АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ Ядерная Энергетика Отрасль энергетики занимающаяся

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

Ядерная Энергетика Отрасль энергетики, занимающаяся производством электрической и тепловой энергии путём преобразования ядерной энергии. Обычно для получения ядерной энергии используют цепную ядерную реакцию деления ядер урана-235. К ядерной энергетике относится лишь использование управляемых реакций в ядерных реакторах.

Атомная Электростанция Ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, на которой используются ядерный реактор и комплекс устройств, оборудования и сооружений с необходимым персоналом. Белоярская АЭС (600 МВт) Балаковская АЭС (4000 МВт)

Ядерное топливо Высокоэффективно Опасно для человека Урановое топливо Ториевое топливо Плутониевое топливо

Урановое топливо Урановое ядерное топливо получают переработкой руд. В силу отсутствия богатых урановых руд (кроме канадских и австралийских месторождений, в которых концентрация урана доходит до 3 %) используется подземное выщелачивание руд. Через закачные трубы под землю закачивается серная кислота. Раствор серной кислоты с ураном поднимается на поверхность.

Ториевое топливо Не применяется в силу следующих причин: Запасы урана достаточно велики; Извлечение сложнее и дороже Переработка ториевых ТВЭЛов сложнее и дороже переработки урановых. Общие запасы тория в 3— 4 раза превышают запасы урана.

Плутониевое топливо В чистом виде не применяется: Применение в водо-водяных реакторах приводит к уменьшению периода разгона в 2 раза, на что не рассчитаны системы управления реактором. MOX-топливо (Mixed-Oxide fuel) содержит плутоний.

Обогащение урана Изотоп 238 U является крайне стабильный изотоп, не способный сам по себе к цепной ядерной реакции Обогащение урана осуществляется двумя основными методами разделения изотопов: газодиффузионным методом и методом газового центрифугирования.

ТВЭЛ Тепловыделяющий элемент ТВЭЛы состоят из топливного сердечника, оболочки и концевых деталей Представляет собой стержень диаметром 9, 1— 13, 5 мм и длиной несколько метров.

Конструкция ТВЭЛа 4. Пружина; Заглушка; 2. Таблетки диоксида урана; 5. Втулка; 6. Наконечник. 3. Оболочка из циркония; 1.

История 1948 – исследования по применению энергии атома для производства электроэнергии в СССР 27. 06. 1950 – первая в мире АЭС (5 МВт): г. Обнинск, Калужская область 1956 – первая АЭС за пределами СССР (Великобритания, 46 МВт) 1958 – Сибирская АЭС (100 МВт)

Ядерный реактор Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. Составные части: 1. Активная зона 2. Теплоноситель 3. Отражатель нейтронов 4. Радиационная защита 5. Система регулирования ц. р. 6. Система ДУ.

Преимущества и недостатки Независимость от источников топлива; Экологическая чистота; Вносят вклад в борьбу с глобальным потеплением (предотвращают выброс 3, 4 млрд. тонн СО 2 в год); Сложность захоронения отходов; Сложность ликвидации станций после выработки ресурсов; Крайне нежелательна работа в манёвренных режимах.

Классификация реакторов По характеру использования Экспериментальные реакторы, мощность не превышает нескольких к. Вт. Исследовательские реакторы, Мощность не превосходит 100 МВт. Изотопные реакторы (оружейные, промышленные) Энергетические реакторы, Тепловая мощность достигает 5 ГВт По спектру нейтронов Реактор на тепловых (медленных) нейтронах ( «тепловой реактор» ) Реактор на быстрых нейтронах ( «быстрый реактор» ) Реактор на промежуточных нейтронах Реактор со смешанным спектром По размещению топлива Гетерогенные реакторы Гомогенные реакторы

Классификация реакторов По виду топлива изотопы урана (235 U и 233 U) изотоп плутония (239 Pu) изотоп тория (232 Th) По виду теплоносителя H 2 O Газ D 2 O Органический Жидкометаллический Расплавы солей Твердый теплоноситель По степени обогащения: Естественный уран Слабо обогащённый уран Чистый делящийся изотоп По роду замедлителя С (графит) H 2 O D 2 O Be, Be. O Гидриды металлов Без замедлителя

