Імовірність того, що теплові нейтрони будуть поглинені ураном позначимо θ. Цю величину називають коефіцієнтом використання теплових нейтронів. Тоді число теплових нейтронів, поглинених ураном, буде рівним n εφθ .

На кожне поглинання ураном теплового нейтрона утворюється η нових швидких нейтронів. Отже, наприкінці аналізованого циклу кількість швидких нейтронів, що утворилися від розподілу, виявилося рівним n εφθη .

Коефіцієнт розмноження нейтронів у нескінченному середовищі, таким чином, дорівнює

Рівність (3.4) називають формулою чотирьох співмножників. Воно розкриває залежність К∞ від різних факторів, що зумовлюють розвиток ланцюгової ядерної реакції у суміші урану та сповільнювача.

У реальному середовищі, що розмножується, має кінцеві розміри, неминучий витік нейтронів, який не враховувався при введенні формули для K∞. Коефіцієнт розмноження нейтронів для середовища кінцевих розмірів називають ефективним коефіцієнтом розмноження Kеф; при чому він, як і раніше, визначається як відношення числа нейтронів даного покоління до відповідного числа нейтронів попереднього покоління. Якщо через Рз і Рд позначити ймовірність уникнення витоку нейтронів у процесі уповільнення та дифузії відповідно, то можна записати

Kеф = K∞ Рз Рд. (3.5)

Очевидно, що умовою підтримки ланцюгової реакції в середовищі кінцевих розмірів буде співвідношення Кеф ≥ 1. Твір РзРд завжди менше одиниці, тому для здійснення ланцюгової реакції, що самопідтримується, в системі кінцевих розмірів необхідно, щоб К∞ був завжди більше одиниці.

Витік нейтронів із реактора залежить від його геометричних розмірів. Так як народження нейтронів відбувається у всьому обсязі активної зони, а витік їх тільки через поверхню реактора, то, очевидно, зі збільшенням лінійних розмірів реактора, відносна частка нейтронів, втрачених через поверхню, зменшується, а ймовірності уникнення витоку зростають.

Мінімальний розмір реактора, при якому можна здійснити ланцюгову реакцію, що самопідтримується, називається критичним розміром.

Таким чином, умова критичності реакторів запишеться у вигляді

1 = К∞РзРд.

При дотриманні умови (3.5) кількість нейтронів, що утворюються при розподілі урану, дорівнює кількості нейтронів, що залишили реактор, поглинених матеріалами при процесах уповільнення і дифузії. У випадку, коли Кеф>1, кількість нейтронів у реакторі безперервно зростатиме. У підкритичному реакторі Кеф< 1.

Рівняння балансу нейтронів (для критичного реактора запишеться як

, (3.6)

D – коефіцієнт дифузії нейтронів

Ф – нейтронний потік

S – кількість народжених теплових нейтронів.

Кількість теплових нейтронів S визначається виходячи з наступного. На один тепловий нейтрон, поглинений у матеріалах активної зони реактора, кількість теплових нейтронів, поглинених ураном, буде θ, а на одне поглинання теплового нейтрону ураном утворюється швидких нейтронів. Значить кількість швидких нейтронів дорівнюватиме θη. Ці нейтрони можуть зробити розподіл при коефіцієнті розмноження ε, тоді остаточно число швидких нейтронів дорівнюватиме θηε. Швидкі нейтрони у процесі уповільнення уникають резонансне поглинання з ймовірністю і витік з коефіцієнтом Рз. Значить кількість теплових нейтронів, що утворилися, буде дорівнює θηεφРз.

Таким чином, при загальному поглинанні теплових нейтронів в одиниці об'єму матеріалами активної зони, що дорівнює ΣаФ, знову утворюються теплові нейтрони ΣаФθηεφРз. Остаточно кількість теплових нейтронів визначиться так:

(3.7)

Враховуючи формулу (3.7), рівняння балансу нейтронів (3.6) перепишеться як

(3.8)

(3.9)

У рівнянні (3.9) величину, що залежить від властивостей матеріалів, називають матеріальним параметром та позначають В2

(3.10)

тоді залежність (3.8) перепишеться так

(3.11)

Обидва рівняння (3.10) та (3.11), отримані на підставі рівняння балансу нейтронів для стаціонарного випадку, відповідають критичному реактору, в якому ефективний коефіцієнт розмноження дорівнює одиниці (Кеф = 1). Беручи до уваги, що з рівняння (3.10) випливає

де L - Довжина дифузії.

З рівнянь (3.12) слід, що можливість уникнення витоку нейтронів у процесі дифузії визначається виразом (1 + В2L2)-1. Імовірність уникнення витоку нейтронів у процесі уповільнення обчислюється на підставі розгляду процесу уповільнення та виявляється рівною

де - величина, звана віком нейтронів і має розмірність см2.

В загальному виглядіколи коефіцієнт розмноження в реакторі відрізняється від одиниці, рівняння (3.12) запишеться наступним чином:

(3.14)

Рівняння (3.14) є основним рівнянням реактора, що розкриває залежність ефективного коефіцієнта розмноження нейтронів від складу та розмірів активної зони. Це рівняння справедливе для гомогенного та гетерогенного реакторів. Особливість гетерогенності активної зони відбивається у підході до розрахунку параметрів рівняння чотирьох співмножників, саме величин ε, φ і θ.

При стаціонарному процесі

(3.15)

де М2 = L2 + τ величина, яка називається площею міграції, см2.

Рішення рівняння (3.11) дає змогу визначити величину В2. В даному випадку цей параметр є функцією розмірів та геометричної форми активної зони. Зокрема, для циліндричного реактора

(3.16)

де R – радіус, а Н – висота активної зони. У разі величина В2 називається геометричним параметром .

Так як обидва значення В2, отримані за рівняннями (3.10) і (3.16), відповідають критичному реактору, то для такого стану реактора матеріальний параметр повинен дорівнювати геометричному. На підставі цього залежно від заданих умов рівняння (3.15) використовується для вирішення двох типів завдань: для визначення складу активної зони, якщо задані її розміри та геометрія, та для визначення розмірів реактора у разі заданого складу активної зони.

При розв'язанні задач першого типу обчислюється значення геометричного параметра. Наприклад, для циліндричного реактора – за формулою (3.16). У цьому випадку склад активної зони, наприклад, збагачення урану ізотопом 235U, визначається рівняння (3.15) шляхом попередньої оцінки збагачення та розрахунку для кожного випадку величини Кеф.

При розв'язанні задач другого типу порядок розрахунку може бути прийнятий наступним. За складом активної зони, що характеризується збагаченням урану, видом сповільнювача, конструкційними матеріалами та ін, обчислюються значення К∞, τ і L2. Розмір геометричного параметра В2 для заданого значення Кеф перебуває шляхом графічного розв'язання рівняння (3.15). І тут попередньо задаються кількома значеннями В2 і будують графік Кэф = f(B2).

Визначивши величину теплової енергії , a L2 характеризує відстань по прямій, пройдену тепловим нейтроном до точки захоплення. Чим більше ці відстані, тим менша ймовірність того, що нейтрон уникне витоку в процесах уповільнення і дифузії, тобто тим більше повинні бути розміри реактора, при яких забезпечується ланцюгова реакція, що самопідтримується.

Наприклад, реактор, де як сповільнювач використовується звичайна вода, за інших рівних умов матиме значно менші розміри, ніж реактор з графітовим сповільнювачем, так як для води L = 2,73 см і τ = 31 см2, а для графіту L = 54 см та τ = 364 см2.

