Атомная энергетика. Принципы работы и проблемы развития

Российский  Экономический Университет  им. Г.В. Плеханова. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

Курсовая  работа

По физике

На тему:

«Атомная  энергетика.

Принципы  работы и проблемы развития». 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

Москва.

2011 г 
 
 
 

Содержание.

Введение…………………………………………………………………………..3

Раздел1.Физика процесса……………………………………………...5

1.1.Цепная  ядерная реакция деления……………………………………....5

1.2.Классификация  реакторов……………………………………………………7

1.3.Реакторы  на тепловых нейтронах……………………………………………8

1.4.Реакторы-размножители  на быстрых нейтронах………………………….13

1.5.Ядерный топливный цикл…………………………………………………..17

1.6.Преимущества  атомных электростанций………………………………….22

Раздел2.Проблемы атомной энергетики…………………………….23

2.1.Обращение  с ядерными отходами………………………………………….23

2.2.Опасность  аварий……………………………………………………………25

2.2.1.Авария на ЧАЭС…………………………………………………………...25

2.2.2.Авария  на АЭС «Фукусима-1»……………………………………………31

Заключение……………………………………………………………………….33

Список  используемой литературы……………………………………………...34 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

Введение.

     Развитие физики атомного ядра прошло неслыханно быстро. Еще не прошло 50 лет с момента введения в науку представления об атомном ядре (Резерфорд – Бор, 1911-1912 гг.), как атомные ядра и протекающие в них процессы приобрели неожиданную и огромную значимость для человечества. В ядерных процессах человечество искало решение коренных проблем энергетики будущего. Атомные ядра, о существовании которых всего 100 лет назад не догадывался ни один человек на Земле, оказались своеобразными и сложными системами, в которых разыгрываются процессы, не имеющие аналогии в других областях физических явлений, и проявляются могучие поля, природа которых заведомо отличается от «привычных» (электромагнитных, гравитационных) полей.

     В наибольшей степени физика атомного ядра применялась в области энергетики. Первая в мире Атомная Электростанция опытно-промышленного назначения мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преимущественно в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева). За рубежом первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 Мвт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия). Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 Мвт в Шиппингпорте (США).

     В СССР и зарубежных странах развитию атомной энергетики придавали огромное значение, считали ее наиболее перспективным направлением развития теплоэнергетики благодаря колоссальным энергетическим ресурсам, заключенным в ядрах атомов.

Необходимость развития атомной энергетики определяется, прежде всего, экономическими факторами. Хоть запасы органического топлива не безграничны, но в угле еще долго не будет недостатка. Однако большие транспортные издержки, особенно при перевозке на дальние расстояния, высокая стоимость и большая металлоемкость электростанций на угле делают неконкурентоспособным  этот вид топлива по сравнению с ядерным в местах, удаленных от месторождений угля. Поэтому в последнее время все большая доля энергопотребления покрывается за счет нефти и газа, запасы, которых ограничены и будут исчерпаны в обозримый период. Несмотря на их большую экономичность, применение этих видов топлива на электростанциях будет непрерывно снижаться. Необходимо учитывать и то, что нефть и газ являются ценным химическим сырьем для производства других видов продукции.

     Неравномерное распределение энергетических ресурсов существенным образом влияет на структуру топливно-энергетического баланса. Европейская часть России и Урал, имеющие мощную промышленность, испытывают всевозрастающий недостаток в топливно-энергетических ресурсах и, чтобы обеспечить в дальнейшем значительный прирост энергомощностей, все большее внимание должно уделяться развитию атомной энергетики.

     Но помимо всех преимуществ атомная энергетика принесла в мир проблемы.

     До середины 80-х годов основные экологические проблемы АЭС связывались с захоронением отработанного топлива, а также с ликвидацией самих АЭС после окончания допустимых сроков эксплуатации. Имеются данные, что стоимость таких ликвидационных работ составляет от 1/6 до 1/3 от стоимости самих АЭС. Никакая отрасль производства не имела меньшего уровня производственного травматизма, чем АЭС. За 30 лет при авариях, и то по нерадиационным причинам, погибло 17 человек. Однако потом произошло то, что перевернуло весь ход развития атомной энергетики – 26 апреля 1986 года произошло разрушение четвертого энергоблока Чернобыльской  атомной электростанции, что привело к взрыву на станции. В результате аварии погиб 31 человек и 200 получили дозу радиации, приведшую к лучевой болезни. 115 тыс. человек были эвакуированы из наиболее опасной (30-километровой) зоны сразу после аварии. Эта катастрофа по сей день считается одной из наиболее чудовищных в истории человечества. С тех пор главную экологическую опасность АЭС стали связывать с возможностью аварий. Хотя вероятность их на современных АЭС и невелика, но она и не исключается..

