Производство электрической энергии на атомных электростанциях

Размещено на http://www.allbest.ru/

Министерство образования и науки Российской Федерации

Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования

«Кузбасский государственный технический университет имени Т.Ф. Горбачева»

Кафедра общей электротехники

Реферат

на тему: Производство электрической энергии на атомных электростанциях

Выполнил:

ст. группы: ЭЭб-144

Артюх Илья Сергеевич

Преподователь:

Анушенко Софья Юрьевна

Каждому современному человеку понятно, что самая удобная энергия для использования в промышленности и в быту - электрическая. Основная часть энергии вырабатывается на тепловых станциях и гидроэлектростанциях. Атомные электростанции вырабатывают лишь небольшую долю энергии в нашей стране - порядка 16% с тенденцией к ежегодному повышению. При этом, например, во Франции более 90% энергии вырабатывается на атомных электростанциях. Первая атомная станция в СССР появилась в 1954 году.

Основа советской атомной энергетики была заложена теоретическими и экспериментальными работами советских ученых во главе с академиком И.В. Курчатовым.

Ученые давно указывали, что в ядрах атомов скрыты необыкновенные запасы энергии, которую можно освободить - вспомним хотя бы знаменитую формулу Эйнштейна

E=M*C^2.

Однако, человечество получило первую крошечную часть этих запасов совсем недавно - в конце 30-х годов прошлого века. Оказалось, что ядра тяжелых элементов - урана и тория, сталкиваясь с нейтральными частицами - нейтронами, распадаются на осколки. Разлетаясь с огромной скоростью, эти осколки могут передать веществу, в котором они движутся, часть своей энергии. При делении появляются новые нейтроны, которые вызывают распад ядер других атомов. Так возникает цепная реакция - саморазвивающийся процесс деления ядер урана.

На этой основе была сконструирована атомная (хотя правильнее говорить ядерная) бомба. В ней внутриядерная энергия освобождается мгновенно, производя огромный взрыв. Но ученые выяснили, что можно построить установки, в которых ядерная энергия будет выделяться замедленно. Такие устройства были названы ядерными реакторами, или атомными котлами, а протекающие в них реакции - управляемыми.

Рисунок 1. АЭС

электрический энергия атомные электростанция

Если паровые котлы и двигатели внутреннего сгорания сжигают тонны горючего, то атомные реакторы той же мощности расходуют не тонны, а граммы. А в природе этого горючего достаточно - разведенные запасы урана и тория в двадцать раз превосходят по количеству скрытой в них энергии все известные мировые запасы угля и нефти.

Атомный реактор скрыт за тяжелой бетонной или водяной защитой, поскольку его опасное излучение не должно вредить людям, работающим рядом. А по реакторному залу можно спокойно ходить и даже стоять прямо над атомным котлом, поскольку между полом и реактором находится толстая бетонная кладка, либо мощный слой воды.

Реактор состоит из нескольких основных частей.

Во-первых, это ядерное топливо - обычный, или обогащенный уран. В реактор его помещают в виде тонких длинных стержней. Природный уран состоит из смеси двух изотопов с атомными весами в 235 и 238 единиц (U-235 и U-238).

Ядра урана 238 трудно поддаются делению. Для деления им нужны нейтроны только очень высоких энергий. А нейтроны, рождающиеся при делении, быстро теряют скорость - такие нейтроны уран 238 может только захватить без всякой пользы - захватить и не разделиться. А урану 235 наоборот прекрасно подходят медленные нейтроны - чем медленнее - тем лучше. Однако в природном уране содержится лишь 0,7% урана 235. Поэтому ядерное топливо приходится обогащать, увеличивая этот процент. В связи с тем, что обогащение представляет собой довольно сложный технологический процесс, это значительно удорожает конечный продукт - обогащенный уран 235.

Вторая часть реактора - замедлитель нейтронов.

Если родившийся при делнии ядра нейтрон не замедлить, он не будет захвачен другим ядром урана 235, а попадет в ядро урана 238, где и пропадет без толку.