3.2.1.3. НЕЙТРОННИЙ ПОТІК

Рішення рівняння (3.11) призводить також до залежності, що характеризує розподіл нейтронного потоку обсягом активної зони. Для циліндричного реактора з висотою Н радіусом R ця залежність має вигляд

(3.17)

де Фmax – значення нейтронного потоку у центрі активної зони;

h, r – поточні координати по висоті та радіусу активної зони;

Поточне значення функції Бесселя нульового порядку першого роду.

Максимальне значення потоку теплових нейтронів у реакторі без відбивача встановлюється в геометричному центрі активної зони і поступово зменшується до нуля з наближенням до екстраполованих її кордонів. У циліндричному реакторі зміна нейтронного потоку по висоті при r = 0, коли Jо(0) = 1, відбуватиметься залежно

(3.18)

Коефіцієнт нерівномірності нейтронного потоку за висотою активної зони визначається так:

(3.19)

Коефіцієнт нерівномірності нейтронного потоку по радіусу циліндричного реактора дорівнюватиме

(3.20)

Добуток коефіцієнтів Kh і Kr називається коефіцієнт нерівномірність нейтронного потоку за обсягом активної зони

(3.21)

за відомим значеннямкоефіцієнтів нерівномірності нейтронного потоку та при заданому значенні середнього нейтронного потоку можна визначити величину максимального нейтронного потоку в реакторі

Фmax = KvФcр, (3.22)

де Фср – середній нейтронний потік реакторі, віднесений до обсягу активної зони. Середня величинанейтронного потоку може бути визначено на підставі наступного. Число поділів урану в 1 см3 за 1 с становить ΣfФср, а загальне числоподілів у всьому обсязі активної зони дорівнюватиме ΣfФсрVаз. Якщо потужності 1 кВт відповідає 3,1∙1013 поділів за секунду, то потужність реактора можна виразити рівнянням

, (3.23)

(3.24)

Середні значення нейтронних потоків в енергетичних реакторах знаходяться в межах 1012 - 1014 .

У працюючому реакторі має місце витік нейтронів із активної зони. Для зменшення цього витоку реактор оточують відбивачем. Нейтрони, що потрапили у відбивач, частково розсіюються назад у активну зону і цим досягається «економія» нейтронів.

Отриману «економію» нейтронів за рахунок установки відбивача можна використовувати за двома напрямками: або зменшити розміри активної зони, не змінюючи її складу, або, залишаючи незмінними розміри, зменшити збагачення пального ізотопом, що ділиться. В обох випадках виходить зменшення загального завантаження ізопу урану. Не менш важлива роль відбивача для енергетичних реакторів полягає у суттєвому вирівнюванні розподілу потоку теплових нейтронів обсягом активної зони.

При витоку з реактора швидких нейтронів завдяки уповільненню їх у матеріалі відбивача нейтрони можуть потрапити назад у реактор тепловими. Це призводить до збільшення потоку теплових нейтронів поблизу межі активної зони. Матеріал відбивача повинен володіти тими ж якостями, що й уповільнювач, а саме: хорошими властивостями, що сповільнюють і розсіюють. Тому часто для сповільнювача і відбивача застосовують одну і ту ж речовину.

Ефективний коефіцієнт розмноження реактора з відбивачем визначається за тією самою формулою (3.14), що для реактора без відбивача. Однак у цьому разі розрахунку геометричного параметра В2 фактичні розміри активної зони збільшуються на величину ефективної добавки. Наприклад, для циліндричного реактора матиме

(3.25)

R" = R + Δ. (3.26)

При такому способі розрахунку реактор з відбивачем замінюється «голим» реактором, розміри якого перевищують розміри активної зони фактичного реактора на величину ефективної добавки.

Коефіцієнти нерівномірності нейтронного потоку активної зони циліндричного реактора за наявності відбивача визначаються за формулами:

По висоті реактора

По радіусу реактора

За наявності відбивача, як випливає з (3.27) та (3.28), коефіцієнти нерівномірності нейтронного потоку зменшуються, отже, енерговиділення за обсягом активної зони буде більш рівномірним.

ПИТАННЯ ДЛЯ САМОПРОВІРКИ

1. З яких елементарних частинок складається атом та ядро ​​атома?

2. Яка маса протона та нейтрона?

3. Що таке атомна одиниця маси?

4. Що таке дефект маси та енергія зв'язку ядра?

5. Як змінюється енергія зв'язку нуклонів у ядрі від масового числа ядра?

6. Що таке швидкі та теплові нейтрони? Чим вони характеризуються?

7. Чому уран-235 ділиться, а уран-238 не ділиться під час захоплення теплового нейтрона?

8. Що розуміється під мікроскопічним та макроскопічним ефективним перетином ядер?

9. Як змінюються мікроскопічні перерізи поділу та поглинання ядер урану-235 та урану-238 залежно від енергії нейтрону?

10. Що розуміємо під нейтронним потоком?

11. Як визначається кількість поглинань і поділів ядер урану під час захоплення ними нейтронів?

12. Виразіть потужність реактора через нейтронний потік.

13. Напишіть рівняння балансу теплових нейтронів та поясніть його складові.

14. Що є джерелом теплових нейтронів у реакторі?

15. Як визначається витік нейтронів при їх уповільненні та дифузії?

16. Що розуміється під ефективним коефіцієнтом розмноження нейтронів Кеф?

17. Поясніть величини, що входять до рівняння для Кеф.

18. Розкажіть порядок розв'язання рівняння для Кеф реактора при заданому збагаченні урану?

19. Яким є порядок вирішення рівняння для Кеф реактора при заданих геометричних параметрах активної зони?

20. Які залежності характеризують зміну нейтронного потоку по висоті та радіусу активної зони реактора?

21. Яким є вплив відбивача нейтронів на нейтронний потік у реакторі?

3.2.2. КОНСТРУКЦІЇ ЕНЕРГЕТИЧНИХ РЕАКТОРІВ

І ТЕХНОЛОГІЧНІ СХЕМИ ЯЕУ

3.2.2.1. ПРИСТРІЙ РЕАКТОРА

Створення гомогенного реактора пов'язане зі значними технічними труднощами, тому в даний час всі енергетичні реактори, що працюють, будуються і проектуються, є гетерогенними.

Основна частина реактора – активна зона. Активною зоною ядерного реактора називають комплект складальних одиниць, який створює умови для ініціювання та підтримки керованої ланцюгової реакції розподілу ядер. Розміри активної зони повинні бути такими, щоб ланцюгова реакція при збагаченні урану підтримувалася протягом усього періоду роботи реактора і при яких забезпечувалося б надійне відведення тепла при заданій потужності реактора.

В активній зоні розміщено ядерне паливо (пальне). Як паливо застосовують уран та його сплави, а також плутоній та його сплави. У гетерогенних реакторах паливо використовується у вигляді стрижнів, пластин і т. д. (рис. 3.2), у гомогенних - у вигляді розчину солей урану і т. д. .), який служить зниження енергії нейтронів поділу.

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

Рис. 3.3. Типи тепловиділяючих елементів:

а - стрижневий; б – пластинчастий; в – кулястий; г – трубчастий; д – циліндричний блок; е - масив палива з трубками;

1 – паливний матеріал; 2 – оболонка; 3 – наконечник; 4 – край; 5 – теплоносій

Колектори та тракт розподілу потоку теплоносія, настановні деталі-хвостовики, кожух або каркас, захисні пробки та деталі транспортно-технологічного призначення.