     В своей курсовой работе я бы хотела рассмотреть подробно как принципы и преимущества работы АЭС, так и проблемы, связанные с их работой. 

Раздел 1. Физика процесса.

1. Цепная ядерная реакция деления.

     Наличие нейтронов позволяет двум атомам  иметь различную массу при одинаковых электрических зарядах ядра. Химические свойства этих двух атомов будут одинаковы; такие атомы называются изотопами. Все элементы имеют изотопы, причем большинство из них нестабильно, а это значит, что они изменяют свои электрические заряды в процессе радиоактивных распадов. Многие элементы имеют по крайней мере два стабильных изотопа, например ³He и ⁴He. Олово имеет 10 стабильных изотопов. Многие элементы имеют только один стабильный изотоп, подобно золоту: ¹⁹⁷Au. Два элемента, технеций и прометий, вообще не имеют стабильных изотопов – они обнаружены в природе. Природный уран представляет собой смесь трех изотопов: ²³⁴U(0,006%), ²³⁵U(0,711%) и ²³⁸U(99,283%).

     Изотоп урана с атомным номером А=235 обладает уникальными свойствами среди встречающихся в природе изотопов: в результате поглощения нейтрона малой энергии получается ядро с атомным номером А=236, которое затем расщепляется или делится. Этот процесс можно записать символически следующим образом:  ²³⁵U+n→(²³⁶U)→^A_ZX+^A*_Z*Y+xn+E, где X и Y представляют собой ядра, имеющие заряд Z и Z* с атомной массой А и А*. Отметим, что Z+Z*=92. В результате деления высвободилось х нейтронов и А+А*+х=236. Фактически масса сохраняется не полностью, поскольку часть ее превращается в энергию. Значение Е определяет избыток энергии, главным образом в виде кинетической энергии продуктов деления и нейтронов: для ²³⁵U Е имеет среднее значение 200 МэВ (3,2х10^-11Дж). Эта энергия получается в результате преобразования части массы ядра в энергию с использованием знакомого выражения из теории относительности E=mc². Сумма масс двух получившихся ядер ^A_ZX и ^A*_Z*Y всегда меньше, чем массы ²³⁵U и нейтрона, вместе взятые.

     Разность между энергией совокупности частиц  в свободном состоянии, т.е. при разделении частиц и бесконечном удалении их друг от друга, и энергией рассматриваемой связанной системы тех же частиц составляет так называемую «энергию связи» (В). Иными словами величина В представляет собой количество энергии, которое бы высвободилось, если бы атом ( а не только ядро) был бы синтезирован из определенного числа нейтронов и атомов водорода.

     Энергию связи можно подсчитать по следующей формуле: В=(М_а-ZM_H-[A -    - Z]M_n)х931,502 МэВ, где М_а, M_H и M_n – точные массы соответственно атома, о котором идет речь, атома водорода и нейтрона.

При делении одного ядра изотопа урана ²³⁵U в среднем испускается 2,5 нейтрона. Если эти нейтроны вызывают другие акты деления, то возникает самоподдерживающийся процесс деления.

     При делении каждого ядра ²³⁵U в пределах реактора выделяется 200 МэВ энергии. Этот процесс называется цепной ядерной реакцией деления. Если цепная реакция развивается очень быстро, за несколько микросекунд , то она происходит в виде взрыва, как в атомной бомбе. Если же ее контролировать и поддерживать, то она может быть применена в ядерном реакторе для производства энергии.

