Jelöljük annak a valószínűségét, hogy a termikus neutronokat az urán elnyeli θ. Ezt az értéket termikus neutronhasználati tényezőnek nevezzük. Ekkor az urán által elnyelt termikus neutronok száma egyenlő lesz n εφθ .

Minden egyes termikus neutron urán általi elnyelésére, η új gyors neutronok. Következésképpen a vizsgált ciklus végén a hasadásból származó gyors neutronok száma egyenlőnek bizonyult n εφθη .

A neutronsokszorozó tényező tehát egy végtelen közegben egyenlő

Az egyenlőséget (3.4) négy tényező képletének nevezzük. Feltárja a K∞ függőségét különböző tényezőktől, amelyek meghatározzák a nukleáris láncreakció kialakulását urán és moderátor keverékében.

Valós, véges méretű terjedő közegben elkerülhetetlen a neutronszivárgás, amit a K∞ képlet bevezetésekor nem vettünk figyelembe. A véges méretű közeg neutronszorzótényezőjét Keff effektív szorzótényezőnek nevezzük; sőt még mindig úgy definiálják, mint egy adott generáció neutronszámának az előző generáció megfelelő neutronszámához viszonyított arányát. Ha Ps és Pd jelöli a neutronszivárgás elkerülésének valószínűségét moderálás és diffúzió során, akkor írhatjuk

Kef \u003d K∞ Rz Rd. (3.5)

Nyilvánvaló, hogy a láncreakció fennmaradásának feltétele véges dimenziójú közegben a Kef ≥ 1 arány lesz. A PzRd szorzat mindig kisebb, mint egység, ezért egy önfenntartó láncreakció megvalósításához egy rendszerben véges dimenziók esetén szükséges, hogy K∞ mindig nagyobb legyen, mint az egység.

A neutronok szivárgása a reaktorból annak geometriai méreteitől függ. Mivel a neutronok születése a zóna teljes térfogatában megtörténik, és csak a reaktor felületén keresztül szivárognak ki, akkor nyilvánvalóan a reaktor lineáris méreteinek növekedésével a neutronok relatív hányada elveszik a felületen keresztül. csökken, és nő a szivárgás elkerülésének valószínűsége.

Azt a minimális reaktorméretet, amelynél önfenntartó láncreakció lejátszódhat, kritikus méretnek nevezzük.

Így a reaktor kritikussági feltétele így írható fel

1 = K∞RzRd.

A (3.5) feltétel teljesülése esetén az urán hasadása során keletkező neutronok száma megegyezik a reaktorból kilépő neutronok számával, amelyeket a lassulási és diffúziós folyamatok során elnyeltek az anyagok. Abban az esetben, ha Kef>1, a reaktorban lévő neutronok száma folyamatosan nő. Egy szubkritikus reaktorban Kef< 1.

A neutronegyensúly egyenlete (kritikus reaktor esetén a következő formában lesz írva:

, (3.6)

D a neutron diffúziós együtthatója

F - neutronfluxus

S a keletkezett termikus neutronok száma.

Az S termikus neutronok számát a következők alapján határozzuk meg. A reaktormag anyagaiban elnyelt egy termikus neutronra az urán által elnyelt termikus neutronok száma θ, egy termikus neutron urán általi abszorpciójára pedig η gyorsneutronok képződnek. Ez azt jelenti, hogy a gyors neutronok száma egyenlő lesz θη-val. Ezek a neutronok ε szorzótényezővel hasadhatnak, ekkor a gyorsneutronok végső száma θηε lesz. A gyors neutronok a lassulás folyamatában elkerülik a rezonancia-abszorpciót φ valószínűséggel és a szivárgást P3 együtthatóval. Ez azt jelenti, hogy a keletkezett termikus neutronok száma θηεφРз lesz.

Így, ha a termikus neutronok térfogategységenkénti maganyagai általi teljes elnyelése egyenlő ΣаФ-vel, ismét ΣаФθηεφРз termikus neutronok keletkeznek. Végül a termikus neutronok számát a következőképpen határozzuk meg:

(3.7)

A (3.7) képlet figyelembevételével a (3.6) neutronegyenleg egyenletét átírjuk a következő alakba

(3.8)

(3.9)

A (3.9) egyenletben az anyagok tulajdonságaitól függő mennyiséget anyagparaméternek nevezzük, és B2-vel jelöljük.

(3.10)

akkor a függőséget (3.8) úgy írjuk át

(3.11)

Mindkét (3.10) és (3.11) egyenlet, amelyet az álló esetre a neutronegyensúly egyenlete alapján kaptunk, olyan kritikus reaktornak felel meg, amelyben az effektív szorzótényező egyenlő egységgel (Kef = 1). Figyelembe véve, hogy a (3.10) egyenletből következik

ahol L a diffúziós hossz.

A (3.12) egyenletekből következik, hogy a diffúziós folyamatban a neutronszivárgás elkerülésének valószínűségét az (1 + B2L2)-1 kifejezés határozza meg. A lassítási folyamat során a neutronszivárgás elkerülésének valószínűségét a lassítási folyamat figyelembevétele alapján számítjuk ki, és ez egyenlő

ahol τ a neutronok korának nevezett mennyiség, mérete cm2.

BAN BEN Általános nézet, ha a reaktorban a szorzótényező eltér az egységtől, a (3.12) egyenletet a következőképpen írjuk fel:

(3.14)

A (3.14) egyenlet a reaktor alapegyenlete, amely feltárja az effektív neutronsokszorozó tényező függését a zóna összetételétől és méretétől. Ez az egyenlet homogén és heterogén reaktorokra érvényes. A mag heterogenitásának sajátossága tükröződik a négy tényező egyenletének paramétereinek kiszámításában, nevezetesen az ε, φ és θ értékekben.

Álló eljárással

(3.15)

ahol М2 = L2 + τ a migrációs területnek nevezett érték, cm2.

A (3.11) egyenlet megoldása lehetővé teszi B2 értékének meghatározását. Ebben az esetben ez a paraméter a mag méretének és geometriai alakjának függvénye. Különösen egy hengeres reaktorhoz

(3.16)

ahol R a sugár és H a magmagasság. Ebben az esetben a B2 értékét geometriai paraméternek nevezzük.

Mivel a (3.10) és (3.16) egyenlettel kapott B2 mindkét értéke a kritikus reaktornak felel meg, akkor a reaktor ilyen állapotához az anyagparaméternek meg kell egyeznie a geometriai paraméterrel. Ez alapján az adott feltételektől függően a (3.15) egyenlet kétféle probléma megoldására szolgál: a zóna összetételének meghatározására, ha a méretei és geometriája adottak, illetve a reaktor méreteinek meghatározására abban az esetben. a mag adott összetételének.

Az első típusú feladatok megoldásánál a geometriai paraméter értékét számítjuk ki. Például egy hengeres reaktorhoz - a (3.16) képlet szerint. Ebben az esetben a mag összetételét, például az urán dúsítását 235U izotóppal, a (3.15) egyenlet alapján határozzuk meg a dúsítás előzetes becslésével és a Kef érték kiszámításával minden esetben.

A második típusú feladatok megoldásánál a számítási sorrend a következőképpen vehető át. A mag összetétele alapján, amelyet az urándúsítás, a moderátor típusa, a szerkezeti anyagok stb. jellemeznek, kiszámítják a К∞, τ és L2 értékeket. A B2 geometriai paraméter értékét adott Kef értékhez a (3.15) egyenlet grafikus megoldásával találjuk meg. Ebben az esetben B2 több értékét előzetesen beállítjuk, és a Kef = f(B2) grafikont ábrázoljuk.

A Thermal power "href="/text/category/teployenergetika/" rel="bookmark">hőenergia , és L2 érték meghatározása után a termikus neutron által a befogási pontig megtett egyenes távolságot jellemzi. Minél nagyobbak ezek a távolságok, annál kisebb valószínű, hogy a neutron elkerüli a szivárgást a mérséklődési és diffúziós folyamatokban, azaz minél nagyobb legyen a reaktor mérete, ami biztosítja az önfenntartó láncreakciót.

Például egy reaktor, amelyben közönséges vizet használnak moderátorként, ceteris paribus, sokkal kisebb lesz, mint egy grafit moderátorral felszerelt reaktor, mivel a víz esetében L = 2,73 cm és τ = 31 cm2, a grafitnál pedig L = 54 cm és τ = 364 cm2.

3.2.1.3. NEUTRON FLUX

A (3.11) egyenlet megoldása a neutronfluxusnak a mag térfogata feletti eloszlását is jellemzõ függõséghez vezet. Egy H magasságú és R sugarú hengeres reaktornál ez a függőség a következő formában van

(3.17)

ahol Фmax a neutronfluxus értéke a mag középpontjában;

h, r – az aktuális koordináták az aktív zóna magassága és sugara mentén;

Az első típusú nulladrendű Bessel-függvény aktuális értéke.