Рис. 3.5. Робоча касета реактора ВВЕР – 440:

1 – хвостовик; 2, 3 – нижня та середня дистанційні решітки; 4 – труба-чохол касети; 5 – ТВЕЛ; 6 – верхні дистанційні грати; 7 – центральна трубка; 8 – головка; 9 – пружинні фіксатори; 10 – штир

Тепловиділяюча збірка або касета встановлюється в технологічний канал ядерного реактора, в якому здійснюються підведення, відведення та організація направленого потоку теплоносія, що омиває ТВЕЛ, забезпечується можливість завантаження та вивантаження ТВС або касет.

Вона складається з хвостовика, головки та шестигранної труби-чохла, з поміщеними в ній 126 ТВЕЛ, які розташовані по трикутній решітці з кроком 12,2 мм. Фіксація ТВЕЛ в касеті здійснюється дистанційними решітками: нижньою (несучою), верхньою та середніми напрямними решітками, виконаними з нержавіючої сталі. Ці решітки механічно пов'язані між собою центральною трубою із цирконієвого сплаву. Нижні кінці ТВЕЛ жорстко закріплені в нижній решітці, що несе, верхні кінці входять в отвори верхньої решітки без закріплення для забезпечення їх вільного температурного розширення. У головці касети є шість пружинних фіксаторів для утримання від спливання і компенсації температурних розширень. Конструкція хвостовика забезпечує орієнтування та фіксацію касети по куту в плані та посадку її в гнізді кошика. Маса робочої касети 220 кг, маса VО2 у касеті 127 кг.

Частину ядерного реактора, що представляє собою посудину, призначену для розміщення в ньому активної зони та внутрішньокорпусних пристроїв, що має патрубки для підведення та відведення теплоносія, а також пристрої герметизації внутрішньореакторного простору називають корпусом ядерного реактора. Знімну частину ядерного реактора, призначену для перекриття корпусу та сприймає внутрішній тиск у реакторі, називають кришкою ядерного реактора.

Вузол головного ущільнення ядерного реактора є складальну одиницю з накидним фланцем і ущільненням роз'єму кришки та корпусу ядерного реактора, що забезпечує герметичність ядерного реактора у всіх режимах його роботи.

Кільце, яким здійснюється з'єднання кришки ядерного реактора з корпусом і зминання внутрішніх прокладок, називають кільцем натискним головного ущільнення ядерного реактора.

6. Що таке теплові та швидкі реактори?

7. Які переваги та недоліки АЕС з киплячими реакторами?

8. Які переваги та недоліки мають реактори, які використовують як теплоносій рідкі метали?

9. Зобразіть важливі технологічні схемиядерних енергетичних установок: АЕС із ВВЕР; АЕС із РБМК; АТЕЦ; АЕС та БН; АСТ; АСПТ.

10. Яке призначення мають стрижні регулювання?

11. Яке призначення мають комплексні стрижні?

12. Чому реактори на швидких нейтронах перспективні?

13. Які гази використовуються як теплоносії?

14. Яке призначення має стіна касети?

15. Як розташовується паливо у ТВЕЛ?

Принципи класифікації енергоустановок. Класи, підкласи, групи, підгрупи.

Класифікація енергоустановок

ЧАСТИНА ДРУГА

ЕНЕРГОУСТАНОВКИ,
ПРАЦЮЮЧІ НА
ВІЛЬНОЇ ЕНЕРГІЇ

Клас– визначається за основним процесом і видом вихідної (споживаної) енергії.

Підклас- Визначається по характерним особливостямта прийнятим (звичних) найменувань.

Група- Визначається по виду виробленої (виробляється) енергії.

Підгрупа- Визначає тип установки за конструктивними відмінностями.

Залежно від специфічних особливостей і стану розробок зазначений поділ не завжди може дотримуватися. Основних класів – вісім:

1- термічніенергоустановки: у них основний процес енерговиділення – фазовий перехід вищого роду (ФПВР), тобто – часткове чи повне розщеплення атомів на елементарні частки – електрино та електрони. Вихідна енергія – це потенційна енергія зв'язку елементарних частинок атомі – енергія, акумульована у речовині.

2- природніенергоустановки, тобто установки, що використовують енергію природних явищбезпосередньо.

3- коріолісовіенергоустановки – основний процес виробництва енергії пов'язаний із саморозкруткою ротора коріолісовими силами. Вихідна енергія радіального потоку речовини може бути різною: гідравлічна, хімічна, магнітна,...

4- електромагнітніенергоустановки – основний процес – перетворення потоків електроенергії різні видиенергії: механічну, теплову, електричну.

5- віброрезонансніенергоустановки – основний процес – енергообмін робочого тіла за умов резонансу коливань. Вихідною є енергія зовнішнього середовищазокрема, молекул атмосферного повітря.

6- ефірніенергоустановки – основний процес – спрямоване згущення ефіру, зокрема електринного газу. Вихідна енергія – ефіру.

7- акумуляторніенергоустановки – основний процес – акумуляція енергії (електричної, хімічної, теплової,...) та віддача її за розряду акумулятора.

8- комбінованіенергоустановки – установки з декількома різнотипними процесами енерговиділення, які важко віднести до одного із зазначених класів.

До цього класу входять усі традиційні енергоустановки на органічному паливі, ядерні, водневі та нові установки природної енергетики.

До традиційних відносяться: двигуни внутрішнього та зовнішнього згоряння, газо- та паротурбінні установки, а також різні теплові, котельні установки.

До ядерних відносяться сучасні атомні електро- та теплостанції, на яких процес енерговиділення йде з повним розпадом радіоактивних речовин.

Водневі енергоустановки використовують водень, який у реакції з киснем дає воду.

Перераховані енергоустановки досить відомі і є багато технічної літератури, тому немає необхідності їх докладно описувати.

Слід наголосити, що в них використовуються обмежені природні ресурси: вугілля, нафту, газ, уран..., що не поповнюються природою так швидко, як вони витрачаються. Для цих установок характерна неповна екологія, згубна для людства.

Установки природної енергетики /1/ вільні від зазначених недоліків, оскільки використовують лише частковий, щадний, розпад речовини (повітря, вода) без зміни хімічних властивостей унаслідок малого дефекту маси порядку 10 -6 %, який заповнюється у природних умовах.

Термоядерні енергоустановки, якими розробки ведуться вже кілька десятиліть з нульовим результатом, у класифікацію не потрапили, оскільки відповідно до сучасної теорії /1,2/ вони непрацездатні.

Федеральне агентство з освіти

ГОУ ВПО “Поморський державний університет ім. М.В.Ломоносова”

Факультет технології та підприємництва

План-конспект уроку

на тему: “Атомна електростанція”.

Архангельськ 2010

План конспект уроку

Тема уроку. Атомні електростанції.

Цілі уроку:

1) Навчальна:

Познайомити з загальними відомостямипро атомні електростанції;

Розкрити основне значення окремих елементів устрою атомних електростанцій;

Ознайомити із вигідними місцями розташування атомних електростанцій;

Розповісти про переваги та недоліки атомних електростанцій;

Ознайомити учнів із останніми даними про будівництво атомних електростанцій в Архангельській області.

2) Виховна:

Виховати уважність, усидливість, акуратність.

3) Розвиваюча:

формування пізнавального інтересу до предмета;

Розвинути довільну увагу, зорову пам'ять, конструктивне мислення.

Тип уроку:лекція із використанням засобів мультимедійних технологій.

Навчальні посібники, приладдя та матеріали:структурна схема атомної електростанції

Для вчителя- Підручник; навчальні таблиці та крейда для роботи на дошці, обладнання для показу мультимедіа.

Для учня- Підручник, зошит у клітку, робочий зошит.

Хід уроку

Організаційна частина – 2 хвилини

Вітання;

Перевірка готовності до уроку;

Перевірка явки учнів.

