Атомные электростанции. Будущее ядерной энергетики в Республике Беларусь

поэтому, наиболее авторитетных ученые отечественной и зарубежной науки полагают, что перспективным направлением для развития энергосистем в ближайшем обозримом будущем все

Атомные электростанции. Будущее ядерной энергетики в Республике Беларусь

Информация

Разное

Другие материалы по предмету

Разное

Сдать работу со 100% гаранией

Белорусский национальный технический университет

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Атомные электростанции.

Будущее ядерной энергетики в Республике Беларусь.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

МИНСК 2001 г.

 

 

 

 

 

 

 

 

Содержание

Введение2

 

I. Атомные электростанции 3

1.1. Типы атомных электростанций3

1.2. Тепловые схемы АЭС4

1.3. Перспективы развития ядерной и термоядерной энергетики6

II. Будущее ядерной энергетики в Республике Беларусь7

2.1. Целесообразность развития ядерной энергетики7

2.2. Требования к экономическим параметрам АЭС9

2.3. Возможные варианты АЭС для условий Республики Беларусь11

 

Заключение12

Список литературы13

 

Введение

 

Известно, что наиболее освоенными и широко используемыми источниками энергии на Земле в настоящее время являются:

  • полезные ископаемые органического происхождения,
  • возобновляемые источники энергии также органического происхождения (древесное топливо и т. п.), а также
  • источники гидравлической энергии (пригодные для этой цели реки и другие водоемы),

в совокупности удовлетворяющие современные потребности человечества в энергии приблизительно на 80%. Однако:

  • запасы полезных ископаемых довольно ограничены и распределены на Земле весьма не равномерно с геополитической точки зрения;
  • возобновляемые источники энергии (древесное топливо и т. п.) недостаточно калорийны и их широкое использование для удовлетворения существующих сегодня потребностей грозит очевидной экологической катастрофой;
  • возможности использования энергии водоемов также весьма ограничены и сопряжены с негативным влиянием на экологию,

поэтому, наиболее авторитетных ученые отечественной и зарубежной науки полагают, что перспективным направлением для развития энергосистем в ближайшем обозримом будущем все еще будет оставаться ядерная энергетика, несмотря на возможные опасности связанные с использованием радиоактивных материалов, как основного топлива ядерных энергетических установок. Перспективность ядерной энергетики, несмотря на последствия чернобыльской трагедии, становится с каждым годом все более очевидной благодаря результатам исследований, провидимым в ведущих ядерных странах. Результаты этих исследований убедительно свидетельствуют, что создание достаточно надежных энергетических установок на ядерном топливе сегодня вполне реально. Так основным содержанием развития ядерной энергетики в России и ряда других зарубежных стран в последние годы была дальнейшая разработка качественно новых подходов в обеспечении безопасности атомных станций и создание на базе этих подходов ядерной установки для теплоснабжения крупных населенных пунктов, таких как города с численность населения от 500 тыс. человек населения и выше. Создание двух таких станций в середине 80-х годов уже было близко к завершению под Нижним Новгородом и Воронежем, но волна антиядерных настроений после чернобыльской аварии 1986 года остановила их строительство. Использованные в этих проектах свойства самозащищенности реакторов и пассивные системы и средства безопасности составляют на сегодняшний день основу безопасности новых поколений станций нового столетия во всем мире. Детальное изучение этого проекта экспертами из 13 стран в 1988 году подтвердило высокую безопасность установки, представляющих из себя атомные станции промышленного теплоснабжения (АСТП). Общая концепция АСТП была разработана в 1975-78 г.г., и первоначальный срок пуска блоков был ориентирован на 1985 г. Уже в настоящее время в России существует возможность реализации проекта АСТП при выводе из эксплуатации двух промышленных реакторов под Томском [1]. Что касается Беларуси, то после чернобыльской аварии все исследовательские и проектно-конструкторские работы по созданию ядерных ректоров были приостановлены. Теми не менее интерес к развитию этого направлению энергетики в республике остается, поскольку технический прогресс неразрывно связан с возрастанием потребности в энергии во все больших масштабах.

 

I. Атомные электростанции

 

1.1. Типы атомных электростанций

 

На атомных электростанциях, так же как и на электростанциях, работающих на органическом топливе (ТЭС), осуществляется процесс превращения энергии, содержащейся в рабочей среде (паре), в электрическую. Различие между процессами, происходящими на АЭС и ТЭС, состоит лишь в том, что в одном случае используется энергия, выделяющаяся при распаде тяжелых элементов (применяемых в качестве топлива), а другом при горении органического топлива.

