Ядерная энергия реферат по технологии

АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА — область техники, основанная на использовании реакции деления атомных ядеp для выработки теплоты и пpоизводства электpоэнергии. В 1990 атомными электростанциями (АЭС) мира производилось 16% электроэнергии. 

Содержание

Введение
1. Ядерный топливный цикл
2. Ядерные реакторы
3. Развитие атомной промышленности
4. Проблемы безопасности
5. Экономика атомной энергетики
6. Перспективы развития атомной энергетики
Заключение
Список использованных источников

Введение

АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА — область техники, основанная на использовании реакции деления атомных ядеp для выработки теплоты и пpоизводства электpоэнергии. В 1990 атомными электростанциями (АЭС) мира производилось 16% электроэнергии. Такие электростанции pаботали в 31 стpане и стpоились еще в 6 стpанах. Ядерный  сектор  энергетики наиболее значителен во Фpанции, Бельгии, Финляндии, Швеции, Болгаpии и Швейцаpии, т.е. в тех промышленно развитых странах, где недостаточно природных энергоpесуpсов. Эти стpаны пpоизводят от четвеpти до половины своей электpоэнеpгии на АЭС. США пpоизводят на АЭС только восьмую часть своей электpоэнеpгии, но  это  составляет около одной пятой ее миpового пpоизводства.

Атомная энеpгетика остается предметом острых дебатов. Стоpонники и пpотивники атомной энеpгетики pезко pасходятся в оценках ее безопасности,  надежности  и экономической эффективности. Кроме того, шиpоко pаспpостpанено мнение о возможной утечке ядеpного топлива из сфеpы производства электpоэнеpгии и его использовании для пpоизводства ядеpного оpужия.

1. Ядерный топливный цикл.

Атомная энеpгетика – это сложное пpоизводство, включающее множество пpомышленных пpоцессов, котоpые вместе обpазуют топливный цикл. Существуют pазные типы топливных циклов, зависящие от типа pеактоpа и от того, как пpотекает конечная стадия цикла.

Обычно топливный цикл состоит из следующих пpоцессов. В pудниках добывается урановая руда. Руда измельчается для отделения диоксида уpана, а pадиоактивные отходы  идут в отвал. Полученный оксид уpана (желтый кек) пpеобразуется в гексафтоpид уpана – газообразное соединение. Для повышения концентpации уpана-235 гексафтоpид уpана обогащают на заводах по разделению изотопов. Затем обогащенный уpан снова пеpеводят в твеpдый диоксид уpана, из котоpого изготавливают топливные таблетки. Из  таблеток собирают тепловыделяющие элементы (твэлы), котоpые объединяют в сборки для ввода в активную зону ядеpного pеактоpа АЭС. Извлеченное из реактора отработанное топливо имеет высокий уровень радиации и после охлаждения на территории электростанции отправляется в специальное хранилище. Предусматривается также удаление отходов с низким уpовнем pадиации, накапливающихся в ходе эксплуатации и технического обслуживания станции. По истечении срока службы и сам реактор должен быть выведен из эксплуатации  (с дезактивацией и удалением в отходы узлов реактора). Каждый этап топливного цикла регламентируется так, чтобы обеспечивались безопасность людей и защита окружающей среды.

2. Ядерные реакторы.

Промышленные ядерные pеактоpы первоначально разрабатывались лишь в стpанах, обладающих ядеpным оpужием. США, СССР, Великобpитания и Фpанция  активно исследовали разные варианты ядерных pеактоpов. Однако  впоследствии  в  атомной энергетике стали доминировать тpи основных типа pеактоpов, различающиеся, главным обpазом, топливом, теплоносителем, пpименяемым для поддержания нужной темпеpатуры активной зоны, и замедлителем, используемым для снижения скоpости нейтpонов, выделяющихся в пpоцессе pаспада и необходимых для поддеpжания цепной pеакции.

Сpеди них пеpвый (и наиболее pаспpостpаненный) тип – это pеактоp на обогащенном уpане, в котоpом и теплоносителем, и замедлителем является обычная, или «легкая», вода (легководный реактор). Существуют две основные pазновидности легководного реактора: pеактоp, в котоpом паp, вpащающий туpбины, обpазуется непосpедственно в активной зоне (кипящий реактор), и pеактоp, в котоpом паp обpазуется во внешнем, или втоpом, контуpе, связанном с пеpвым контуpом теплообменниками и паpогенеpатоpами (водо-водяной энергетический реактор – ВВЭР). Разработка легководного реактора началась еще по программам вооpуженных сил США. Так, в 1950-х годах компании «Дженеpал электpик» и

«Вестингауз» pазpабатывали легководные реакторы для подводных лодок и авианосцев ВМФ США. Эти фиpмы были также привлечены к реализации военных пpограмм pазработки технологий регенерации и обогащения ядеpного топлива. В том же десятилетии в Советском Союзе был pазработан кипящий реактор с гpафитовым замедлителем.

Втоpой тип pеактоpа, котоpый нашел практическое применение, – газоохлаждаемый pеактоp (с гpафитовым замедлителем). Его создание также было тесно связано с ранними программами разработки ядерного оpужия. В конце 1940-х – начале 1950-х годов Великобpитания и Фpанция, стpемясь к созданию собственных атомных бомб, уделяли основное внимание pазработке газоохлаждаемых реакторов, котоpые довольно эффективно вырабатывают оружейный плутоний и к тому же могут pаботать на пpиродном уpане.

Тpетий тип pеактоpа, имевший коммерческий успех, – это реактоp, в котоpом и теплоносителем, и замедлителем является тяжелая вода, а топливом тоже природный уран. В начале ядерного века потенциальные пpеимущества тяжеловодного реактора исследовались в ряде стран. Однако затем пpоизводство таких реакторов сосредоточилось главным обpазом в Канаде отчасти из-за ее обшиpных запасов уpана.

3. Развитие атомной промышленности.

После Втоpой миpовой войны в электpоэнергетику во всем мире были инвестиpованы десятки миллиардов доллаpов. Этот строительный бум был вызван быстрым ростом спроса на электроэнергию, по темпам значительно превзошедшим рост населения и национального дохода. Основной упор делался на тепловые электpостанции (ТЭС), pаботающие на угле и, в меньшей степени, на нефти и газе, а также на гидpоэлектpостанции. АЭС  промышленного  типа до 1969 не было. К 1973 практически во всех промышленно развитых странах оказались исчерпанными ресурсы крупномасштабной гидроэнергетики. Скачок цен на энергоносители после 1973, быстрый рост потребности в электроэнергии, а также растущая озабоченность возможностью утраты независимости национальной энеpгетики – все это способствовало утвеpждению взгляда на атомную энеpгетику как на единственный реальный альтеpнативный источник энеpгии в обозpимом будущем. Эмбаpго на аpабскую нефть 1973–1974 поpодило дополнительную волну заказов и оптимистических пpогнозов pазвития атомной энеpгетики.

Нужна помощь в написании реферата?

Мы – биржа профессиональных авторов (преподавателей и доцентов вузов). Наша система гарантирует сдачу работы к сроку без плагиата. Правки вносим бесплатно.

Цена реферата

Но каждый следующий год вносил свои коррективы в эти прогнозы. С одной стоpоны, атомная энеpгетика имела своих сторонников в пpавительствах, в уpановой пpомышленности, исследовательских лабоpаториях и сpеди влиятельных энергетических компаний. С дpугой стоpоны, возникла сильная оппозиция, в котоpой объединились гpуппы, защищающие интеpесы населения, чистоту окpужающей сpеды и пpава потpебителей. Споpы, котоpые пpодолжаются и по сей день, сосредоточились главным образом вокруг вопросов вредного влияния различных этапов топливного цикла на окpужающую сpеду, веpоятности аваpий pеактоpов и их возможных последствий, организации стpоительства и  эксплуатации pеактоpов, пpиемлемых ваpиантов захоpонения ядеpных  отходов,  потенциальной возможности саботажа и нападения теppористов на АЭС, а также вопросов умножения национальных и междунаpодных усилий в области нераспространения ядеpного оpужия.

4. Проблемы безопасности

Чеpнобыльская катастpофа и дpугие аваpии ядеpных pеактоpов в 1970-е и 1980-е годы, помимо прочего, ясно показали, что такие аваpии часто непpедсказуемы. Напримеp, в Чеpнобыле pеактоp 4-го энергоблока был сеpьезно повpежден в pезультате pезкого скачка мощности, возникшего во вpемя планового его выключения. Реактоp находился в бетонной оболочке и был оборудован системой аваpийного расхолаживания и дpугими совpеменными системами безопасности. Но никому и в голову не приходило, что при выключении реактора может произойти резкий скачок мощности и газообpазный водоpод, обpазовавшийся  в pеактоpе после такого скачка, смешавшись с воздухом, взоpвется так, что pазpушит здание pеактоpа. В pезультате аваpии погибло более 30 человек, более 200 000 человек в Киевской и соседних областях получили большие дозы pадиации, был заpажен источник водоснабжения Киева. На севеpе от места катастpофы – пpямо на пути облака pадиации –  находятся  обширные Пpипятские болота, имеющие жизненно важное значение для экологии Беларуси, Украины и западной части России.

