Атомная электростанция с реактором на тепловых нейтронах

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

Федеральное государственное автономное образовательное учреждение  
высшего профессионального образования

«САНКТ-ПЕТЕРБУРГСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ  
АЭРОКОСМИЧЕСКОГО ПРИБОРОСТРОЕНИЯ»

КАФЕДРА ИНФОРМАЦИОННО-СЕТЕВЫХ ТЕХНОЛОГИЙ

 
ОЦЕНКА РЕФЕРАТА

РУКОВОДИТЕЛЬ

проф., д-р техн. наук				Л.И. Чубраева
должность, уч. степень, звание		подпись, дата		инициалы, фамилия

 

РЕФЕРАТ

Атомная электростанция с реактором на тепловых нейтронах

по дисциплине: Введение в направление

РЕФЕРАТ ВЫПОЛНИЛ

СТУДЕНТ  ГР.	3427П				А.В. Фахрутдинова М.А. Рочев
			подпись, дата		инициалы, фамилия

 

Санкт-Петербург 2014

 

Введение

В 1948 году по предложению И. В. Курчатова начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии. Первая в мире промышленная атомная электростанция мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 года в СССР, в городе Обнинск, расположенном в Калужской области.

За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Великобритания). Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).

Самый большой в мире парк АЭС принадлежит США. В эксплуатации находятся 104 энергоблока суммарной мощностью около 100 ГВт. Они обеспечивают производство 20% электроэнергии.

Мировым лидером по использованию АЭС является Франция. Ее 59 атомных станций вырабатывают около 80% всей электроэнергии. При этом их суммарная мощность меньше, чем у американских — около 70 ГВт.

Среди лидеров по количеству ядерных реакторов в мире можно встретить и две азиатские страны - Японию и Южную Корею.

За годы развития атомной энергетики несколько раз случались серьезные аварии, в первую очередь это случаи на американской АЭС Три Майл Айленд, украинской ЧАЭС и японской Фукусима-1.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Атомная электростанция (АЭС) — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерные реакторы и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимыми работниками.

   Реактор на тепловых нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии — «теплового спектра». Использование нейтронов теплового спектра выгодно потому, что сечение взаимодействия ядер урана-235 с нейтронами, участвующими в цепной реакции, растёт по мере снижения энергии нейтронов, а ядер урана-238 остаётся при низких энергиях постоянным. Самоподдерживающаяся реакция, при использовании природного урана, в котором делящегося изотопа 235U всего 0,7%, невозможна на быстрых нейтронах (спектра деления) и возможна на медленных (тепловых).

  

Принцип действия атомной электростанции

На рисунке показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

  Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).

   Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя могут применяться также расплавы металлов: натрий, свинец, эвтектический сплав свинца с висмутом и др. Использование жидкометаллических теплоносителей позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в жидкометаллическом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления.

   Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор). Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур, реакторы на быстрых нейтронах — два натриевых и один водяной контуры, перспективные проекты реакторных установок СВБР-100 и БРЕСТ предполагают двухконтурную схему, с тяжелым теплоносителем в первом контуре и водой во втором.

   В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.

   Атомные станции по виду отпускаемой энергии можно разделить на:

Атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки электрической энергии. При этом на многих АЭС есть теплофикационные установки, предназначенные для подогрева сетевой воды, используя тепловые потери станции.

   Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию.

Активная зона реактора на тепловых нейтронах состоит из замедлителя, ядерного топлива, теплоносителя и конструкционных материалов. Для уменьшения загрузки ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах применяют конструкционные материалы с малым сечением радиационного захвата нейтронов. К ним относятся алюминий, магний, цирконий и др. Небольшие потери нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах дают возможность использовать в качестве ядерного топлива для реакторов на тепловых нейтронах природный и слабообогащённый уран.

   Для конструкций мощных  энергетических реакторов не  всегда удается подобрать подходящие  материалы с небольшим сечением  поглощения. Часто оболочки, каналы  и другие части конструкции  реакторов изготовляют из таких  интенсивно поглощающих нейтроны  материалов, как нержавеющая сталь, а дополнительные потери тепловых нейтронов в конструкционных материалах компенсируются использованием урана с высоким обогащением — до 10 %.

   В реакторах на тепловых  нейтронах весьма существенно  поглощение нейтронов продуктами  деления, для компенсации которого  в активную зону перед началом  кампании добавляют определённую  массу ядерного топлива. Эта добавка  увеличивается с ростом кампании  и удельной мощности реактора.

   Атомные электростанции классифицируются по энергии нейтронов (АЭС с реакторами на быстрых нейтронах и АЭС с реакторами на тепловых нейтронах)

   Ядерные энергетические реакторы (ЯЭР), работающие на тепловых нейтронах делятся на два типа:

-корпусные

-канальные

В ядерных реакторах на тепловых нейтронах активная зона, кроме ядерного топлива, содержит. Применяют замедлители. Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть деления ядер происходит под влиянием быстрых нейтронов с энергией более 10 кэВ.

Активная зона реактора на тепловых нейтронах состоит из замедлителя  быстрых нейтронов, образующихся при цепной реакции деления атомных ядер, ядерного топлива, теплоносителя и конструкционных материалов. В качестве замедлителя применяют  графит, а также  органические жидкости и воду, которые одновременно могут служить и теплоносителем. Для уменьшения загрузки ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах применяют конструкционные материалы с малым сечением радиационного захвата нейтронов. К ним относятся алюминий, магний, цирконий и др. Небольшие потери нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах дают возможность использовать в качестве ядерного топлива для реакторов на тепловых нейтронах природный и слабообогащённый уран.

Атомные реакторы на тепловых нейтронах различаются между собой главным образом по двум признакам: какие вещества используются в качестве замедлителя нейтронов, и какие в качестве теплоносителя, с помощью которого производится отвод тепла из активной зоны реактора.

Наиболее часто на АЭС применяют 4 типа реакторов на тепловых нейтронах:

1. водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя
2. графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем
3. тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя
4. графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем

 

 

Список используемой литературы:

http://energ2010.narod.ru/

https://ru.wikipedia.org/

http://dic.academic.ru/