Повідомлення теми, цілей уроку – 3 хвилини

Звертаючи увагу учнів на дошку, вчитель уголос промовляє написане і просить їхню тему уроку записати в себе в учнівський зошит.

Повторення раніше пройденого матеріалу на тему «Отримання електроенергії» - 5 хвилин

З метою економії часу на лекції закріплення вивченого матеріалу з учнями краще проводити за допомогою методу фронтального опитування. Однак можуть бути використані й інші форми та методи актуалізації знань учнів.

Учням пропонується відповісти на запитання:

Способи застосування електроенергії?

Типи генераторів?

ЛЕП – лінії електропередач;

На яких електростанціях виробляється електроенергія?

Радіоізотопні джерела енергії.

Вивчення нового матеріалу – 25 хвилин

Увімкнення мультимедіа, зробленого в MS Power Point перед учнями.

Атомна електростанція(АЕС) – комплекс технічних споруд, призначених для вироблення електричної енергії шляхом використання енергії, що виділяється при контрольованій ядерній реакції (слайд №1).

Історія.

У другій половині 40-х рр., ще до закінчення робіт із створення першої атомної бомби (її випробування, як відомо, відбулося 29 серпня 1949 року), радянські вчені розпочали розробку перших проектів мирного використання атомної енергії, генеральним напрямом якого одразу стала електроенергетика.

У 1948 р. на пропозицію І.В. Курчатова і відповідно до завданням партії та уряду розпочалися перші роботи з практичного застосування енергії атома для отримання електроенергії.

У травні 1950 року поблизу селища Обнінське Калузької області розпочалися роботи з будівництва першої у світі АЕС.

Перша у світі атомна електростанція потужністю 5 МВт була запущена 27 червня 1954 року в СРСР, місті Обнінськ, розташованому в Калузької області (слайд №2).

29 квітня 2002 р., об 11 год. 31 м. за московським часом, був назавжди заглушений реактор першої у світі АЕС в Обнінську. Як повідомила прес-служба Мінатому Росії, станцію було зупинено виключно з економічних міркувань, оскільки "підтримка її в безпечному стані з кожним роком ставала дедалі дорожчою".

Перша у світі атомна електростанція з реактором АМ-1 (Атом мирний) потужністю 5 МВт дала промисловий струм 27 червня 1954 р. і відкрила дорогу використанню атомної енергії у мирних цілях, успішно пропрацювавши майже 48 років.

У 1958 була введена в експлуатацію перша черга Сибірської АЕС потужністю 100 МВт (повна проектна потужність 600 МВт). У тому ж році розгорнулося будівництво Білоярської промислової АЕС, а 26 квітня 1964 року генератор 1-ї черги дав струм споживачам. У вересні 1964 був пущений 1-й блок Нововоронезької АЕС потужністю 210 МВт. Другий блок потужністю 350 МВт запущено у грудні 1969. У 1973 р. запущено Ленінградську АЕС.

За межами СРСР перша АЕС промислового призначення потужністю 46 МВт була введена в експлуатацію в 1956 році в Колдер-Холлі (Великобританія). Через рік почала працювати АЕС потужністю 60 МВт у Шиппінгпорті (США).

На початок 2004 року у світі діяв 441 енергетичний ядерний реактор, російське ВАТ «ТВЕЛ» постачає паливо для 75 з них.

Найбільша АЕС у Європі - Запорізька АЕС. Енергодар (Запорізька область, Україна), будівництво якої розпочато у 1980 р. та на середину 2008 р. працюють 6 атомного реакторасумарною потужністю 5,7 ГігаВат.

Класифікація.

На кшталт реакторів.

Атомні електростанції класифікуються відповідно до встановлених на них реакторів:

Реактори на теплових нейтронах, що використовують спеціальні сповільнювачі збільшення ймовірності поглинання нейтрона ядрами атомів палива;

Реактори легкої води. Легководний реактор - ядерний реактор, в якому для уповільнення нейтронів та/або як теплоносій використовується звичайна вода H3O. Звичайна вода, на відміну важкої води, як уповільнює, а й у значною мірою поглинає нейтрони (за реакції 1H + n = ²D).;

Графітові реактори;

Реактори на тяжкій воді. Тяжководний ядерний реактор - ядерний реактор, який як теплоносій і сповільнювач використовує D2O - важку воду. Через те, що дейтерій має менший переріз поглинання нейтронів, ніж легкий водень, такі реактори мають покращений нейтронний баланс, що дозволяє використовувати як паливо природний уран в енергетичних реакторах або використовувати «зайві» нейтрони для напрацювання ізотопів у т.з. "Промислові";

Реактори на швидких нейтронах - ядерний реактор, який використовує підтримки ланцюгової ядерної реакції нейтрони з енергією > 105 эВ. ;

субкритичні реактори, що використовують зовнішні джерела нейтронів;

Термоядерні реактори. Керований термоядерний синтез (УТС) - синтез більш важких атомних ядер з легших з метою одержання енергії, який, на відміну вибухового термоядерного синтезу (використовуваного в термоядерному зброї), носить керований характер.

По виду енергії, що відпускається.

Атомні станції за видом енергії, що відпускається, можна розділити на:

Атомні електростанції (АЕС), призначені для вироблення тільки електроенергії;

Атомні теплоелектроцентралі (АТЭЦ), що виробляють як електроенергію, і теплову енергію;

Атомні станції теплопостачання (АСТ), що виробляють лише теплову енергію;

Проте за всіх атомних станціях Росії є теплофікаційні установки, призначені для підігріву мережевої води.

3.3. Основні елементи АЕС

Один із основних елементів АЕС – реактор. У багатьох країнах світу використовують переважно ядерні реакції розщеплення урану U-235 під дією теплових нейтронів. Для їх здійснення в реакторі, крім палива (U-235), повинен бути сповільнювач нейтронів і, звичайно, теплоносій, що відводить тепло з реактора. У реакторах типу ВВЕР (водо-водяний енергетичний) як сповільнювач і теплоносій використовується звичайна вода під тиском. У реакторах типу РБМК (реактор великої потужності канальний) як теплоносій використовується вода, а як сповільнювач - графіт. Обидва ці реактори знаходили в попередні роки широке застосування на АЕС в електроенергетиці.

До реактора і систем, що його обслуговують, відносяться: власне реактор з біологічним захистом, теплообмінники, насоси або газодувні установки, що здійснюють циркуляцію теплоносія; трубопроводи та арматура циркуляційного контуру; пристрої для перезавантаження ядерного пального; системи спец. вентиляції, аварійного розхолодження та ін.

Перспективними є АЕС з реакторами на швидких нейтронах (БН), які можуть використовуватись для отримання тепла та електроенергії, а також для відтворення ядерного пального. Технологічна схема енергоблока такої АЕС представлена ​​малюнку. Реактор типу БН має активну зону, де відбувається ядерна реакція із виділенням потоку швидких нейтронів. Ці нейтрони впливають на елементи з U-238, який зазвичай у ядерних реакціях не використовується, і перетворюють його на плутоній Рu-239, який може бути згодом використаний на АЕС як ядерне паливо. Тепло ядерної реакції відводиться рідким натрієм і використовується для вироблення електроенергії.

Принципова технологічна схема АЕС із реактором типу БН:

а – принцип виконання активної зони реактора;

б - технологічна схема:

1 - реактор; 2 – парогенератор; 3 – турбіна; 4 – генератор; 5 – трансформатор; 6-конденсатор турбіни; 7 - конденсатний (поживний) насос; 8 – теплообмінник натрієвих контурів; 9 – насос нерадіоактивного натрію; 10 – насос радіоактивного натрію (слайд №3,4).