В Соединенных Штатах пpедпpиятия, стpоящие и  эксплуатиpующие  ядерные pеактоpы, тоже столкнулись с множеством пpоблем безопасности, что замедляло стpоительство, заставляя вносить многочисленные изменения в проектные показатели и эксплуатационные нормативы, и приводило к увеличению затрат и себестоимости электроэнергии. По-видимому, было два основных источника этих тpудностей. Один из них – недостаток знаний и опыта в этой новой отрасли энергетики. Дpугой – pазвитие технологии ядеpных pеактоpов, в ходе которого возникают новые пpоблемы. Но  остаются  и  старые, такие, как коppозия тpуб паpогенеpатоpов и растрескивание тpубопpоводов кипящих реакторов. Не решены до конца и дpугие пpоблемы безопасности, напpимеp повpеждения, вызываемые резкими изменениями расхода теплоносителя.

5. Экономика атомной энергетики

Инвестиции в атомную энеpгетику, подобно инвестициям в дpугие области пpоизводства электpоэнеpгии, экономически опpавданы, если выполняются два условия: стоимость киловатт-часа не больше, чем пpи самом дешевом альтернативном способе пpоизводства, и ожидаемая потpебность в электpоэнеpгии, достаточно высокая, чтобы пpоизведенная энеpгия могла пpодаваться по цене, пpевышающей ее себестоимость. В начале 1970-х годов мировые экономические пеpспективы выглядели очень благопpиятными для атомной энеpгетики: быстpо pосли как потpебность в электpоэнеpгии, так и цены на основные виды топлива – уголь и нефть. Что же касается стоимости стpоительства АЭС, то почти все специалисты были убеждены, что она будет стабильной или даже станет снижаться. Однако в начале 1980-х годов стало ясно, что эти оценки ошибочны: рост спроса на электpоэнеpгию прекратился, цены на пpиpодное топливо не только больше не росли, но даже начали снижаться, а строительство АЭС обходилось значительно доpоже, чем  предполагалось  в самом пессимистическом пpогнозе. В pезультате атомная энеpгетика повсюду вступила в полосу сеpьезных экономических тpудностей, причем наиболее сеpьезными они оказались в стpане, где она возникла и pазвивалась наиболее интенсивно, – в США.

Если провести сравнительный анализ экономики атомной энергетики в США, то становится понятным, почему эта  отpасль  пpомышленности  потеpяла конкуpентоспособность. С начала 1970-х годов резко выросли затраты на АЭС. Затраты на обычную ТЭС складываются из прямых и косвенных капиталовложений, затрат на топливо, эксплуатационных расходов и pасходов на техническое обслуживание. За срок службы ТЭС, работающей на угле, затраты на топливо составляют в сpеднем 50–60% всех затрат. В случае же АЭС доминиpуют капиталовложения, составляя около 70% всех затрат. Капитальные затраты на новые ядеpные pеактоpы в сpеднем значительно превышают расходы на топливо угольных ТЭС за весь срок их службы, чем сводится на нет преимущество экономии на топливе в случае АЭС.

6. Перспективы развития атомной энергетики

Сpеди тех, кто настаивает на необходимости пpодолжать поиск безопасных и экономичных путей развития атомной энеpгетики, можно выделить два  основных направления. Сторонники первого полагают, что все усилия должны быть сосредоточены на устранении недовеpия общества к безопасности ядеpных технологий. Для этого необходимо разрабатывать новые реакторы, более безопасные, чем существующие легководные. Здесь представляют интерес два  типа pеактоpов: «технологически  предельно  безопасный» реактор и «модульный» высокотемпеpатуpный газоохлаждаемый pеактоp.

Пpототип модульного газоохлаждаемого реактора разрабатывался  в Геpмании, а также в США и Японии. В отличие от легководного реактора, констpукция модульного газоохлаждаемого реактора такова, что безопасность его работы обеспечивается пассивно  – без прямых действий опеpатоpов или электрической либо механической системы защиты. В технологически предельно безопасных pеактоpах тоже пpименяется система пассивной защиты. Такой реактор, идея которого была предложена в Швеции, по-видимому, не продвинулся далее стадии пpоектирования. Но он получил сеpьезную поддеpжку  в  США сpеди тех, кто видит у него потенциальные пpеимущества пеpед  модульным  газоохлаждаемым реактором. Но будущее обоих вариантов туманно из-за их неопpеделенной стоимости, трудностей разработки, а также споpного будущего самой атомной энеpгетики.

Сторонники другого направления полагают, что до того момента, когда развитым странам потpебуются новые электpостанции, осталось мало вpемени для разработки новых реакторных технологий. По их мнению, пеpвоочередная задача состоит в том, чтобы стимулировать вложение средств в атомную энеpгетику.

Нужна помощь в написании реферата?

Мы – биржа профессиональных авторов (преподавателей и доцентов вузов). Наша система гарантирует сдачу работы к сроку без плагиата. Правки вносим бесплатно.

Заказать реферат

Но помимо этих двух пеpспектив развития атомной энергетики сформировалась и совсем иная точка зpения. Она возлагает надежды на более полную утилизацию подведенной энергии, возобновляемые энеpгоресурсы (солнечные батаpеи и т.д.) и  на  энергосбережение. По мнению сторонников этой точки зрения, если передовые страны переключатся на разработку более экономичных источников света, бытовых электроприборов, отопительного обоpудования и кондиционеров, то сэкономленной электpоэнеpгии будет достаточно, чтобы обойтись безо всех существующих АЭС. Наблюдающееся значительное уменьшение потребления электроэнергии показывает, что экономичность может быть важным фактором ограничения спроса на электроэнергию.

Заключение

Таким образом, атомная энеpгетика пока не выдержала испытаний на экономичность, безопасность и расположение общественности. Ее будущее теперь зависит от того, насколько эффективно и надежно будет осуществляться контроль за стpоительством и эксплуатацией АЭС, а также насколько успешно будет pешен pяд других пpоблем, таких, как проблема удаления радиоактивных отходов. Будущее атомной энеpгетики зависит также от жизнеспособности и экспансии ее сильных конкурентов – ТЭС, работающих на угле, новых энергосберегающих технологий и возобновляемых энергоресурсов.

Список использованных источников

1. Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы. М., 1984.
2. Самойлов О. Б., Усынин Г. Б., Бахметьев А. М. Безопасность ядерных энергетических установок. М., 1989
3. Синев Н. М. Экономика ядерной энергетики: Основы технологии экономики ядерного топлива. Экономика АЭС. М., 1987.
4. Тепловые и атомные электрические станции. Справочник. Кн. 3. М., 1985.
5. Источник в Интернете: http://www.rosatom.ru/concern/reports/prospects/prospects.htm.

Доклад: Ядерная энергия

Д О К Л А Д

п о ф и з и к е

по теме

«Термоядерный синтез»

Введение

В 1939 году впервые удалось расщепить атом урана. Прошло еще 3 года, и в США был создан реактор для осуществления управляемой ядерной реакции. Затем в 1945г. была изготовлена и испытана атомная бомба, а в 1954г. в нашей стране была пущена в эксплуатацию первая в мире атомная электростанция. Во всех этих случаях использовалась огромная энергия распада атомного ядра. Еще большее количество энергии выделяется в результате синтеза атомных ядер. В 1953 году в СССР впервые была испытана термоядерная бомба, и человек научился воспроизводить процессы, происходящие на солнце. Пока использовать для мирных целей ядерный синтез нельзя, но, если это станет возможным, то люди обеспечат себя дешевой энергией на миллиарды лет. Эта проблема — одно из важнейших направлений современной физики на протяжении последних 50 лет.

Ядерная энергия выделяется при распаде или синтезе атомных ядер. Любая энергия — физическая, химическая, или ядерная проявляется своей способностью выполнять работу, излучать высокую температуру или радиацию. Энергия в любой системе всегда сохраняется, но она может быть передана другой системе или изменена по форме.

Приблизительно до 1800 года основным топливом было дерево. Энергия древесины получена из солнечной энергии, запасенной в растениях в течение их жизни. Начиная с Индустриальной революции, люди зависели от полезных ископаемых — угля и нефти, энергия которых также происходила из запасенной солнечной энергии. Когда топливо типа угля сжигается, атомы водорода и углерода, содержащиеся в угле, объединяются с атомами кислорода воздуха. При возникновении водного или углеродистого диоксида происходит выделение высокой температуры, эквивалентной приблизительно 1.6 киловатт-час на килограмм или приблизительно 10 электрон-вольт на атом углерода. Это количество энергии типично для химических реакций, приводящих к изменению электронной структуры атомов. Части энергии, выделенной в виде высокой температуры, достаточно для поддержания продолжения реакции.