Атомные станции могут быть конденсационными электростанциями (АКЭС) и теплоэлектроцентралями (АТЭЦ). Они составляют основу подавляющего большинства ныне действующих АЭС в странах бывшего СССР. Атомная энергия может использоваться также и только для целей теплоснабжения: атомные станции промышленного теплоснабжения (АСТП). Такие станции уже имеются в ряде стран дальнего зарубежья. Разработка АСТП в период существования СССР явилось весьма специфическим этапом в развитии ядерной энергетики, поскольку был осуществлен принципиально новый подход в обеспечении безопасности АЭС.

Топливом для АЭС является ядерное топливо, содержащееся в твэлах, представляющих из себя тепловыделяющие сборки (ТВС). Для современных мощных реакторов загрузка составляет от 40 до 190 тонн. Особенность процесса в том, что масса выгружаемых после отработки определенного срока ТВС такая же, как и масса свежезагружаемых. Происходит лишь частичная замена ядерного горючего на продукты деления. Выгружаемое из реактора топливо имеет все еще значительную ценность. Поэтому для АЭС расход ядерного горючего не является характерной величиной, а степень использования внутриядерной энергии характеризуется глубиной выгорания[2].

Принципиально возможны многочисленные типы ядерных реакторов. Однако практически целесообразных конструкций не так много. В таблице 1 показаны целесообразные (+) и нецелесообразные (-) сочетания замедлителя и теплоносителя.

 

Таблица 1

ЗамедлительТеплоносительН2ОГазD2ОЖидкий металлН2О+---Графит++--D2О+++-Отсутствует-+-+

 

 

 

Все реакторы можно классифицировать [3] по

  1. назначению:
  2. энергетические (основное требование к экономичности термодинамического цикла);
  3. исследовательские (пучки нейтронов с определенной энергией);
  4. транспортные (компактность, маневренность);
  5. промышленные (для наработки плутония, низкотемпературные, работают в форсированном режиме);
  6. многоцелевые (например, для выработки электроэнергии и опреснения морской воды);
  7. виду замедлителя
  8. легководные (наиболее компактны);
  9. графитовые (в расчете на единицу мощности имеют наибольшие размеры);
  10. тяжеловодные (несколько меньших размеров по сравнению с графитовыми);
  11. виду теплоносителя
  12. легководные (наиболее распространенные);
  13. газоохлаждаемые (также широко распространены);
  14. тежеловоджные (редко применяемые и только там, где замедлитель тоже тяжелая вода);
  15. жидкометаллические (в реакторах на быстрых нейтронах);
  16. энергетическому спектру нейтронов
  17. на тепловых нейтронах (наиболее освоенные, требуют наименьшей удельной загрузки ядерного топлива по делящемуся изотопу);
  18. на быстрых нейтронах (так называемые «быстрые реакторы» предназначены также и для воспроизводства ядерного топлива);
  19. на промежуточных нейтронах (только в специальных исследовательских установках);
  20. структуре активной зоны
  21. гетерогенные (все работающие в настоящее время реакторы);
  22. гомогенные (пока находятся в стадии исследования и отдельных опытных образцов).

Особенность современной ядерной энергетики использование реакторов на тепловых нейтронах, то есть применение урана, обогащенного по 235U. В природном уране его всего 0,7%. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах обогащение по 235U составляет 2,0-4,4%, при этом соответствующие предприятия выдают наряду с обогащенным ураном также и отвальный уран, содержащий 235U в существенно меньшем количестве, чем природный. Отвальный, так же как и природный уран, может быть использован в реакторах на быстрых нейтронах. Глубокое (более полное) использование уранового топлива, включая отвальный может быть достигнуто в реакторах на быстрых нейтронах.

Коренное различие тепловой экономичности ТЭС и АЭС заключается в том, что для ТЭС она зависит от реализации в цикле теплоты всего сожженного органического топлива, непрерывно поступающего в топку парового котла, а для ТЭС от реализации в цикле теплоты, выделившейся в процессе деления незначительной части ядерного горючего, загружаемого в активную зону.

 

1.2 Тепловые схемы АЭС

 

В любой АЭС различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочее тело это среда, совершающая работу, преобразуя тепловую энергию в механическую. Рабочим телом обычно явл

Похожие работы

1 2 3 4 > >>