Классификация реакторов Реактор большой мощности канальный (РБМК) 1000 -1500 МВт Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) 12(5) - 1200 МВт Реактор на быстрых нейтронах (БН) 5(2) – 1200 МВт

РБМК-1000

Реактор большой мощности канальный Пониженное, по сравнению с ВВЭР, давление воды в первом контуре; Благодаря канальной конструкции отсутствует дорогостоящий корпус; Нет дорогостоящих и сложных парогенераторов; Замена топлива без остановки реактора благодаря независимости каналов друг от друга; Более равномерное и глубокое выгорание ядерного топлива; Характеристика Тепловая мощность реактора, МВт Электрическая мощность блока, МВт КПД блока, % Давление пара перед РБМК 1000 РБМК 1500 РБМКП 2400 МКЭР 1500 3200 4800 5400 4250 1000 1500 2000 1500 31, 3 37, 0 35, 2

ВВЭР

Водо-водяной энергетический реактор Технология изготовления реакторов хорошо изучена и отработана. Использование воды в качестве теплоносителя позволяет осуществить непосредственную генерацию пара в реакторе Лёгкая вода используется также для организации пароводяного цикла во вторичном контуре. Обычная химически обессоленная вода дешева. Позволяет создавать блоки мощностью до 1600 МВт. Характеристика Тепловая мощность реактора, МВт Электрическая мощность блока, МВт КПД блока, % ВВЭР 210 ВВЭР 365 ВВЭР 440 ВВЭР 1000 760 1320 1375 3000 210 365 440 1000 27, 6 32, 0 33, 0

БН-800

Реактор на быстрых нейтронах Возможность использования изотопов тяжёлых элементов; Процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается бо льшим выходом (на 20— 27 %) вторичных нейтронов; В качестве теплоносителя первого и второго контура используется натрий, в связи с чем возникают проблемы с возможным затвердением и высокой химической активностью элемента. Характеристика Тепловая мощность реактора, МВт Электрическая мощность блока, МВт КИУМ, % БН 600 БН-800 (строится) БН-1200 (концепт) 1470 2100 2800 600 880 1200 77 85 90

Отработавшее топливо Имеет значительную радиоактивность и свойство саморазогреваться на воздухе до температур свыше 300 °C После извлечения выдерживается 2— 5 лет в бассейне выдержки или на периферии активной зоны реактора. Затем его отправляют на хранение, захоронение или переработку.

Отработавшее топливо

Фукусима – самая мощная станция в мире (8814 МВт)

Касивадзаки-Карива – вторая по мощности (8212 МВт)

Запорожская - самая крупная АЭС в Европе (Украина, 6000 МВт)

Атомная энергетика России Все 10 АЭС – филиалы ОАО «Росэнергоатом» (второй в Европе по объёму генерации). 32 энергоблока, 24, 2 ГВт)

Белоярская АЭС –ближайшая к Екатеринбургу Первая в СССР АЭС промышленного уровня мощности Единственная в России АЭС с разными типами реакторов на одной площадке

Балаковская АЭС – самая дешёвая Вырабатываемая ею энергия - самая дешёвая среди всех АЭС и ТЭС РФ По итогам работы в 1995, 1999, 2000, 2003 и 2005 -2007 гг. удостаивалась звания «Лучшая АЭС России» . 30 млрд. к. Втч энергии в год – больше, чем любая другая станция РФ 4 х. ВВЭР-1000

Ростовская АЭС – самая новая 2 х. ВВЭР-1000 (2001 и 2010 гг. ) 2004 – лучшая АЭС РФ С 2009 – строительство ещё двух энергоблоков

Плавучая АЭС «Академик Ломоносов» 70 МВт, пуск ожидается в 2013 году; Решение проблемы завоза органического топлива в труднодоступные районы; Может подплывать к потребителю и обеспечивать его недорогой энергией.