АЕС не мають викидів димових газів та не мають відходів у вигляді золи та шлаків. Однак питомі тепловиділення в охолодну воду в АЕС більше, ніж у ТЕС, внаслідок більшої питомої витрати пари, а, отже, і більших питомих витрат охолодної води. Тому на більшості нових АЕС передбачається встановлення градирень, у яких теплота від води, що охолоджує, відводиться в атмосферу.

Важливою особливістю можливого впливу АЕС на довкілля є необхідність захоронення радіоактивних відходів. Це робиться у спеціальних могильниках, які унеможливлюють вплив радіації на людей. Щоб уникнути впливу можливих радіоактивних викидів АЕС на людей під час аварій, застосовані спеціальні заходи щодо підвищення надійності обладнання (дублювання систем безпеки та ін.), а навколо станції створюється санітарно-захисна зона.

3.4. Принцип дії

Схема роботи атомної електростанції на двоконтурному водо-водяному енергетичному реакторі (ВВЕР) (слайд №5).

На малюнку показано схему роботи атомної електростанції з двоконтурним водо-водяним енергетичним реактором. Енергія, що виділяється в активній зоні реактора, передається теплоносія першого контуру. Далі теплоносій подається насосами теплообмінник (парогенератор), де нагріває до кипіння воду другого контуру. Отримана при цьому пара надходить у турбіни, що обертають електрогенератори. На виході з турбін пар надходить у конденсатор, де охолоджується великою кількістю води, що надходить із водосховища.

Компенсатор тиску є досить складною і громіздкою конструкцією, яка служить для вирівнювання коливань тиску в контурі під час роботи реактора, що виникають за рахунок теплового розширення теплоносія. Тиск у 1-му контурі може сягати 160 атмосфер (ВВЕР-1000).

Крім води, в різних реакторах як теплоносій може застосовуватися також розплавлений натрій або газ. Використання натрію дозволяє спростити конструкцію оболонки активної зони реактора (на відміну від водяного контуру, тиск у натрієвому контурі не перевищує атмосферне), позбутися компенсатора тиску, але створює труднощі, пов'язані з підвищеною хімічною активністю цього металу.

Загальна кількість контурів може змінюватися для різних реакторів, схема на рисунку наведена для реакторів типу ВВЕР (Водо-Водяний Енергетичний Реактор). Реактори типу РБМК (Реактор Великої Потужності Канального типу) використовує один водяний контур, а реактори БН (реактор на Швидких Нейтронах) - два натрієві та один водяний контури.

У разі неможливості використання великої кількості води для конденсації пари замість використання водосховища вода може охолоджуватися в спеціальних охолоджувальних вежах (градирнях), які завдяки своїм розмірам зазвичай є найпомітнішою частиною атомної електростанції.

3.5. Гідності й недоліки.

Переваги атомних станцій:

Відсутність шкідливих викидів;

Викиди радіоактивних речовин у кілька разів менші за вугільну ел. станції аналогічної потужності (зола вугільних ТЕС містить відсоток урану і торію, достатній для їх вигідного вилучення);

Невеликий обсяг палива, що використовується, і можливість його повторного використанняпісля переробки;

Висока потужність: 1000-1600 МВт на енергоблок;

Низька собівартість енергії, особливо теплова.

Недоліки атомних станцій:

Опромінене паливо небезпечне, вимагає складних та дорогих заходів для переробки та зберігання;

Небажаний режим роботи із змінною потужністю для реакторів, що працюють на теплових нейтронах;

Наслідки можливого інциденту дуже важкі, хоча його ймовірність досить низька;

Великі капітальні вкладення, як питомі, на 1 МВт встановленої потужності для блоків потужністю менше 700-800 МВт, і загальні, необхідні будівництва станції, її інфраструктури, і навіть у разі можливої ​​ліквідації.

Атомні станції Росії.

В даний час у Російської Федераціїна 10 діючих АЕС експлуатується 31 енергоблок загальною потужністю 23243 МВт, з них 15 реакторів з водою під тиском – 9 ВВЕР-440, 15 канальних киплячих реакторів – 11 РБМК-1000 та 4 ЕГП-6, 1 реактор на швидких нейтронах.

У розробках проекту Енергетичної стратегії Росії на період до 2030 передбачено збільшення виробництва електроенергії на атомних електростанціях в 4 рази.

3.7. Проект атомної станції підвищеної безпеки АЕС-92.

Проект створювався у межах державної програми "Екологічно чиста енергетика". У ньому було враховано вітчизняний досвід створення та експлуатації попереднього зразка реакторної установки (В-320) на Запорізькій, Балаківській, Южно-Українській та Калінінській АЕС та останні світові досягнення у галузі проектування та експлуатації АЕС. Ухвалені технічні рішення дозволяють за міжнародною класифікацією віднести АЕС-92 до атомних станцій ІІІ покоління. Це означає, що така АЕС має найбільш досконалу технологію забезпечення безпеки стосовно сучасних еволюційних реакторів легководного типу. Під час створення проекту атомної електростанції проектувальники орієнтувалися на максимальне зниження ролі людського чинника (слайд №6).

Реалізація такої концепції здійснювалася за двома напрямками. По-перше, до проекту включено пасивні системи безпеки. Під цим терміном розуміються системи, що працюють практично без підведення енергії ззовні та не потребують втручання оператора. По-друге, було прийнято концепцію подвійного призначення активних систем безпеки, що значно зменшує ймовірність невиявлених відмов.

Головна перевага проекту АЕС-92 у тому, основні функції безпеки виконуються незалежно друг від друга двома різними за принципом роботи системами. Наявність подвійної захисної оболонки (контайнменту) у разі потреби запобігає виходу назовні радіоактивних продуктів та забезпечує захист реактора від таких зовнішніх впливів, як вибухова хвиля або падіння літака. Все це разом із збільшенням надійності систем, зниженням ймовірності відмови та зменшенням ролі людського фактора підвищує рівень безпеки АЕС.

3.8. Проект плавучої атомної електростанції у Сєвєродвінську.

Проект першої у світі плавучої атомної електростанції стартував. Росія розпочала будівництво ПАЕС у Сєвєродвінську на суднобудівному заводі компанії "Севмаш" - єдиної верфі в країні, здатної виконати таке завдання. ПАЕС носитиме ім'я Михайла Ломоносова. Планується створити флотилію із семи плавучих атомних станцій для забезпечення електроенергією та прісною водою північних районів Росії та острівних держав Тихоокеанського регіону, а також ще дюжини країн, які раніше виявили інтерес до ідеї російських атомників.

"Ми сьогодні підписуємо угоду про будівництво серії із шести енергоблоків плавучих АЕС. Попит на них є не лише в Росії, а й в Азіатсько-Тихоокеанському регіоні, де вони можуть використовуватися для опріснення води", - каже Кирієнко. Перший блок буде свого роду пілотним проектом. Він закладений на основі реактора малої потужності КЛТ40С, що, втім, не завадить йому забезпечити енергією весь "Севмаш" та, крім того, задовольнити попит низки зарубіжних компаній. Реакторні установки доручено зробити Досвідченому конструкторському бюро машинобудування ім. Африкантова, фінансування проекту на 80% здійснить Росатом, решту перебирає "Севмаш".