Атом

Атом состоит из маленького, массивного, положительно заряженного ядра, окруженного электронами. Ядро составляет основную часть массы атома. Оно состоит из нейтронов и протонов (общее название нуклоны), связанных между собой очень большими ядерными силами, намного превышающими электрические силы, которые связывают электроны с ядром. Энергия ядра определяется тем, насколько сильно его нейтроны и протоны удерживаются ядерными силами. Энергия нуклона — это энергия, требуемая, чтобы удалить один нейтрон или протон из ядра. Если два легких ядра соединяются, чтобы сформировать более тяжелое ядро или если тяжелое ядро распадается на два более легких, то в обоих случаях выделяется большое количество энергии.

Ядерная энергия, измеренная в миллионах электрон-вольт, образуется в результате синтеза двух легких ядер, когда, два изотопа водорода, (дейтерия) объединяются в результате следующей реакции:

При этом образуется атом гелия с массой 3 а.е.м., свободный нейтрон, и 3.2 Мэв, или 5.1 * 106 Дж (1.2 * 103 кал).

Ядерная энергия также образуется, когда происходит расщепление тяжелого ядра (к примеру ядра изотопа урана-235) вследствие поглощения нейтрона:

В итоге распадаясь на цезий-140, рубидий-93, три нейтрона, и 200 Мэв, или 3.2 • 1016 Дж (7.7 • 108 кал). Ядерная реакция распада выпускает в 10 миллионов раз больше энергии чем при аналогичной химической реакции.

Ядерный Синтез

Выделение ядерной энергии может происходить в нижнем конце кривой энергии при соединение двух легких ядер в одно более тяжелое. Энергия, излучаемая звездами подобно солнцу, является результатом таких же реакций синтеза в их недрах.

При огромном давлении и температуре 15 миллионов градусов C0. Существующие там водородные ядра объединяется согласно уравнению (1) и в результате их синтеза образуется энергия солнца.

Ядерный синтез был впервые достигнут на Земле в начале 30-ых годов. В циклотроне — ускорителе элементарных частиц — производили бомбардировку ядер дейтерия. При этом происходило выделение высокой температуры, однако, эту энергию не удавалось использовать. В 1950-ых годах первый крупномасштабный, но не контролируемый процесс выделения энергии синтеза был продемонстрирован в испытаниях термоядерного оружия Соединенными Штатами, СССР, Великобританией и Францией. Однако это была кратковременная и неуправляемая реакция, которая не могла быть использована для получения электроэнергии.

В реакциях распада нейтрон, который не имеет никакого электрического заряда, может легко приближаться и реагировать с расщепляемым ядром, например урана-235. В типичной реакции синтеза, однако, реагирующие ядра имеют положительный электрический заряд и поэтому по закону Кулона отталкиваются, таким образом силы, возникающие вследствие закона Кулона, должны быть преодолены до того, как ядра смогут соединиться. Это происходит, когда температура реагирующего газа достаточно высока от 50 до 100 миллионов градусов C0. В газе тяжелых водородных изотопов дейтерия и трития при такой температуре происходит реакция синтеза:

выделяя приблизительно 17.6 Мэв. Энергия появляется сначала, как кинетическая энергия гелия-4 и нейтрона, но скоро проявляется в виде высокой температуры в окружающих материалах и газе.

Если при такой высокой температуре, плотность газа составляет 10-1 атмосфер (т.е. почти вакуум), то активный гелий-4 может передавать свою энергию окружающему водороду. Таким образом, поддерживается высокая температура и создаются условия для протекания самопроизвольной реакции синтеза. При этих условиях происходит «ядерное воспламенение ».

Достижению условий управляемого термоядерного синтеза препятствуют несколько основных проблем. Во-первых, нужно нагреть газ до очень высокой температуры. Во-вторых, необходимо контролировать количество реагирующих ядер в течение достаточно долгого времени. В-третьих, количество выделяемой энергии должно быть больше, чем было затрачено для нагревания и ограничения плотности газа. Следующая проблема — накопление этой энергии и преобразование ее в электричество.

При температурах даже 100000 C0все атомы водорода полностью ионизируются. Газ состоит из электрически нейтральной структуры: положительно заряженных ядер и отрицательно заряженных свободных электронов. Это состояние называется плазмой.

Плазма, достаточно горяча для синтеза, но не может находиться в обычных материалах. Плазма охладилась бы очень быстро, и стенки сосуда были бы разрушены при перепаде температур. Однако, так как плазма состоит из заряженных ядер и электронов, которые двигаются по спирали вокруг силовых линий магнитного поля, плазма может содержаться в ограниченной магнитным полем области без того, чтобы реагировать со стенками сосуда.

В любом управляемом устройстве синтеза выделение энергии должно превышать энергию, требуемую, для ограничения и нагрева плазмы. Это условие может быть выполнено, когда время заключения плазмы t и ее плотность n превышает приблизительно 1014. Отношения tn > 1014 называются критерием Лоусона.

Многочисленные схемы магнитного заключения плазмы были испытаны начиная с 1950 в Соединенных Штатах, СССР, Великобритании, Японии и в других местах. Термоядерные реакции наблюдали, но критерий Лоусона редко превышал 1012. Однако одно устройство “Токамак” (это название – сокращение русских слов: ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками), первоначально предложенное в СССР Игорем Таммом и Андреем Сахаровым начало давать хорошие результаты в начале 1960-ых.

Токамак

Токамак — это тороидальная вакуумная камера, на которую надеты катушки, создающие сильное тороидальное магнитное поле. Тороидальное магнитное поле равное приблизительно 50000 Гаусс поддерживается внутри этой камеры мощными электромагнитами. Продольный поток нескольких миллионов ампер создается в плазме катушками трансформатора. Замкнутые магнитные полевые линии устойчиво ограничивают плазму.

Основанные на успешном действии экспериментального маленького «Tокамака» в нескольких лабораториях в начале 1980-ых были построены два больших устройства, один в Принстонском Университете в Соединенных Штатах и один в СССР. В «Tокамаке» высокая плазменная температура возникает в результате выделения тепла при сопротивлении мощного тороидального потока, а также путем дополнительного нагревания при введении нейтрального луча, что в совокупности должно приводить к воспламенению.

Другой возможный путь получить энергию синтеза — также инерционного свойства. В этом случае топливо — тритий или дейтерий содержится в пределах крошечного шарика, бомбардируемого с нескольких сторон импульсным лазерным лучом. Это приводит к взрыву шарика, с образованием термоядерной реакции, которая зажигает топливо. Несколько лабораторий в Соединенных Штатах и в других местах в настоящее время исследуют эту возможность. Прогресс исследования синтеза был многообещающим, но задача создания практических систем для устойчивой реакции синтеза, которая производит большее количество энергии чем потребляет, пока остается не решенной и потребует еще много времени и сил.

Однако, некоторое продвижение в этом вопросе было достигнуто в начале 1990-ых. В 1991 году впервые удалось получить существенное количество энергии — приблизительно 1.7 миллион ватт в результате управляемого ядерного синтеза в Объединенной европейской лаборатории (Торус). В декабре 1993 года, исследователи в Принстонском университете использовали реактор типа токамак для реакции синтеза, чтобы произвести управляемую ядерную реакцию, выделенная энергия равнялась 5.6 миллионов ватт. Однако, и в реакторе типа токамак и в лаборатории Торус затратили большее количество энергии, чем было получено.

Если получение энергии ядерного синтеза станет практически доступным, то это даст следующие преимущества: первое — безграничный источник топлива, дейтерий из океана; второе — исключит возможность несчастного случая в реакторе, так как количество топлива в системе очень мало; и третье — отходы намного менее радиоактивны и их проще хранить, чем отходы от реакций распада.

Список литературы

1. Люди и атомы (Уильям Лоуренс)

2. Элементы вселенной (Сиборг и Вэленс)

3. Советский Энциклопедический Словарь

4. Энциклопедия Encarta 96

* Данная работа не является научным трудом, не является выпускной квалификационной работой и представляет собой результат обработки, структурирования и форматирования собранной информации, предназначенной для использования в качестве источника материала при самостоятельной подготовки учебных работ.

Содержание

1.
Введение …………………………………………………….
Стр.1

2.Физические
основы ядерной энергетики…………………Стр.2

3.
Ядро атома……………………………………………………Стр.4

4.
Радиоактивность…………………………………………….Стр.4

5.
Ядерные реакции……………………………………………
Стр.4

6.
Деление ядер…………………………………………………..Стр.4

7.
Цепные ядерные реакции…………………………………
Стр.5

8.
Основы теории реакторов…………………………………
Стр.5

9.
Принципы регулирования мощности
реакторов……… Стр.6

10.
Классификация реакторов…………………………………
Стр.7

11.Конструктивные
схемы реакторов…………………………Стр.9

12.Перезагрузка
АЭС………………………………………… Стр.13

13.Конструкции
оборудования АЭС………………………… Стр.14

14.
Схема трёхконтурной АЭС …………………………………Стр.16

15.Теплообненники
АЭС……………………………………… Стр.19

16.Турбомашины
АЭС………………………………………… Стр.20

17.
Вспомогательное оборудование
АЭС……………………..Стр. 20

18.
Компоновка оборудования АЭС……………………………Стр.21

19.
Вопросы техники безопасности на
АЭС…………………..Стр.21

20.
Передвижные АЭС …………………………………………Стр.
24

21.
Используемая литература…………………………………..Стр.26

Введение.

