Экологические проблемы энергетики

Лабораторные работы по электротехнике Машиностроительное черчение Решение контрольной по математике

Энергетика
Экологические проблемы производства энергии
Изменение климата и Киотский протокол
Проблема теплового загрязнения
Экологические проблемы тепловой энергетики
Экологические проблемы ядерной энергетики
Альтернативный источник энергии
Возобновляемые источники энергии
Ветроэнергетика
Геотермальная энергетика
Энергия приливов и отливов морей и океанов
Гидроэлектростанции (ГЭС)
Биоэнергия
Ядерная энергетика.
Водородная энергетика
Основные способы получения энергии
Анализ процессов трансформации энергии

Ядерная энергетика. Источником энергии на атомных электростанциях (АЭС) является процесс деления тяжёлых ядер при взаимодействии их с нейтронами. Полное энерговыделение на один элементарный акт деления составляет 200 МэВ. Та­кое высокое энерговыделение и определяет огромную теплотворную способность ядерного топлива, превышающую теплотворную способность органического топлива в миллионы раз. В соответствии с принципом, положенным в основу получения управляемой реакции деления, все ядерные реакторы делятся на два типа: реакторы на тепловых или медленных нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах или реакторы-размножители.

Подавляющее большинство действующих и строящихся АЭС имеют реакторы на медленных нейтронах. Особенностью реакторов этого типа является наличие замедлителя нейтронов в активной зоне реактора. Использование в качестве замедлителя нейтронов тяжёлой воды, позволяет использовать в качестве ядерного топлива необогащённый природный уран.

Примерно три четверти реакторов на АЭС во всём мире работают на обогащённом уране со степенью обогащения 2-4% и используют в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя обычную воду. Такие реакторы называют водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР).

Принципиальная технологическая схема АЭС с водо-водяным реактором представлена на рис. 15.7.  ВВЭР рабо­тают по двухконтурной схеме. Как видно из рис. 15.7, вода первого контура служит для передачи тепла от ТВЭЛов (тепло-выделяющий элемент) к вторичному контуру. Вода вторичного контура, не представляющая опасности с точки зре­ния радиоактивности, используется для получения электроэнергии в паровой турбине.

Помимо водо-водяных реакторов в РФ на АЭС имеются уран-графитовые реакторы. Эти реакторы, как и ВВЭР, исполь­зуют для проведения реакций деления медленные нейтроны. Но в данном случае в качестве замедлителя нейтронов используется графит, а теплоносителем служит обычная вода (Чернобыльский вариант).

Одним из самых больших недостатков реакторов на медленных нейтронах является очень низкая эффективность использования ими ypана. В них используется всего 1-1,5% потенциальной энергии, заключённой в при­родном уране. Такая низкая степень использования ресурсов урана ти­пична для современных действующих АЭС на медленных нейтронах.

Решить задачу более полного использования природного ядерного горючего – урана можно лишь при использовании другого типа ядер­ных реакторов – реакторов на быстрых нейтронах – реакторов-размножи­телей. В этих реакторах наблюдается не уменьшение, а увеличение ко­личества ядерного горючего, способного к делению. Происходит это вследствие ядерных превращений. Ядро ypaнa-238 (238 U) в результате поглощения нейтрона, переходит в ядро плутония-239 (239Pu), который как и уран-235 при поглощении нейтронов даёт начало цепной реакции деления. Аналогично ведёт себя и изотоп тория-232, который при взаимодействии с нейтронами образует уран-233, склонный к реакции деления. Практически достижимым считается поднять коэффициент использования топлива до 30-40% и выше. Это не только позволит увеличить ресурсы природного урана, но и приведёт к резкому снижению вклада стоимости ядерного топлива в общем балансе себестоимости энергии.

Общий вид подобной АЭС, представлен на Рис. 15.8.

Рис. 15.7. Схема устройства АЭС с водо-водяным реактором:

1 – реактор; 2 – насос первичной воды; 3 – парогенератор; 4 – паровая турбина; 5 – электрический генератор; 6 – конденсатор пара; 7 – насос вторичной воды

 


Рис. 15.8. Внешний вид атомной электростанции,

г. Северск, Томская обл.

Реакторы на быстрых нейтронах имеют более сложную конструкцию, чем реакторы на тепловых нейтронах. В реакторах на быст­рых нейтронах не используются замедлители нейтронов, поэтому в ак­тивной зоне таких реакторов высвобождается значительно больше энер­гии в расчёте на единицу объема, чем в реакторе на тепловых нейтро­нах.

В нашей стране наибольшее внимание уделяется разработке и со­вершенствованию реакторов на быстрых нейтронах, использующем в каче­стве теплоносителей металлический натрий. В целях предотвращения попадания радиоактивного натрия в воду при возможных нарушениях нормального режима работы теплообменников в реакторах на быстрых нейтронах применяется трёхкорпусная система теплоотвода (рис. 15.9).

 


Рис. 15.9. Схема устройства АЭС с реактором на быстрых нейтронах:

1 – реактор; 2 – регулирующие стержни; 3 – первичный контур, теплоноситель – металлический натрий; 4 – второй натриевый контур; 5 – парогенератор; 6 – турбогенератор; 7 – конденсатор пара; 8 – охлаждающая вода

Первая АЭС на быстрых нейтронах была построена в СССР в 1973 г. Реактор на быстрых нейтронах, мощностью 350 МВт начал выраба­тывать электроэнергию (150 МВт) и пресную воду (1,2105 т/сутки) в г. Шевченко. В 1979 и 1982 гг. введены в строй АЭС с реакторами на быстрых нейтронах мощностью 600 МВт. Ведутся разработки более мощных реакторов с мощностью до 1600 МВт, которые планировалось производить в РФ серийно.

Существует, однако, целый ряд проблем, которые необходимо решить, прежде чем реакторы-размножители получат широкое распространение. Эти реакторы используют высокообогащённое топливо и требуют помимо урана большого количества плутония. Плутоний должен поступать из запасов, накопленных в ходе работы реакторов на тепловых нейтронах. Изотопы плутония извлекаются из «выгоревших» ТВЭЛов, имеющих высокую активность, на специальных заводах по переработке отработанного ядерного горючего. Такие заводы имеются, имеется и плутоний из демонтируемых атомных бомб.

[an error occurred while processing this directive]