Атомные электрические станции

 

                                                   

                                                           МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ РЕСПУБЛИКИ  БЕЛАРУСЬ                                    

                                                                        УО «БЕЛОРУССКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ

                                                                               ЭКОНОМИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ 
 

               Кафедра технологии важнейших  отраслей промышленности 
 

                       РЕФЕРАТ 

                                                                                                          На тему:

                                                                                   АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ

                                                                                           

                                                          

                          

                             ВЫПОЛНИЛ:

                             Студентка ФМК                                    (                          ) 

                             1 курс, ДМП  
 
 

                            Проверил,

                            преподаватель   ( ) 
 
 
 
 
 
 
 

            Минск 2010

 

 
 
 
 
 

                  СОДЕРЖАНИЕ

                                Введение…………………………………………………………………………………………………………………………………3

                                1.История создания атомных электростанций…………………………………………………………………….3

                                2.Принцип работы атомных электростанций……………………………………………………………………….5

                                3.Достоинства и недостатки атомных  электростанций………………………………………………………..8

                                4. Перспективы развития атомных  электростанций…………………………………………………………….9

                               5.Необходимость развития атомной энергетики в Беларуси……………………………………………….11

                                6.Экология и атомная энергетика…………………………………………………………………………………………..16

                                7.Заключение…………………………………………………………………………………………………………………………..19

                                8.Список использованных источников……………………………………………………………………………………20 
 

                          Введение.     

В связи с аварией  на Чернобыльской атомной электростанции, популярность ядерной энергетики резко  снизилась. Негативные настроения надолго  тормозили развитие в этой сфере. Но так как все наиболее безопасные виды получения энергии не могут  полностью удовлетворять потребностям страны, в последнее время ядерная  энергетика вновь начала набирать обороты.

С 1990 года в Беларуси вновь начали задумываться о строительстве  новых атомных электростанций, и  уже в 2006 году наметились 4 площадки для их строительства. На данный момент использование ядерной энергетики является хорошей дополнительной альтернативой,  и ответственный подход к строительству новых атомных электростанций позволит сделать использование ядерной энергетики намного безопаснее, чем в прошлом.  
 
 

                     1.    История создания атомных электростанций. 
 

Во второй половине 40-х гг., ещё до окончания работ  по созданию первой советской атомной  бомбы (её испытание состоялось 29 августа 1949 года), советские учёные приступили к разработке первых проектов мирного  использования атомной энергии, генеральным направлением которого сразу же стала электроэнергетика.

В 1948 г. по предложению  И. В. Курчатова и в соответствии с заданием партии и правительства  начались первые работы по практическому  применению энергии атома для  получения электроэнергии

В мае 1950 года близ посёлка  Обнинское Калужской области начались работы по строительству первой в мире АЭС.

Первая в мире промышленная атомная электростанция мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 года в СССР, в городе Обнинск, расположенном в Калужской области. В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт, впоследствии полная проектная  мощность была доведена до 600 МВт. В  том же году развернулось строительство  Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди дал ток потребителям. В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 350 МВт запущен в декабре 1969. В 1973 г. запущена Ленинградская АЭС.

За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в  эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Великобритания).Через год вступила в строй АЭС(англ.)русск. мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).

В 1979 году произошла  серьёзная авария на АЭС Три-Майл-Айленд, а в 1986 году — масштабная катастрофа на Чернобыльской АЭС, которая, помимо непосредственных последствий, серьёзно отразилась на всей ядерной энергетике в целом. Она вынудила специалистов всего мира переоценить проблему безопасности АЭС и задуматься о необходимости международного сотрудничества в целях повышения безопасности АЭС. 

15 мая 1989 года на  учредительной ассамблее в Москве, было объявлено об официальном  образовании Всемирной ассоциации  операторов атомных электростанций (англ. WANO), международной профессиональной  ассоциации, объединяющей организации,  эксплуатирующие АЭС, во всём  мире. Ассоциация поставила перед  собой амбициозные задачи по повышению ядерной безопасности во всём мире, реализуя свои международные программы.