A reflektor nélküli reaktorban a termikus neutronfluxus maximális értéke a zóna geometriai középpontjában van beállítva, és az extrapolált határokhoz közeledve fokozatosan nullára csökken. Hengeres reaktorban a neutronfluxus változása r = 0 magasság mellett, ha Jo(0) = 1, a függés szerint fog bekövetkezni.

(3.18)

A magmagasság mentén a neutronfluxus egyenetlenségi együtthatóját a következőképpen határozzuk meg:

(3.19)

A neutronfluxus egyenetlenségi együtthatója a hengeres reaktor sugara mentén egyenlő lesz

(3.20)

A Kh és Kr együtthatók szorzatát a mag térfogatára vonatkozó neutronfluxus egyenetlenségének együtthatójának nevezzük.

(3.21)

Által ismert értékek a neutronfluxus egyenetlenségi együtthatói és az átlagos neutronfluxus adott értékéhez, meg lehet határozni a reaktorban a maximális neutronfluxus értékét

Фmax = KvФср, (3,22)

ahol Фср az átlagos neutronfluxus a reaktorban, a zóna térfogatához viszonyítva. átlagos érték a neutronfluxus a következők alapján határozható meg. Az urán hasadásainak száma 1 cm3-ben 1 másodpercig ΣfФср, és teljes szám felosztás az aktív zóna teljes térfogatában ΣfФсрVаз lesz. Ha 1 kW teljesítménye másodpercenként 3,1∙1013 osztásnak felel meg, akkor a reaktor teljesítménye az egyenlettel fejezhető ki

, (3.23)

(3.24)

A teljesítményreaktorok neutronáramának átlagos értéke 1012 ÷ 1014 között van.

Egy működő reaktorban neutronok szivárognak ki a zónából. A szivárgás csökkentése érdekében a reaktort reflektor veszi körül. A reflektort eltaláló neutronok részben visszaszóródnak a magba, és így neutronok „megtakarítását” érik el.

A reflektor beépítése révén elért neutronok "megtakarítása" két irányban használható fel: vagy a mag méretének csökkentésére az összetétel megváltoztatása nélkül, vagy a méretek változatlansága mellett az üzemanyag hasadóanyaggal való dúsításának csökkentésére. izotóp. Mindkét esetben csökken a hasadó uránizotóp összterhelése. Az erősáramú reaktorok reflektorának ugyanilyen fontos szerepe, hogy lényegesen kiegyenlítse a termikus neutronfluxus eloszlását a magtérfogatban.

Amikor gyors neutronok szivárognak ki a reaktorból, a reflektor anyagában való mérséklődésük miatt a neutronok már termikusan visszajuthatnak a reaktorba. Ez a termikus neutronfluxus növekedéséhez vezet a maghatár közelében. A reflektor anyagának ugyanolyan tulajdonságokkal kell rendelkeznie, mint a moderátoré, nevezetesen jó moderáló és szóró tulajdonságokkal. Ezért gyakran ugyanazt az anyagot használják a moderátorhoz és a reflektorhoz.

A reflektoros reaktor effektív szorzótényezőjét ugyanaz a (3.14) képlet határozza meg, mint a reflektor nélküli reaktor esetében. Ebben az esetben azonban a B2 geometriai paraméter kiszámításakor a mag tényleges méretei az effektív összeadás értékével nőnek. Például egy hengeres reaktorhoz lesz

(3.25)

R" = R + Δ. (3.26)

Ezzel a számítási módszerrel a reflektorral ellátott reaktort mintegy "csupasz" reaktorral helyettesítjük, amelynek méretei meghaladják a tényleges reaktor aktív zónájának méreteit a hatékony adalék mennyiségével.

A hengeres reaktor magjának neutronfluxusának egyenetlenségi együtthatóit reflektor jelenlétében a következő képletek határozzák meg:

A reaktor magasságának megfelelően

A reaktor sugara mentén

Reflektor jelenlétében a (3.27) és (3.28) szerint a neutronfluxus egyenetlenségi együtthatói csökkennek, így a magtérfogat feletti energiafelszabadulás egyenletesebb lesz.

ÖNELLENŐRZŐ KÉRDÉSEK

1. Milyen elemi részecskékből áll az atom és az atommag?

2. Mekkora a proton és a neutron tömege?

3. Mi az atomtömeg mértékegysége?

4. Mekkora az atommag tömeghibája és kötési energiája?

5. Hogyan változik a nukleonok kötési energiája az atommagban az atommag tömegszámával?

6. Mik azok a gyors- és termikus neutronok? Mi jellemzi őket?

7. Miért hasad az urán-235, de miért nem hasad az urán-238, amikor egy termikus neutront befognak?

8. Mit értünk az atommagok mikroszkopikus és makroszkopikus effektív keresztmetszete alatt?

9. Hogyan változik az urán-235 és urán-238 atommagok hasadási és abszorpciós mikroszkopikus keresztmetszete a neutronenergiától függően?

10. Mit értünk neutronfluxus alatt?

11. Hogyan határozható meg az uránmagok abszorpcióinak és hasadásainak száma, amikor befogják a neutronokat?

12. Fejezd ki a reaktor teljesítményét a neutronfluxusban!

13. Írja fel a termikus neutronegyensúly egyenletét és magyarázza összetevőit!

14. Mi a termikus neutronok forrása a reaktorban?

15. Hogyan határozható meg a neutronok szivárgása mérséklődésük és diffúziójuk során?

16. Mit értünk Kef effektív neutronsokszorozó tényezőn?

17. Magyarázza meg a Kef egyenletében szereplő mennyiségeket!

18. Mondja el a reaktor Kef egyenletének megoldását egy adott urándúsításhoz?

19. Mi az eljárás a reaktor Kef egyenletének megoldására a zóna adott geometriai paraméterei mellett?

20. Milyen függőségek jellemzik a neutronfluxus változását a reaktormag magassága és sugara mentén?

21. Milyen hatással van a neutronreflektor a reaktor neutronáramára?

3.2.2. ERŐREAKTOROK TERVEZÉSE

ÉS AZ Atomerőmű TECHNOLÓGIAI RÉSZE

3.2.2.1. REAKTOR ESZKÖZ

A homogén reaktor létrehozása jelentős műszaki nehézségekkel jár, ezért jelenleg minden működő, épülő és tervezett erőmű heterogén.

A reaktor fő része a mag. Az atomreaktor aktív zónája olyan összeszerelési egységek összessége, amely megteremti a feltételeket a szabályozott maghasadási láncreakció elindításához és fenntartásához. A zóna méreteinek olyannak kell lenniük, hogy a láncreakció a meglévő urándúsítással a reaktor teljes működési ideje alatt fennmaradjon, és adott reaktorteljesítmény mellett biztosított legyen a megbízható hőelvonás.

A nukleáris üzemanyagot (fűtőanyagot) az aktív zónába helyezik. Az uránt és ötvözeteit, valamint a plutóniumot és ötvözeteit üzemanyagként használják fel. Heterogén reaktorokban az üzemanyagot rudak, lemezek stb. formájában (3.2. ábra), homogénekben - uránsók oldataként stb. használják. Moderátor (víz, grafit, berillium stb.). ) termikus reaktorok zónájába is kerül. .), amely a hasadási neutronok energiájának csökkentését szolgálja.

https://pandia.ru/text/78/544/images/image051_2.jpg" width="515" height="254 src=">

Rizs. 3.3. Az üzemanyag-elemek típusai:

egy rúd; b - lamellás; c - gömb alakú; g - csőszerű; e - hengeres blokk; f – üzemanyag elrendezés csövekkel;

1 - üzemanyag-anyag; 2 - héj; 3 - hegy; 4 - él; 5 - hűtőfolyadék

Koll" href="/text/category/koll/" rel="bookmark">kollektorok és hűtőfolyadék áramlási út, beépítési részek - farok, burkolat vagy keret, védődugók és alkatrészek szállítási és technológiai célokra.

Rizs. 3.5. A VVER-440 reaktor munkakazettája:

1 - szár; 2, 3 – alsó és középső távtartó rácsok; 4 - a kazetta csöves tokja; 5 - TVEL; 6 - felső távtartó rács; 7 - központi cső; 8 - fej; 9 - rugós bilincsek; 10 - csap

Az atomreaktor technológiai csatornájába kerül beépítésre a fűtőelem-kazetta vagy kazetta, amelyben a fűtőelemet körülvevő irányított hűtőfolyadék betáplálása, eltávolítása, megszervezése történik, valamint a fűtőelem-kazetták, kazetták be- és kirakodásának lehetősége biztosított. biztosítani.