Хорошим замедлителем является графит. Еще лучше тормозит нейтроны тяжелая вода. Можно применять в качестве замедлителя и обычную воду. Летящий нейтрон отдает часть своей энергии ядрам замедлителя и теряет скорость. Теперь он готов к встрече с очередным ядром урана 235.

Третья часть реактора - отражатель.

Это тот же замедлитель, но расположенный вокруг реактора. Его атомы отражают нейтроны, стремящиеся покинуть котел.

Кроме того, в реакторе есть стержни, которые могут подниматься и опускаться, регулируя коэффициент прироста количества нейтронов в реакторе. Стержни изготавливают из материалов, активно поглощающих нейтроны. Чем глубже такие стержни погружены в реактор, тем больше нейтронов поглощают ядра их атомов. Автоматика управляет стержнями, ориентируясь на показатели регистраторов нейтронного потока. Из самых отдаленных участков котла идут сигналы о том, сколько там нейтронов: не повысилось ли их число (это опасно), не стало ли их слишком мало (тогда упадет мощность котла).

На случай возникновения опасности есть еще и дополнительные, аварийные стержни. При сигнале тревоги они падают внутрь реактора, собирают на себя все движущиеся нейтроны и реакция моментально останавливается.

Освобожденная внутриатомная энергия передается турбинам, которые вращают валы генераторов.

Осколки, образующиеся при делении ядер тяжелых атомов, разлетаются с колоссальной скоростью, унося с собой освобожденную энергию. Замедляясь, они передают энергию окружающим атомам. Температура в реакторе повышается. Здесь в дело вступает теплоноситель, призванный отвести тепло из реактора во внешнюю среду. Чаще всего через посредника (второй контур) теплоноситель передает тепло паровой турбине и возвращается обратно в реактор.

В качестве теплоносителя применяют воду, расплавленные металлы, газы.

Первый и второй контур являются замкнутыми, и вода в них не смешивается. Вода первого контура находится под воздействием нейтронов и сама становится радиоактивной. Вода второго контура - обычная очищенная вода. Именно ее пар и движет турбину. Чем горячее пар, попадающий в турбину, тем выше ее к.п.д. Чтобы вода второго контура сильнее нагревалась и легче превращалась в пар, нужно как можно выше поднять температуру воды первого контура.

Но кипеть она не должна. Для этого давление в первом контуре повышают до 100 атмосфер. При таком большом давлении вода остается водой и не превращается в пар даже при температуре 280 градусов. Во втором контуре, наоборот, необходимо чтобы вода как можно скорее закипела. Поэтому и давление здесь небольшое. Отдав тепло в парогенераторе, и охладившись с 280 до 190 градусов, вода первого контура снова возвращается в реактор, чтобы забрать очередную порцию тепла.

В России в настоящий момент эксплуатируется 10 атомных станций. Доля атомной генерации составляет свыше 16% от общей генерации электроэнергии. Эксплуатацию атомных станций осуществляет ОАО "Концерн Росэнергоатом", входящее в состав АО "Атомэнергопром".

На атомных станциях России эксплуатируется 33 энергоблока: 17 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР (из них 11 энергоблоков ВВЭР-1000 и 6 энергоблоков ВВЭР-440 различных модификаций); 15 энергоблоков с канальными реакторами (11 энергоблоков с реакторами типа РБМК-1000, четыре энергоблока с реакторами типа ЭГП-6); 1 энергоблок с реактором на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением БН-600.

2012 год стал в России рекордным по выработке электроэнергии на АЭС - 177,3 млрд кВт.ч (на 2,7% больше, чем в 2011 году). Этот результат был достигнут с учетом ввода новых блоков и повышения коэффициента использования установленной мощности (КИУМ). По итогам 2013 года выработка составила 171,6 млрд кВт.ч.

Приоритетным направлением в работе «Росэнергоатома» является обеспечение безопасности. За 2012 год на российских атомных станциях не произошло ни одного серьезного радиационного инцидента.

Размещено на Allbest.ru