Вартість всього проекту умовно позначається на рівні $200 млн, тому що термін окупності АЕС, за прогнозами експертів, становитиме не більше як сім років. Щоб уявити масштаби витрат, досить навести кілька цифр, характеризуючих, скажімо, різні виміри фінансового простору, у якому реалізується проект. Отже, 2007 р. на будівництво ПАЕС буде виділено 2 мільярди 609 мільйонів рублів. Пілотний блок планується запустити не пізніше як через 3,8 роки. Кожна станція зможе працювати 12-15 років без перезавантаження палива. Послугами мобільної "підзарядки" будуть не проти користуватися як мінімум 12 країн, які тією чи іншою мірою відчувають дефіцит електроенергії. Майже чотири роки 25 тисяч людей, які працюють на північнодвінській верфі, будуть працювати над першою ПАЕС.

Нові відомості на цю тему:

Держкорпорація «Росатом» погодила з урядом питання про перенесення майданчика для будівництва плавучої АЕС «Академік Ломоносів» із «Севмашу» (Северодвінськ, Архангельська область) на «Балтійський завод» (Санкт-Петербург), повідомляє прес-служба концерну «Росенергоатом».

«Рішення викликане значним завантаженням підприємства та необхідністю зосередження його зусиль на державному оборонному замовленні», - зазначається у повідомленні.

Як уточнюється в прес-релізі, у «Севмаша» буде відкликано договори генерального підряду будівництва атомної станції малої потужності та виготовлення та постачання плавучого енергоблоку. Весь обсяг незавершеного будівництва та незасвоєні грошові коштиповернуть замовнику – «Росенергоатому».

Раніше повідомлялося, що завершити будівництво першої в РФ плавучої АЕС «Севмашпідприємство» мало б у 2010 році. Вартість контракту становить $200 млн. Передбачалося, що фінансування проекту на 80% здійснюється за рахунок коштів «Росенерготому», ще 20% – «Севмаш». Ввести АЕС в експлуатацію планувалося у 2011 році.

"Балтійський завод" - найбільша в Росії суднобудівна компанія. "Об'єднана промислова корпорація", що контролює завод, управляє активами загальною вартістю близько 9 млрд. євро.

Суднобудівний комплекс "Севмаш" є найбільшою верфю РФ з будівництва атомних підводних човнів для російського ВМФ. Однак у Останніми рокамипідприємство зазнає складнощів із фінансуванням, що негативно впливає на виконання наявних замовлень. Тому не виключено, що рішення про перепрофілювання замовлення на будівництво плавучої АЕС викликане, зокрема, і ситуацією на «Севмаші» (слайд №7).

Узагальнення та закріплення знань- 5 хв.

Вивчений матеріал вчитель може закріпити шляхом фронтального опитування учнів. Для цих цілей вони можуть бути використані, наприклад, такі питання:

Що таке АЕС?

(Атомна електростанція(АЕС) – комплекс технічних споруд, призначених для вироблення електричної енергії шляхом використання енергії, що виділяється при контрольованій ядерній реакції);

У якому році та в якому місті було запущено першу АЕС?

(1954 року в м. Обнінськ);

Які типи реакторів?

(Реактори на теплових нейтронах; на легкій воді; графітові реактори; реактори на важкій воді; ректори на швидких нейтронах; субкритичні реактори; термоядерні реактори);

Що таке ПАЕС?

(Плавуча атомна електростанція)

Підведення підсумків уроку – 5 хвилин

Загальна характеристика навчальної діяльності учнів, повідомлення вчителя про досягнення цілей уроку; виявлення недоліків та шляхи їх усунення. Нагадування черговим про їхні обов'язки. Вчитель дякує учням за навчально-пізнавальну діяльність, закінчує урок.

Список використаної літератури:

http://ua.wikipedia.org/wiki/АЕС;

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/Атомна

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. Класифікація атомних електростанцій

Найбільш важливою класифікацією для АЕС є їхня класифікація за кількістю контурів. Розрізняють АЕС одноконтурні, двоконтурніі триконтурні. У будь-якому випадку на сучасних АЕС як двигун застосовують парові турбіни.

У системі АЕС розрізняють теплоносійі робоче тіло. Робочим тілом, тобто середовищем, що здійснює роботу, з перетворенням теплової енергії на механічну, є водяна пара. Вимоги до чистоти пари, що надходить на турбіну, настільки високі, що можуть бути задоволені з економічно прийнятними показниками тільки при конденсації всієї пари та поверненні конденсату в цикл. Тому контур робочого тіла для АЕС, як і для будь-якої сучасної теплової електростанції, завжди замкнений і додаткова вода надходить у нього лише в невеликих кількостях для поповнення витоків та деяких інших втрат конденсату.

Призначення теплоносія на АЕС - відводити теплоту, що виділяється в реакторі. Для запобігання відкладенням на тепловиділяючих елементах потрібна висока чистота теплоносія. Тому для нього також необхідний замкнутий контур і тому, що теплоносій реактора завжди радіоактивний. Резонансне розсіювання це зовсім інше. Це не пружне розсіювання. Є потенційне розсіювання, є резонансне розсіювання – це взаємодія вже на хвильовому рівні нейтронів. Ось ми зараз розглядаємо пружне розсіювання як класичний процес зіткнення двох куль

Якщо контури теплоносія та робочого тіла не розділені, АЕС називають одноконтурний(Рис. 2.2 а). У реакторі відбувається пароутворення, пара прямує в турбіну, де виконує роботу, що перетворюється на генераторі в електроенергію. Після конденсації всієї пари в конденсаторі конденсат

а- Одноконтурна; б- Двоконтурна; в- Триконтурна;
1 - Реактор; 2 - парова турбіна; 3 - Електричний генератор; 4 - конденсатор; 5 - Поживний насос; 6 - циркуляційний насос; 7 - Компенсатор обсягу; 8 - Парогенератор; 9 - Проміжний теплообмінник

насосом знову подається в реактор. Такі реактори працюють із примусовою циркуляцією теплоносія, для чого встановлюють головний циркуляційний насос.

В одноконтурній схемі все обладнання працює у радіаційних умовах, що ускладнює його експлуатацію. Велика перевага таких схем – простота та велика економічність. Параметри пари перед турбіною та в реакторі відрізняються лише на значення втрат у паропроводах. За одноконтурною схемою працюють Ленінградська, Курська та Смоленська АЕС.

Якщо контури теплоносія та робочого тіла розділені, то АЕС називають двоконтурної(Рис. 2.2 б). Відповідно контур теплоносія називають першим, а контур робочого тіла другим. У такій схемі реактор охолоджується теплоносієм, що прокачується через нього та парогенератор головним циркуляційним насосом. Утворений таким чином контур теплоносія є радіоактивним, він включає не все обладнання станції, а лише його частина. У систему першого контуру входить компенсатор обсягу, оскільки обсяг теплоносія змінюється в залежності від температури.

Пара з парогенератора двоконтурної АЕС надходить у турбіну, потім у конденсатор, а конденсат із нього насосом повертається в парогенератор. Утворений таким чином другий контур включає обладнання, що працює за відсутності радіації; це спрощує експлуатацію станції. На двоконтурній АЕС обов'язковий парогенератор - пристрій, що розділяє обидва контури, тому воно однаково належить як першому, так і другому. Передача теплоти через поверхню нагрівання вимагає перепаду температур між теплоносієм та киплячою водою в парогенераторі. Для водяного теплоносія це означає підтримання у першому

контурі вищого тиску, ніж тиск пари, що подається на турбіну. Прагнення уникнути закипання теплоносія в активній зоні реактора призводить до необхідності мати в першому контурі тиск, що істотно перевищує тиск у другому контурі. За двоконтурною схемою працюють Нововоронезька, Кольська, Балаківська та Калінінська АЕС.

Як теплоносій у схемі АЕС, показаної на рис. 2.2 б, можуть бути використані також гази. Газовий теплоносій прокачується через реактор та парогенератор газодувкою, що грає ту ж роль, що і головний циркуляційний насос, але на відміну від водного для газового теплоносія тиск у першому контурі може бути не тільки вищим, але й нижчим, ніж у другому.

