На тему «основные принципы работы аэс»

по дисциплине «Введение в направление»

Проверил: Выполнил:

проф. Щинников П.А. студент Щадрин Н.Н.

несколько ТЭ-52

Отметка о защите

________________

Новосибирск, 2009

СОДЕРЖАНИЕ:

Введение …………………………………………………………………………………………………..2

Особенности ядерной энергетики ……………………………………………………………..2

Принцип работы АЭС………………………………………………………………………………..4

Заключение ……………………………………………………………………………………………… 9

Перечень литературы …………………………………………………………………………………..10

ВВЕДЕНИЕ

Опыт прошлого свидетельствует, что проходит не меньше 80 лет, перед тем как одни главные источники энергии заменяются вторыми — дерево заменил уголь, уголь — нефть, нефть — газ, химические виды горючего заменила ядерная энергетика. История овладения ядерной энергией — от первых умелых опытов — насчитывает около 60 лет, в то время, когда в 1939г. была открыта реакция деления урана.

В 30-е годы этого века узнаваемый ученый И.В. Курчатов обосновывал необходимость развития научно-практических работ в области ядерной техники в интересах народного хозяйства страны.

В 1946 г. в Российской Федерации был сооружен и запущен первый на на данный момент-Азиатском континенте ядерный реактор. Создается уранодобывающая индустрия. Организовано производство плутония и – ядерного-235 горючего урана-239, налажен выпуск радиоактивных изотопов.

В 1954 г. начала трудиться первая в мире ядерная станция в г. Обнинске, а через 3 года на океанские просторы вышло первое в мире ядерное судно – ледокол “Ленин”.

Начиная с 1970 г. во многих государствах мира осуществляются масштабные программы развития ядерной энергетики. На данный момент много ядерных реакторов трудятся в мире.

ОСОБЕННОСТИ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Энергия — это база баз. Все блага цивилизации, все материальные сферы деятельности человека — от стирки белья до Марса и исследования Луны — требуют расхода энергии. И чем дальше, тем больше.

На сегодня энергия атома обширно употребляется во многих отраслях экономики. Строятся замечательные надводные корабли и подводные лодки с ядерными энергетическими установками. Посредством мирного атома осуществляется поиск нужных ископаемых. Массовое использование в биологии, сельском хозяйстве, медицине, в освоении космоса нашли радиоактивные изотопы.

В Российской Федерации имеется 9 больших АЭС (АЭС), и фактически все они находятся в многолюдной европейской части страны. В 30-километровой территории этих АЭС живёт более 4 млн. человек.

Хорошее значение АЭС в энергобалансе разумеется. Гидроэнергетика для собственной работы требует создание больших водохранилищ, под которыми затапливаются громадные площади плодородных земель по берегам рек. Вода в них застаивается и теряет собственный уровень качества, что со своей стороны обостряет неприятности водоснабжения, индустрии досуга и рыбного хозяйства.

Теплоэнергетические станции в громаднейшей степени содействуют разрушению природной среды и биосферы Почвы. Они уже истребили многие десятки тысячь киллограм органического горючего. Для его добычи из других сфер и сельского хозяйства изымаются огромные земельные площади. В местах открытой добычи угля образуются “лунные ландшафты”. А повышенное содержание золы в горючем есть главной причиной выброса в атмосферу десятков миллионов тысячь киллограм . Все тепловые энергетические установки мира выбрасывают в воздух за год до 250 млн. т золы и около 60 млн. т сернистого ангидрида.

Ядерные электростанции – третий “кит” в совокупности современной всемирный энергетики. Техника АЭС, несомненно, есть большим достижением НТП. При безаварийной работы ядерные электростанции не создают фактически никакого загрязнения внешней среды, не считая теплового. Правда в следствии работы АЭС (и фирм ядерного топливного цикла) образуются радиоактивные отходы, воображающие потенциальную опасность. Но количество радиоактивных отходов мал, они очень компактны, и их возможно хранить в условиях, обеспечивающих отсутствие утечки наружу.

