4 см, в алюминии – 10–3 см, в воздухе – 2 см. Чтобы предотвратить выход продуктов деления за границы топлива, последнее помещают в герметичную оболочку, толщина которой превышает пробег осколков в материале оболочки.

На главную