Крупнейшая АЭС  в Европе — Запорожская АЭС  у г. Энергодар (Запорожская область, Украина), строительство которой начато в 1980 г. С 1996 г. работают 6 энергоблоков суммарной мощностью 6 ГВт.

Крупнейшая АЭС  в мире Касивадзаки-Карива по установленной мощности (на 2008 год) находится в Японском городе Касивадзаки префектуры Ниигата — в эксплуатации находятся пять кипящих ядерных реакторов (BWR) и два продвинутых кипящих ядерных реакторов (ABWR), суммарная мощность которых составляет 8,212 ГВт. 
 
 

                               
 
 

                                                2.Принцип работы АЭС. 

Атомная электрическая  станция - электростанция, в которой  атомная (ядерная) энергия преобразуется  в электрическую. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор. Тепло, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обычных тепловых электростанциях (ТЭС), преобразуется в электроэнергию. В отличие от ТЭС, работающих на органическом топливе, АЭС работает на ядерном горючем (в основном 233U, 235U. 239Pu). При делении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается 22 500 квт ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного топлива. Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущих потребностей в топливе. Кроме того, необходимо учитывать всё увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологических целей мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений органического топлива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относитильному увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, которая уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда промышленных стран мира. 
 

      Принципиальная  схема АЭС с ядерным реактором,  имеющим водяное охлаждение, приведена  на рис. 2. Тепло, выделяющееся  в активной зоне (См. Активная зона) реактора 1, отбирается водой (теплоносителем (См. Теплоноситель)) 1-го контура, которая прокачивается через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступает в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе, воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образующийся пар поступает в турбину 4.

         Наиболее часто на АЭС применяются  4 типа реакторов на тепловых  нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя; 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем. 

Рис. 2. Принципиальная схема АЭС: 1 — ядерный реактор; 2 — циркуляционный насос; 3 — теплообменник; 4 — турбина; 5 — генератор электрического тока. 

 

В зависимости от вида и агрегатного состояния  теплоносителя создаётся тот  или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной  границы термодинамического цикла  определяется максимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих  элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное  горючее, допустимой температурой собственно ядерного горючего, а также свойствами теплоносителя, принятого для данного  типа реактора. На АЭС, тепловой реактор  которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и температурой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур — пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева.  

В высокотемпературных  графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сгорания.

   При работе  реактора концентрация делящихся  изотопов в ядерном топливе  постепенно уменьшается, т. е.  ТВЭЛы выгорают. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшие ТВЭЛы переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.

         К реактору и обслуживающим  его системам относятся: собственно  реактор с биологической защитой,  теплообменники, насосы или газодувные  установки, осуществляющие циркуляцию  теплоносителя; трубопроводы и  арматура циркуляционного контура;  устройства для перезагрузки  ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

         В зависимости от конструктивного  исполнения реакторы имеют отличительные  особенности: в корпусных реакторах   ТВЭЛы и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах ТВЭЛы, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в специальных трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух.

         Для предохранения персонала  АЭС от радиационного облучения  реактор окружают биологической  защитой, основным материалом  для которой служат бетон, вода, серпентиновый песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герметичным. Предусматривается система контроля мест возможной утечки теплоносителя, принимают меры, чтобы появление неплотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружающей местности. Оборудование реакторного контура обычно устанавливают в герметичных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслуживаются. Радиоактивный воздух и небольшое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС специальной системой вентиляции, в которой для исключения возможности загрязнения атмосферы предусмотрены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС следит служба дозиметрического контроля.

         При авариях в системе охлаждения  реактора для исключения перегрева  и нарушения герметичности оболочек  ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система расхолаживания имеет автономные источники питания. 

Оборудование машинного  зала АЭС аналогично оборудованию машинного  зала ТЭС. Отличительная особенность  большинства АЭС — использование  пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабоперегретого.

         При этом для исключения эрозионного  повреждения лопаток последних  ступеней турбины частицами влаги,  содержащейся в пару, в турбине  устанавливают сепарирующие устройства. Иногда необходимо применение  выносных сепараторов и промежуточных  перегревателей пара. В связи  с тем что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоносителя. На двухконтурных АЭС с высокими параметрами пара подобные требования к оборудованию машинного зала не предъявляются.