Состояние
и перспективы развития атомной
энергетике.

Развитие
промышленности, транспорта, сельского
и коммунального хозяйства требует
непрерывного увеличения производства
электроэнергии.

Мировое
увеличение потребления энергии растёт
с каждым годом.

Для
примера: в 1952году оно составляло в
условных единицах 540 млн.т., а уже в
1980году 3567млн.т. практически за 28 лет
увеличилось более чем в 6.6 раз. При этом
необходимо отметить, что запасы ядерного
топлива в 22 раза превышают запасы
органического топлива.

На
5-ой мировой энергетической конференции
запасы топлива были оценены следующими
величинами:

  1. Ядерное
    топливо…………………………..520х106

  2. Уголь………………………………………55,5х106

  3. Нефть………………………………………0,37х106

  4. Натуральный
    газ ………………………….0,22х106

  5. Нефтяные
    сланцы…………………………0,89х106

  6. Гудрон……………………………………..1,5х
    106

  7. Торф……………………………………….
    0,37х 10

Всего
58,85х106

При
современном уровне потребления энергии
мировые запасов по разным подсчётам
кончутся через 100-400лет.

По
прогнозам учёных потребление энергии
будет разниться 1950 года к 2050 году в 7
раз. Запасы ядерного топлива могут
обеспечить нужды населения в энергии
на значительно более длительный период.

Не
смотря на богатые природные ресурсы
России, в органическом топливе, а так
же гидроэнергоресурсы крупных рек
(1200млрд. КВт час) или 137 млн. кВт. час уже
сегодня президент страны обратил особое
внимание на развитии атомной энергетики.
Учитывая, что уголь, нефть, газ, сланцы,
торф являются ценным сырьём для различных
отраслей химической промышленности.
Из угля получают кокс для металлургии.
Поэтому стоит задача сохранить для
некоторых отраслей промышленностей
органические запасы топлива. Таких
тенденций придерживается и мировая
практика.

Учитывая,
что стоимость энергии получаемая на
атомных станциях ожидается быть ниже,
чем на угольных и близка к стоимости
энергии на гидроэлектростанциях,
актуальность увеличения строительств
атомных электростанций становится
явной. Несмотря на то, что атомные станции
несут в себе повышенную опасность,
(радиоактивность в случае аварии)

Все
развитые страны, как Европы, так и Америки
в последнее время активно ведут
наращивания их строительства, не говоря
об использовании атомной энергии, как
в гражданской, так и военной технике
это атомоходы, подводные лодки, авианосцы.

Как
в гражданской так и в военных направлениях
пальма первенства принадлежала и
принадлежит России.

Решение
проблемы непосредственного преобразования
энергии расщепления атомного ядра в
электрическую энергию позволить
значительно снизить стоимость
вырабатываемой электроэнергии.

Физические
основы ядерной энергетики.

Все
вещества в природе состоят из мельчайших
частиц – молекул, находящих в непрерывном
движении. Теплота тела является
результатом движения молекул.

Состояние
полного покоя молекул соответствует
абсолютный нуль температуры.

Молекулы
вещества состоят из атомов одного или
несколько химических элементов.

Молекула
самая мельчайшая частица данного
вещества. Если разделить молекулу
сложного вещества на составляющие
части, то получатся атомы других веществ.

Атом
– мельчайшая частица данного химического
элемента. Он не может делиться дальше
химическим способом на ещё более мелкие
частицы, хотя и атом имеет свою внутреннею
структуру и состоит из положительно
заряженного ядра и отрицательно
заряженной электронной оболочке.

Число
электронов в оболочке лежит в пределах
от одного до ста одного. Последнее число
электронов имеет элемент название
Менделевий.

Этот
элемент назван Менделевий именем Д.И.
Менделеева открывшего в 1869 году
периодический закон, согласно которому
физико-химические свойства всех элементов
зависят от атомного веса, причём через
определённые периоды встречаются
элементы со схожими физико-химическими
свойствами.

Ядро
атома.

В
ядре атома сосредоточена основная часть
его массы. Масса электронной оболочки
составляет лишь доля процента массы
атома. Атомные ядра представляют сложные
образования, состоящие из элементарных
частиц-протонов обладающих положительным
электрическим зарядом, и не имеющих
электрического заряда частиц – нейтронов.

Положительно
заряженные частицы- протоны и электрически
нейтральные частицы-нейтроны носят
общее название нуклоны. Протоны и
нейтроны в ядре атома связаны так
называемыми ядерными силами.

Энергией
связи ядра называют количество энергии,
требующей для разделения ядра на
отдельные нуклоны. Поскольку ядерные
силы в миллионы раз превышают силы
химических связей, то из этого следует,
что ядро является соединением, прочность
которого неизмеримо превышает прочность
соединения атомов в молекуле.

При
синтезе 1кг гелия из атома водорода
выделяется количество тепла эквивалентное
количеству тепла при сгорании 16000 т.
угля, тогда как при расщеплении 1кг урана
выделяется количества тепла, равное
теплу выделяемому при сгорании 2700т
угля.

Радиоактивность.

Радиоактивностью
называют способность спонтанного
превращения неустойчивых изотопов
одного химического элемента в изотопы
другого элемента сопровождающего
испусканием альфа, бета и гамма лучей.

Превращение
элементарных частиц (нейтронов, мезонов)
так же иногда называют радиоактивностью.

Ядерные
реакции.

Ядерными
реакциями называют превращения атомных
ядер в результате их взаимодействия с
элементарными частицами и друг с другом.

В
химических реакциях происходит
перестройка внешних электронных оболочек
атомов, и энергия этих реакций измеряется
электрон-вольтами.

В
ядерных реакциях происходит перестройка
ядра атома, причём во многих случаях
результатом перестройки является
превращение одного химического элемента
в другой. Энергия ядерных реакций
измеряется миллионами электрон-вольт.

Деление
ядер.

Открытие
деления ядер урана, его экспериментальное
подтверждение в 1930 дало возможность
увидеть неисчерпаемые возможности
применения в различных сферах народного
хозяйства и в том числе получения энергии
при строительстве атомных установок.

Цепная
ядерная реакция.

Цепной
ядерной реакцией называется реакция
деления ядер атомов тяжёлых элементов
под действием нейтронов, в каждом акте
которой число нейтронов возрастает, в
результате чего возрастает
самоподдерживающийся процесс деления.

Цепные
ядерные реакции относятся к классу
экзотермических, то есть сопровождающихся
выделением энергии.

Основы
теории реакторов.

Ядерным
энергетическим реактором называют
агрегат, предназначенный для получения
тепла из ядерного горючего путём
самоподдерживающийся управляемой
цепной реакции, деления атомов этого
горючего.

При
работе ядерного реактора, для исключения
возникновения цепной реакции, для
искусственного гашения реакции используют
замедлители, методом автоматического
ввода в реактор элементов замедлителей.
Чтобы поддерживать мощность реактора
на постоянном уровне, необходимо
соблюдать условие постоянства средней
скорости деления ядер, так называемый
коэффициент размножения нейтронов.

Атомный
реактор характеризуется критическими
размерами активной зоны, при которых
коэффициент размножения нейтронов К=1.
Задаваясь составом ядерного делящего
материала, конструкционными материалами,
замедлителем и теплоносителем, выбирают
вариант, при котором К = ? имеет
максимальное значение.

Эффективный
коэффициент размножения представляет
собой отношение числа рождений нейтронов
к числу актов их гибели в результате
поглощения и утечки.

Реактор
с использованием отражателя уменьшает
критические размеры активной зоны,
выравнивает распределение потока
нейтронов и увеличивает удельную
мощность реактора, отнесённую к 1кг
загруженного в реактор ядерного горючего.
Расчёт размеров активной зоны производится
сложными методами.

Реакторы
характеризуются циклами и типами
реакторов.

Топливным
циклом или циклом ядерного горючего
называются совокупность последовательных
превращений топлива в реакторе, а так
же при переработке облученного топлива
после его извлечения из реактора с целью
выделения вторичного топлива и
невыгоревшего первичного топлива.

Топливный
цикл определяет тип ядерного реактора:
реактор –конвектор;

Реактор-размножитель;
реакторы на быстрых, промежуточных и
тепловых нейтронах, реактор на твёрдом,
жидком и газообразном топливе; гомогенные
реакторы и гетерогенные реакторы и
другие.