Egy szárból, egy fejből és egy hatszögletű csőházból áll, benne 126 fűtőelem van elhelyezve, amelyek háromszögletű rács mentén helyezkednek el, 12,2 mm-es lépésekkel. A TVEL rögzítése a kazettában távtartó rácsokkal történik: alsó (csapágy), felső és középső vezetőrács rozsdamentes acélból. Ezeket a rácsokat mechanikusan egy cirkóniumötvözetből készült központi cső köti össze. A fűtőelemek alsó végei mereven rögzítve vannak az alsó hordozórácsban, a felső végei rögzítés nélkül belépnek a felső rács furataiba, hogy biztosítsák szabad hőtágulásukat. A kazettafej hat rugós bilincstel rendelkezik, hogy megakadályozza a felúszást és kompenzálja a hőtágulást. A szár kialakítása biztosítja a kazetta tájolását és rögzítését a tervben lévő szögnek megfelelően, valamint a kosár fészkében való leszállását. A működő kazetta tömege 220 kg, a kazettában lévő VO2 tömege 127 kg.

Az atomreaktor egy részét, amely az aktív zóna és a benne lévő belső eszközök elhelyezésére szolgáló edény, amely fúvókákkal rendelkezik a hűtőközeg betáplálására és eltávolítására, valamint a reaktor belső terének zárószerkezetei, atomreaktor tartálynak nevezzük. Az atomreaktor eltávolítható részét, amelyet a test lefedésére és a reaktor belső nyomásának érzékelésére terveztek, az atomreaktor fedelének nevezik.

Az atomreaktor fő tömítésének szerelvénye olyan összeszerelő egység, amely a fedél és az atomreaktor edénye közötti tömítéssel és tömítéssel rendelkezik, amely biztosítja az atomreaktor tömítettségét annak minden üzemmódjában.

Az atomreaktor fedelét a testtel összekötő és a belső tömítéseket összetörő gyűrűt az atomreaktor főtömítésének nyomógyűrűjének nevezzük.

6. Mik azok a termikus és gyorsreaktorok?

7. Milyen előnyei és hátrányai vannak a forrásvizes reaktorral működő atomerőműveknek?

8. Melyek a folyékony fémeket hűtőközegként használó reaktorok előnyei és hátrányai?

9. Ábrázolja a megbízót technológiai sémák atomerőművek: Atomerőmű VVER-rel; Atomerőmű RBMK-val; ATEC; Atomerőmű és BN; AST; ASPT.

10. Mi a célja a vezérlőrudaknak?

11. Mi a célja a rudak komplexképzésének?

12. Miért ígéretesek a gyorsneutronreaktorok?

13. Milyen gázokat használnak hőhordozóként?

14. Mi a célja a kazettás falnak?

15. Hogyan található az üzemanyag a TVEL-ben?

Az erőművek osztályozásának elvei. Osztályok, alosztályok, csoportok, alcsoportok.

Az erőművek osztályozása

MÁSODIK RÉSZ

ERŐMŰVEK,
DOLGOZNI
SZABAD ENERGIA

Osztály- a fő folyamat és a kezdeti (felhasznált) energia típusa határozza meg.

Alosztály- határozza meg jellegzetes vonásaités elfogadott (szokásos) nevek.

Csoport- a megtermelt (termelt) energia típusa határozza meg.

Alcsoport- tervezési eltérésekkel határozza meg a beépítés típusát.

A sajátosságoktól és a fejlettségtől függően előfordulhat, hogy ez a felosztás nem mindig tartható be pontosan. Nyolc fő osztály van:

1- termikus erőművek: bennük az energiafelszabadulás fő folyamata egy magasabb rendű fázisátalakulás (HRPT), vagyis az atomok részleges vagy teljes felosztása elemi részecskékre - elektronokra és elektronokra. A kezdeti energia az elemi részecskék potenciális kötési energiája egy atomban - az anyagban felhalmozódott energia.

2- természetes erőművek, azaz olyan erőművek, amelyek energiát használnak fel természetes jelenség közvetlenül.

3- coriolis erőművek - az energiatermelés fő folyamata a forgórész Coriolis-erők általi önforgatásához kapcsolódik. A radiális anyagáramlás kezdeti energiája különböző lehet: hidraulikus, kémiai, mágneses, ...

4- elektromágneses erőművek - a fő folyamat az elektromos áramok átalakítása különböző fajták energia: mechanikai, hő, elektromos.

5- vibrorezonáns erőművek - a fő folyamat a munkafolyadék energiacseréje rezonancia rezgések hatására. A kiindulópont az energia külső környezet, különösen a légköri levegő molekulái.

6- alapvető erőművek - a fő folyamat az éter, különösen az elektromos gáz irányított kondenzációja. A kezdeti energia az éter.

7- újratölthető erőművek - a fő folyamat az energia felhalmozódása (elektromos, vegyi, termikus, ...) és annak visszatérése, amikor az akkumulátor lemerül.

8- kombinált erőművek - több különböző típusú energialeadási folyamattal rendelkező erőművek, amelyeket nehéz a feltüntetett osztályok valamelyikéhez rendelni.

Ebbe az osztályba tartozik minden hagyományos fosszilis tüzelőanyag, nukleáris, hidrogén és új természeti energia létesítmény.

A hagyományosak közé tartoznak: belső és külső égésű motorok, gáz- és gőzturbinás berendezések, valamint különféle hő- és kazánberendezések.

Az atomerőművek közé tartoznak a modern atomerőművek és fűtőművek, ahol az energiafelszabadulás folyamata a radioaktív anyagok teljes lebomlásával jár.

A hidrogénerőművek hidrogént használnak, amely oxigénnel reagálva vizet képez.

A felsorolt ​​erőművek jól ismertek, és rengeteg szakirodalom található róluk, így ezek részletes ismertetése nem szükséges.

Hangsúlyozni kell, hogy korlátozottan használják Természetes erőforrások: szén, olaj, gáz, urán... a természet nem pótolja olyan gyorsan, ahogy elfogy. Ezeket az installációkat az emberiségre nézve káros ökológia jellemzi.

A természetes energetikai létesítmények /1/ mentesek ezektől a hiányosságoktól, mivel egy anyag (levegő, víz) csak részleges, kímélő, lebontását alkalmazzák, a kémiai tulajdonságok megváltoztatása nélkül, egy kis, 10 -6%-os nagyságrendű tömeghiba miatt. természetes körülmények között pótolják.

A több évtizede nulla eredménnyel fejlesztett termonukleáris erőművek nem kerültek be a besorolásba, mivel a modern elmélet szerint /1,2/ üzemképtelenek.

Szövetségi Oktatási Ügynökség

SEI HPE „Pomor Állami Egyetem, amelyet V.I. M. V. Lomonoszov”

Műszaki és Vállalkozástudományi Kar

Óravázlat

témában: "Atomerőmű".

Arhangelszk 2010

Óravázlat terve

Óra témája. Atomerőművek.

Az óra céljai:

1) Oktatási:

Bemutatni Általános információ az atomerőművekről;

Feltárni az atomerőművek berendezése egyes elemeinek fő jelentőségét;

Ismerkedjen meg az előnyös helyszínekkel atomerőművek;

Beszélgetés az atomerőművek előnyeiről és hátrányairól;

Megismertetni a hallgatókkal az Arhangelszk régióban található atomerőművek építésének legfrissebb adatait.

2) Oktatási:

Fejlessze a figyelmességet, a kitartást, a pontosságot.

3) Fejlesztés:

A tárgy iránti kognitív érdeklődés kialakítása;

Fejleszti az önkéntes figyelmet, a vizuális memóriát, a konstruktív gondolkodást.

Az óra típusa: előadás a multimédiás technológiák használatával.

Oktatási segédanyagok, tartozékok és anyagok: atomerőmű blokkvázlata.

A tanárnak- tankönyv; tanulóasztalok és kréta a táblán való munkához, berendezés a multimédia megjelenítéséhez.

A diáknak- egy tankönyv, egy füzet ketrecben, egy munkafüzet.

Az órák alatt

Szervezési rész - 2 perc

Üdvözlet;

A leckére való felkészültség ellenőrzése;

Hallgatói részvétel ellenőrzése.

A téma bemutatása, órai célok - 3 perc

A tanár felhívja a tanulók figyelmét a táblára, hangosan kiejti a leírtakat, és megkéri őket, hogy írják le az óra témáját a tanulói füzetbe.

Korábban tárgyalt anyagok megismétlése a "Villanyszerzés" témában - 5 perc

Az előadási idő megtakarítása érdekében a legjobb, ha a tanult anyagot frontális felmérési módszerrel konszolidálják a hallgatókkal. A tanulók tudásfrissítésének azonban más formái és módszerei is alkalmazhatók.

A tanulókat arra kérik, hogy válaszoljanak a következő kérdésekre:

Az elektromosság használatának módjai?

Generátorok típusai?

PTL - elektromos vezetékek;

Mely erőművek termelnek áramot?

Radioizotópos energiaforrások.

Új anyagok elsajátítása - 25 perc

MS Power Pointban készült multimédia bemutatása a hallgatók előtt.

Atomerőmű(Atomerőmű) - olyan műszaki szerkezetek komplexuma, amelyek elektromos energiát állítanak elő egy szabályozott nukleáris reakció során felszabaduló energia felhasználásával (1. dia).

Történelem.

A 40-es évek második felében, még az első atombomba létrehozásával kapcsolatos munka befejezése előtt (a teszt, mint tudod, 1949. augusztus 29-én történt), a szovjet tudósok elkezdték kidolgozni az első békés felhasználású projekteket. atomenergia, melynek általános iránya azonnal a villamosenergia-ipar lett.

1948-ban I.V. javaslatára. Kurchatov és a párt és a kormány feladatának megfelelően megkezdődött az első munka az atomenergia villamosenergia-termelésre való gyakorlati alkalmazásán.

1950 májusában a Kaluga régióban lévő Obninskoye falu közelében megkezdődtek a világ első atomerőművének építése.

A világ első 5 MW teljesítményű atomerőművét 1954. június 27-én indították el a Szovjetunióban, a Kaluga régióban található Obnyinszk városában (2. dia).

2002. április 29-én, moszkvai idő szerint 11 óra 31 perckor végleg leállították a világ első obnyinszki atomerőművének reaktorát. Mint az orosz atomenergia-minisztérium sajtószolgálata közölte, az állomást kizárólag gazdasági okokból állították le, mivel "évről évre drágább lett a biztonságos állapotban tartás".

A világ első, 5 MW teljesítményű AM-1 (Atom békés) reaktorral felszerelt atomerőműve 1954. június 27-én adott ipari áramot, és megnyitotta az utat az atomenergia békés célú felhasználása előtt, már csaknem 48 éve sikeresen működött. évek.

1958-ban helyezték üzembe a Szibériai Atomerőmű 100 MW teljesítményű első ütemét (a teljes tervezési teljesítmény 600 MW). Ugyanebben az évben megkezdődött a Belojarski ipari atomerőmű építése, és 1964. április 26-án az I. szakasz generátora adott áramot a fogyasztóknak. 1964 szeptemberében üzembe helyezték a Novovoronyezsi Atomerőmű 1. blokkját 210 MW teljesítménnyel. A második, 350 MW teljesítményű blokkot 1969 decemberében helyezték üzembe. 1973-ban helyezték üzembe a Leningrádi Atomerőművet.

A Szovjetunión kívül a Calder Hallban (Nagy-Britannia) 1956-ban helyezték üzembe az első ipari célú, 46 MW teljesítményű atomerőművet. Egy évvel később Shippingportban (USA) egy 60 MW-os atomerőművet helyeztek üzembe.

2004 elején 441 atomreaktor működött a világon, ezek közül 75-höz szállít üzemanyagot az orosz TVEL OJSC.

Európa legnagyobb atomerőműve - Zaporozhye Atomerőmű. Energodar (Zaporozhye régió, Ukrajna), amelynek építése 1980-ban kezdődött, és 2008 közepétől 6 nukleáris reaktor 5,7 GigaWatt összteljesítménnyel.

Osztályozás.

A reaktor típusa szerint.

Az atomerőműveket a rájuk telepített reaktorok szerint osztályozzák:

Speciális moderátorokat használó termikus neutronreaktorok a tüzelőanyag-atomok atommagjai általi neutronabszorpció valószínűségének növelésére;

Könnyűvizes reaktorok. A könnyűvizes reaktor olyan atomreaktor, amely közönséges H3O vizet használ neutron moderátorként és/vagy hűtőközegként. A közönséges víz a nehézvízzel ellentétben nemcsak lelassítja, hanem nagymértékben elnyeli a neutronokat (1H + n = ²D reakció szerint).

Grafit reaktorok;

Nehézvizes reaktorok. A nehézvizes atomreaktor olyan atomreaktor, amely D2O-t - nehézvizet - használ hűtőközegként és moderátorként. Tekintettel arra, hogy a deutérium neutronelnyelési keresztmetszete kisebb, mint a könnyű hidrogéné, az ilyen reaktorok jobb neutronegyensúlyúak, ami lehetővé teszi a természetes urán felhasználását energiareaktorok üzemanyagaként, vagy „extra” neutronok felhasználását az izotópok előállítására a reaktorokban. -hívott. "ipari";

Gyorsneutronreaktorok – olyan atomreaktor, amely 105 eV-nál nagyobb energiájú neutronokat használ a nukleáris láncreakció fenntartásához. ;

Külső neutronforrást használó szubkritikus reaktorok;

termonukleáris reaktorok. A szabályozott termonukleáris fúzió (CTF) a nehezebb atommagok szintézise könnyebb atommagokból energia kinyerése érdekében, amelyet a robbanékony termonukleáris fúzióval ellentétben (a termonukleáris fegyverekben használnak) szabályoznak.

A felszabaduló energia típusa szerint.

A szolgáltatott energia típusa szerint az atomerőművek a következőkre oszthatók:

Kizárólag villamosenergia-termelésre tervezett atomerőművek (Atomerőművek);

A villamos energiát és hőt egyaránt termelő nukleáris kapcsolt hő- és erőművek (ATES);

Nukleáris hőellátó állomások (AST), amelyek csak hőenergiát termelnek;

Azonban Oroszországban minden atomerőműben van fűtőmű, amelyet a hálózati víz melegítésére terveztek.

3.3. Az atomerőmű fő elemei

Az atomerőmű egyik fő eleme a reaktor. A világ számos országában főként az U-235 urán hasadási nukleáris reakcióit alkalmazzák termikus neutronok hatására. A reaktorban való megvalósításukhoz az üzemanyagon (U-235) kívül neutronmoderátornak és természetesen hűtőközegnek is kell lennie, amely elvezeti a reaktorból a hőt. A VVER típusú reaktorokban (víz-víz teljesítményreaktorok) normál nyomás alatti vizet használnak moderátorként és hűtőközegként. Az RBMK típusú reaktorokban (nagy teljesítményű csatornareaktor) hűtőközegként vizet, moderátorként grafitot használnak. Mindkét reaktort a korábbi években széles körben használták atomerőművekben a villamosenergia-iparban.

A reaktor és szervizrendszerei a következők: maga a reaktor biológiai védelemmel, hőcserélők, szivattyúk vagy fúvóegységek, amelyek keringtetik a hűtőközeget; a keringető kör csővezetékei és szerelvényei; nukleáris üzemanyag újratöltésére szolgáló eszközök; speciális rendszerek szellőztetés, vészhűtés stb.

Ígéretesek a gyorsneutronreaktoros (FN) atomerőművek, amelyek hő- és villamosenergia-termelésre, valamint nukleáris üzemanyag újratermelésére használhatók. Egy ilyen atomerőmű erőművi blokkjának technológiai sémája az ábrán látható. A BN típusú reaktornak van egy aktív zónája, ahol nukleáris reakció megy végbe gyors neutronáram felszabadulásával. Ezek a neutronok az U-238-ból származó elemekre hatnak, amelyeket általában nem használnak nukleáris reakciókban, és plutónium-Pu-239-et alakítanak ki, amelyet később atomerőművekben nukleáris üzemanyagként használhatnak fel. A nukleáris reakció hőjét folyékony nátrium távolítja el, és elektromos áram előállítására használják fel.

BN típusú reaktoros atomerőmű fő technológiai sémája:

a - a reaktormag végrehajtásának elve;

b - technológiai séma:

1 - reaktor; 2 – gőzfejlesztő; 3 - turbina; 4 - generátor; 5 - transzformátor; 6 turbinás kondenzátor; 7 - kondenzátum (táplálék) szivattyú; 8 - nátrium-körök hőcserélője; 9 - nem radioaktív nátriumpumpa; 10 - radioaktív nátrium-szivattyú (dia No. 3,4).

Az atomerőművekben nincs füstgázkibocsátás, és nincs hulladék sem hamu, sem salak formájában. Az atomerőművek hűtővízbe történő fajlagos hőleadása azonban nagyobb, mint a hőerőműveknél, a magasabb fajlagos gőzfogyasztás, és ebből adódóan a hűtővíz nagy fajlagos felhasználása miatt. Ezért a legtöbb új atomerőmű hűtőtornyok telepítését biztosítja, amelyekben a hűtővíz hőjét a légkörbe vezetik.

Az atomerőművek lehetséges környezetre gyakorolt ​​hatásának fontos jellemzője a radioaktív hulladékok elhelyezésének szükségessége. Ezt speciális temetkezési helyeken végzik, amelyek kizárják az embereket érő sugárzásnak való kitettséget. Annak érdekében, hogy baleset esetén elkerülhető legyen az atomerőművek esetleges radioaktív kibocsátásának az emberekre gyakorolt ​​hatása, speciális intézkedések történtek a berendezések megbízhatóságának javítására (biztonsági rendszerek megkettőzése stb.), valamint egészségügyi védelmi zóna kialakítása zajlik körülötte. A növény.

3.4. Működési elve

Atomerőmű működési vázlata kétkörös nyomás alatti vízerőművi reaktoron (VVER) (5. sz. dia).

Az ábrán egy kétkörös vízhűtéses erőműves atomerőmű működésének diagramja látható. A reaktormagban felszabaduló energia a primer hűtőközegbe kerül. Továbbá a hűtőfolyadékot a hőcserélőbe (gőzfejlesztőbe) szivattyúzzák, ahol a szekunder kör vizet forrásig melegíti. A keletkező gőz bejut az elektromos generátorokat forgató turbinákba. A turbinák kimenetén a gőz a kondenzátorba jut, ahol a tartályból érkező nagy mennyiségű víz lehűti.

A nyomáskompenzátor meglehetősen összetett és terjedelmes kialakítás, amely a hűtőközeg hőtágulása következtében fellépő nyomásingadozások kiegyenlítését szolgálja a reaktor működése során. Az 1. körben a nyomás elérheti a 160 atmoszférát (VVER-1000).

A víz mellett olvadt nátrium vagy gáz is használható hűtőközegként különféle reaktorokban. A nátrium használata lehetővé teszi a reaktormag héjának kialakításának egyszerűsítését (a vízkörtől eltérően a nátriumkörben a nyomás nem haladja meg a légköri nyomást), megszabadulni a nyomáskompenzátortól, de saját nehézségeket okoz ennek a fémnek a megnövekedett kémiai aktivitása.

A hurkok teljes száma a különböző reaktoroknál eltérő lehet, az ábra diagramja a VVER típusú reaktorokra (Pulled Water Power Reactor) vonatkozik. Az RBMK típusú reaktorok (High Power Channel Type Reactor) egy vízkört, a BN reaktorok (Fast Neutron Reactor) két nátrium- és egy vízkört használnak.

Ha a gőz kondenzálására nincs lehetőség nagy mennyiségű víz felhasználásával, tartály helyett speciális hűtőtornyokban (hűtőtornyokban) lehet a vizet hűteni, amelyek méretüknél fogva általában a legláthatóbb részét képezik. egy atomerőműről.

3.5. Előnyök és hátrányok.

Előnyök atomerőművek:

Nincs káros kibocsátás;

A radioaktív anyagok kibocsátása többszöröse a szén el. hasonló kapacitású állomások (a széntüzelésű hőerőművek hamuja olyan százalékban tartalmaz uránt és tóriumot, amely elegendő a nyereséges kitermelésükhöz);

A felhasznált üzemanyag kis mennyisége és annak lehetősége újrafelhasználás feldolgozás után;

Nagy teljesítmény: 1000-1600 MW egységenként;

Alacsony energiaköltség, különösen hő.

Az atomerőművek hátrányai:

A besugárzott üzemanyag veszélyes, összetett és költséges újrafeldolgozási és tárolási intézkedéseket tesz szükségessé;

A változó teljesítményű működés nem kívánatos termikus neutronreaktoroknál;

Egy esetleges incidens következményei rendkívül súlyosak, bár annak valószínűsége meglehetősen kicsi;

A 700-800 MW-nál kisebb teljesítményű blokkok 1 MW beépített teljesítményenkénti fajlagos és általános, az állomás, infrastruktúrájának megépítéséhez, valamint esetleges felszámoláshoz szükséges nagy tőkebefektetések.

Atomerőművek Oroszországban.

Jelenleg bent Orosz Föderáció 10 működő atomerőmű 31 db 23243 MW összteljesítményű erőművet üzemeltet, ebből 15 db nyomottvizes reaktor - 9 db VVER-440, 15 csatornás forrásreaktor - 11 db RBMK-1000 és 4 db EGP-6, 1 db gyorsneutron reaktor.

A 2030-ig tartó időszakra vonatkozó Oroszország energiastratégia tervezetének fejleményei az atomerőművek villamosenergia-termelésének négyszeres növekedését írják elő.

3.7. AES-92 fokozott biztonságú atomerőmű projektje.

A projekt a „Környezeti tiszta energia” állami program keretében jött létre. Figyelembe vette a zaporozsjei, balakovói, dél-ukrán és kalinini atomerőmű korábbi modelljének (V-320) létrehozásának és üzemeltetésének hazai tapasztalatait, valamint az atomerőművek tervezése és üzemeltetése terén elért legújabb világvívmányokat. atomerőművek. Az elfogadott műszaki megoldások lehetővé teszik a nemzetközi osztályozás szerint a 92-es atomerőmű harmadik generációs atomerőművekhez való hozzárendelését. Ez azt jelenti, hogy egy ilyen atomerőmű rendelkezik a legfejlettebb biztonsági technológiával a modern evolúciós könnyűvizes reaktorokhoz képest. Az atomerőművi projekt kidolgozásakor a tervezők az emberi tényező szerepének minimalizálására helyezték a hangsúlyt (6. dia).

Ennek a koncepciónak a megvalósítása két irányban valósult meg. Először is a passzív biztonsági rendszerek szerepelnek a projektben. Ez a kifejezés azokra a rendszerekre vonatkozik, amelyek kevés külső tápellátással vagy egyáltalán nem működnek, és nem igényelnek kezelői beavatkozást. Másodszor, átvették a kettős célú aktív biztonsági rendszerek koncepcióját, amely jelentősen csökkenti a nem észlelt meghibásodások valószínűségét.

Az AES-92 kialakításának fő előnye, hogy a fő biztonsági funkciókat egymástól függetlenül, két, működési elvben eltérő rendszer látja el. A kettős konténment (containment) jelenléte szükség esetén megakadályozza a radioaktív termékek kiszabadulását, és megvédi a reaktort a külső hatásoktól, például robbanáshullámtól vagy repülőgép-balesettől. Mindez a rendszerek megbízhatóságának növekedésével, a meghibásodás valószínűségének csökkenésével és az emberi tényező szerepének csökkenésével együtt növeli az atomerőmű biztonságának szintjét.

3.8. Egy úszó atomerőmű projektje Szeverodvinszkban.

Megkezdődött a világ első úszó atomerőművének projektje. Oroszország megkezdte egy úszó atomerőmű építését Szeverodvinszkban a Sevmash hajógyárban, amely az egyetlen hajógyár az országban, amely képes ilyen feladatot ellátni. A PAPP Mihail Lomonoszov nevét fogja viselni. A tervek szerint hét úszó atomerőműből álló flottilla jön létre, amely árammal és édesvízzel látná el Oroszország északi régióit és a csendes-óceáni térség szigetállamait, valamint további tucatnyi olyan országot, amely korábban érdeklődést mutatott az ötlet iránt. Orosz atomtudósok.

"A mai napon aláírjuk a megállapodást úszó atomerőművek hat blokkból álló sorozatának megépítéséről, amelyekre nemcsak Oroszországban van kereslet, hanem az ázsiai-csendes-óceáni térségben is, ahol víz hasznosítására is lehetőség nyílik. sótalanítás” – mondja Kirijenko. Az első blokk egyfajta kísérleti projekt lesz. A KLT40S kisteljesítményű reaktorra épül, ami azonban nem akadályozza meg abban, hogy a teljes Sevmash-t energiával látja el, és ráadásul számos külföldi cég igényeit is kielégítse. A reaktortelepítések gyártásával a Gépészmérnöki Kísérleti Tervező Iroda bízta meg. Afrikantov, a projekt 80%-át a Roszatom finanszírozza, a többit a Sevmash veszi át.

A teljes projekt költségét feltételesen 200 millió dollárra becsülik, míg az atomerőmű megtérülési ideje a szakértők szerint nem haladja meg a hét évet. Ahhoz, hogy elképzeljük a költségek mértékét, elég néhány számot megadni, amelyek mondjuk annak a pénzügyi térnek a különböző dimenzióit jellemzik, amelyben a projekt megvalósul. Tehát 2007-ben 2 milliárd 609 millió rubelt különítenek el a TNPP építésére. A kísérleti egységet a tervek szerint legkésőbb 3,8 év múlva indítják el. Minden állomás 12-15 évig üzemelhet majd tankolás nélkül. A mobil „újratöltő” szolgáltatások nem zárkóznak el attól, hogy legalább 12 olyan országot használjanak, ahol ilyen vagy olyan mértékben áramhiány tapasztalható. Majdnem négy éven át a szeverodvinszki hajógyárban 25 000 ember dolgozik majd az első TNPP-n.

Új információk a témában:

A Roszatom Állami Vállalat megállapodott a kormánnyal az Akademik Lomonoszov úszó atomerőmű építésének helyszínének Szevmashból (Szeverodvinszk, Arhangelszk régió) a Baltijszkij Zavodba (Szentpétervár) történő átadásáról – jelentette a Rosenergoatom konszern sajtószolgálata. .

„A döntést a vállalkozás jelentős leterheltsége okozta, és az, hogy erőfeszítéseit az államvédelmi rendre kell összpontosítani” – áll a jelentésben.

A sajtóközleményben foglaltak szerint a Sevmash-tól visszavonják a kis teljesítményű atomerőmű építésére, valamint az úszó erőmű gyártására és szállítására vonatkozó generálvállalkozási szerződéseket. Az építkezés teljes mennyisége folyamatban van és beépítetlen készpénz visszakerül az ügyfélnek - Rosenergoatom.

Korábban arról számoltak be, hogy az Orosz Föderáció első úszó atomerőművének, a Sevmashpredpriyatie-nek az építését 2010-ben be kellett fejezni. A szerződés költsége 200 millió dollár, a projekt 80%-át a Rosenergatom, további 20%-át a Sevmash finanszírozza. Az atomerőművet 2011-ben tervezték üzembe helyezni.

A Baltiysky Zavod Oroszország legnagyobb hajóépítő vállalata. Az üzemet irányító United Industrial Corporation mintegy 9 milliárd euró értékű vagyont kezel.

A Sevmash hajóépítő komplexum a legnagyobb orosz hajógyár, amely az orosz haditengerészet számára nukleáris tengeralattjárókat épít. Azonban in utóbbi évek a vállalkozás finanszírozási nehézségekkel küzd, ami negatívan befolyásolja a meglévő megrendelések teljesítését. Ezért lehetséges, hogy az úszó atomerőmű építésére vonatkozó megbízás újraprofilizálására vonatkozó döntést többek között a Sevmash-i helyzet okozta (7. dia).

Az ismeretek általánosítása, megszilárdítása- 5 perc.

A tanár a tanulók frontális kikérdezésének módszerével konszolidálhatja a tanult anyagot. Erre a célra használhatnak például ilyen kérdéseket:

Mi az atomerőmű?

(Atomerőmű(Atomerőmű) - olyan műszaki szerkezetek komplexuma, amelyek elektromos energiát termelnek egy szabályozott nukleáris reakció során felszabaduló energia felhasználásával;

Melyik évben és melyik városban indították el az első atomerőművet?

(1954-ben Obnyinszkban);

Milyen típusúak a reaktorok?

(Reaktorok termikus neutronon; könnyű vízen; grafitreaktorok; nehézvizes reaktorok; gyorsneutronos reaktorok; szubkritikus reaktorok; termonukleáris reaktorok);

Mi az a PAES?

(Úszó atomerőmű)

A lecke összegzése - 5 perc

A tanulók tanulási tevékenységének általános jellemzői, a tanár üzenete az órai célok eléréséről; a hiányosságok azonosítása és azok megszüntetésének módjai. A kísérők emlékeztetése kötelességeikre. A tanár megköszöni a tanulóknak az oktatási és kognitív tevékenységüket, befejezi az órát.

Bibliográfia:

http://ru.wikipedia.org/wiki/NPP;

http://www.ippe.ru/rpr/rpr.php

http://www.postternazakaz.ru/shop/category/570/82/

http://slovari.yandex.ru/dict/bse/article/00005/16200.htm

http://dic.academic.ru/dic.nsf/bse/65911/Atomic

http://forca.ru/info/spravka/aes.html

http://gelz.net/docs/news_every_day/plavajushhaja_ajes.html

http://www.gubernia.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=368

2.2. Az atomerőművek osztályozása

Az atomerőművek legfontosabb osztályozása az áramkörök száma szerinti osztályozás. Az atomerőművek megkülönböztetése egykörös, kétkörösÉs három áramkörű. Mindenesetre a modern atomerőművek gőzturbinákat használnak motorként.

Az atomerőművi rendszerben vannak hűtőfolyadékÉs dolgozó test. A munkaközeg, vagyis a munkát végző közeg a hőenergia mechanikai energiává alakításával a vízgőz. A turbinába belépő gőz tisztaságára vonatkozó követelmények olyan magasak, hogy gazdaságilag elfogadható mutatókkal csak akkor lehet teljesíteni, ha az összes gőzt lecsapolják és a kondenzátumot visszavezetik a körforgásba. Ezért az atomerőmű munkaközeg-köre, mint minden modern hőerőmű esetében, mindig zárva van, és csak kis mennyiségben jut be további víz, hogy pótolja a szivárgást és néhány egyéb kondenzátum veszteséget.

Az atomerőművekben a hűtőközeg célja a reaktorban felszabaduló hő eltávolítása. A tüzelőanyag-elemeken lerakódások elkerülése érdekében nagy tisztaságú hűtőfolyadékra van szükség. Ezért zárt kört is igényel, és főleg azért, mert a reaktor hűtőközege mindig radioaktív. A rezonancia szórás egészen más. Ez nem rugalmatlan szóródás. Van potenciálszórás, van rezonanciaszórás – ez a kölcsönhatás már a neutronok hullámszintjén van. Itt most a rugalmas szórást tekintjük két golyó ütközésének klasszikus folyamatának

Ha a hűtőfolyadék és a munkaközeg körei nincsenek elválasztva, az atomerőművet hívják egyhurkos(2.2. ábra de). A reaktorban gőzképződés történik, a gőz a turbinába kerül, ahol munkát termel, ami a generátorban elektromos árammá alakul. Miután az összes gőz lecsapódott a kondenzátorban, a kondenzátum

de- egykörös; b- kettős áramkör; ban ben- három áramkör;
1 - reaktor; 2 - gőzturbina; 3 - elektromos generátor; 4 - kondenzátor; 5 - tápszivattyú; 6 - keringtető szivattyú; 7 - hangerő kompenzátor; 8 - gőzgenerátor; 9 - közbenső hőcserélő

visszaszivattyúzzák a reaktorba. Az ilyen reaktorok a hűtőfolyadék kényszerkeringtetésével működnek, amelyhez fő keringtető szivattyú van felszerelve.

Egyáramkörös sémában minden berendezés sugárzási körülmények között működik, ami megnehezíti a működését. Az ilyen rendszerek nagy előnye az egyszerűségük és a nagy hatékonyságuk. A gőzparaméterek a turbina előtt és a reaktorban csak a gőzvezetékekben keletkező veszteségek értékében térnek el. A leningrádi, kurszki és szmolenszki atomerőművek egyhurkos séma szerint működnek.

Ha a hűtőfolyadék és a munkaközeg körei el vannak választva, akkor az atomerőművet hívják kettős áramkör(2.2. ábra b). Ennek megfelelően a hűtőfolyadék kör ún első, és a munkatest körvonala - második. Egy ilyen sémában a reaktort egy rajta átszivattyúzott hűtőközeg hűti, a gőzfejlesztőt pedig a fő keringtető szivattyú. Az így kialakított hűtőkör radioaktív, nem tartalmazza az összes üzemi berendezést, csak annak egy részét. Az elsődleges rendszer tartalmazza hangerő kompenzátor, mivel a hűtőfolyadék térfogata a hőmérséklettől függően változik.

A kétkörös atomerőmű gőzfejlesztőjéből a gőz a turbinába, majd a kondenzátorba jut, és az abból keletkező kondenzátumot egy szivattyú visszavezeti a gőzfejlesztőbe. Az így kialakított második áramkör sugárzás nélkül működő berendezéseket tartalmaz; ez leegyszerűsíti az állomás működését. Kötelező a kéthurkos atomerőműben gőzfejlesztő - készülék, elválasztja mindkét kontúrt, így egyformán tartozik az elsőhöz és a másodikhoz is. A fűtőfelületen keresztül történő hőátvitelhez hőmérséklet-különbségre van szükség a hőhordozó és a gőzfejlesztőben lévő forrásban lévő víz között. Vízhűtő folyadék esetén ez azt jelenti, hogy az elsőben kell karbantartani

nagyobb nyomású kör, mint a turbinába juttatott gőznyomás. Az a vágy, hogy elkerüljük a hűtőfolyadék felforrását a reaktormagban, ahhoz vezet, hogy a primer körben olyan nyomásra van szükség, amely lényegesen magasabb, mint a szekunder körben. A novovoronyezsi, a kólai, a balakovói és a kalinini atomerőmű kéthurkos séma szerint működik.

ábrán látható Atomerőmű-sémában hűtőközegként. 2.2 b, gázok is használhatók. A gáz hűtőközeget a reaktoron és a gőzfejlesztőn keresztül szivattyúzzák ventilátor, amely ugyanazt a szerepet tölti be, mint a fő keringtető szivattyú, de a gázhűtőfolyadékhoz használt vízzel ellentétben az első körben a nyomás nemcsak magasabb, hanem alacsonyabb is lehet, mint a másodikban.

A leírt vízhűtős atomerőművek mindegyikének megvannak a maga előnyei és hátrányai, ezért mindkét típusú atomerőmű fejlesztése folyamatban van. Van számuk közös vonásai, ezek tartalmazzák turbinák működése közepes nyomású telített gőzzel. A legelterjedtebbek az egykörös és kétkörös, vízhűtős atomerőművek, a világon elsősorban a kétkörös atomerőműveket részesítik előnyben.

Üzem közben a gőzfejlesztő egyes szakaszaiban szivárgások léphetnek fel, különösen a gőzfejlesztő csövek és a kollektor találkozásánál, vagy maguk a csövek korróziós károsodása miatt. Ha az elsődleges körben a nyomás nagyobb, mint a második körben, akkor hűtőfolyadék túlcsordulhat, ami a második kör radioaktív szennyeződéséhez vezethet. Bizonyos határokon belül az ilyen túlfolyás nem zavarja az atomerőmű normál működését, de vannak hűtőközegek, amelyek intenzív kölcsönhatásba lépnek a gőzzel és a vízzel. Ez azzal a kockázattal járhat, hogy radioaktív anyagok kerüljenek a kiszolgált helyiségbe. Ilyen hűtőfolyadék például a folyékony nátrium. Ezért létrehoznak egy további közbülsőáramkört, hogy még vészhelyzetben is elkerülhető legyen a radioaktív nátrium vízzel vagy vízgőzzel való érintkezése. Az ilyen atomerőmű ún három áramkörű(2.2. ábra ban ben).

A radioaktív folyékony fém hűtőközeget egy szivattyú szivattyúzza át a reaktoron és egy közbenső hőcserélőn, amelyben hőt ad át a nem radioaktív folyékony fém hűtőközegnek. Ez utóbbit a gőzfejlesztőn keresztül szivattyúzzák a közbenső kört alkotó rendszeren keresztül. A közbenső körben a nyomást magasabban tartják, mint az elsőben. Ezért lehetetlen a radioaktív nátrium szivárgása a primer körből a közbenső körbe. Ebben a tekintetben, ha szivárgás lép fel a közbenső és a szekunder körök között, akkor a víz vagy a gőz érintkezése csak nem radioaktív nátriummal történik. Második rendszer

A három áramkörhöz tartozó áramkör hasonló a kétkörös áramkörhöz. A háromkörös atomerőművek a legdrágábbak a nagy mennyiségű berendezés miatt.

A Sevcsenko Atomerőmű és a Belojarski Atomerőmű harmadik blokkja háromhurkos séma szerint működik.

Az atomerőművek körszám szerinti osztályozása mellett az atomerőművek egyes típusai megkülönböztethetők a következőktől függően:

- reaktor típusa - termikus vagy gyorsneutronokon;

— a gőzturbinák paraméterei és típusa, például telített vagy túlhevített gőzturbinákkal rendelkező atomerőművek;

— a hűtőfolyadék paraméterei és típusa — gázhűtőfolyadék, nyomás alatti vízhűtőfolyadék, folyékony fémhűtőfolyadék stb.;

— tervezési jellemzők reaktor, például csatorna- vagy tartály típusú reaktorokkal, természetes vagy kényszercirkulációjú forrásban lévő víz stb.;

— a reaktor moderátor típusa, például grafit vagy nehézvíz moderátor stb.

Az atomerőmű legteljesebb jellemzője az összes osztályozást egyesíti, pl.

Novovoronyezsszkaja kéthurkos atomerőmű edényes termikus neutronreaktorral, "nyomás alatti víz" hűtőközeggel és telített gőzturbinákkal;

Leningrádszkaja egykörös atomerőmű csatorna típusú termikus neutronreaktorral, grafit moderátorral és telített gőzturbinákkal;

Sevcsenkovszkaja háromhurkos atomerőmű nátriumhűtéses gyorsneutronreaktorral és túlhevített gőzturbinákkal.

A nukleáris anyagok elterjedésének megakadályozásának technikai problémái. Az atomenergia felhasználásának gazdasági vonatkozásai. Az atomerőművek villamosenergia-termelési költségeinek összetevői. Atomerőművek leszerelése. Gazdasági következmények súlyos balesetek. Az atomenergia fejlesztésének társadalmi vonatkozásai.

Az atomerőművek olyan nukleáris létesítmények, amelyek energiát termelnek, miközben bizonyos feltételek mellett betartják a meghatározott üzemmódokat. E célokra a projekt által meghatározott terület kerül felhasználásra, ahol az atomreaktorokat a feladatok ellátásához szükséges rendszerekkel, eszközökkel, berendezésekkel és szerkezetekkel együtt alkalmazzák. A célfeladatok elvégzésére szakszemélyzetet vonnak be.

Az összes oroszországi atomerőmű

Az atomenergia története hazánkban és külföldön

Az 1940-es évek második felében megkezdődött az első olyan projekt létrehozása, amely egy békés atomot használt villamos energia előállítására. 1948-ban I.V. Kurcsatov a párt és a szovjet kormány feladatától vezérelve javaslatot tett az atomenergia villamosenergia-termelésre való gyakorlati felhasználásának megkezdésére.

Két évvel később, 1950-ben, nem messze a Kaluga régióban található Obninskoye falutól, megkezdték a bolygó első atomerőművének építését. 1954.06.27-én került sor a világ első, 5 MW teljesítményű ipari atomerőművének beindítására. A Szovjetunió lett az első olyan hatalom a világon, amelynek sikerült az atomot békés célokra felhasználnia. Az állomást Obnyinszkban nyitották meg, amely addigra városi rangot kapott.

De a szovjet tudósok nem álltak meg itt, folytatták a munkát ebben az irányban, különösen csak négy évvel később, 1958-ban kezdték meg a szibériai atomerőmű első szakaszának működését. Teljesítménye sokszorosa volt az obninszki állomásénak, és elérte a 100 MW-ot. De a hazai tudósok számára ez nem volt a határ, minden munka végeztével az állomás tervezési teljesítménye 600 MW volt.

A nyílt tereken szovjet Únió, az atomerőművek építése ekkoriban hatalmas méreteket öltött. Ugyanebben az évben megkezdődött a Belojarski Atomerőmű építése, amelynek első szakasza már 1964 áprilisában ellátta az első fogyasztókat. Az atomerőművek építésének földrajza az egész országot behálózta hálózatával, még ugyanabban az évben Voronyezsben indították útjára az atomerőmű első blokkját, melynek teljesítménye 210 MW volt, a második blokkot öt évvel később, 1969-ben. , 365 MW teljesítménnyel büszkélkedhetett. az atomerőművek építésének fellendülése a szovjet korszakban végig nem csillapodott. Éves időközönként új állomásokat, vagy már megépített további egységeket indítottak. Tehát már 1973-ban Leningrád saját atomerőművet kapott.

Azonban nem a szovjet állam volt az egyetlen a világon, amely képes volt elsajátítani az ilyen projekteket. Az Egyesült Királyságban szintén nem szunyókáltak, és felismerve ennek az iránynak a kilátásait, aktívan tanulmányozták ezt a kérdést. Mindössze két évvel később, az obninszki állomás megnyitása után a britek elindították saját projektjüket a békés atomok fejlesztésére. 1956-ban a britek elindították saját állomásukat Calder-Hall városában, amelynek teljesítménye meghaladta a szovjet megfelelőt, és elérte a 46 MW-ot. Nem maradva le az Atlanti-óceán túlsó partjáról, egy évvel később az amerikaiak ünnepélyesen elindították az állomást Shippingportban. A létesítmény teljesítménye 60 MW volt.

A békés atom fejlődése azonban rejtett fenyegetésekkel járt, amelyekről hamarosan az egész világ tudomást szerzett. Az első jel a Three Mile Island-i súlyos baleset volt, amely 1979-ben történt, de utána az egész világot, a Szovjetuniót sújtó katasztrófa sújtotta. kisváros Csernobil nagyszabású katasztrófa volt, 1986-ban történt. A tragédia következményei helyrehozhatatlanok voltak, de emellett ez a tény az egész világot elgondolkodtatta az atomenergia békés célú felhasználásának célszerűségéről.

Az iparág világhíresei komolyan gondolkodnak a nukleáris létesítmények biztonságának javításán. Ennek eredménye az alapító gyűlés, amelyet 1989. május 15-én szerveztek meg a szovjet fővárosban. A Közgyűlés úgy döntött, hogy létrehoz egy Világszövetséget, amelybe az összes atomerőmű-üzemeltetőt bele kell foglalni, általánosan elismert rövidítése WANO. A szervezet programjai megvalósítása során szisztematikusan figyelemmel kíséri a világ atomerőművek biztonsági szintjének emelkedését. Azonban minden erőfeszítés ellenére a legmodernebb és első pillantásra biztonságosnak tűnő tárgyak sem képesek ellenállni az elemek rohamának. A földrengésben és az azt követő szökőárban megnyilvánuló endogén katasztrófa miatt 2011-ben baleset történt a Fukusima-1 állomáson.

Atom áramszünet

Atomerőmű besorolása

Az atomerőműveket két szempont szerint osztályozzák, az általuk termelt energia és a reaktorok típusa szerint. A reaktor típusától függően meghatározzák a megtermelt energia mennyiségét, a biztonsági szintet, valamint azt is, hogy az állomáson milyen alapanyagokat használnak fel.

Az állomások által termelt energia típusa szerint két típusra oszthatók:

Fő funkciójuk az elektromos energia előállítása.

Atom hőerőművek. Az ott telepített fűtőműveknek köszönhetően, amelyek az állomáson elkerülhetetlen hőveszteséget hasznosítják, lehetővé válik a hálózati víz felmelegítése. Így ezek az állomások a villamos energia mellett hőenergiát is termelnek.

Számos lehetőség vizsgálata után a tudósok arra a következtetésre jutottak, hogy a legracionálisabb három fajtájuk, amelyeket jelenleg világszerte használnak. Számos szempontból különböznek egymástól:

1. Felhasznált üzemanyag;
2. Alkalmazott hűtőfolyadékok;
3. A szükséges hőmérséklet fenntartása érdekében működtetett magok;
4. Egyfajta moderátor, amely meghatározza a bomlás során felszabaduló neutronok sebességének csökkenését, és annyira szükségesek a láncreakció támogatásához.

A leggyakoribb típus a reaktor, amely dúsított uránt használ üzemanyagként. Hűtőfolyadékként és moderátorként közönséges vagy könnyű vizet használnak itt. Az ilyen reaktorokat könnyűvíznek nevezik, két típusuk van. Az elsőben a turbinák forgatásához használt gőz egy aktív zónában, az úgynevezett forrásvizes reaktorban keletkezik. A másodikban a gőzképzés a külső áramkörben történik, amely hőcserélőkön és gőzfejlesztőkön keresztül kapcsolódik a primer körhöz. Ezt a reaktort a múlt század ötvenes éveiben kezdték fejleszteni, az alapjukat az amerikai hadsereg programjai képezték. Ezzel egy időben, nagyjából ugyanabban az időben a Szojuz kifejlesztett egy forrásvizes reaktort, amelyben egy grafitrúd működött moderátorként.

Az ilyen típusú moderátorral ellátott reaktortípus talált alkalmazásra a gyakorlatban. Gázhűtéses reaktorról beszélünk. Története a negyvenes évek végén, a XX. század ötvenes éveinek elején kezdődött, kezdetben ennek a típusnak a fejlesztését nukleáris fegyverek gyártására használták. Ebből a szempontból kétféle üzemanyag alkalmas rá, ezek a fegyveres minőségű plutónium és a természetes urán.

A legutóbbi, kereskedelmi sikerrel kísért projekt egy olyan reaktor volt, ahol nehézvizet használnak hűtőközegként, és a nálunk már megszokott természetes uránt üzemanyagként. Kezdetben több ország tervezett ilyen reaktorokat, de ennek eredményeként termelésüket Kanadában koncentrálták, ami az oka annak, hogy ebben az országban hatalmas uránlelőhelyek találhatók.

Tórium atomerőművek – a jövő energiája?

Az atomreaktorok fejlesztésének története

A bolygó első atomerőművének reaktora nagyon ésszerű és életképes konstrukció volt, ami az állomás hosszú távú és hibátlan működése során bebizonyosodott. Alkotó elemei között szerepelt:

1. oldalsó vízvédelem;
2. falazott burkolat;
3. fedőlap;
4. előre gyártott kollektor;
5. üzemanyag-csatorna;
6. felső lemez;
7. grafit falazat;
8. alsó lemez;
9. elosztó elosztó.

A TVEL burkolatának és technológiai csatornáinak fő szerkezeti anyagául a rozsdamentes acélt választották, ekkor még nem ismertek olyan cirkóniumötvözetek, amelyek alkalmasak lennének 300°C-os üzemelésre. Egy ilyen reaktor hűtését vízzel végeztük, miközben a betáplálási nyomás 100 °C volt. Ebben az esetben 280°C-os gőz szabadult fel, ami meglehetősen mérsékelt paraméter.

Az atomreaktor csatornáit úgy alakították ki, hogy teljesen ki lehessen cserélni. Ennek oka az erőforrás korlátozottsága, amely az üzemanyag által az aktivitási zónában töltött idő miatt van. A tervezők nem találtak okot arra számítani, hogy a besugárzás alatt álló tevékenységi zónában elhelyezkedő szerkezeti anyagok teljes erőforrásukat, mégpedig mintegy 30 éven keresztül ki tudják dolgozni.

Ami a TVEL kialakítását illeti, úgy döntöttek, hogy egy csőszerű változatot fogadnak el egyoldali hűtőmechanizmussal.

Ez csökkentette annak valószínűségét, hogy a fűtőelem meghibásodása esetén hasadási termékek kerüljenek az áramkörbe. A TVEL burkolat hőmérsékletének szabályozására uranomolibdén ötvözetből álló tüzelőanyag-összetételt használtak, amely szemcsék formájában volt diszpergálva melegvizes mátrix segítségével. Az így feldolgozott nukleáris üzemanyag nagy megbízhatóságú fűtőelemek előállítását tette lehetővé. képes nagy hőterhelés mellett is működni.

A hírhedt csernobili atomerőmű példaként szolgálhat a békés célú nukleáris technológiák fejlesztésének következő fordulójára. Akkoriban az építésénél alkalmazott technológiákat a legfejlettebbnek, a reaktortípust a legmodernebbnek tartották a világon. Az RBMK-1000-es reaktorról beszélünk.

Egy ilyen reaktor hőteljesítménye elérte a 3200 MW-ot, míg két turbógenerátora van, amelyek villamos teljesítménye eléri az 500 MW-ot, így egy erőmű 1000 MW villamos teljesítményű. Az RBMK üzemanyagaként dúsított urán-dioxidot használtak. A folyamat megkezdése előtti kezdeti állapotban egy tonna ilyen üzemanyag körülbelül 20 kg üzemanyagot tartalmaz, nevezetesen uránt - 235. Az urán-dioxid reaktorba történő stacioner betöltésénél az anyag tömege 180 tonna.

De a töltési folyamat nem ömlesztett, a fűtőelemeket a reaktorban helyezik el, amit már jól ismerünk, TVEL. Valójában csövek, amelyek előállításához cirkóniumötvözetet használnak. Tartalomként urán-dioxid tablettákat tartalmaznak, amelyek hengeres alakúak. A reaktor tevékenységi zónájában fűtőelemekbe helyezik, amelyek mindegyike 18 fűtőelemet egyesít.

Egy ilyen reaktorban legfeljebb 1700 ilyen szerelvény található, amelyek grafit falazatba kerülnek, ahol speciálisan erre a célra kialakított függőleges formájú technológiai csatornákat. Bennük kering a hűtőfolyadék, amelynek szerepét az RMBC-ben a víz tölti be. A keringető szivattyúk hatására vízörvény keletkezik, amelyből nyolc darab van. A reaktor az aknában, a grafikus falazat pedig 30 mm vastag hengeres testben található. A teljes berendezés támasztéka egy betonalap, amely alatt egy medence - buborékoló található, amely a baleset lokalizálására szolgál.

A reaktorok harmadik generációja nehézvizet használ

Ennek fő eleme a deutérium. A legelterjedtebb kialakítás a CANDU, Kanadában fejlesztették ki, és széles körben használják szerte a világon. Az ilyen reaktorok magja itt található vízszintes helyzetben, a fűtőkamra szerepét pedig hengeres tartályok töltik be. A tüzelőanyag-csatorna a teljes fűtőkamrán keresztül húzódik, mindegyik csatorna két koncentrikus csővel rendelkezik. Vannak külső és belső csövek.

A belső csőben az üzemanyag hűtőfolyadék nyomás alatt van, ami lehetővé teszi a reaktor további tankolását működés közben. A D20 képletű nehézvizet moderátorként használják. Zárt ciklus során vizet szivattyúznak a reaktor fűtőanyagkötegeket tartalmazó csövein. A maghasadás következtében hő szabadul fel.

A hűtési ciklus nehézvíz használatakor gőzfejlesztőkön való áthaladásból áll, ahol a nehézvíz által felszabaduló hőből a közönséges víz felforr, aminek eredményeként nagynyomású gőz képződik. Visszakerül a reaktorba, ami zárt hűtési ciklust eredményez.

Ezen az úton haladt előre az eddig használt és használatban lévő atomreaktortípusok lépésről lépésre történő fejlesztése. különböző országokban béke.