111
Информация о работе
Подробнее о работе
Типы реакторов АЭС, а так же основные отличи и особенности этих типов
- 30 страниц
- 2020 год
- 3 просмотра
- 0 покупок
Гарантия сервиса Автор24
Уникальность не ниже 50%
Фрагменты работ
Введение …………………………………………………………………..3
1.Общие сведения об атомной энергетике ……………………………..4
1.1История развития атомной энергетики ……………………………...4
1.2 Принцип работы АЭС ………………………………………………..9
2. Классификация АЭС …………………………………………………..13
2.1 АЭС с реакторами на тепловых нейтронах……………………….. 13
2.2 АЭС с ректорами на быстрых нейтронах…………………………. 21
3.Переработка и хранение ядерных отходов …………………………..25
Заключение ……………………………………………………………….29
Список использованной литературы…………………………………… 31
1.1 История развития атомной энергетики
Атомная энергетика зародилась и получила широкое развитие во второй половине ХХ века. Сегодня в мире действует 442 атомных энергоблока. Доля атомной энергетики составляет более половины всех потребностей во Франции, Литве, Польше, Славакии, Швеции, Украине и Южной Корее. В Западной Европе в среднем треть всей используемой электроэнергии производится на АЭС. Для понимания проблемы атомной энергетики необходимо рассмотреть историю её развития [10,с.112].
В советских научных центрах, и прежде всего связанных с ядерной физикой, интерес к радиохимическим исследованиям ядра атома вспыхнул после сообщений об открытии деления ядер урана в Германии в начале 1939 г. Уже первая информация о теории процесса позволяла сделать фантастические выводы: новая форма ядерной реакции высвобождает огромное количество энергии.
Впечатляющие исследования, связанные с проблемой атома, проводились в РИАН (Радиевый институт Академии наук).
...
1.2 Принцип работы АЭС
Основные процессы, происходящие во время работы АЭС:
1. Главными циркуляционными насосами вода прокачивается через активную зону реактора, где она нагревается до температуры 320 градусов за счет тепла, выделяемого при ядерной реакции.
2. Нагретый теплоноситель отдает свою теплоту воде второго контура (рабочему телу), испаряя ее в парогенераторе.
3. Охлажденный теплоноситель вновь поступает в реактор.
4. Парогенератор выдает насыщенный пар под давлением 6,4 МПа, который подается к паровой турбине.
5. Турбина приводит в движение ротор электрогенератора.
6. Отработанный пар конденсируется в конденсаторе и вновь подается в парогенератор конденсатным насосом. Для поддержания постоянного давления в контуре установлен паровой компенсатор объема.
7. Теплота конденсации пара отводится из конденсатора циркуляционной водой, которая подается питательным насосом из пруда охладителя.
8. И первый, и второй контур реактора герметичны.
...
2.1 АЭС с реакторами на тепловых нейтронах
АЭС с водо-водяным реактором
Водо-водяной ядерный реактор — реактор, использующий в качестве замедлителя и теплоносителя обычную (лёгкую) воду. Наиболее распространённый в мире тип водо-водяных реакторов — с водой под давлением. В России производятся реакторы ВВЭР, в других странах общее название таких реакторов — PWR (Реактор с водой под давлением, от англ. Pressurized water reactor). Другой тип водо-водяных реакторов — «кипящие». Общее название таких реакторов — BWR (Кипящий водяной реактор, от англ. Boiling water reactor).
Активная зона водо-водяного реактора набрана из тепловыделяющих сборок, заполненных пластинчатыми или цилиндрическими тепловыделяющими элементами. Корпус тепловыделяющей сборки изготовляют из листового материала (алюминия, циркония), слабо поглощающего нейтроны. Сборки размещают в цилиндрической клетке, которая вместе со сборками помещается в корпус реактора.
...
2.2 АЭС с ректорами на быстрых нейтронах
Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, в активной зоне которого нет замедлителей нейтронов и спектр нейтронов близок к энергии нейтронов деления (~105 эВ). Нейтроны этих энергий называют быстрыми, отсюда и название этого типа реакторов.
В связи с малым сечением деления 235U быстрыми нейтронами для поддержания цепной реакции необходимо поддерживать гораздо бо́льшие напряженности нейтронных полей по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. В связи с увеличением нейтронных потоков гораздо бо́льшая доля 238U вовлекается в процесс трансмутации в плутоний, что значительно расширяет топливную базу этого типа реакторов.
В активной зоне реактора не должно быть эффективных замедлителей нейтронов, в первую очередь принципиально недопустимы вещества с легкими ядрами вроде водорода. Поэтому вода и углеводороды не могут использоваться в системе охлаждения реактора.
...