Принципы
регулирования мощности реактора.

Энергетический
реактор должен работать устойчиво на
различных уровнях мощности. Изменения
уровня тепловыделения в реакторе должно
происходить достаточно быстро, но
плавно, без скачков разгона мощности.

Система
регулирования призвана компенсировать
изменения коэффициент К (реактивности),
возникающие при изменениях в режиме,
включая пуск и остановку. Для этого в
процессе работы в активную зону вводят
по мере необходимости графитовые
стержни, материал которых сильно
поглощает тепловые нейтроны. Для
уменьшения или увеличения мощности
соответственно выводят или вводят
указанные стержни, регулируя тем самым
коэффициент К. Стержни используются
как регулирующие, так и компенсирующие,
а в целом их можно назвать управляющими
или защитными.

Классификация
реакторов.

Ядерные
реакторы могут классифицироваться по
различным признакам:

1)
По назначению

2)
По уровню энергии нейтронов, вызывающих
большинство делений ядер топлива;

3)
По виду замедлителя нейтронов

4)
По виду и агрегатному состоянию
теплоносителя;

5)
По признаку воспроизводства ядерного
топлива;

6)
По принципу размещения ядерного топлива
в замедлителе,

7)
По агрегатному состоянию ядерного
топлива.

Реакторы,
предназначенные для выработки
электрической или тепловой энергии
называются энергетическими, так же
реакторы бывают технологические и
двухцелевые.

По
уровню энергии реакторы подразделяются:
на тепловых нейтронах, на быстрых
нейтронах, на промежуточных нейтронах.

По
виду замедлителей нейтронов: на водяные,
тяжёловодные, графитовые, органические,
бериллиевые.

По
виду теплоносителя: на водяные,
тяжёловодные, жидкометаллические,
органические, газовые.

По
принципу воспроизводства ядерного
топлива:

Реакторы
на чистом делящем изотопе. С воспроизводством
ядерного топлива (регенеративные) с
расширенным воспроизводством
(реакторы-размножители).

По
принципу ядерного горючего: гетерогенные
и гомогенные

По
принципу агрегатного состояния делящего
материала:

В
форме твердого тела, реже в виде жидкости
и газа.

Если
ограничиться основными признаками, то
может быть предложена следующая система
обозначения типов реакторов

  1. Реактор
    с водой в качестве замедлителя и
    теплоносителя на слабообогащённом
    уране (ВВР- Уно) или водо-водяной реактор
    (ВВР).

  2. Реактор
    с тяжёлой водой в качестве замедлителя
    и обычной водой в качестве теплоносителя
    на природном уране. Обозначение:
    тяжёло-водяной реактор на природном
    уране (ТВР-Уп) или тяжёловодно-водяной
    реактор (ТВР) При использовании тяжёлой
    воды и в качестве

Теплоносителя
будет (ТТР)

3.
Реактор с графитом в качестве замедлителя
и водой в качестве теплоносителя на
слабо обогащённом уране будет называться
граффито-водяной на слабо обогащённом
уране (ГВР-Уно) или граффито-водяной
реактор (ГВР)

  1. Реактор
    с графитом в виде замедлителя и газом
    в качестве теплоносителя на природном
    уране (ГГР-Уп) или граффито-газовый
    реактор (ГГР)

  2. Реактор
    с кипящей водой в качестве замедлителя
    теплоносителя может быть обозначен
    ВВКР, такой же реактор на тяжёлой воде
    – ТТКР.

  3. Реактор
    с графитом в качестве замедлителя и
    натрием в качестве теплоносителя может
    быть обозначен ГНР

  4. Реактор
    с органическим замедлителем и
    теплоносителем может быть обозначен
    ООР

Основные
характеристики реакторов АЭС

АЭС

Характеристики
реакторов

С
реакторами на

тепловых
нейтронах

С
реакторами на быстрых нейтронах

Тип
реактора

ВВЭР

РБМК

РБН

Теплоноситель

Вода

вода

Жидкий
Na,
K, вода

Замедлитель

Вода

графит

отсутствует

Вид
ядерного топлива

Слабо
обогащённый уран

Слабо
обогащённый уран

Высоко
обогащённый уран или Pu-239

Обогащение
ядерного топлива по U-235, %

3-4

2-3

90

Количество
контуров циркуляции теплоносителя

2

1

3

Давление
пара перед турбиной, МПа

4,0-6,0

6,0-6,5

6,0-6,5

КПД
АЭС

?30%

30-33%

?35%

Конструктивная
схема реактора.

Основными
конструктивными узлами гетерогенного
ядерного реактора являются: корпус;
активная зона, состоящая из тепловыделяющих
элементов, замедлителя и системы
управления и защиты; отражатель нейтронов;
система отвода тепла; тепловая защита;
биологическая защита; система загрузки
и выгрузки тепловыделяющих элементов.
В реакторах – размножителях имеется
также зона воспроизводства ядерного
горючего со своей системой отвода тепла.
В гомогенных реакторов вместо
тепловыделяющих элементов имеется
резервуар с раствором солей или взвесью
делящихся материалов теплоносителя.

1-ый
тип(а) – реактор, в котором замедлителем
и отражателем нейтронов является графит.
Графитовые блоки (параллепипеды призмы
с внутренними каналами и размещёнными
в них тепловыделяющими элементами
образуют активную зону, обычно имеющую
форму цилиндра или многогранной призмы.
Каналы в графитовых блоках проходят по
всей высоте активной зоны. В эти каналы
вставляются трубы для размещения
тепловыделяющих элементов. По кольцевой
щели между тепловыделяющими элементами
и направляющими трубами протекает
теплоноситель. В качестве теплоносителя
может использоваться вода, жидкие металл
или газ. Часть каналов активной зоны,
используется для размещения стержней
системы управления и защиты. Вокруг
активной зоны расположен отражатель
нейтронов, также в виде кладки графитовых
блоков. Каналы тепловыделяющих элементов
проходят как через кладку активной
зоны, так и через кладку отражателя.

При
работе реактора графит нагревается до
температуры при которой может окисляться.
Для предотвращения окисления графитовая
кладка заключается в стальной герметичный
кожух, заполняемый нейтральным газом
(азот, гелий). Каналы тепловыделяющих
элементов могут размещаться как
вертикально, так и горизонтально. Снаружи
стального кожуха размещается биологическая
защита – специальный бетон. Между
кожухом и бетоном может быть предусмотрен
канал охлаждения бетона по которому
циркулирует охлаждающая среда (воздух,
вода). В случае применения натрия в
качестве теплоносителя, графитовые
блоки покрываются защитной оболочкой
(например из циркония). Для предотвращения
пропитывания графита натрием при
протечке его из контура циркуляции.
Автоматические приводы регулирующих
стержней получают импульс от ионизационных
камер или счётчиков нейтронов. В
ионизационной камере, заполненной
газом, быстрые заряженные частицы
вызывают падение напряжения между
электродами к которым приложено разность
потенцалов. Падении напряжение в цепи
электродов пропорционально изменению
плотности потока частиц, ионизирующих
газ. Поверхности электродов ионизационных
камер, покрытые бором поглощают нейтроны,
вызывая поток альфа-частиц также
производящих ионизацию. В таких приборах
изменения силы тока в цепи пропорционально
изменению плотности потока нейтронов.
Слабый ток, возникающий в цепи ионизационной
камеры усиливается электронными или
другими усилителями. При увеличении
потока нейтронов в реакторе сила тока
в цепи, ионизационной камеры увеличивается
и сервомотор автоматического регулирования
опускает регулирующий стержень в
активную зону на соответствующую
глубину. При ослаблении потока нейтронов
в реакторе происходит уменьшение силы
тока в цепи ионизационной камеры и
привод регулирующих стержней автоматически
поднимает их на соответствующую высоту.

Графитово-водяной
реактор при охлаждении некипящей водой
имеет относительно низкую температуру
воды на выходе, что обуславливает также
относительно низкие начальные параметры
генерируемого пара и соответственно
низкий КПД установки.

В
случае перегрева пара в активной зоне
реактора КПД установки может быть
значительно повышено. Применение газа
или жидких металлов реактора по схеме
1 также позволит получить более высокие
параметры вырабатывания пара и
соответственно более высокий КПД
установки. Граффито-водяные, водо-водяные
и граффито-жидкометаллические реакторы
требуют применения обогащённого урана.

На
рисунке 1 показана принципиальная схема
АЭС РБМК.

2

1

Рис.1

1-Графитовые
блоки

(Замедлитель)

2-активная
зона реактора

2.Тяжёловодно-газовый
реактор 2 может работать на природном
уране. Тепловыделяющий элемент такого
реактора покружено в стальной или
алюминиевый бак, заполненный до
определённого уровня тяжёлой водой.
Вокруг бака расположен графитовый
отражатель – биологическая защита.
Тепловыделяющие элементы имеют внутренние
каналы для прохода газа, отводящего
тепло. Тяжёлая вода, служащая замедлителем
также нагревается и требует своей
системы охлаждения. Это осуществляется
циркуляцией тяжёлой воды с помощью
специального насоса и охлаждением её
в теплообменнике проточной водой. Такой
реактор имеет достаточно высокий КПД
и относительно низкую топливную
составляющую стоимость вырабатываемой
электроэнергии.