Кожен із описаних двох типів АЕС з водним теплоносієм має свої переваги та недоліки, тому розвиваються АЕС обох типів. У них є ряд загальних рис, до них належить робота турбін на насиченій парі середніх тисків. Одноконтурні та двоконтурні АЕС з водним теплоносієм найбільш поширені, причому у світі переважно віддається двоконтурним АЕС.

У процесі експлуатації можливе виникнення нещільностей на окремих ділянках парогенератора, особливо у місцях з'єднання парогенераторних трубок з колектором або за рахунок корозійних пошкоджень самих трубок. Якщо тиск у першому контурі вище, ніж у другому, може виникнути перетікання теплоносія, що призводить до радіоактивного забруднення другого контуру. У певних межах такий перетікання не порушує нормальної експлуатації АЕС, але існують теплоносії, що інтенсивно взаємодіють з парою і водою. Це може створити небезпеку викиду радіоактивних речовин в приміщення, що обслуговуються. Таким теплоносієм є, наприклад, рідкий натрій. Тому створюють додатковий, проміжнийконтур для того, щоб навіть у аварійних ситуаціях можна було уникнути контакту радіоактивного натрію з водою або водяною парою. Таку АЕС називають триконтурний(Рис. 2.2 в).

Радіоактивний рідкометалевий теплоносій прокачується насосом через реактор і проміжний теплообмінник, в якому віддає теплоту нерадіоактивному рідкометалевому теплоносію. Останній прокачується через парогенератор системою, що утворює проміжний контур. Тиск у проміжному контурі підтримується вищим, ніж у першому. Тому перетікання радіоактивного натрію з першого контуру в проміжний неможливе. У зв'язку з цим у разі виникнення нещільності між проміжним та другим контурами контакт води або пари буде лише з нерадіоактивним натрієм. Система другого

контура для триконтурної схеми аналогічна двоконтурній схемі. Триконтурні АЕС найдорожчі через велику кількість обладнання.

За триконтурною схемою працюють Шевченківська АЕС та третій блок Білоярської АЕС.

Крім класифікації атомних електростанцій за кількістю контурів можна виділити окремі типи АЕС залежно від:

- Тип реактора - на теплових або швидких нейтронах;

— параметрів та типу парових турбін, наприклад, АЕС з турбінами на насиченій або перегрітій парі;

- параметрів і типу теплоносія - з газовим теплоносієм, теплоносієм "вода під тиском", рідкометалевим та ін;

— конструктивних особливостейреактора, наприклад, з реакторами канального або корпусного типу, що кипить з природною або примусовою циркуляцією та ін;

- типу уповільнювача реактора, наприклад, графітовим або важководним уповільнювачем, та ін.

Найбільш повна характеристика АЕС поєднує всі класифікації, наприклад,

Нововоронезькадвоконтурна атомна електростанція з реактором корпусного типу на теплових нейтронах з теплоносієм "вода під тиском" та турбінами на насиченій парі;

Ленінградськаодноконтурна атомна електростанція з реактором канального типу на теплових нейтронах з графітовим сповільнювачем та турбінами на насиченій парі;

Шевченківськатриконтурна атомна електростанція з реактором на швидких нейтронах з натрієвим теплоносієм та турбінами на перегрітій парі.

Технічні проблеми нерозповсюдження ядерних матеріалів. Економічні аспекти використання ядерної енергії. складники витрат виробництва електроенергії на АЕС. Зняття АЕС із експлуатації. Економічні наслідкитяжких аварій. Соціальні аспекти розвитку ядерної енергетики

Атомні електростанції являють собою ядерні установки, що виробляють енергію, дотримуючись при цьому заданих режимів за певних умов. Для цих цілей використовується певна проектом територія, де для виконання поставлених завдань використовують ядерні реактори у комплексі з необхідними системами, пристроями, обладнанням та спорудами. До виконання цільових завдань залучається спеціалізований персонал.

Усі атомні електростанції Росії

Історія атомної енергетики у нас у країні та за кордоном

Друга половина 40-х рр.., Ознаменувалася початком робіт зі створення першого проекту, що передбачає використання мирного атома для генерації електроенергії. У 1948 році, І.В. Курчатов, керуючись завданням партії та радянського уряду, вніс пропозицію про початок робіт із практичного використання атомної енергії, на розвиток електроенергії.

Через два роки, в 1950 р., недалеко від селища Обнінське, розташованого в Калузької області, стартував будівництво першої на планеті АЕС. Запуск першої у світі промислової атомної електростанції, потужність якої становила 5МВт, відбувся 27.06.1954р. Радянський Союз став першою у світі державою, якій вдалося застосувати атом у мирних цілях. Станція була відкрита в статусі міста, Обнінську.

Але радянські вчені не зупинилися на досягнутому, ними були продовжені роботи у цьому напрямі, зокрема лише через чотири роки у 1958 р., було розпочато експлуатацію першої черги Сибірської АЕС. Її потужність у рази перевищувала станцію в Обнінську та становила 100МВт. Але для вітчизняних учених і це, не було межею, після завершення всіх робіт, проектна потужність станції склала 600МВт.

На просторах Радянського Союзу, будівництво АЕС, набуло на той час, масових масштабів. У тому ж році було розгорнуто будівництво Білоярської АЕС, перша черга якої вже в квітні 1964 року забезпечила першим споживачів. Географія будівництва атомних станцій, обплутала своєю мережею всю країну, цього ж року запустили перший блок АЕС у Воронежі, його потужність дорівнювала 210МВт, другий блок запущений через п'ять років у 1969 році, міг похвалитися потужністю в 365МВт. бум будівництва АЕС, не стихав упродовж усієї радянської епохи. Нові станції, або додаткові блоки вже збудованих, запускалися з періодичністю кілька років. Так, вже 1973 року, власну АЕС, отримав Ленінград.

Однак Радянська держава не була єдиною у світі, кому було під силу освоювати такі проекти. У Великій Британії, також дрімали і, розуміючи перспективність цього напряму, активно вивчали це питання. Через два роки, поле відкриття станції в Обнінську, англійці запустили власний проект з освоєння мирного атома. У 1956 р. містечку Колдер - Холл британцями була запущена своя станція, потужність якої перевищувала радянський аналог і становила 46МВт. Не відставали і на іншому березі Атлантики, через рік американці урочисто запустили в експлуатацію станцію в Шиппінгпорті. Потужність об'єкта становила 60МВт.

Проте освоєння мирного атома таїло у собі приховані загрози, про які невдовзі дізнався весь світ. Першою ластівкою стала велика аварія в Три - Майл - Айленд, що сталася в 1979 р., ну а слідом за нею сталася катастрофа, що вразила весь світ, в Радянському Союзі, в невеликому містіЧорнобилі сталася великомасштабна катастрофа, це сталося у 1986 році. Наслідки трагедії були непоправними, але окрім цього, цей факт, змусив задуматися весь світ про доцільність використання ядерної енергії у мирних цілях.

Світові світила у цій галузі, серйозно замислилися підвищення безпеки ядерних об'єктів. Підсумком стало проведення установчої асамблеї, яка була організована 15.05.1989 р. у радянській столиці. На асамблеї ухвалили рішення про створення Всесвітньої асоціації, до якої мають увійти всі оператори атомних електростанцій, її загальновизнаною абревіатурою є WANO. У ході реалізації своїх програм організація планомірно стежить за підвищенням рівня безпеки атомних станцій у світі. Однак, незважаючи на всі докладені зусилля, навіть найсучасніші і на перший погляд об'єкти, що здаються безпечними, не витримують натиску стихій. Саме через ендогенну катастрофу, яка проявилася у формі землетрусу і цунамі, що послідувало за ним, у 2011 році сталася аварія на станції Фукусіма – 1.