     Цепная реакция будет поддерживаться с определенными трудностями, если энергия поглощаемых нейтронов будет выше 0,1 кэВ. Нейтроны, энергия которых меньше этого значения называются тепловыми нейтронами. Это название означает, что нейтроны обладают относительно малой энергией, сопоставимой со средней энергией теплового движения молекул. Реакторы, работающие на таких нейтронах, называются тепловыми ядерными реакторами. Поскольку нейтроны, получающиеся в результате цепной реакции, обладают энергией  в несколько мегаэлектрон-вольт,  то необходим процесс замедления. В обычном реакторе замедлитель помещается или распределяется между топливными стержнями. Наилучшим замедлителем будет такой, в котором нейтроны только замедляются, но не поглощаются, поскольку поглощение нейтронов уменьшает нейтронный поток и затрудняет процесс поддержания цепной реакции. В качестве замедлителя используются легкая и тяжелая вода, гелий и графит. 

1.2.Классификация реакторов.

     На сегодняшний день построено огромное количество ядерных реакторов различных типов, но только небольшой процент из них представляет собой энергетические реакторы промышленного назначения.

Реакторы делятся по следующим показателям:

     По энергии нейтронов, вызывающих деление (быстрые, промежуточные или надтепловые, тепловые);

     По виду ядерного топлива (природный – 0,7%²³⁵U, малообогащенный – от 1 до 2%²³⁵U, высокообогащенный - > 90%²³⁵U, а также ²³⁹Pu и ²³³U);

     По методу отвода теплоты путем циркуляции: только теплоносителя; смеси топлива и теплоносителя; теплоносителя-замедлителя; топлива, замедлителя и теплоносителя;

     По назначению (для исследования, в качестве прототипов, для силовых установок, в качестве источника теплоты, для выработки электроэнергии, для производства изотопов);

     По сочетанию топлива и замедлителя (гетерогенные и гомогенные);

По материалам, используемым в таких элементах реактора, как замедлитель, теплоноситель, элементы конструкции, отражатель, защита. 
 

1.3.Реакторы на тепловых нейтронах.

     Рассмотрим принцип работы реактора на тепловых нейтронах.

Распределение нейтронов внутри реактора представляет собой очень сложную пространственную, временную и энергетическую зависимость. Нейтроны выделяются только в топливе и диффундируют по направлению к периферии реактора.  Расчет плотности нейтронов вблизи границ реактора, в отдалении от топлива, представляет собой очень трудную задачу, в которой решающее значение имеет точная форма реактора. Для этой цели было выполнено много расчетов для реактора с бесконечно большой активной зоной. В таком реакторе не может быть утечки, так что коэффициент размножения становится равным k_∞=Єpfη. Эту формулу часто называют формулой четырех сомножителей.

     В процессе распространения нейтронов имеются временные различия, обусловленные постоянным уменьшением  количества ядерного топлива в реакторе в процессе его работы, а также внезапными увеличениями или уменьшениями  реактивности, вызванными действием регулирующих органов. Существует еще один важный фактор в реакторе, влияющий на временные характеристики, - запаздывающие нейтроны. Некоторые из продуктов деления имеют значительный избыток энергии и могут распадаться с выделением нейтрона. Однако этот распад не происходит мгновенно после образования этих ядер; он происходит обычно по истечении какого-то среднего времени жизни.

     Опасность взрыва в ядерном реакторе, как ядерного, так и обычного, прямо связана с проблемами управления реактором и темпом изменения уровня мощности. Уровень мощности реактора зависит от скорости реакции деления, которая в свою очередь зависит от плотности потока тепловых нейтронов в реакторе. Для того чтобы определить, что может явиться причиной взрыва,  необходимо понять механизм влияния на плотность потока тепловых нейтронов.

     Плотность нейтронного потока в реакторе представляет собой величину с очень сложной пространственно-энергетической и временной зависимостью. В реальном реакторе эти параметры зависят от топлива, замедлителя, их взаимного расположения, размеров реактора и его геометрии. Математическое выражение такой зависимости не представляется возможным получить для всех типов реакторов ввиду сложной взаимной зависимости этих факторов. Однако можно сделать некоторые выводы, которые помогут понять некоторые проблемы, связанные с реакторами.  Скорость изменения плотности потока тепловых нейтронов может быть записана как сумма трех составляющих: скорости возникновения, скорости поглощения и скорости утечки тепловых нейтронов.