Поскольку
топливом служит природный уран, высокая
стоимость тяжёлой воды и потери тепла,
связанной её охлаждением являются его
недостатками .

3.
На рис в) изображён водо-водяной или
тяжёловодный реактор в котором
замедлителем и теплоносителем служит
вода или тяжёлая вода.(ВВЭР).

4
Рис г) даёт представление о конструктивной
схеме реактора кипящего типа. Этот тип
даёт возможность изготавливать их с
меньшей толщиной стенки, а так же их
положительным свойством является
возможность саморегулирования.

5.
реактор- размножитель работает на
быстрых нейтронах т.е. на обогащённом
уране. Данные типы реакторы требует
более высокой биологической защиты, и
соответственно применение более дорогих
материалов.

6.
гомогенный реактор где при использовании
природного урана замедлителем может
быть только тяжёлая вода, при обогащённом
уране обычная вода. Здесь деление ядер
на быстрых нейтронах отсутствует.
Относительно низкая плотность урана и
резонансное поглощение требуют более
высокой степени обогащения топлива
делящимся изотопом.

Все
конструкции реакторов имеют как и
положительные, так и отрицательные
стороны, которые всегда необходимо
учитывать при проектировании с учётом
привязки строительства к конкретным
региональным условиям исходя из
возможностей доставки сырья, опасностью
загрязнения окружающей среды, источников
водоснабжения и грунтовых вод.

При
проектировании АЭС используется сложные
математические расчёты, которые не
смотря на современные аналитические
возможности вычислительной техники не
могут дать гарантированной правильности
всех параметров. Поэтому все расчёты
перепроверяются экспериментальной
проверкой.

Это
особенно важно при проверке критических
размеров реактора на природном уране.
Если довериться только теоретическим
расчётом, то можно допустить серьёзный
просчёт, исправить который будет весьма
дорого и сложно.

Перезагрузка
АЭС.

Периодическая
перезагрузка АЭС требует очень тщательной
подготовке и проводится как правило
при остановленном реакторе ,так как
повышенная радиоактивность требует
отсутствия персонала в период загрузки
и выгрузки, не смотря на то, что схема
перезагрузки происходит в автоматическом
режиме с использованием специальных
контейнеров обеспечивающих не только
автоматический режим, но и все требования
техники безопасности с постоянным
охлаждением.

Контейнера
имеют толстые свинцовые оболочки,
обеспечивающие допустимый фон радиации

Конструкции
оборудования АЭС.

Граффито-водяные
реакторы.

Граффито-водяной
реактор АЭС АН является первым реактором,
созданным
для производства электроэнергии.

В
центральной части графитовой кладки,
высотой 4,6 м и диаметром 3м имеется 157
вертикальных отверстий диаметром 65 мм
расположенных по треугольной решётке
шагом 120 мм. В них расположены каналы с
ТВЕ. Активная зона, в которой размещены
каналы с ТВЕ, имеет диаметр 1.6метра и
высоту 1.7 метра. Она окружена со всех
сторон графитовым отражателем толщиной
0.7 м, графитовая кладка заключена в
стальной корпус, приваренный к нижней
стальной плите. Сверху кладка закрыта
массивной чугунной плитой, через которую
проходят каналы ТВЕ и системы регулирования.
Стальной корпус заполнен инертным
газом, предохраняющим графит от окисления.
Вокруг корпуса расположен кольцеобразный
резервуар водяной защиты с толщиной
слоя воды 1м. Реактор расположен в
бетонной шахте с толщиной стен 3м,
служащий внешним слоем биологической
защиты. В водяной защите расположено
12 вертикальных труб, в которых на высоте
активной зоны расположены ионизационные
камеры. В активной зоне имеется 128 каналов
с ТВЕ. Конструкция такого канала показана
на рисунке
2.

Цилиндрический
канал диаметром 65 мм собран из графитовых
втулок с пятью отверстиями, через которые
проходят трубчатые ТВЕ. Вода опускается
по центральной трубке сверху вниз и
возвращается вверх по 4-ём трубчатым
ТВЕ. Уран расположен снаружи этих трубок
на высоте 1.7м. Тепловой поток каналов в
центральной части активной зоны достигает
1.8 * 106
Ккал/м2
в час.

24
канала заняты стержнями регулирования
из карбида бора. Четыре стержня
автоматического регулирования мощности
реактора размещены по переферии активной
зоны. Восемнадцать стержней ручного
регулирования размещены в центре
активной зоны (6шт) по переферии (12шт.)
Они служат для компенсировании запаса
реактивности.

Имеются
так же аварийный стержни для экстренного
останова реактора. Все каналы стержней
охлаждаются водой под давлением 5атм.
И температурой от3 0 до 60 градусов.
Тепловая мощность такого реактора равна
30 Мвт. Общая загрузка реактора составляет
550 кг урана содержащего 5% урана 235
т.е.количество урана 235 загружаемого в
реактор составляет 27,5 кг. Расход урана
за сутки составляет около 30 гр.

Водоводяной
реактор АЭС ( ВВЭР)

Водоводяные
реакторы с водой под давлением имеют
корпус, выдерживающий рабочее давление
теплоносителя (рис.3) В активную зону
реактора загружаются тепловыделяющие
сборки с ядерным топливом. Тепло,
выделяющееся при делении ядерного
топлива, нагревает воду, находящуюся в
корпусе реактора , образуется
слаборадиактивный, насыщенный пар,
поступающий в парогенератор второго
контура. В парогенераторе слаборадиоактивный
пар отдаёт тепло воде, образуется
насыщенный нерадиоактивный пар,
направляемый в паровую турбину. При
передпче тепла радиоактивного пара
нерадиоактивной воде второго контура
в парогенераторе возникают дополнительные
(По сравнению с РБМК), потери тепла, что
снижает КПД АЭС с реакторами ВВЭР до
30%.

АЭС
с реакторами на быстрых нейтронах имеют
трёхмерную схему: в первом контуре
теплоносителем является радиоактивный
натрий (или калий), во втором –
нерадиоактивная натрий (или калий), в
третьем – нерадиоактивная вода,
нагреваемая в парогенераторе теплом
нерадиоактивного натрия второго контура.
Нерадиоактивный насыщенный пар третьего
контура поступает в паровую турбину .
КПД АЭС с реакторами на быстрых нейтронах
составляет около 35%.

1
контур 2 контур

3

К

ЭГ Рис.3

2 4

1 К-р

ГЦН
1
Принципиальная
тепловая схема

ГЦН1,ГЦН2

Главные
циркуляционные

Насосы
первого и
АЭС. 1-металлический корпус

Второго
контуров ГЦН 2реактора; 2-активная зона;

3-вода;
4-парогенератор.

На
схеме обозначены:

  1. Ядерный
    реактор с первичной биологической
    защитой.

  2. Вторичная
    биологическая защита.

  3. Турбина.

  4. Генератор.

  5. Конденсатор.

  6. Циркуляционные
    насосы.

  7. Регенеративный
    теплообменник.

  8. Резервуар
    с водой.

  9. Парогенератор.

  10. Промежуточный
    теплообменник.


Т
– повышающий трансформатор.

ТСН

трансформатор собственных нужд.


РУ
ВН – распределительное устройство
высокого напряжения (110 кВ и выше).


РУ
СН – распределительное устройство
собственных нужд.

 I;
II; III–
контуры АЭС.

Установка,
в которой происходит управляемая цепная
ядерная реакция, называется ядерным
реактором 1.
В него загружается ядерное топливо,
например – уран –238. Ядерный реактор
служит для нагрева теплоносителя и
представляет из себя, в принципе, котёл.

Биологическая
защита 2
выполняет функции изолятора реактора
от окружающего пространства для того,
чтобы в него не проникли мощные потоки
нейтронов, альфа-, бета-, гамма- лучи и
осколки деления. Биологическая защита
предназначена для создания безопасных
условий работы обслуживающего персонала.

Турбина
3
предназначена для преобразования
энергии пара в механическую энергию
вращения ротора электрического
генератора. Генератор 4
вырабатывает электрическую энергию,
которая поступает на повышающий
трансформатор Т,
где преобразуется до необходимых величин
для дальнейшей передачи в линии
электропередач. Часть энергии также
передаётся на ТСН
– понижающий трансформатор собственных
нужд.

Отработанный
в турбине пар поступает в конденсатор.
Конденсатор 5
служит для охлаждения пара, который,
конденсируясь, затем подаётся
циркуляционным насосом 6
через регенеративный обменник 7
в парогенератор 9.
В регенеративном обменнике вода
охлаждается до исходной величины.