Атомний блекаут

Класифікація АЕС

Атомні станції класифікуються за двома ознаками, видом енергії яку вони випускають і за типом реакторів. Залежно від типу реактора визначається кількість енергії, що виробляється, рівень безпеки, а також те, яка саме сировина застосовується на станції.

За типом енергії, яку виробляють станції, вони поділяються на два види:

Їхньою основною функцією є вироблення електричної енергії.

Атомні теплоелектростанції.За рахунок встановлених там теплофікаційних установок, що використовують теплові втрати, які є неминучими на станції, стає можливим нагрівання мережної води. Таким чином, дані станції, крім електроенергії, виробляють теплову енергію.

Дослідивши безліч варіантів, вчені дійшли висновку, що найбільш раціональними є три їх різновиди, які в даний час і застосовуються у всьому світі. Вони відрізняються за низкою ознак:

1. Використовуване паливо;
2. Теплоносії, що застосовуються;
3. активні зони, що експлуатуються для підтримки необхідної температури;
4. Тип уповільнювачів, що визначає зниження швидкості нейтронів, що виділяються при розпаді і так необхідні для підтримки ланцюгової реакції.

Найпоширенішим типом є реактор, що використовує як паливо збагачений уран. Як теплоносій і сповільнювач тут використовується звичайна або легка вода. Такі реактори називають легководними, їх відомо два різновиди. У першому пар служить для обертання турбін, утворюється в активній зоні, званої киплячим реактором. У другому, утворення пари відбувається у зовнішньому контурі, який пов'язаний з першим контуром за допомогою теплообмінників та парогенераторів. Цей реактор почали розробляти в п'ятдесятих роках минулого століття, основою для них були армійські програми США. Паралельно, приблизно в ці ж терміни, в Союзі розробили киплячий реактор, як сповільнювач у якого виступав графітовий стрижень.

Саме тип реактора з уповільнювачем даного типу знайшов застосування практично. Йдеться про газоохолодний реактор. Його історія почалася наприкінці сорокових, на початку п'ятдесятих років XX століття, спочатку розробки даного типу використовувалися при виробництві ядерної зброї. У зв'язку з цим для нього підходять два види палива, це збройовий плутоній і природний уран.

Останнім проектом, який супроводжував комерційний успіх, став реактор, де як теплоносій застосовується важка вода, як паливо використовується вже добре нам знайомий природний уран. Спочатку такі реактори проектували кілька країн, але в результаті їх виробництво зосередилося в Канаді, чому є причиною наявність у цій країні масових покладів урану.

Торієві АЕС – енергетика майбутнього?

Історія вдосконалення типів ядерних реакторів

Реактор першої планети АЕС, був дуже розумну і життєздатну конструкцію, що було доведено під час багаторічної і бездоганної роботи станції. Серед його складових елементів виділяли:

1. бічний водний захист;
2. кожух кладки;
3. верхнє перекриття;
4. збірний колектор;
5. паливний канал;
6. верхню плиту;
7. графітову кладку;
8. нижню плиту;
9. розподільний колектор.

Основним конструкційним матеріалом для оболонок ТВЕЛ і технологічних каналів була обрана нержавіюча сталь, на той момент, не було відомо про цирконієві сплави, які могли б підходити за властивостями для роботи з температурою 300°С. Охолодження такого реактора здійснювалося водою, при цьому тиск під яким вона подавалась, становило 100ат. При цьому виділялася пара з температурою 280 ° С, що є цілком помірним параметром.

Канали ядерного реактора були сконструйовані таким чином, щоб була можливість повністю їх замінити. Це з обмеженням ресурсу, що з часом перебування палива у зоні активності. Конструктори не знайшли підстав розраховувати на те, що конструкційні матеріали, розташовані в зоні активності під опроміненням, зможуть виробити весь свій ресурс, а саме близько 30 років.

Щодо конструкції ТВЕЛ, то було вирішено прийняти трубчастий варіант з одностороннім механізмом охолодження

Це зменшувало ймовірність того, що продукти розподілу потраплять у контур у разі пошкодження ТВЕЛ. Для регулювання температури оболонки ТВЕЛ, застосували паливну композицію ураномолібденового сплаву, який мав вигляд крупки, диспергованої за допомогою тепловодної матриці. Оброблене таким чином ядерне пальне дозволило отримати високонадійні ТВЕЛ. які були здатні працювати за високих теплових навантажень.

Прикладом наступного витка розвитку мирних ядерних технологій може бути сумнозвісна Чорнобильська АЕС. На той момент технології, застосовані при її будівництві, вважалися найбільш передовими, а тип реактора найсучаснішим у світі. Йдеться реакторі РБМК – 1000.

Теплова потужність одного такого реактора досягала 3200МВт, при цьому він має в своєму розпорядженні два турбогенератори, електрична потужність яких, досягає 500МВт, таким чином, один енергоблок має електричну потужність 1000МВт. Як паливо для РБМК використовувався збагачений двоокис урану. У вихідному стані перед початком процесу одна тонна такого палива містить близько 20кг пального, а саме урану – 235. При стаціонарному завантаженні двоокису урану в реактор маса речовини становить 180т.

Але процес завантаження не є навалом, в реактор поміщають тепловиділяючі елементи, вже добре нам відомі ТВЕЛ. По суті вони є трубками, для створення яких застосований цирконієвий сплав. Як вміст, в них містяться таблетки двоокису урану, що мають циліндричну форму. У зоні активності реактора їх поміщають у тепловиділяючі зборки, кожна з яких поєднує 18 ТВЕЛ.

Таких збірок у подібному реакторі налічується до 1700 штук, і розміщуються вони у графітовій кладці, де спеціально для цих цілей сконструйовано технологічні канали вертикальної форми. Саме в них відбувається циркуляція теплоносія, роль якого в РМБК виконує вода. Вир води відбувається при впливі циркуляційних насосів, яких налічується вісім штук. Реактор знаходиться всередині шахти, а графічна кладка знаходиться в циліндричному корпусі завтовшки 30мм. Опорою всього апарату є бетонна основа, під якою знаходиться басейн – барботер, який служить для локалізації аварії.

Третє покоління реакторів використовує важку воду

Основним елементом якої є дейтерій. Найбільш поширена конструкція називається CANDU, вона була розроблена в Канаді і широко застосовується по всьому світу. Ядро таких реакторів розташовується в горизонтальному положенніа роль нагрівальної камери грають резервуари циліндричної форми. Паливний канал тягнеться через всю нагрівальну камеру, кожен з таких каналів, має дві концентричні трубки. Існують зовнішня та внутрішня трубки.

У внутрішній трубці паливо знаходиться під тиском теплоносія, що дозволяє додатково заправляти реактор в процесі роботи. Тяжка вода з формулою D20 використовується як сповільнювач. У ході замкненого циклу відбувається прокачування води трубами реактора, що містить пучки палива. Внаслідок ядерного поділу виділяється тепло.

Цикл охолодження при використанні важкої води полягає в проходженні через парогенератори, де від тепла, що виділяється важкою водою, закипає звичайна вода, в результаті чого, утворюється пара, що виходить під високим тиском. Він розподіляється назад у реактор, у результаті виникає замкнутий цикл охолодження.

Саме таким шляхом, відбувалося покрокове вдосконалення типів ядерних реакторів, які використовувалися і використовуються в різних країнахсвіту.