3.Переработка и хранение ядерных отходов
Источниками радиоактивных отходов являются не только АЭС. К их числу относятся медицинские учреждения, промышленные предприятия, исследовательские центры и прочие и, естественно, военные. Большую часть отходов составляют низкорадиоактивный мусор. Однако и он может быть крайне опасен. В 1987 году произошла показательная история. Сборщики металлолома вломились в заброшенную клинику бразильского города Гояни и украли деталь медицинского оборудования, чтобы сдать ее в металлолом. 20-ти-граммовую капсулу с цезием-137 разбили на части. Воры растащили добычу по домам и похвастались ею перед членами семей, друзьями и соседями. Результат: 14 человек получили повышенную дозу облучения (четверо из них умерли), а 249 подверглись радиоактивному заражению. В процессе дезактивации 85 жилых домов пришлось снести, 250 тыс. человек потребовали от властей, чтобы были проведены тщательные замеры радиации и детальные медицинские обследования [17, c.7].
...
Заключение
Таким образом, за прошедшее десятилетие, действительно, была проделана колоссальная работа по повышению уровня безопасности работы атомных электростанций. Значительные успехи в этом направлении стали результатом возникновения так называемой «глобальной культуры безопасности в области атомной энергетики» и внедрения новых инженерно-технологических разработок на существующих станциях. Сегодня уже разработаны и продолжают разрабатываться международные стандарты безопасности работы АЭС.
Важность вопроса безопасности в работе атомных станций – не единственная проблема современной мировой атомной энергетики. Экономическая эффективность функционирования АЭС так же является тем фактором, который может изменить отношения к атомной энергетике в будущем.
...
1. Андрюшин, И.А. Укрощение ядра. Страницы истории ядерной инфраструктуры.– Самара, 2003. -254с.
2. Аншелес, В.Р., Персиянова, А.Д. Анализ проблем энергосбережения // Региональная экономика: теория и практика. –2009. - №37- 76с.
3. Балазин, А. Дело на миллиарды // Япония сегодня.–2009.-№2- 24с.
4. Бюллетень МАГАТЭ.–2009. -№5
5. Гилевич, М. Реалии углеводородной энергетики // Беларуская думка.–2008.- №8.- 68с.
6. Горкина, Т.И. Проблемы развития «новой мировой атомной энергетики» // Известия РАН. Серия географическая.–2008.- №4. -104с.
7. Зайцев, И. «Мирный атом» спасёт человечество // Планета.–2007. -№4.-208с.
8. Наумова, Л.Т. Устойчивое развитие энергетики: учебное пособие.–Москва, 2005. - 208с.
9. Непорожний, П.С., Попков, В.И.Энергетические ресурсы мира.–Москва,2005. - 232с.
10. Павлов, С.Е. Грозит ли нам конец света?– Минск, 2008. - 224с.
11. Сидоров, М.А. Новые пути развития атомной энергетики // Актуальные проблемы современной науки.– 2009. - №2. - 280с.
12. Смоляр, И.Н. Атомная энергетика: аргументы «за» и «против» (приложение к журналу Право и экономика). – Минск, 2000
13. Сычёв, О.Н. Страны восходящего МАГАТЭ // Эхо планеты. – 2009. №37.- 206с.
14. Ю.В.Марчук, М.А.Рахматулин, Е.Ф.Селезнев, И.В.Фёдоров. Верификация модулей нейтронно-физического расчета в тренажерах АЭС. Обнинск, 1996, в печати.
15. Краюшкин А.В., Кубарев А.В. Программа STEPAN-S для расчета характеристик ядерной безопасности. В сб. Внутренняя безопасность ядерных энергетических установок. М,ЦНИИатоминформ,1991,с.228-229.
16. РНЦ КИ, «Расчетная оценка паспортных характеристик реакторных установок 1-4 блоков Курской АЭС. Научно-технический отчет о НИР», РНЦ КИ, инв. № 0Т05/93. Москва, 1993 г.
17. Протокол измерения физических и динамических характеристик реактора энергоблока №3 ЧАЭС 23.06.97. ПО Чернобыльская АЭС, инв. № ОЯБ Ю-ОЯБ, 1997 г.
18. Физический пуск реактора РБМК-1000 3-го блока Чернобыльской АЭС после длительной остановки. Отчет. Чернобыльская АЭС, инв. № 199-ПТО, 1987 г.
19. Протокол результатов измерений физических характеристик реактора 1 энергоблока Ленинградской АЭС после КПР 1989-1990 гг. ЛАЭС, инв. № 1854, Сосновый Бор, 1991 г.
20. Протокол проведения эксперимента по определению парового эффекта реактивности и быстрого мощностного коэффициента реактивности реактора РБМК-1000 1 блока Смоленской АЭС. Смоленская АЭС, инв. № 1140 «Д». Десногорск, 1994 г.
Форма заказа новой работы
Не подошла эта работа?
Закажи новую работу, сделанную по твоим требованиям