Разогретый
в реакторе теплоноситель первого контура
(Na)
отдаёт тепло в промежуточном теплообменнике
10
теплоносителю второго контура (Na).
А тот, в свою очередь, отдаёт тепло
рабочему телу(H2O)
в парогенераторе.

Циркуляционные
насосы служат для движения теплоносителя
в контурах схемы, а также для подачи
охлаждающей воды в конденсатор из
резервуара 8.

Таким
образом, принципиально АЭС отличаются
от ТЭС только тем, что рабочее тело на
них получает тепло в парогенераторе
при сжигании ядерного топлива в ядерном
реакторе, а не органического топлива в
котлах, как это имеет место на ТЭС.

Многоконтурная
схема АЭС обеспечивает радиационную
безопасность и создаёт удобства для
обслуживания оборудования. Выбор числа
контуров определяется в зависимости
от типа реактора и свойств теплоносителя,
характеризующих его пригодность для
использования в качестве рабочего тела
в турбине.

Теплообменники
АЭС.

Теплообменник
атомных электростанций имеют специфические
конструктивные особенности и значительно
большие удельные тепловые нагрузки по
сравнению с теплообменниками обычных
электростанций. Уменьшение габаритов
теплообменников реакторной установки
позволяет уменьшить размеры и вес
биологической защиты, а следовательно,
и капиталовложения в строительство
АЭС.

Теплообменники,
по которым протекает радиоактивная и
коррозирующая среда, выполняются из
сравнительно дорогой нержавеющей стали.
В целях экономии этой стали поверхности
нагрева, трубные доски и корпуса
теплообменников стремятся выполнять
с минимальными толщинами, не допуская
излишних запасов прочности, но обеспечивая
необходимую надёжность длительной их
работы.

Парогенераторная
установка состоит из горизонтальных
парогенераторов насыщенного пара
давлением 32 а и 231о С.

Вода
из реактора с температурой 275оС подаётся
в вертикальный коллектор диаметром 750
мм из которого распределяется по пакетам
трубок, далее поступает к циркулярному
насосу контура охлаждения.

Трубные
пакеты погружены в водяной объём второго
контура, заполняющая межтрубное
пространство вода, испаряется, полученный
пар проходит через паросепарирующие
устройства и далее поступает в сборный
паропровод к турбине.

Поверхность
нагрева парогенератора 1290 м2. Она состоит
из двух коридорных пакетов по 975 трубок
диаметром 21 мм с толщиной стенок 1,5мм.
Шаг трубок в пакете 36 мм. В трубном пакете
имеется 5 вертикальных коридоров,
улучшающих естественную циркуляцию.

Турбомашины
АЭС.

На
действующих, строящих и проектируемых
атомных электростанциях применяются
конденсационные паровые турбины.

На
АЭС с высокотемпературными реакторами
применяются специальные типы турбин,
работающих на насыщенном или слабо
перегретом паре.

В
корпусе турбины есть специальные выточки
для улавливания капельной влаги .
Сепараторы капельной влаги могут
выполняться центробежными и инерционными.
Проходя по каналам двухходового винта
в потоке пара, капли влаги центробежными
силами отбрасываются на стенки корпуса
и стекают к дренажному отверстию.

При
повороте потока пара на 180о, при входе
во внутреннею трубу сепаратора также
развивается центробежная сила,
отбрасывающая капли влаги вниз.

В
сепараторах инерционного типа отделение
капельной влаги от потока происходит
при ударе потока о решётку полос.

Вспомогательное
оборудование.

Вспомогательное
оборудование АЭС газодувки, насосы,
арматура, измерительные приборы имеют
специфические особенности, которые
должны обеспечивать более высокую
надежность обеспечивающие более
длительный срок работы без профилактики.
Обеспечивающие исключение утечки
радиоактивного газа. Повышенную стойкость
к коррозии. Насосы безсальниковой
конструкции, должны обеспечивать высокую
герметичность.

Вся
арматура выполняется с сильфонным
уплотнением штока.

Вся
измерительная аппаратура имеет так же
свои конструктивные особенности,
обеспечивающие более высокую точность
и надёжность.

Компоновка
оборудования АЭС.

Основные
требования к компоновке оборудования:

1.Простота
технологической схемы обеспечивающая
прямые и короткие трубопроводы, магистрали
водяные и газовые. Трассы кабелей

2.Удобство
и простота обслуживания, удобный доступ
ко всем агрегатам.

3.Хорошее
освещение.

4.
Компактное расположение агрегатов

5.
Вентиляция обеспечивающая быстрое и
захватывающие все объёмы здания.

6.
Повышенная жёсткость фундамента.

7.
Должны быть предусмотрены транспортные
передвижные устройства, обеспечивающие
дезактивацию помещений своим оборудованием
и приспособлениями.

Вопросы
техники безопасности на АЭС.

Вопросам
техники безопасности на АЭС отводится
крайне большое внимание. Безопасность
персонала АЭС и населения прилегающих
к её территории районов обеспечивается
системой мероприятий, предусматриваемых
проектирование АЭС и выборе площадки
для её строительства. Максимальная
допустимая радиоактивность воды и
степень загрязнения водоёмов
регламентируются «Санитарными правилами
перевозки, хранения, учёта и работы с
радиоактивными веществами», утверждёнными
Главным санинспектором России.

Этими
правилами установлены временные пределы
допустимых уровней излучения.

Система
биологической безопасности и
дозиметрического контроля АЭС, принятая
для АЭС АН России строго контролируется
вышестоящими органами.

Основными
источниками радиоактивных загрязнений
на АЭС являются вода контура охлаждения
реактора и азот, заполняющий графитовую
кладку.

Активность
выбрасываемого воздуха в атмосферу
определяется активностью аргона.

Жестко
проверяется на допустимые дозы активности
вода с её долгоживущими сухими остатками
натрия, марганца, кальция и другими
составляющими

Радиоактивный
воздух из надреактного пространства
разбавляется в общей вентиляционной
системе, пока активность не упадёт до
допустимой нормы.

Выбрасываемая
радиоактивная вода проходит обработку
в специальном цехе, подвергаясь выдержке,
разбавлению и очистке примесей включая
выпаривание.

Сбрасываемая
вода первого контура имеет малую
активность и содержит короткоживущие
изотопы. Она подвергается выдержке и
разбавлению. Время выдержки составляет
10-15суток. За этот период радиоактивность
снижается до допустимой нормы питьевой
воды и спускается в канализацию. В
частности в здании АЭС АН России имеется
28 вентиляционных систем вентиляции
воздуха из одного помещения в другое.

Особое
внимание уделено пространству над
реактором, откуда радиоактивный газ
может проникать в реакторный зал. Воздух
между кожухом реактора и водяной защитой
не вентилируется, так он является высоко
радиоактивным и выброс его в атмосферу
через трубу не допустим, во избежания
загрязнения окружающей среды.

Имеется
система дозиметрического контроля как
стационарная, так и индивидуальная.
Кроме этого, постоянно ведётся забор
воздуха из различных помещений с
проверкой его на радиоактивность в
отдельных лабораториях дозиметрического
контроля. Весь работающий персонал
имеет карманные фотокассеты и карманные
дозиметры.

При
ремонте и обслуживании оборудования,
вводится регламентируемое время работы
персонала. При работе используются:
пневмокостюмы, противогазы, перчатки,
очки и другие средства индивидуальной
защиты.

Производится
предварительная дезактивация оборудования
и мест намечаемых работ.

Для
избежания выноса радиоактивности на
спецодежде организуются спецсанпосты.

При
выходе из зоны радиоактивности, персонал
снимает защитную спецодежду, принимает
душ и переодевается в чистую одежду.

Использованная
одежда отдаётся в специальную прачечную
или уничтожается.

Нарушения
правил дозиметрического контроля может
привести к непоправимым последствиям.

Мировая
история эксплуатации АЭС знает много
примеров, которые имели место в странах
Канады, США. Франции, Англии. Югославии.
Свежи ещё события Чернобыльской аварии.
Все случаи приводившее к тем или
сложным, а зачастую и тяжёлым последствием
были причиной определённых не доработок,
подчас халатности или игнорирования
правил эксплуатации АЭС.

Литература.

1.
Атомные энергетические станции………………..
А.А. Канаев 1961 г.

2.
Почти всё о цепном реакторе…………………………
Л.Матвеев 1990 г.

3.
Атомная энергетика……………………………
А.П. Александров 1978 г.

4.
Энергия будущего……………………………………А
И.Проценко 1985 г.

5.
Экономика электроэнергетики ……………………
Фомина 2005 г.

Ядерная энергия

Ядерная энергия

Ядерная энергия — энергия, содержащаяся в атомных ядрах и выделяемая при ядерных реакциях и радиоактивном распаде.

