Рефераты по Физике

Атомная энергетика

Страница 6

2) по типу теплоносителя - водяные, тяжеловодные, натриевые;

3) по типу замедлителя - на водяные, графитовые, тяжеловодные и др.

Для энергетических целей, для производства электроэнергии применяются:

1) водо-водяные реакторы с некипящей или кипящей водой под давлением; Купить пропиленгликоль http://tk-april.ru/propyleneglycol доставка по России

2) уран-графитовые реакторы с кипящей водой или охлаждаемые углекислым газом;

3) тяжеловодные канальные реакторы и др.

В зависимости от назначения ядерные реакторы бывают:

1) энергетические;

2) конверторы и размножители;

3) исследовательские и многоцелевые;

4) транспортные и промышленные.

Ядерные энергетические реакторы используются для выработки электроэнергии на атомных электростанциях, в судовых энергетических установках, на атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ), а также на атомных станциях теплоснабжения (АСТ).

Реакторы, предназначенные для производства вторичного ядерного топлива из природного урана и тория, называются конверторами или размножителями. В реакторе - конверторе вторичного ядерного топлива образуется меньше первоначально израсходованного.

В реакторе - размножителе осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива, т.е. его получается больше, чем было затрачено.

Исследовательские реакторы служат для исследований процессов взаимодействия нейтронов с веществом, изучения поведения реакторных материалов в интенсивных полях нейтронного и гамма-излучений, радиохимических и биологических исследований, производства изотопов, экспериментального исследования физики ядерных реакторов.

Реакторы имеют различную мощность, стационарный или импульсный режим работы. Наибольшее распространение получили водо-водяные исследовательские реакторы на обогащенном уране. Тепловая мощность исследовательских реакторов колеблется в широком диапазоне и достигает нескольких тысяч киловатт.

Многоцелевыми называются реакторы, служащие для нескольких целей, например, для выработки энергии и получения ядерного топлива.

Атомные электростанции.

Основным направлением атомной энергетики является производство электроэнергии на атомных электростанциях. Возможно создание атомных станций, отпускающих потребителям не только электроэнергию, но и теплоту. Такие электростанции называют атомными теплоэлектроцентралями (АТЭЦ). Можно использовать ядерную энергию только для целей горячего водоснабжения на атомных станциях теплоснабжения (АСТ).

Для АЭС наибольшее значение имеет классификация по числу контуров. Имеются одноконтурные, двухконтурные и трехконтурные АЭС.

В системе любой АЭС различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочим телом, т. е. средой, совершающей работу по преобразованию тепловой энергии в механическую, является водяной пар. Требования к чистоте пара, поступающего на турбину, настолько высоки, что могут быть удовлетворены с экономически приемлемыми показателями только при конденсации всего пара и возврате конденсата в цикл. Поэтому контур рабочего тела для АЭС всегда замкнут и добавочная вода поступает в него лишь в небольших количествах для восполнения утечек и некоторых других потерь конденсата.

Назначение теплоносителя на АЭС – отводить теплоту, выделяющуюся в реакторе. Для предотвращения отложений на тепловыделяющих элементах необходима высокая чистота теплоносителя. Поэтому для него также необходим замкнутый контур и в особенности потому, что теплоноситель реактора всегда радиоактивен.

Если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены, то АЭС называют одноконтурной.

Если контуры теплоносителя и рабочего тела разделены, то АЭС называют двухконтурной (контур теплоносителя называют первым, а контур рабочего тела – вторым).

На трехконтурных АЭС создают дополнительный промежуточный контур для того, чтобы даже в аварийных ситуациях можно было избежать контакта радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Трехконтурные АЭС наиболее дорогие из-за большого количества оборудования.

Кроме классификации АЭС по числу контуров можно выделить отдельные типы станций в зависимости от:

1) типа реактора – на тепловых или быстрых нейтронах;

2) параметров и типа паровых турбин – АЭС с турбинами на насыщенном или перегретом паре и т. п.;

3) параметров и типа теплоносителя – с газовым теплоносителем, теплоносителем «вода под давлением», жидкометаллическим и др.;

4) конструктивных особенностей реактора – с реакторами канального или корпусного типа, кипящим с естественной или принудительной циркуляцией и др.;

5) типа замедлителя реактора – графитовый, тяжеловодный или др. замедлитель.

Ядерное топливо.

Делящимися изотопами называются нуклиды, которые делятся при взаимодействии с низкоэнергетическими нейтронами. К таким изотопам относятся U235, U233, Pu239 и Pu241, среди которых только первый существует в природе. Период полураспада остальных изотопов сравнительно мал, и за время, прошедшее с момента образования во Вселенной химических элементов в процессе ядерного синтеза, они успели полностью распасться. U233 образуется при захвате нейтронов сырьевым изотопом Th232, единственным стабильным изотопом тория. Торий не имеет делящихся нуклидов и является только воспроизводящим материалом. Pu239 образуется аналогично из сырьевого изотопа U238. Более тяжелый делящийся изотоп Pu241 образуется в результате двух последовательных захватов нейтронов ядром Pu239.

Хотя при начальном образовании вещества во Вселенной относительные количества изотопов U235 и U238 в естественном уране должны быть примерно одинаковыми, меньший период полураспада первого из них (0,71*109 лет по сравнению с 4,5*109 лет) привел к тому, что к настоящему времени содержание U235 в естественном уране очень сильно снизилось.

Вопрос об использовании плутония для сокращения потребления естественного урана должен решаться с учетом того обстоятельства, что стоимость его извлечения из облученного топлива достаточно высока. Это связано как с высоким уровнем радиоактивности отработанного топлива, так и с высокой токсичностью самого плутония.

Перейти на страницу:  1  2  3  4  5  6  7