АЭС экономичнее простых тепловых станций, а, самое основное, при верной их эксплуатации – это чистые источники энергии.

К тому же, развивая ядерную энергетику в интересах экономики, нельзя забывать о безопасности и здоровье людей, поскольку неточности смогут привести к катастрофическим последствиям.

ПРИНЦИП РАБОТЫ АЭС

АЭС является комплексом технических сооружений, предназначенных для выработки электроэнергии методом применения энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.

В качестве распространенного горючего для АЭС используется уран. Реакция деления осуществляется по большей части блоке АЭС – ядерном реакторе.

Самый pаспpостpанен pеактоp на обогащенном уpане, в котоpом и теплоносителем, и замедлителем есть простая, либо «легкая», вода. Реавтор второго типа – газоохлаждаемый – с графитовым замедлителем. В реакторе третьего типа и теплоносителем, и замедлителем есть тяжелая вода, а горючим природный уран. Помимо этого существует реактор на стремительных нейтронах.

экологичность и Безопасность работы реактора обеспечиваются твёрдым исполнением регламента – особых правил эксплуатации и громадным числом контрольного оборудования, которое предназначено для действенного управления реактором.

В случае если один из параметров реактора – температура, давление, мощность – достигнет недопустимого значения, сработает аварийная защита, которая скоро прекратит цепную ядерную реакцию в активной территории реактора.

Принцип действия АЭС во многом схож с действием электростанций на органическом горючем. Основное различие – это горючее. На АЭС используется уран – предварительно обогащенная природная руда, и пар производится при помощи расщепления ядра, а не сжигания нефти, газа либо угля. Ядерные электростанции не сжигают горючее, благодаря чему не загрязняется воздух. Процесс происходит следующим образом:

Маленькие частицы урана, каковые именуются атомы, расщепляются.

На протяжении расщепления высвобождаются еще более малые элементы атома – нейтроны.

Нейтроны сталкиваются с атомами урана, в следствии выделяется тепло, нужное для выработки электричества.

Чаще всего на АЭС используются 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с простой водой в качестве теплоносителя и замедлителя; 2) графито-водные с графитовым замедлителем и водяным теплоносителем; 3) тяжеловодные с тяжёлой водой и водяным теплоносителем в качестве замедлителя; 4) графито-газовые с графитовым замедлителем и газовым теплоносителем.

Выбор в основном используемого типа реактора определяется в основном накопленным опытом в реакторостроении, и наличием нужного промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. д. В СССР строят в основном графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США громаднейшее распространение взяли водо-водяные реакторы. Графито-газовые реакторы используются в Англии. В ядерной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.

В зависимости от агрегатного состояния и вида теплоносителя создаётся тот либо другой термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное топливо, допустимой температурой фактически ядерного топлива, и особенностями тенлоносителя, принятого для данного типа реактора. На АЭС, тепловой реактор которой охлаждается водой, в большинстве случаев пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем разрешают использовать довольно более экономичные циклы пара с повышенными начальными температурой и давлением. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур — пароводяной. При реакторах с кипящим водяным либо высокотемпературным газовым теплоносителем вероятна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной территории, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется либо конкретно в турбину, либо предварительно возвращается в активную территорию для перегрева. В высокотемпературных графито-газовых реакторах вероятно использование простого газотурбинного цикла. Реактор в этом случае делает роль камеры сгорания.

При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном горючем неспешно значительно уменьшается, т. е. ТВЭЛы выгорают. Исходя из этого со временем их заменяют свежими. ядерное топливо перезагружают посредством приспособлений и механизмов с дистанционным управлением. Отработавшие ТВЭЛы переносят в бассейн выдержки, а после этого направляют на переработку.

К реактору и обслуживающим его совокупностям относятся: фактически реактор с биологической защитой, теплообменники, насосы либо газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; арматура и трубопроводы циркуляционного контура; устройства для перезагрузки ядерного топлива; совокупности спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

В зависимости от конструктивного выполнения реакторы имеют отличительные изюминки: в корпусных реакторах замедлитель и Твэлы расположены в корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах ТВЭЛы, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в особых трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух. Такие реакторы используются в СССР (Сибирская, Белоярская др и АЭС.).

Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реактор окружают биологической защитой, главным материалом для которой помогают бетон, вода, серпентиновый песок. Оборудование реакторного контура должно быть всецело герметичным. Предусматривается совокупность контроля мест вероятной утечки теплоносителя, принимают меры, дабы появление разрывов и неплотностей контура не приводило к загрязнению помещений и радиоактивным выбросам АЭС и окружающей местности. Оборудование реакторного контура в большинстве случаев устанавливают в герметичных боксах, каковые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслуживаются. небольшое количество и Радиоактивный воздух паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС особой совокупностью вентиляции, в которой для исключения возможности загрязнения воздуха предусмотрены газгольдеры выдержки и очистные фильтры. За исполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС следит работа дозиметрического контроля.

При авариях в совокупности охлаждения реактора для нарушения герметичности и исключения перегрева оболочек ТВЭЛов предусматривают стремительное (в течение пара секунд) глушение ядерной реакции; аварийная совокупность расхолаживания имеет независимые источники питания.

Наличие биологические защиты, совокупностей особой вентиляции и службы и аварийного расхолаживания дозиметрического контроля разрешает всецело обезопасить персонал АЭС от негативных действий радиоактивного облучения.

Оборудование машинного зала АЭС подобно оборудованию машинного зала ТЭС. Отличительная изюминка большинства АЭС — применение пара относительно низких параметров, насыщенного либо слабоперегретого.

Наряду с этим для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами жидкости, содержащейся в пару, в турбине устанавливают сепарирующие устройства. Время от времени нужно использование выносных промежуточных перегревателей и сепараторов пара. В связи с тем что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении через активную территорию реактора активируются, конструктивное ответ оборудования машинного системы и зала охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭС должно всецело исключать возможность утечки теплоносителя. На двухконтурных АЭС с высокими параметрами пара подобные требования к оборудованию машинного зала не предъявляются.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В данной работе были расcказаны и графически продемонстрированы принципы работы АЭС. И их детальное описание включая в себя главное его характеристики и оборудование. Были обрисованы главные реакторы каковые используются в наши дни. На данный момент разрабатываются интернациональные проекты ядерных реакторов нового поколения, к примеру ГТ-МГР, каковые разрешат повысить безопасность и расширить КПД АЭС. Не следует забывать кроме этого о безопасности персонала, за исполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС следит работа дозиметрического контроля.

Принцип действия АЭС во многом схож с действием электростанций на органическом горючем. Основное различие – это горючее. На АЭС используется уран – предварительно обогащенная природная руда, и пар производится при помощи расщепления ядра, а не сжигания нефти, газа либо угля. Ещё более занимательной, не смотря на то, что и довольно отдалённой возможностью выглядит применение энергии ядерного синтеза. Термоядерные реакторы, по расчётам, будут потреблять меньше топлива на единицу энергии, и как само это горючее (дейтерий, литий, гелий-3), так и продукты их синтеза нерадиоактивны и, следовательно, экологически надёжны. На данный момент при участии России в южной части Франции ведётся строительство международного экспериментального термоядерного реактора ITER. Все это и другое было изложено в данной работе. Был изучен разный материал: научные публикации, кое-какие интернет источники, и литература по ядерной энергетике.

ПЕРЕЧЕНЬ ЛИТЕРАТУРЫ

Лит.: Кое-какие вопросы ядерной энергетики. Сб. ст., под ред. М. А. Стыриковича, М., 1959; Канаев А. А., Ядерные энергетические установки, Л., 1961; Калафати Д. Д., Термодинамические циклы АЭС, М.—Л., 1963; 10 лет Первой в мире АЭС СССР. [Сб. ст.], М., 1964; Советская ядерная наука и техника. [Сборник], М., 1967; Петросьянц А. М., Ядерная энергетика отечественных дней, М., 1968.

Принцип работы АЭС


Также читать:

Понравилась статья? Поделиться с друзьями: