Termal nötronların uranyum tarafından soğurulma olasılığını gösterelim. θ. Bu değer, termal nötron kullanım faktörü olarak adlandırılır. O zaman uranyum tarafından emilen termal nötronların sayısı eşit olacaktır. n εφθ .

Bir termal nötronun uranyum tarafından her absorpsiyonu için, η yeni hızlı nötronlar. Sonuç olarak, incelenen döngünün sonunda, fisyondan üretilen hızlı nötronların sayısının eşit olduğu ortaya çıktı. n εφθη .

Sonsuz bir ortamda nötron çarpma faktörü böylece eşittir

Eşitlik (3.4), dört faktörün formülü olarak adlandırılır. K∞'nin bir uranyum ve bir moderatör karışımında bir nükleer zincir reaksiyonunun gelişimini belirleyen çeşitli faktörlere bağımlılığını ortaya koymaktadır.

Sonlu boyutlara sahip gerçek bir yayılan ortamda, K∞ formülü tanıtılırken dikkate alınmayan nötron sızıntısı kaçınılmazdır. Sonlu büyüklükte bir ortam için nötron çarpma faktörüne etkin çarpma faktörü Keff denir; dahası, yine de belirli bir neslin nötron sayısının bir önceki neslin karşılık gelen nötron sayısına oranı olarak tanımlanır. Ps ve Pd sırasıyla ılımlılık ve difüzyon sırasında nötron sızıntısından kaçınma olasılıklarını gösteriyorsa, yazabiliriz

Kef \u003d K∞ Rz Rd. (3.5)

Sonlu boyutlarda bir ortamda zincirleme reaksiyonu sürdürme koşulunun Kef ≥ 1 oranı olacağı açıktır. Sonlu boyutlar için, K∞'nin her zaman birden büyük olması gerekir.

Nötronların reaktörden sızması, geometrik boyutlarına bağlıdır. Nötronların doğuşu çekirdeğin tüm hacmi boyunca gerçekleştiğinden ve sızıntıları yalnızca reaktörün yüzeyinden olduğundan, o zaman açıkçası, reaktörün doğrusal boyutlarındaki bir artışla, yüzeyden kaybolan nötronların nispi oranı azalır ve sızıntıdan kaçınma olasılığı artar.

Kendi kendini idame ettiren bir zincirleme reaksiyonun gerçekleşebileceği minimum reaktör boyutuna kritik boyut denir.

Böylece, reaktör kritiklik koşulu şu şekilde yazılabilir:

1 = K∞RzRd.

(3.5) koşulu sağlanırsa, uranyum fisyonunda üretilen nötron sayısı, reaktörden ayrılan ve yavaşlama ve difüzyon süreçleri sırasında malzemeler tarafından absorbe edilen nötronların sayısına eşittir. Kef>1 olması durumunda reaktördeki nötron sayısı sürekli olarak artacaktır. Bir kritik altı reaktörde, Kef< 1.

Nötron denge denklemi (kritik bir reaktör için şu şekilde yazılacaktır:

, (3.6)

D nötron difüzyon katsayısıdır

F - nötron akısı

S, üretilen termal nötronların sayısıdır.

Termal nötronların sayısı S aşağıdakilere göre belirlenir. Reaktör çekirdeğinin malzemelerinde emilen bir termal nötron için, uranyum tarafından emilen termal nötronların sayısı θ olacaktır ve bir termal nötronun uranyum tarafından bir absorpsiyonu için η hızlı nötronlar oluşur. Bu, hızlı nötron sayısının θη'ya eşit olacağı anlamına gelir. Bu nötronlar bir çarpma faktörü ε ile bölünebilir, o zaman son hızlı nötron sayısı θηε'a eşit olacaktır. Yavaşlama sürecindeki hızlı nötronlar, φ olasılığı ile rezonans absorpsiyonunu ve P3 katsayısı ile sızıntıyı önler. Bu, üretilen termal nötronların sayısının θηεφРз'e eşit olacağı anlamına gelir.

Böylece, ΣаФ'ye eşit çekirdek malzemeler tarafından birim hacim başına termal nötronların toplam absorpsiyonu ile, tekrar termal nötronlar ΣаФθηεφРз oluşturulur. Son olarak, termal nötronların sayısı şu şekilde belirlenir:

(3.7)

Formül (3.7) dikkate alınarak nötron denge denklemi (3.6) şeklinde yeniden yazılır.

(3.8)

(3.9)

Denklem (3.9), malzemelerin özelliklerine bağlı olan miktara malzeme parametresi denir ve B2 ile gösterilir.

(3.10)

sonra bağımlılık (3.8) şu şekilde yeniden yazılır:

(3.11)

Durağan durum için nötron denge denklemi temelinde elde edilen her iki denklem (3.10) ve (3.11), etkin çarpma faktörünün birliğe eşit olduğu (Kef = 1) kritik bir reaktöre karşılık gelir. (3.10) denkleminden çıktığını dikkate alarak

burada L difüzyon uzunluğudur.

Denklemlerden (3.12), difüzyon sürecinde nötron sızıntısından kaçınma olasılığının (1 + B2L2)-1 ifadesi ile belirlendiği sonucu çıkar. Yavaşlama işlemi sırasında nötron sızıntısından kaçınma olasılığı, yavaşlama işlemi dikkate alınarak hesaplanır ve eşit olduğu ortaya çıkar.

τ, nötronların yaşı olarak adlandırılan ve cm2 boyutuna sahip bir niceliktir.

V Genel görünüm, reaktördeki çarpma faktörü birden farklı olduğunda, denklem (3.12) aşağıdaki gibi yazılacaktır:

(3.14)

Denklem (3.14), etkin nötron çarpma faktörünün çekirdeğin bileşimine ve boyutlarına bağımlılığını ortaya koyan, reaktörün ana denklemidir. Bu denklem homojen ve heterojen reaktörler için geçerlidir. Çekirdek heterojenliğin özelliği, dört faktör denkleminin parametrelerini, yani ε, φ ve θ değerlerini hesaplama yaklaşımına yansıtılır.

Durağan bir süreçle

(3.15)

burada М2 = L2 + τ göç alanı, cm2 olarak adlandırılan değerdir.

(3.11) denkleminin çözümü, B2'nin değerini belirlemeyi mümkün kılar. Bu durumda, bu parametre çekirdeğin boyutunun ve geometrik şeklinin bir fonksiyonudur. Özellikle silindirik bir reaktör için

(3.16)

burada R yarıçap ve H çekirdek yüksekliğidir. Bu durumda B2'nin değerine geometrik parametre denir.

(3.10) ve (3.16) denklemleriyle elde edilen her iki B2 değeri de kritik reaktöre karşılık geldiğinden, reaktörün böyle bir durumu için malzeme parametresi geometrik olana eşit olmalıdır. Buna dayanarak, verilen koşullara bağlı olarak, iki tür problemi çözmek için denklem (3.15) kullanılır: boyutları ve geometrisi verilmişse çekirdeğin bileşimini belirlemek ve bu durumda reaktörün boyutlarını belirlemek. çekirdeğin belirli bir bileşiminin

Birinci tip problemleri çözerken, geometrik parametrenin değeri hesaplanır. Örneğin, silindirik bir reaktör için - formül (3.16)'ya göre. Bu durumda, çekirdeğin bileşimi, örneğin uranyumun 235U izotopu ile zenginleştirilmesi, zenginleşmenin ön tahmini ve her durum için Kef değerinin hesaplanmasıyla denklem (3.15)'ten belirlenir.

İkinci tip problemleri çözerken, hesaplama sırası aşağıdaki gibi kabul edilebilir. Uranyum zenginleştirmesi, moderatör tipi, yapısal malzemeler vb. ile karakterize edilen çekirdeğin bileşimine göre К∞, τ ve L2 değerleri hesaplanır. Belirli bir Kef değeri için geometrik B2 parametresinin değeri denklemin (3.15) grafik çözümü ile bulunur. Bu durumda, birkaç B2 değeri önceden ayarlanır ve Kef = f(B2) grafiği çizilir.

Termal güç "href="/text/category/teployenergetika/" rel="bookmark">termal enerji değerini belirledikten ve L2, termal nötronun yakalama noktasına kat ettiği düz mesafeyi karakterize eder. Bu mesafeler ne kadar büyükse, o kadar az olur. muhtemelen nötron, yavaşlama ve difüzyon süreçlerinde sızıntıyı önleyecektir, yani, reaktörün boyutu ne kadar büyük olursa, bu kendi kendine devam eden bir zincir reaksiyonu sağlar.

Örneğin, moderatör olarak sıradan suyun kullanıldığı bir reaktör, ceteris paribus, su için L = 2,73 cm ve τ = 31 cm2 ve grafit için L = 54 cm ve grafit moderatörlü bir reaktörden çok daha küçük olacaktır. τ = 364 cm2.

3.2.1.3. nötron akısı

Denklemin (3.11) çözümü ayrıca nötron akışının çekirdeğin hacmi üzerindeki dağılımını karakterize eden bir bağımlılığa yol açar. H yüksekliğine ve R yarıçapına sahip silindirik bir reaktör için bu bağımlılık şu şekildedir:

(3.17)

burada Фmax, çekirdek merkezindeki nötron akısının değeridir;

h, r - aktif bölgenin yüksekliği ve yarıçapı boyunca mevcut koordinatlar;

Birinci türden sıfır dereceli Bessel fonksiyonunun mevcut değeri.

Reflektörsüz bir reaktördeki termal nötron akışının maksimum değeri, çekirdeğin geometrik merkezinde ayarlanır ve ekstrapolasyonlu sınırlarına yaklaştıkça kademeli olarak sıfıra düşer. Silindirik bir reaktörde, Jo(0) = 1 olduğunda, r = 0'da yükseklikteki nötron akısındaki değişiklik, bağımlılığa göre gerçekleşecektir.

(3.18)

Çekirdeğin yüksekliği boyunca nötron akısının tekdüze olmama katsayısı aşağıdaki gibi belirlenir:

(3.19)

Silindirik reaktörün yarıçapı boyunca nötron akısının tekdüze olmama katsayısı şuna eşit olacaktır:

(3.20)

Kh ve Kr katsayılarının ürünü, çekirdeğin hacmi üzerindeki nötron akısının tekdüze olmama katsayısı olarak adlandırılır.

(3.21)

İle bilinen değerler nötron akısının tekdüze olmama katsayıları ve ortalama nötron akısının belirli bir değeri için, reaktördeki maksimum nötron akısının değerini belirlemek mümkündür

Фmax = KvФср, (3.22)

burada Фср, çekirdeğin hacmine bağlı olarak reaktördeki ortalama nötron akışıdır. ortalama değer nötron akısı aşağıdakilere göre belirlenebilir. Uranyumun 1 cm3'teki 1 sn'deki fisyon sayısı ΣfФср'dir ve toplam sayısı aktif bölgenin tüm hacmindeki bölümler ΣfФсрVаз'a eşit olacaktır. 1 kW gücü saniyede 3,1-1013 bölüme karşılık geliyorsa, reaktörün gücü denklemle ifade edilebilir.

, (3.23)

(3.24)

Güç reaktörlerinde nötron akılarının ortalama değerleri 1012 ÷ 1014 arasındadır.

Çalışan bir reaktörde, nötronlar çekirdekten sızar. Bu sızıntıyı azaltmak için reaktör bir reflektör ile çevrilidir. Reflektöre çarpan nötronlar kısmen çekirdeğe geri saçılır ve böylece nötronların “tasarrufu” sağlanır.

Bir reflektörün montajından dolayı elde edilen nötronların "tasarrufu" iki yönde kullanılabilir: ya çekirdeğin bileşimini değiştirmeden boyutunu küçültmek ya da boyutları değiştirmeden bırakmak, yakıtın bölünebilir ile zenginleşmesini azaltmak izotop. Her iki durumda da bölünebilir uranyum izotopunun toplam yükünde bir azalma elde edilir. Güç reaktörleri için reflektörün eşit derecede önemli bir rolü, çekirdek hacmindeki termal nötron akışının dağılımını büyük ölçüde eşitlemektir.

Hızlı nötronlar reaktörden sızdığında, reflektör malzemesindeki ılımlılıkları nedeniyle nötronlar zaten termal olarak reaktöre geri dönebilir. Bu, çekirdek sınırına yakın termal nötron akısında bir artışa yol açar. Reflektör malzemesi, moderatör ile aynı niteliklere, yani iyi yumuşatma ve saçılma özelliklerine sahip olmalıdır. Bu nedenle moderatör ve reflektör için sıklıkla aynı madde kullanılır.

Reflektörlü bir reaktörün etkin çarpma faktörü, reflektörsüz bir reaktörle aynı formül (3.14) ile belirlenir. Bununla birlikte, bu durumda, B2 geometrik parametresi hesaplanırken, çekirdeğin gerçek boyutları, etkin toplama değeri kadar artar. Örneğin, silindirik bir reaktör için

(3.25)

R" = R + Δ. (3.26)

Bu hesaplama yöntemiyle, bir reflektörlü reaktörün yerine, boyutları gerçek reaktörün aktif bölgesinin boyutlarını etkin katkı maddesi miktarı kadar aşan bir "çıplak" reaktör ile değiştirilir.

Bir yansıtıcı varlığında silindirik bir reaktörün çekirdeğinin nötron akışının tek biçimli olmayan katsayıları aşağıdaki formüllerle belirlenir:

Reaktörün yüksekliğine göre

Reaktörün yarıçapı boyunca

(3.27) ve (3.28)'den aşağıdaki gibi bir reflektör varlığında, nötron akışının tek biçimli olmama katsayıları azalır, bu nedenle, çekirdeğin hacmi üzerindeki enerji salınımı daha düzgün olacaktır.

KENDİNE KONTROL SORULARI

1. Bir atom ve bir atomun çekirdeği hangi temel parçacıklardan oluşur?

2. Proton ve nötronun kütlesi nedir?

3. Atomik kütle birimi nedir?

4. Çekirdeğin kütle kusuru ve bağlanma enerjisi nedir?

5. Çekirdekteki nükleonların bağlanma enerjisi, çekirdeğin kütle numarası ile nasıl değişir?

6. Hızlı ve termal nötronlar nelerdir? Ne ile karakterize edilirler?

7. Bir termal nötron yakalandığında neden uranyum-235 fisyon yapar da uranyum-238 fisyon yapmaz?

8. Çekirdeğin mikroskobik ve makroskobik etkin kesiti ile ne kastedilmektedir?

9. Uranyum-235 ve uranyum-238 çekirdeklerinin fisyon ve absorpsiyonu için mikroskobik kesitler nötron enerjisine bağlı olarak nasıl değişir?

10. Bir nötron akısı ile ne kastedilmektedir?

11. Nötronları yakaladıklarında uranyum çekirdeklerinin absorpsiyon ve fisyon sayıları nasıl belirlenir?

12. Reaktörün gücünü nötron akısı cinsinden ifade edin.

13. Termal nötron denge denklemini yazın ve bileşenlerini açıklayın.

14. Bir reaktördeki termal nötronların kaynağı nedir?

15. Nötronların sızması, ılımlılık ve difüzyonları sırasında nasıl belirlenir?

16. Etkin nötron çarpma faktörü Kef ile ne kastedilmektedir?

17. Kef denkleminde yer alan miktarları açıklayınız.

18. Belirli bir uranyum zenginleştirmesi için reaktörün Kef denklemini çözme prosedürünü bize söyler misiniz?

19. Çekirdeğin verilen geometrik parametreleri için reaktörün Kef denklemini çözme prosedürü nedir?

20. Reaktör çekirdeğinin yüksekliği ve yarıçapı boyunca nötron akısındaki değişimi hangi bağımlılıklar karakterize eder?

21. Nötron reflektörünün reaktördeki nötron akısına etkisi nedir?

3.2.2. GÜÇ REAKTÖRLERİNİN TASARIMLARI

VE NPP'NİN TEKNOLOJİK ŞEMALARI

3.2.2.1. REAKTÖR CİHAZI

Homojen bir reaktörün oluşturulması önemli teknik zorluklarla ilişkilidir, bu nedenle şu anda tüm çalışan, yapım aşamasında ve tasarım güç reaktörleri heterojendir.

Reaktörün ana kısmı çekirdektir. Bir nükleer reaktörün aktif bölgesi, kontrollü bir nükleer fisyon zincir reaksiyonunu başlatmak ve sürdürmek için koşulları yaratan bir dizi montaj birimidir. Çekirdeğin boyutları, mevcut uranyum zenginleştirme ile zincirleme reaksiyonun, reaktörün tüm çalışma süresi boyunca sürdürüleceği ve belirli bir reaktör gücünde güvenilir ısı tahliyesinin sağlanacağı şekilde olmalıdır.

Nükleer yakıt (yakıt) aktif bölgeye yerleştirilir. Yakıt olarak uranyum ve alaşımları ile plütonyum ve alaşımları kullanılır. Heterojen reaktörlerde, yakıt çubuklar, plakalar vb. (Şekil 3.2), homojen olanlarda - uranyum tuzları vb. Bir çözelti şeklinde kullanılır. Bir moderatör (su, grafit, berilyum vb. ) ayrıca, fisyon nötronlarının enerjisini azaltmaya yarayan termal reaktörlerin çekirdeğine yerleştirilir.

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

Pirinç. 3.3. Yakıt elemanlarının türleri:

bir sopa; b - lameller; c - küresel; g - tübüler; e - silindirik blok; f - tüplü yakıt dizisi;

1 - yakıt malzemesi; 2 - kabuk; 3 - ipucu; 4 - kenar; 5 - soğutucu

Koll" href="/text/category/koll/" rel="bookmark">toplayıcılar ve soğutucu akış dağıtım yolu, kurulum parçaları - uçlar, kasa veya çerçeve, nakliye ve teknolojik amaçlar için koruyucu tapalar ve parçalar.

Pirinç. 3.5. VVER-440 reaktörünün çalışma kaseti:

1 - sap; 2, 3 – alt ve orta ayırıcı ızgaralar; 4 - kasetin tüp kasası; 5 - TVEL; 6 - üst ara parça ızgarası; 7 - merkezi tüp; 8 - kafa; 9 - yaylı kelepçeler; 10 - pim

Yakıt tertibatı veya kaseti, yakıt elemanını çevreleyen yönlendirilmiş bir soğutucu akışkan akışının temini, çıkarılması ve organizasyonunun gerçekleştirildiği ve yakıt tertibatlarının veya kasetlerin yüklenmesi ve boşaltılması olasılığının bulunduğu nükleer reaktörün teknolojik kanalına kurulur. tedarik edilen.

12,2 mm'lik bir adımla üçgen bir kafes boyunca düzenlenmiş, içine yerleştirilmiş 126 yakıt elemanı ile bir şaft, bir kafa ve bir altıgen boru kasasından oluşur. TVEL'in kasete sabitlenmesi, aralayıcı ızgaralarla gerçekleştirilir: paslanmaz çelikten alt (yatak), üst ve orta kılavuz ızgaralar. Bu ızgaralar, zirkonyum alaşımından yapılmış merkezi bir boru ile mekanik olarak birbirine bağlanmıştır. Yakıt elemanlarının alt uçları alt taşıyıcı ızgaraya sağlam bir şekilde sabitlenir, üst uçları ise serbest termal genleşmelerini sağlamak için sabitlemeden üst ızgaranın deliklerine girer. Kaset kafasının yukarı kaymasını önlemek ve termal genleşmeyi telafi etmek için altı yaylı klipsi vardır. Sapın tasarımı, kasetin plandaki açıya ve sepetin yuvasına inişine göre yönlendirilmesini ve sabitlenmesini sağlar. Çalışan kasetin kütlesi 220 kg, kasetteki VO2 kütlesi 127 kg'dır.

Bir nükleer reaktörün, içinde aktif bölgeyi ve dahili cihazları barındıracak şekilde tasarlanmış, soğutucuyu beslemek ve çıkarmak için nozullara ve ayrıca dahili reaktör boşluğu için sızdırmazlık cihazlarına sahip olan bir parçasına nükleer reaktör kabı denir. Bir nükleer reaktörün gövdesini örtmek ve reaktördeki iç basıncı algılamak için tasarlanmış çıkarılabilir kısmına nükleer reaktör kapağı denir.

Bir nükleer reaktörün ana contasının montajı, bir birleşme flanşına ve kapak ile nükleer reaktör kabı arasında bir contaya sahip bir montaj ünitesidir ve bu, nükleer reaktörün çalışmasının tüm modlarında sızdırmazlığını sağlar.

Nükleer reaktörün kapağını gövdeye bağlayan ve iç contaları ezen halka, nükleer reaktörün ana contasının basınç halkası olarak adlandırılır.

6. Termal ve hızlı reaktörler nelerdir?

7. Kaynar su reaktörlü nükleer santrallerin avantajları ve dezavantajları nelerdir?

8. Soğutucu olarak sıvı metal kullanan reaktörlerin avantajları ve dezavantajları nelerdir?

9. Müdürü tasvir edin teknolojik şemalar nükleer santraller: VVER'li NPP; RBMK ile NPP; ATEC; NPP ve BN; AST; ASPT.

10. Kontrol çubuklarının amacı nedir?

11. Çubukları karmaşıklaştırmanın amacı nedir?

12. Hızlı nötron reaktörleri neden umut vaat ediyor?

13. Isı taşıyıcı olarak hangi gazlar kullanılır?

14. Kaset duvarının amacı nedir?

15. TVEL'de yakıt nasıl bulunur?

Santrallerin sınıflandırılması ilkeleri. Sınıflar, alt sınıflar, gruplar, alt gruplar.

Santrallerin sınıflandırılması

BÖLÜM İKİ

ENERJİ SANTRALLERİ,
İÇİN ÇALIŞMAK
BEDAVA ENERJİ

Sınıf- ana süreç ve ilk (tüketilen) enerjinin türü tarafından belirlenir.

Alt sınıf- tarafından karar verildi karakteristik özellikler ve kabul edilen (geleneksel) isimler.

Grup- üretilen (üretilen) enerjinin türüne göre belirlenir.

alt grup- tasarım farklılıklarına göre kurulum tipini belirler.

Spesifik özelliklere ve gelişme durumuna bağlı olarak, bu bölünme her zaman tam olarak gözlemlenmeyebilir. Sekiz ana sınıf vardır:

1- termal enerji santralleri: içlerinde ana enerji salımı süreci, daha yüksek bir düzenin (HRPT) bir faz geçişidir, yani atomların kısmi veya tamamen temel parçacıklara - elektrino ve elektronlara bölünmesi. İlk enerji, bir atomdaki temel parçacıkların potansiyel bağlanma enerjisidir - maddede biriken enerji.

2- doğal enerji santralleri, yani enerji kullanan santraller doğal olaylar direkt olarak.

3- koriolis enerji santralleri - enerji üretiminin ana süreci, rotorun Coriolis kuvvetleri tarafından kendi kendine dönüşü ile ilişkilidir. Maddenin radyal akışının ilk enerjisi farklı olabilir: hidrolik, kimyasal, manyetik, ...

4- elektromanyetik enerji santralleri - ana süreç, elektrino akışlarının dönüştürülmesidir Farklı türde enerji: mekanik, termal, elektrik.

5- titreşimli enerji santralleri - ana süreç, çalışma sıvısının rezonans titreşimleri altında enerji değişimidir. Başlangıç ​​noktası enerjidir. dış ortamözellikle atmosferik hava molekülleri.

6- gerekli enerji santralleri - ana süreç, eterin, özellikle de elektrin gazının yönlendirilmiş yoğunlaştırılmasıdır. Başlangıç ​​enerjisi eterdir.

7- şarj edilebilir enerji santralleri - ana süreç, enerjinin (elektrik, kimyasal, termal, ...) birikmesi ve pil boşaldığında geri dönüşüdür.

8- kombine enerji santralleri - belirtilen sınıflardan birine atfedilmesi zor olan birkaç farklı türde enerji salma işlemine sahip tesisler.

Bu sınıf, tüm geleneksel fosil yakıt, nükleer, hidrojen ve yeni doğal enerji tesislerini içerir.

Geleneksel olanlar şunları içerir: içten ve dıştan yanmalı motorlar, gaz ve buhar türbini tesisatları ve ayrıca çeşitli termik ve kazan tesisatları.

Nükleer enerji santralleri, enerji salınımı sürecinin radyoaktif maddelerin tamamen bozunmasıyla devam ettiği modern nükleer enerji ve ısıtma tesislerini içerir.

Hidrojen santralleri, su oluşturmak için oksijenle reaksiyona giren hidrojeni kullanır.

Listelenen enerji santralleri iyi bilinmektedir ve bunlarla ilgili çok sayıda teknik literatür vardır, bu nedenle bunları ayrıntılı olarak açıklamaya gerek yoktur.

sınırlı kullandıkları vurgulanmalıdır. Doğal Kaynaklar: kömür, petrol, gaz, uranyum... doğası gereği tüketildikleri kadar çabuk yenilenmezler. Bu tesisler, insanlığa zarar veren zararlı bir ekoloji ile karakterize edilir.

Doğal enerji tesisatları /1/ bu eksikliklerden muaftır, çünkü bir maddenin (hava, su) sadece kısmi, tasarruflu, ayrışmasını kullanırlar, çünkü% 10 - 6'lık küçük bir kütle kusuru nedeniyle kimyasal özelliklerini değiştirmezler. doğal koşullarda doldurulur.

Birkaç on yıl boyunca sıfır sonuçla geliştirilen termonükleer enerji santralleri, modern teori /1,2/'ye göre işletilemez oldukları için sınıflandırmaya dahil edilmedi.

Federal Eğitim Ajansı

SEI HPE “Pomor Eyalet Üniversitesi, V.I. M.V. Lomonosov”

Teknoloji ve Girişimcilik Fakültesi

ders taslağı

konuyla ilgili: "Nükleer santral".

Arkhangelsk 2010

Ders anahat planı

Ders konusu. Nükleer enerji santralleri.

Dersin Hedefleri:

1) Eğitim:

Tanıtmak Genel bilgi nükleer santraller hakkında;

Nükleer santrallerin cihazının bireysel unsurlarının ana önemini ortaya çıkarmak;

Kendinizi avantajlı konumlara alıştırın nükleer enerji santralleri;

Nükleer santrallerin avantaj ve dezavantajlarından bahsedin;

Öğrencileri Arkhangelsk bölgesindeki nükleer santrallerin inşası hakkında en son verilerle tanıştırmak.

2) Eğitici:

Dikkat, azim, doğruluk geliştirin.

3) Geliştirme:

Konuya bilişsel ilginin oluşumu;

Gönüllü dikkat, görsel hafıza, yapıcı düşünme geliştirin.

Ders türü: multimedya teknolojilerinin kullanımı ile ders anlatımı.

Öğretim yardımcıları, malzemeleri ve malzemeleri: bir nükleer santralin blok diyagramı.

öğretmen için- ders kitabı; tahtada çalışmak için çalışma masaları ve tebeşir, multimedya görüntülemek için ekipman.

öğrenci için- bir ders kitabı, bir kafeste bir defter, bir çalışma kitabı.

Dersler sırasında

Organizasyonel kısım - 2 dakika

Selamlar;

Derse hazır olup olmadığını kontrol etmek;

Öğrenci katılımını kontrol etmek.

Konunun sunumu, ders hedefleri - 3 dakika

Öğrencilerin dikkatini tahtaya çeken öğretmen, yazılanları sesli olarak söyler ve ders konusunu öğrenci defterine yazmalarını ister.

"Elektrik alma" konusunda daha önce kapsanan materyalin tekrarı - 5 dakika

Derste zaman kazanmak için, çalışılan materyali ön anket yöntemini kullanarak öğrencilerle pekiştirmek en iyisidir. Ancak, öğrencilerin bilgilerini güncellemek için başka biçimler ve yöntemler kullanılabilir.

Öğrencilerden aşağıdaki soruları yanıtlamaları istenir:

Elektrik kullanmanın yolları?

Jeneratör çeşitleri?

PTL - elektrik hatları;

Hangi santraller elektrik üretir?

Radyoizotop enerji kaynakları.

Yeni materyal öğrenmek - 25 dakika

Öğrencilerin önünde MS Power Point'te yapılan multimedyaya yer verilmesi.

Nükleer enerji santrali(NPP) - kontrollü bir nükleer reaksiyon sırasında salınan enerjiyi kullanarak elektrik enerjisi üretmek için tasarlanmış bir teknik yapılar kompleksi (slayt No. 1).

Öykü.

40'lı yılların ikinci yarısında, ilk atom bombasının yaratılması konusundaki çalışmaların tamamlanmasından önce bile (bildiğiniz gibi testi 29 Ağustos 1949'da gerçekleşti), Sovyet bilim adamları barışçıl kullanım için ilk projeleri geliştirmeye başladılar. atomik Enerji, genel yönü hemen elektrik enerjisi endüstrisi haline geldi.

1948'de I.V. Kurchatov ve partinin ve hükümetin görevine uygun olarak, elektrik üretmek için atom enerjisinin pratik uygulamasına ilişkin ilk çalışma başladı.

Mayıs 1950'de, Kaluga Bölgesi, Obninskoye köyü yakınlarında, dünyanın ilk nükleer santralinin inşası için çalışmalar başladı.

Dünyanın 5 MW kapasiteli ilk nükleer santrali 27 Haziran 1954'te SSCB'de Kaluga bölgesinde bulunan Obninsk şehrinde başlatıldı (2 numaralı slayt).

29 Nisan 2002'de Moskova saatiyle 11:31'de Obninsk'teki dünyanın ilk nükleer santralinin reaktörü kalıcı olarak kapatıldı. Rusya Atom Enerjisi Bakanlığı basın servisinin bildirdiği gibi, istasyon "güvenli bir durumda tutmak her yıl daha pahalı hale geldiğinden" yalnızca ekonomik nedenlerle durduruldu.

5 MW kapasiteli AM-1 (Atom barışçıl) reaktörlü dünyanın ilk nükleer santrali 27 Haziran 1954'te endüstriyel akım verdi ve neredeyse 48 yıldır başarıyla çalışarak nükleer enerjinin barışçıl amaçlarla kullanılmasının yolunu açtı. yıllar.

1958 yılında Sibirya Nükleer Santrali'nin 100 MW kapasiteli ilk aşaması devreye alındı ​​(toplam tasarım kapasitesi 600 MW). Aynı yıl Beloyarsk endüstriyel nükleer santralinin inşaatına başlandı ve 26 Nisan 1964'te 1. aşamanın jeneratörü tüketicilere akım verdi. Eylül 1964'te Novovoronezh NGS'nin 1. Ünitesi 210 MW kapasiteli işletmeye alındı. 350 MW kapasiteli ikinci ünite Aralık 1969'da işletmeye alındı. 1973'te Leningrad NGS işletmeye alındı.

SSCB dışında, 46 MW kapasiteli ilk endüstriyel amaçlı nükleer santral 1956 yılında Calder Hall'da (İngiltere) işletmeye alındı. Bir yıl sonra Shippingport'ta (ABD) 60 MW'lık bir nükleer santral devreye alındı.

2004 yılının başında dünyada faaliyette olan 441 nükleer güç reaktörü vardı, bunların 75'ine Rus TVEL OJSC yakıt sağlıyor.

Avrupa'nın en büyük nükleer santrali - Zaporozhye Nükleer Santrali. 1980 yılında inşaatına başlanan ve 2008 yılı ortalarından itibaren 6 adet Energodar (Zaporozhye bölgesi, Ukrayna) nükleer reaktör toplam 5,7 GigaWatt güce sahip.

sınıflandırma

Reaktör tipine göre.

Nükleer santraller, üzerlerine kurulan reaktörlere göre sınıflandırılır:

Yakıt atomlarının çekirdekleri tarafından nötron absorpsiyon olasılığını artırmak için özel moderatörler kullanan termal nötron reaktörleri;

Hafif su reaktörleri. Hafif su reaktörü, nötron moderatörü ve/veya soğutucu olarak sıradan H3O suyunu kullanan bir nükleer reaktördür. Sıradan su, ağır sudan farklı olarak sadece yavaşlamakla kalmaz, aynı zamanda nötronları da büyük ölçüde emer (1H + n = ²D reaksiyonuna göre);

Grafit reaktörler;

Ağır su reaktörleri. Ağır su nükleer reaktörü, soğutucu ve moderatör olarak D2O - ağır su - kullanan bir nükleer reaktördür. Döteryumun hafif hidrojenden daha düşük bir nötron absorpsiyon kesitine sahip olması nedeniyle, bu tür reaktörler gelişmiş bir nötron dengesine sahiptir, bu da doğal uranyumu güç reaktörlerinde yakıt olarak kullanmayı veya izotoplar üretmek için "ekstra" nötronları kullanmayı mümkün kılar. -aranan. "Sanayi";

Hızlı nötron reaktörleri - bir nükleer zincir reaksiyonunu sürdürmek için enerjileri > 105 eV olan nötronları kullanan bir nükleer reaktör. ;

Harici nötron kaynakları kullanan kritik altı reaktörler;

termonükleer reaktörler. Kontrollü termonükleer füzyon (CTF), patlayıcı termonükleer füzyonun (termonükleer silahlarda kullanılan) aksine kontrollü enerji elde etmek için daha hafif atom çekirdeklerinden daha ağır atom çekirdeklerinin sentezidir.

Serbest bırakılan enerji türüne göre.

Sağlanan enerji türüne göre, nükleer santraller ayrılabilir:

Yalnızca elektrik üretmek üzere tasarlanmış nükleer santraller (NGS);

Hem elektrik hem de ısı üreten nükleer kombine ısı ve enerji santralleri (ATES);

Yalnızca termal enerji üreten nükleer ısı tedarik istasyonları (AST);

Ancak, Rusya'daki tüm nükleer santraller, şebeke suyunu ısıtmak için tasarlanmış ısıtma tesislerine sahiptir.

3.3. Bir nükleer santralin ana unsurları

Bir nükleer santralin ana unsurlarından biri bir reaktördür. Dünyanın birçok ülkesinde, esas olarak termal nötronların etkisi altında uranyum U-235 fisyonunun nükleer reaksiyonlarını kullanırlar. Reaktörde uygulanmaları için yakıta (U-235) ek olarak, bir nötron moderatörü ve tabii ki reaktörden ısıyı uzaklaştıran bir soğutucu olmalıdır. VVER tipi reaktörlerde (sudan suya güç reaktörleri), moderatör ve soğutucu olarak sıradan basınçlı su kullanılır. RBMK tipi reaktörlerde (yüksek güçlü kanal reaktörü) soğutucu olarak su, moderatör olarak grafit kullanılır. Bu reaktörlerin her ikisi de önceki yıllarda elektrik enerjisi endüstrisindeki nükleer santrallerde yaygın olarak kullanılıyordu.

Reaktör ve hizmet sistemleri şunları içerir: biyolojik korumaya sahip reaktörün kendisi, ısı eşanjörleri, pompalar veya soğutucuyu dolaştıran üfleyici üniteler; sirkülasyon devresinin boru hatları ve bağlantı parçaları; nükleer yakıtı yeniden yüklemek için cihazlar; özel sistemler havalandırma, acil soğutma vb.

Hızlı nötron reaktörlerine (FN) sahip nükleer santraller, ısı ve elektrik üretmenin yanı sıra nükleer yakıtın yeniden üretimi için kullanılabilecek umut vericidir. Böyle bir nükleer santralin güç ünitesinin teknolojik şeması şekilde gösterilmiştir. BN tipi reaktör, hızlı nötron akımının salınmasıyla bir nükleer reaksiyonun gerçekleştiği aktif bir bölgeye sahiptir. Bu nötronlar, normalde nükleer reaksiyonlarda kullanılmayan U-238'den gelen elementler üzerinde etki eder ve daha sonra nükleer santrallerde nükleer yakıt olarak kullanılabilecek plütonyum Pu-239'a dönüştürür. Nükleer reaksiyonun ısısı sıvı sodyum tarafından uzaklaştırılır ve elektrik üretmek için kullanılır.

BN tipi reaktörlü bir nükleer santralin temel teknolojik şeması:

a - reaktör çekirdeğinin yürütme ilkesi;

b - teknolojik şema:

1 - reaktör; 2 – buhar jeneratörü; 3 - türbin; 4 - jeneratör; 5 - transformatör; 6 türbinli kondansatör; 7 - yoğuşma (besleme) pompası; 8 - sodyum devrelerinin ısı eşanjörü; 9 - radyoaktif olmayan sodyum pompası; 10 - radyoaktif sodyum pompası (slayt No. 3,4).

Nükleer santrallerde baca gazı emisyonu ve kül ve cüruf şeklinde atık yoktur. Bununla birlikte, daha yüksek özgül buhar tüketimi ve sonuç olarak soğutma suyunun büyük özgül tüketimleri nedeniyle, nükleer santrallerde soğutma suyuna özgül ısı salınımı TPP'lerden daha fazladır. Bu nedenle, çoğu yeni nükleer santral, soğutma suyundan gelen ısının atmosfere atıldığı soğutma kulelerinin kurulumunu sağlar.

Nükleer santrallerin çevre üzerindeki olası etkisinin önemli bir özelliği, radyoaktif atıkların bertaraf edilmesi ihtiyacıdır. Bu, insanlar üzerinde radyasyona maruz kalma olasılığını dışlayan özel mezarlıklarda yapılır. Nükleer santrallerden olası radyoaktif salımların kaza durumunda insanlar üzerindeki etkisini önlemek için ekipmanların güvenilirliğini artırmak için özel önlemler alınmış (güvenlik sistemlerinin çoğaltılması vb.) ve çevresinde sıhhi koruma bölgesi oluşturulmaktadır. bitki.

3.4. Çalışma prensibi

Bir nükleer santralin çift devreli basınçlı su reaktöründe (VVER) çalışma şeması (slayt No. 5).

Şekil, çift devreli su soğutmalı bir güç reaktörüne sahip bir nükleer santralin çalışmasının bir diyagramını göstermektedir. Reaktör çekirdeğinde açığa çıkan enerji, birincil soğutucuya aktarılır. Ayrıca, soğutucu, ikincil devre suyunu kaynayana kadar ısıttığı ısı eşanjörüne (buhar jeneratörü) pompalanır. Ortaya çıkan buhar, elektrik jeneratörlerini döndüren türbinlere girer. Türbinlerin çıkışında buhar, hazneden gelen büyük miktarda su ile soğutulduğu kondensere girer.

Basınç dengeleyici, soğutucunun termal genleşmesi nedeniyle ortaya çıkan reaktörün çalışması sırasında devredeki basınç dalgalanmalarını eşitlemeye yarayan oldukça karmaşık ve hacimli bir tasarımdır. 1. devredeki basınç 160 atmosfere kadar ulaşabilir (VVER-1000).

Suya ek olarak, erimiş sodyum veya gaz da çeşitli reaktörlerde soğutucu olarak kullanılabilir. Sodyum kullanımı, basınç dengeleyiciden kurtulmak için (su devresinden farklı olarak, sodyum devresindeki basınç atmosferik basıncı aşmaz) reaktör çekirdek kabuğunun tasarımını basitleştirmeyi mümkün kılar, ancak bununla ilgili kendi zorluklarını yaratır. bu metalin artan kimyasal aktivitesi.

Farklı reaktörler için toplam devre sayısı değişebilir, şekildeki şema VVER tipi reaktörler (Devlet Suyu Güç Reaktörü) içindir. RBMK tipi reaktörler (Yüksek Güçlü Kanal Tipi Reaktör) bir su devresi kullanır ve BN reaktörler (Hızlı Nötron Reaktörü) iki sodyum ve bir su devresi kullanır.

Buharı yoğunlaştırmak için büyük miktarda su kullanmak mümkün değilse, bir rezervuar kullanmak yerine, su, boyutları nedeniyle genellikle en görünür kısım olan özel soğutma kulelerinde (soğutma kuleleri) soğutulabilir. bir nükleer santralden.

3.5. Avantajlar ve dezavantajlar.

Avantajlar nükleer enerji santralleri:

Zararlı emisyon yok;

Radyoaktif maddelerin emisyonları kömürden birkaç kat daha azdır. benzer kapasiteye sahip istasyonlar (kömürle çalışan termik santrallerden çıkan kül, karlı çıkarımları için yeterli miktarda uranyum ve toryum içerir);

Az miktarda kullanılan yakıt ve bunun olasılığı yeniden kullanmak işlemden sonra;

Yüksek güç: birim başına 1000-1600 MW;

Düşük enerji maliyeti, özellikle ısı.

Nükleer santrallerin dezavantajları:

Işınlanmış yakıt tehlikelidir, karmaşık ve pahalı yeniden işleme ve depolama önlemleri gerektirir;

Termal nötron reaktörleri için değişken güç çalışması istenmez;

Olası bir olayın sonuçları, olasılığı oldukça düşük olmasına rağmen son derece şiddetlidir;

700-800 MW'ın altındaki kapasiteye sahip üniteler için 1 MW kurulu kapasite başına hem spesifik hem de istasyonun inşası, altyapısı ve olası tasfiye durumunda genel olarak gerekli olan büyük sermaye yatırımları.

Rusya'daki nükleer santraller.

Şu anda Rusya Federasyonu 10 adet faal nükleer santral, 15'i basınçlı su reaktörü - 9 VVER-440, 15 kanal kaynatma reaktörü - 11 RBMK-1000 ve 4 EGP-6, 1 hızlı nötron reaktörü olmak üzere toplam 23243 MW kapasiteli 31 güç ünitesini işletmektedir.

Rusya'nın 2030 yılına kadar olan taslak Enerji Stratejisi'ndeki gelişmeler, nükleer santrallerde elektrik üretiminde 4 kat artış sağlıyor.

3.7. Arttırılmış güvenlik AES-92 nükleer santral projesi.

Proje, "Çevresel Olarak Temiz Enerji" devlet programı çerçevesinde oluşturuldu. Zaporozhye, Balakovo, Güney-Ukrayna ve Kalinin nükleer santrallerinde reaktör tesisinin (V-320) önceki modelinin oluşturulması ve işletilmesindeki yerel deneyimi ve tasarım ve işletme alanındaki en son dünya başarılarını dikkate aldı. NPP'ler. Kabul edilen teknik çözümler, uluslararası sınıflandırmaya göre NPP-92'yi üçüncü nesil nükleer santrallere bağlamayı mümkün kılıyor. Bu, böyle bir nükleer santralin modern evrimsel hafif su reaktörlerine göre en gelişmiş güvenlik teknolojisine sahip olduğu anlamına gelir. Bir nükleer santral projesi geliştirirken, tasarımcılar insan faktörünün rolünü en aza indirmeye odaklandılar (slayt No. 6).

Bu kavramın uygulanması iki yönde gerçekleştirilmiştir. Öncelikle pasif güvenlik sistemleri projeye dahil edilmiştir. Bu terim, çok az veya hiç harici güç kaynağı ile çalışan ve operatör müdahalesi gerektirmeyen sistemleri ifade eder. İkinci olarak, tespit edilemeyen arıza olasılığını önemli ölçüde azaltan çift amaçlı aktif güvenlik sistemleri kavramı benimsenmiştir.

AES-92 projesinin ana avantajı, ana güvenlik işlevlerinin, çalışma prensibi bakımından farklılık gösteren iki sistem tarafından birbirinden bağımsız olarak gerçekleştirilmesidir. Çift muhafazanın (tutucu) varlığı, gerekirse, radyoaktif ürünlerin salınmasını önler ve reaktörü bir patlama dalgası veya bir uçak kazası gibi dış etkilerden korur. Bütün bunlar, sistemlerin güvenilirliğinin artması, arıza olasılığının azalması ve insan faktörünün rolünün azalması ile birlikte NGS güvenlik seviyesini arttırmaktadır.

3.8. Severodvinsk'te yüzen bir nükleer santral projesi.

Dünyanın ilk yüzen nükleer santralinin projesi başladı. Rusya, Severodvinsk'teki Sevmash tersanesinde, ülkede böyle bir görevi yerine getirebilecek tek tersane olan yüzer bir nükleer santral inşaatına başladı. PAPP, Mikhail Lomonosov'un adını taşıyacak. Rusya'nın kuzey bölgelerine ve Pasifik bölgesindeki ada devletlerine elektrik ve tatlı su sağlamak için yedi yüzer nükleer santralden oluşan bir filonun yanı sıra daha önce bu fikre ilgi gösteren bir düzine daha fazla ülkenin oluşturulması planlanıyor. Rus nükleer bilim adamları.

"Bugün bir dizi altı güç ünitesinden oluşan yüzer nükleer santrallerin inşası konusunda bir anlaşma imzalıyoruz. Onlara sadece Rusya'da değil, aynı zamanda su için kullanılabilecekleri Asya-Pasifik bölgesinde de talep var. tuzdan arındırma," diyor Kiriyenko. İlk blok bir nevi pilot proje olacak. Bununla birlikte, tüm Sevmash'a enerji sağlamasını ve ayrıca bir dizi yabancı şirketin talebini karşılamasını engellemeyecek olan düşük güçlü KLT40S reaktörüne dayanmaktadır. Reaktör kurulumları, Makine Mühendisliği Deneysel Tasarım Bürosu tarafından üretilmek üzere görevlendirildi. Afrikantov, projenin %80'i Rosatom tarafından finanse edilecek, geri kalanı Sevmash tarafından devralınacak.

Tüm projenin maliyeti şartlı olarak 200 milyon dolar seviyesinde belirlenirken, uzmanlara göre nükleer santralin geri ödeme süresi yedi yıldan fazla olmayacak. Maliyetlerin ölçeğini hayal etmek için, projenin uygulandığı finansal alanın farklı boyutlarını karakterize eden birkaç rakam vermek yeterlidir. Böylece, 2007 yılında TNPP'nin inşası için 2 milyar 609 milyon ruble tahsis edilecektir. Pilot ünitenin en geç 3,8 yıl içinde piyasaya sürülmesi planlanıyor. Her istasyon yakıt ikmali yapmadan 12-15 yıl çalışabilecek. Mobil “şarj etme” hizmetleri, bir dereceye kadar elektrik sıkıntısı yaşayan en az 12 ülkeyi kullanmaktan çekinmeyecektir. Yaklaşık dört yıl boyunca Severodvinsk tersanesinde çalışan 25.000 kişi ilk TNPP'de çalışacak.

Bu konuyla ilgili yeni bilgiler:

Devlet Şirketi Rosatom, hükümetle yüzer nükleer santral Akademik Lomonosov'un inşası için Sevmash'tan (Severodvinsk, Arkhangelsk bölgesi) Baltiysky Zavod'a (St. Petersburg), Rosenergoatom endişe raporlarına devredilmesi konusunda anlaşmaya vardı. .

Raporda, "Karar, işletmenin önemli bir iş yükünden ve çabalarını devlet savunma düzenine odaklama ihtiyacından kaynaklandı" diyor.

Basın açıklamasında belirtildiği gibi, Sevmash, düşük kapasiteli bir nükleer santralin inşası ve bir yüzer güç ünitesinin üretimi ve tedariki için genel sözleşme sözleşmelerini iptal edecek. Devam eden ve gelişmemiş tüm inşaat hacmi peşin müşteriye iade edilecektir - Rosenergoatom.

Daha önce, Rusya Federasyonu'ndaki ilk yüzer nükleer santral olan Sevmashpredpriyatie'nin inşaatının 2010 yılında tamamlanacağı bildirilmişti. Sözleşmenin maliyeti 200 milyon dolardır.Projenin %80'inin Rosenergatom fonlarından, %20'sinin de Sevmash'tan finanse edileceği varsayılmıştır. Nükleer santralin 2011 yılında devreye alınması planlandı.

Baltiysky Zavod, Rusya'nın en büyük gemi inşa şirketidir. Tesisi kontrol eden United Industrial Corporation, yaklaşık 9 milyar avro değerindeki varlıkları yönetiyor.

Sevmash gemi inşa kompleksi, Rus Donanması için nükleer denizaltıların inşası için en büyük Rus tersanesidir. Ancak, içinde son yıllar işletme, mevcut siparişlerin yürütülmesini olumsuz etkileyen finansman konusunda zorluklar yaşıyor. Bu nedenle, yüzen bir nükleer santral inşası için yeniden profil oluşturma kararının, diğer şeylerin yanı sıra Sevmaş'taki durumdan kaynaklanmış olması mümkündür (slayt No. 7).

Bilginin genelleştirilmesi ve pekiştirilmesi- 5 dakika.

Öğretmen, öğrencilerin önden sorgulama yöntemiyle çalışılan materyali pekiştirebilir. Bu amaçlar için, örneğin şu soruları kullanabilirler:

Nükleer santral nedir?

(Nükleer enerji santrali(NPP) - kontrollü bir nükleer reaksiyon sırasında açığa çıkan enerjiyi kullanarak elektrik enerjisi üretmek için tasarlanmış bir teknik yapı kompleksi);

İlk nükleer santral kaç yılında ve hangi şehirde kurulmuştur?

(1954'te Obninsk'te);

Reaktör çeşitleri nelerdir?

(Termal nötronlar üzerindeki reaktörler; hafif su üzerindeki reaktörler; grafit reaktörler; ağır su üzerindeki reaktörler; hızlı nötronlar üzerindeki reaktörler; kritik altı reaktörler; termonükleer reaktörler);

PAES nedir?

(Yüzer nükleer santral)

Dersi özetlemek - 5 dakika

Öğrencilerin öğrenme etkinliklerinin genel özellikleri, öğretmenin dersin hedeflerine ulaşılmasına ilişkin mesajı; eksikliklerin belirlenmesi ve bunları ortadan kaldırmanın yolları. Görevlilere görevlerini hatırlatmak. Öğretmen, öğrencilere eğitimsel ve bilişsel etkinlikleri için teşekkür eder ve dersi bitirir.

Kaynakça:

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

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

http://www.posternazakaz.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. Nükleer santrallerin sınıflandırılması

Nükleer santraller için en önemli sınıflandırma, devre sayısına göre sınıflandırılmasıdır. nükleer santralleri ayırt tek devre, çift devre ve üç devre. Her durumda, modern nükleer santraller motor olarak buhar türbinlerini kullanır.

Nükleer santral sisteminde, soğutucu ve çalışan vücut. Çalışan akışkan yani ısıl enerjinin mekanik enerjiye dönüşmesi ile işi yapan ortam su buharıdır. Türbine giren buharın saflığı için gereksinimler o kadar yüksektir ki, ancak tüm buharın yoğunlaşması ve kondensin çevrime geri döndürülmesi durumunda ekonomik olarak kabul edilebilir göstergelerle karşılanabilirler. Bu nedenle, herhangi bir modern termik santralde olduğu gibi, bir nükleer santral için çalışma sıvısı devresi her zaman kapalıdır ve sızıntıları ve diğer bazı kondensat kayıplarını telafi etmek için ek su sadece küçük miktarlarda girer.

Nükleer santrallerde soğutma sıvısının amacı reaktörde açığa çıkan ısıyı uzaklaştırmaktır. Yakıt elemanlarında tortu oluşmasını önlemek için yüksek saflıkta bir soğutma sıvısı gereklidir. Bu nedenle, ayrıca kapalı bir devre gerektirir ve özellikle reaktör soğutucusu her zaman radyoaktif olduğundan. Rezonans saçılması oldukça farklıdır. Bu esnek olmayan saçılma değildir. Potansiyel saçılma var, rezonans saçılma var - bu etkileşim zaten nötronların dalga seviyesinde. Burada şimdi elastik saçılmayı iki topun klasik bir çarpışma süreci olarak ele alıyoruz.

Soğutucu ve çalışma sıvısının devreleri ayrılmazsa nükleer santral denir. Tek döngü(Şekil 2.2 a). Reaktörde buhar üretimi gerçekleşir, buhar türbine gönderilir ve burada jeneratörde elektriğe dönüştürülen iş üretilir. Kondenserde tüm buhar yoğunlaştıktan sonra, kondens

a- tek devre; B- çift devre; v- üç devre;
1 - reaktör; 2 - buhar türbünü; 3 - elektrik jeneratörü; 4 - kapasitör; 5 - besleme pompası; 6 - sirkülasyon pompası; 7 - hacim dengeleyici; 8 - Buhar jeneratörü; 9 - ara ısı eşanjörü

reaktöre geri pompalanır. Bu tür reaktörler, ana sirkülasyon pompasını kurdukları soğutucunun cebri sirkülasyonu ile çalışır.

Tek devreli bir şemada, tüm ekipman, çalışmasını zorlaştıran radyasyon koşullarında çalışır. Bu tür planların en büyük avantajı, basitlikleri ve büyük verimlilikleridir. Türbin önündeki ve reaktördeki buhar parametreleri, yalnızca buhar boru hatlarındaki kayıpların değerine göre farklılık gösterir. Leningrad, Kursk ve Smolensk nükleer santralleri tek döngülü bir şemaya göre çalışıyor.

Soğutucu ve çalışma sıvısının devreleri ayrılırsa, nükleer santral denir. çift ​​devre(Şekil 2.2 B). Buna göre, soğutucu devre denir ilk, ve çalışma gövdesinin konturu - ikinci. Böyle bir şemada, reaktör, içinden pompalanan bir soğutucu ve ana sirkülasyon pompası tarafından buhar jeneratörü tarafından soğutulur. Bu şekilde oluşan soğutma sıvısı devresi radyoaktiftir; tüm tesis ekipmanını içermez, sadece bir kısmını içerir. Birincil sistem şunları içerir: hacim dengeleyici, çünkü soğutucunun hacmi sıcaklığa bağlı olarak değişir.

Çift devreli bir nükleer santralin buhar jeneratöründen gelen buhar, türbine, ardından kondansatöre girer ve buradan gelen kondens, bir pompa ile buhar jeneratörüne geri döndürülür. Bu şekilde oluşturulan ikinci devre, radyasyon olmadan çalışan ekipmanı içerir; bu, istasyonun çalışmasını kolaylaştırır. Çift döngülü NPP'de zorunlu buhar jeneratörü - cihaz, her iki konturu da ayırır, bu nedenle hem birinci hem de ikinciye eşit olarak aittir. Isıtma yüzeyinden ısı transferi, ısı taşıyıcı ile buhar jeneratöründeki kaynayan su arasında bir sıcaklık farkı gerektirir. Bir su soğutma sıvısı için bu, ilk önce muhafaza etmek anlamına gelir.

türbine sağlanan buhar basıncından daha yüksek basınç devresi. Reaktör çekirdeğindeki soğutucunun kaynamasını önleme arzusu, birincil devrede ikincil devredeki basınçtan önemli ölçüde daha yüksek bir basınca sahip olma ihtiyacına yol açar. Novovoronezh, Kola, Balakovo ve Kalinin NGS'leri iki döngülü şemaya göre çalışmaktadır.

Şekil 2'de gösterilen NPP şemasında bir soğutucu olarak. 2.2 B, gazlar da kullanılabilir. Gaz soğutucusu reaktör ve buhar jeneratöründen pompalanır. üfleyici ana sirkülasyon pompası ile aynı rolü oynayan, ancak gaz soğutucusu için suyun aksine, ilk devredeki basınç sadece ikinciden daha yüksek değil, aynı zamanda daha düşük olabilir.

Bir su soğutucusu ile tanımlanan iki tip nükleer santralin her birinin kendi avantajları ve dezavantajları vardır, bu nedenle her iki tip nükleer santral geliştirilmektedir. onların bir numarası var ortak özellikler, bunlar arasında orta basınçlı doymuş buhar üzerinde türbinlerin çalışması. Su soğutmalı tek devreli ve çift devreli nükleer santraller en yaygın olanıdır ve dünyada ağırlıklı olarak çift devreli nükleer santraller tercih edilir.

Çalışma sırasında, buhar jeneratörünün belirli bölümlerinde, özellikle buhar jeneratörü borularının kollektör ile birleşim yerlerinde veya boruların kendisinde korozyon hasarı nedeniyle sızıntılar meydana gelebilir. Birinci devredeki basınç ikinci devredekinden daha yüksekse, ikinci devrenin radyoaktif kirlenmesine yol açan bir soğutucu taşması meydana gelebilir. Belirli sınırlar içinde, böyle bir taşma bir nükleer santralin normal çalışmasını bozmaz, ancak buhar ve suyla yoğun bir şekilde etkileşime giren soğutucular vardır. Bu, hizmet verilen tesislere radyoaktif maddelerin salınması riski oluşturabilir. Böyle bir soğutucu örneğin sıvı sodyumdur. Bu nedenle, ek oluştururlar orta düzey devre, böylece acil durumlarda bile radyoaktif sodyumun su veya su buharı ile teması önlenebilir. Böyle bir nükleer santral denir üç devre(Şekil 2.2 v).

Radyoaktif sıvı metal soğutucu, reaktör ve ısıyı radyoaktif olmayan sıvı metal soğutucuya aktardığı bir ara ısı eşanjörü aracılığıyla bir pompa ile pompalanır. İkincisi, ara devreyi oluşturan sistem aracılığıyla buhar jeneratörü aracılığıyla pompalanır. Ara devredeki basınç, birinciden daha yüksek tutulur. Bu nedenle, birincil devreden ara devreye radyoaktif sodyum sızması imkansızdır. Bu bakımdan ara ve sekonder devreler arasında bir sızıntı meydana gelirse, su veya buharın teması sadece radyoaktif olmayan sodyum ile olacaktır. İkinci sistem

üç devreli bir devre için devre, iki devreli bir devreye benzer. Üç devreli nükleer santraller, büyük miktarda ekipman nedeniyle en pahalı olanlardır.

Shevchenko NPP ve Beloyarsk NPP'nin üçüncü bloğu üç döngülü şemaya göre çalışıyor.

Nükleer santrallerin devre sayısına göre sınıflandırılmasına ek olarak, aşağıdakilere bağlı olarak bireysel nükleer santral türleri ayırt edilebilir:

- reaktör tipi - termal veya hızlı nötronlarda;

- buhar türbinlerinin parametreleri ve tipi, örneğin doymuş veya aşırı ısıtılmış buhar türbinli nükleer enerji santralleri;

— soğutma sıvısının parametreleri ve tipi — gazlı soğutma sıvısı, basınçlı su soğutma sıvısı, sıvı metal soğutma sıvısı, vb.;

— Tasarım özellikleriörneğin kanal veya kap tipi reaktörler, doğal veya cebri sirkülasyonlu kaynar su vb. ile reaktör;

- reaktör moderatörünün türü, örneğin grafit veya ağır su moderatörü vb.

Bir nükleer santralin en eksiksiz özelliği, tüm sınıflandırmaları birleştirir, örneğin,

Novovoronejskaya"basınç altında su" soğutma sıvısı ve doymuş buhar türbinleri ile kap tipi bir termal nötron reaktörüne sahip çift döngülü bir nükleer enerji santrali;

Leningradskaya grafit moderatörlü ve doymuş buhar türbinli kanal tipi bir termal nötron reaktörüne sahip tek devreli bir nükleer enerji santrali;

Shevchenkovskaya sodyum soğutmalı hızlı nötron reaktörü ve aşırı ısıtılmış buhar türbinleri olan üç döngülü bir nükleer enerji santrali.

Nükleer maddelerin yayılmasının önlenmesiyle ilgili teknik sorunlar. Nükleer enerji kullanımının ekonomik yönleri. Nükleer santrallerde elektrik üretim maliyetlerinin bileşenleri. Nükleer santrallerin devreden çıkarılması. Ekonomik sonuçlar ağır kazalar Nükleer enerjinin gelişiminin sosyal yönleri.

Nükleer santraller, belirli koşullar altında belirtilen modları gözlemleyerek enerji üreten nükleer tesislerdir. Bu amaçlar için, nükleer reaktörlerin görevleri yerine getirmek için gerekli sistemler, cihazlar, ekipman ve yapılarla birlikte kullanıldığı proje tarafından tanımlanan bölge kullanılır. Hedef görevleri yerine getirmek için uzman personel dahil edilir.

Rusya'daki tüm nükleer santraller

Ülkemizde ve yurtdışında nükleer enerjinin tarihi

1940'ların ikinci yarısı, elektrik üretmek için barışçıl bir atomun kullanımını içeren ilk projenin yaratılması konusundaki çalışmaların başlamasıyla işaretlendi. 1948 yılında I.V. Partinin ve Sovyet hükümetinin görevi tarafından yönlendirilen Kurchatov, elektrik üretmek için atom enerjisinin pratik kullanımı üzerinde çalışmaya başlamayı teklif etti.

İki yıl sonra, 1950'de, Kaluga bölgesinde bulunan Obninskoye köyünden çok uzakta olmayan, gezegendeki ilk nükleer santralin inşaatı başlatıldı. 5 MW kapasiteli dünyanın ilk endüstriyel nükleer santralinin lansmanı 27.06.1954 tarihinde gerçekleşti. Sovyetler Birliği, atomu barışçıl amaçlarla kullanmayı başaran dünyadaki ilk güç oldu. İstasyon, o zamana kadar bir şehir statüsü alan Obninsk'te açıldı.

Ancak Sovyet bilim adamları orada durmadı, özellikle bu yönde çalışmaya devam ettiler, sadece dört yıl sonra, 1958'de Sibirya NGS'nin ilk aşamasının operasyonuna başlandı. Gücü, Obninsk'teki istasyondan çok daha büyüktü ve 100 MW'a ulaştı. Ancak yerli bilim adamları için bu sınır değildi, tüm çalışmaların tamamlanmasının ardından istasyonun tasarım kapasitesi 600 MW idi.

Açık alanlarda Sovyetler Birliği, nükleer santrallerin inşası o dönemde çok büyük bir boyut kazandı. Aynı yıl, ilk aşaması Nisan 1964'te ilk tüketicileri tedarik eden Beloyarsk NGS'nin inşaatı başlatıldı. Nükleer santrallerin inşasının coğrafyası, tüm ülkeyi şebekesi ile karıştırdı, aynı yıl Voronezh'deki nükleer santralin ilk ünitesini başlattılar, kapasitesi 210 MW idi, ikinci ünite beş yıl sonra 1969'da piyasaya sürüldü. 365 MW kapasiteye sahiptir. nükleer santrallerin inşasındaki patlama, Sovyet dönemi boyunca azalmadı. Yeni istasyonlar veya halihazırda inşa edilmiş ek birimler, birkaç yıllık aralıklarla piyasaya sürüldü. Böylece, zaten 1973'te Leningrad kendi nükleer santralini aldı.

Ancak, Sovyet devleti dünyada bu tür projelerde ustalaşabilen tek ülke değildi. Birleşik Krallık'ta da uyumadılar ve bu yönün beklentilerini fark ederek bu konuyu aktif olarak incelediler. Sadece iki yıl sonra, Obninsk'teki istasyonun açılmasından sonra, İngilizler barışçıl atomun geliştirilmesi için kendi projelerini başlattılar. 1956'da İngilizler, gücü Sovyet mevkidaşını aşan ve 46 MW'a ulaşan Calder-Hall kasabasında kendi istasyonlarını başlattı. Atlantik'in diğer tarafında geride kalmayan Amerikalılar, bir yıl sonra, istasyonu Shippingport'ta ciddiyetle başlattı. Tesisin kapasitesi 60 MW idi.

Bununla birlikte, barışçıl atomun gelişimi, tüm dünyanın kısa sürede öğrendiği gizli tehditlerle doluydu. İlk işaret 1979'da Three Mile Island'da meydana gelen büyük bir kazaydı, ancak ondan sonra Sovyetler Birliği'nde tüm dünyayı vuran bir felaket oldu. küçük kasabaÇernobil büyük çaplı bir felaketti, 1986'da oldu. Trajedinin sonuçları onarılamaz oldu, ancak bunun yanı sıra, bu gerçek tüm dünyayı nükleer enerjinin barışçıl amaçlarla kullanılmasının tavsiye edilebilirliğini düşündürdü.

Bu sektördeki dünya aydınları, nükleer tesislerin güvenliğini iyileştirmeyi ciddi şekilde düşünüyor. Sonuç, 15 Mayıs 1989'da Sovyet başkentinde düzenlenen kurucu meclis oldu. Meclis, nükleer santrallerin tüm operatörlerini içermesi gereken bir Dünya Birliği oluşturmaya karar verdi, genel olarak kabul edilen kısaltması WANO'dur. Kuruluş, programlarını uygularken dünyadaki nükleer santrallerin güvenlik seviyesindeki artışı sistematik olarak izler. Bununla birlikte, yapılan tüm çabalara rağmen, en modern ve ilk bakışta görünüşte güvenli nesneler bile, unsurların saldırısına dayanamaz. Deprem ve ardından gelen tsunami şeklinde kendini gösteren içsel felaket nedeniyle 2011 yılında Fukushima-1 istasyonunda bir kaza meydana geldi.

atomik karartma

NPP sınıflandırması

Nükleer santraller ürettikleri enerji tipi ve reaktör tipi olmak üzere iki kritere göre sınıflandırılmaktadır. Reaktör tipine bağlı olarak üretilen enerji miktarı, güvenlik seviyesi ve istasyonda ne tür hammaddelerin kullanıldığı belirlenir.

İstasyonların ürettikleri enerji türüne göre iki türe ayrılırlar:

Ana işlevleri elektrik enerjisi üretmektir.

Nükleer termik santraller. Burada kurulu olan ve istasyonda kaçınılmaz olan ısı kayıplarını kullanan kalorifer tesisatları sayesinde şebeke suyunun ısıtılması mümkün hale gelmektedir. Böylece bu istasyonlar elektriğin yanı sıra termal enerji de üretir.

Birçok seçeneği inceledikten sonra, bilim adamları en rasyonel olanın şu anda dünya çapında kullanılan üç çeşidi olduğu sonucuna vardılar. Birkaç yönden farklılık gösterirler:

1. Kullanılan yakıt;
2. Uygulanan soğutucular;
3. Gerekli sıcaklığı korumak için çalıştırılan çekirdekler;
4. Bozunma sırasında salınan ve bir zincirleme reaksiyonu desteklemek için çok gerekli olan nötronların hızındaki azalmayı belirleyen bir tür moderatör.

En yaygın tip, yakıt olarak zenginleştirilmiş uranyum kullanan reaktördür. Burada soğutucu ve moderatör olarak normal veya hafif su kullanılır. Bu tür reaktörlere hafif su denir, iki türü vardır. İlkinde, türbinleri döndürmek için kullanılan buhar, kaynar su reaktörü adı verilen aktif bir bölgede üretilir. İkincisinde, birincil devreye ısı eşanjörleri ve buhar jeneratörleri aracılığıyla bağlanan harici devrede buhar üretimi gerçekleşir. Bu reaktör, geçen yüzyılın ellili yıllarında geliştirilmeye başlandı, onların temeli ABD ordusu programlarıydı. Aynı zamanda, yaklaşık olarak aynı zamanda, Soyuz, bir grafit çubuğun moderatör olarak hareket ettiği bir kaynar su reaktörü geliştirdi.

Pratikte uygulama bulan bu tip bir moderatörlü reaktör tipidir. Gaz soğutmalı bir reaktörden bahsediyoruz. Tarihi kırklı yılların sonlarında, XX yüzyılın ellili yıllarının başlarında başladı, başlangıçta bu türün gelişimi nükleer silahların üretiminde kullanıldı. Bu bağlamda, bunun için iki tür yakıt uygundur, bunlar silah sınıfı plütonyum ve doğal uranyumdur.

Ticari başarının eşlik ettiği son proje, soğutucu olarak ağır suyun kullanıldığı ve yakıt olarak zaten aşina olduğumuz doğal uranyumun kullanıldığı bir reaktördü. Başlangıçta, birkaç ülke bu tür reaktörler tasarladı, ancak sonuç olarak, üretimleri Kanada'da yoğunlaştı ve bu ülkede büyük miktarda uranyum birikintisinin bulunmasının nedeni bu.

Toryum nükleer santralleri - geleceğin enerjisi mi?

Nükleer reaktör türlerinin iyileştirme tarihi

Gezegendeki ilk nükleer santralin reaktörü, istasyonun uzun süreli ve kusursuz çalışması sırasında kanıtlanmış olan çok makul ve uygulanabilir bir tasarımdı. Kurucu unsurları arasında şunlar vardı:

1. yan su koruması;
2. duvar kasası;
3. kapak;
4. prefabrik kollektör;
5. yakıt kanalı;
6. üst plaka;
7. grafit duvarcılık;
8. alt tabak;
9. dağıtım manifoldu.

TVEL kaplama ve teknolojik kanallar için ana yapısal malzeme olarak paslanmaz çelik seçilmişti, o zamanlar 300°C sıcaklıkta çalışmaya uygun olabilecek zirkonyum alaşımları bilinmiyordu. Böyle bir reaktörün soğutulması, su ile gerçekleştirilirken, sağlandığı basınç 100°C idi. Bu durumda, oldukça ılımlı bir parametre olan 280°C'lik bir sıcaklıkta buhar serbest bırakıldı.

Bir nükleer reaktörün kanalları, tamamen değiştirilebilecek şekilde tasarlandı. Bunun nedeni, yakıtın faaliyet bölgesinde harcanan zamandan kaynaklanan kaynağın sınırlandırılmasıdır. Tasarımcılar, ışınlama altındaki faaliyet bölgesinde bulunan yapısal malzemelerin tüm kaynaklarını, yani yaklaşık 30 yıl boyunca çalışabileceklerini beklemek için hiçbir neden bulamadılar.

TVEL'in tasarımına gelince, tek taraflı soğutma mekanizmalı borulu bir versiyonun kullanılmasına karar verildi.

Bu, bir yakıt elemanı arızası durumunda fisyon ürünlerinin devreye girme olasılığını azalttı. TVEL kaplamasının sıcaklığını düzenlemek için, bir ılık su matrisi vasıtasıyla dağılmış taneler formuna sahip bir uranomolibden alaşımından bir yakıt bileşimi kullanıldı. Bu şekilde işlenen nükleer yakıt, son derece güvenilir yakıt elemanlarının elde edilmesini mümkün kıldı. yüksek termal yükler altında çalışabilir.

Kötü şöhretli Çernobil nükleer santrali, barışçıl nükleer teknolojilerin geliştirilmesinde bir sonraki tura örnek teşkil edebilir. O zaman, yapımında kullanılan teknolojiler en gelişmiş ve dünyadaki en modern reaktör tipi olarak kabul edildi. RBMK-1000 reaktöründen bahsediyoruz.

Böyle bir reaktörün termal gücü 3200 MW'a ulaşırken, elektrik gücü 500 MW'a ulaşan iki turbojeneratöre sahiptir, bu nedenle bir güç ünitesinin elektrik gücü 1000 MW'dır. Zenginleştirilmiş uranyum dioksit, RBMK için yakıt olarak kullanıldı. İşlemin başlamasından önceki ilk durumda, bu tür bir yakıtın bir tonu yaklaşık 20 kg yakıt, yani uranyum - 235 içerir. Reaktöre sabit uranyum dioksit yüklemesi ile maddenin kütlesi 180 tondur.

Ancak yükleme işlemi toplu değildir, zaten bizim TVEL tarafından iyi bilinen reaktöre yakıt elemanları yerleştirilir. Aslında, oluşturulması için bir zirkonyum alaşımının kullanıldığı tüplerdir. İçerik olarak, silindirik bir şekle sahip uranyum dioksit tabletleri içerirler. Reaktör aktivite bölgesinde, her biri 18 yakıt elemanını birleştiren yakıt gruplarına yerleştirilirler.

Böyle bir reaktörde 1700'e kadar bu tür düzenek vardır ve bunlar, dikey şekilli teknolojik kanalların bu amaçlar için özel olarak tasarlandığı bir grafit duvar içine yerleştirilmiştir. İçlerinde, RMBC'de rolü su tarafından oynanan soğutma sıvısı dolaşır. Sekiz adet olan sirkülasyon pompalarına maruz kaldığında bir su girdabı oluşur. Reaktör şaftın içine yerleştirilmiştir ve grafik duvar, 30 mm kalınlığında silindirik bir gövde içinde yer almaktadır. Tüm aparatın desteği, altında bir havuzun bulunduğu beton bir tabandır - kazayı lokalize etmeye yarayan bir fıskiye.

Üçüncü nesil reaktörler ağır su kullanır

Ana unsuru döteryumdur. En yaygın tasarıma CANDU denir, Kanada'da geliştirilmiştir ve dünya çapında yaygın olarak kullanılmaktadır. Bu tür reaktörlerin çekirdeği, yatay pozisyon ve ısıtma odasının rolü silindirik tanklar tarafından oynanır. Yakıt kanalı tüm ısıtma odası boyunca uzanır, bu kanalların her biri iki eş merkezli boruya sahiptir. Dış ve iç borular vardır.

İç boruda, yakıt soğutucu basıncı altındadır, bu da çalışma sırasında reaktöre ilave yakıt ikmali yapmayı mümkün kılar. Moderatör olarak D20 formüllü ağır su kullanılmaktadır. Kapalı bir çevrim sırasında, yakıt demetleri içeren reaktörün borularından su pompalanır. Nükleer fisyon sonucunda ısı açığa çıkar.

Ağır su kullanırken soğutma döngüsü, normal suyun ağır su tarafından salınan ısıdan kaynadığı ve bunun sonucunda yüksek basınçlı buharın oluştuğu buhar jeneratörlerinden geçmekten oluşur. Kapalı bir soğutma döngüsü ile sonuçlanan reaktöre geri dağıtılır.

Bu yol boyunca, kullanılan ve kullanılmakta olan nükleer reaktör türlerinin adım adım iyileştirilmesi oldu. çeşitli ülkeler Barış.