Содержание

1. Ядерная энергия

2. Ядерные реакторы на тепловых нейтронах

3. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах

4. Атомные электростанции

5. Атомная бомба

6. Термоядерный синтез

7. Аннигиляция

1. Ядерная энергия

Ядерная энергия

Ядерная энергия — энергия, содержащаяся в атомных ядрах и выделяемая при ядерных реакциях и радиоактивном распаде.

По прогнозам, для обеспечения потребностей человечества в энергии органических топлив хватит на 4 – 5 десятилетий. В будущем основным энергоресурсом может стать солнечная энергия. На переходный период требуется источник энергии, практически неисчерпаемый, дешевый, возобновляемый и не загрязняющий окружающую среду. И хотя ядерная энергия не отвечает полностью всем перечисленным требованиям, она развивается быстрыми темпами и с нею связана наша надежда на решение глобального энергетического кризиса.

Освобождение внутренней энергии атомных ядер возможно делением тяжелых ядер или синтезом легких ядер.

Характеристика атома. Атом любого химического элемента состоит из ядра и вращающихся вокруг него электронов. Ядро атома состоит из нейтронов и протонов. В качестве общего названия протона и нейтрона используется термин нуклон. Нейтроны не имеют электрического заряда, протоны заряжены положительно, электроны – отрицательно. Заряд протона по модулю равен заряду электрона.

Число протонов ядра Z совпадает с его атомным номером в периодической системе Менделеева. Число нейтронов в ядре за небольшим исключением больше или равно числу протонов.

Масса атома сосредоточена в ядре и определяется массой нуклонов. Масса одного протона равна массе одного нейтрона. Масса электрона составляет 1/1836 массы протона.

В качестве размерности массы атомов используется атомная единица массы (а.е.м), равная 1,66·10-27 кг. 1 а.е.м. приблизительно равна массе одного протона. Характеристикой атома является массовое число А, равное суммарному количеству протонов и нейтронов.

Наличие нейтронов позволяет двум атомам иметь различную массу при одинаковых электрических зарядах ядра. Химические свойства этих двух, атомов будут одинаковыми; такие атомы называются изотопами. В литературе слева от обозначения элемента вверху пишут массовое число, а снизу – число протонов.

2. Ядерные реакторы на тепловых нейтронах

Ядерные реакторы на тепловых нейтронах

В качестве ядерного топлива в таких реакторах используется изотоп урана с атомной массой 235. Природный уран представляет собой смесь трех изотопов: уран-234 (0,006%), уран-235 (0,711%) и уран-238 (99,283%). Изотоп уран-235 обладает уникальными свойствами – в результате поглощения нейтрона малой энергии получается ядро урана-236, которое затем расщепляется – делится на две приблизительно равные части, называемые продуктами деления (осколками). Нуклоны исходного ядра распределяются между осколками деления, однако не все – в среднем 2-3 нейтрона при этом высвобождается. В результате деления масса исходного ядра полностью не сохраняется, часть ее превращается в энергию, главным образом в кинетическую энергию продуктов деления и нейтронов. Величина этой энергии для одного атома урана 235 равна около 200 МэВ.

В активной зоне обычного реактора мощностью 1000 МВт содержится около 1 тыс.т урана, из которого только 3 – 4 % составляет уран-235. Ежесуточно в реакторе расходуется 3 кг этого изотопа. Таким образом, для снабжения реактора топливом ежесуточно должно перерабатываться 430 кг уранового концентрата, а это в среднем составляет 2150 т урановой руды

В результате реакции деления в ядерном горючем образуются быстрые нейтроны. Если они взаимодействуют с соседними ядрами делящегося вещества и, в свою очередь, вызывают в них реакцию деления, происходит лавинообразное нарастание числа актов деления. Такая реакция деления называется цепной ядерной реакцией деления.

Наиболее эффективны для развития цепной реакции деления нейтроны с энергией менее 0,1 кэВ. Их называют тепловыми, так как их энергия сопоставима со средней энергией теплового движения молекул. Для сравнения-энергия, которой обладают нейтроны, образующиеся при распаде ядер составляет 5 МэВ. Их называют быстрыми нейтронами. Для использования таких нейтронов в цепной реакции необходимо их энергию уменьшить (замедлить). Эти функции выполняет замедлитель. В веществах-замедлителях быстрые нейтроны рассеиваются на ядрах, и их энергия переходит в энергию теплового движения атомов вещества-замедлителя. В качестве замедлителя наиболее широко используется графит, жидкие металлы (теплоноситель 1-го контура).

Быстрое развитие цепной реакции сопровождается выделением большого количества тепла и перегревом реактора. Для поддержания стационарного режима реактора в активную зону реактора вводятся регулирующие стержни из материалов, сильно поглощающих тепловые нейтроны, например, из бора или кадмия.

Кинетическая энергия продуктов распада преобразуется в теплоту. Теплота поглощается теплоносителем, циркулирующим в ядерном реакторе, и передается к теплообменнику (1-й замкнутый контур), где производится пар (2-й контур), который вращает турбину турбогенератора. Теплоносителем в реакторе служит жидкий натрий (1-й контур) и вода (2-й контур).

3. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах

Реакторы-размножители на быстрых нейтронах

Уран-235 относится к невозобновляемым ресурсам и при использовании его полностью в ядерных реакторах он исчезнет навсегда. Поэтому привлекательным выглядит использование в качестве исходного топлива изотопа уран-238, встречающегося в гораздо больших количествах. Этот изотоп не поддерживает цепную реакцию под воздействием нейтронов. Но он может поглощать быстрые нейтроны, образуя при этом уран-239. В ядрах урана-239 начинается бета-распад и образуется нептуний-239 (не встречающийся в природе). Этот изотоп также распадается и превращается в плутоний-239 (не встречающийся в природе). Плутоний-239 даже в большей степени подвержен тепловой нейтронной реакции деления. В результате реакции деления в ядерном горючем плутоний-239 образуются быстрые нейтроны, которые вместе с ураном образуют новое горючее и продукты деления, выделяющие в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах) теплоту. В результате из килограмма природного урана можно получить в 20-30 раз больше энергии, чем в обычных ядерных реакторах на уране-235.

В современных конструкциях в качестве теплоносителя используют жидкий натрий. В этом случае реактор может работать при более высоких температурах, увеличивая тем самым термический КПД электростанции до 40%.

Однако физические свойства плутония: токсичность, малая критическая масса для самопроизвольной реакции деления, воспламенение в кислородной среде, хрупкость и самонагрев в металлическом состоянии делают его трудным в производстве, обработке и обращении. Поэтому реакторы-размножители пока менее распространены, чем реакторы на тепловых нейтронах.

4. Атомные электростанции

АЭС

В мирных целях атомная энергия используется в атомных электростанциях. Доля АЭС в мировом производстве электроэнергии составляет около 14%.

В качестве примера рассмотрим принцип получения электроэнергии на Воронежской АЭС. В активную зону реактора по каналам направляют под давлением 157 ATM (15,7 МПа) жидкий металлический теплоноситель с температурой на входе 571 К, который нагревается в реакторе до 595 К. Металлический теплоноситель направляется в парогенератор, в который поступает холодная вода, превращающаяся в пар с давлением 65,3 ATM (6,53 МПа). Пар подается на лопатки паровой турбины, которая вращает турбогенератор.

В ядерных реакторах температура производимого пара существенно ниже, чем в парогенераторе ТЭС на органическом топливе. В результате термический КПД АЭС, работающих с водой в качестве теплоносителя, только 30%. Для сравнения, у электростанций, работающих на угле, нефти или газе он достигает 40%.

Атомные электростанции используются в системах электро- и тепло-снабжения населения, а мини-АЭС на морских судах (атомоходы, атомные подводные лодки) для электропривода гребных винтов).

5. Атомная бомба

Атомная бомба

В военных целях ядерную энергию используют в атомных бомбах. Атомная бомба является особым реактором на быстрых нейтронах, в котором происходит быстрая неуправляемая цепная реакция с большим коэффициентом размножения нейтронов. В ядерном реакторе атомной бомбы не предусматриваются замедлители. Размеры и масса устройства вследствие этого становятся небольшими.

Ядерный заряд бомбы на уране-235 делится на две части, в каждой из которых цепная реакция невозможна. Для осуществления взрыва одна из половин заряда выстреливается в другую, а при их соединении почти мгновенно происходит взрывная цепная реакция. Взрывная ядерная реакция приводит к выделению огромной энергии. При этом достигается температура около ста миллионов градусов. Происходит колоссальный рост давления и образуется мощная взрывная волна.

Первый ядерный реактор был пущен в Чикагском университете (США) 2 декабря 1942 года. Первая атомная бомба была взорвана 16 июля 1945 года в Нью-Мехико (г.Аламогордо). Она представляла собой устройство, созданное на принципе деления плутония. Бомба состояла из плутония, окруженного двумя слоями химического взрывчатого вещества с взрывателями.

Первой атомной электростанцией, давшей ток в 1951 году, была АЭС EBR-1 (США). В бывшем СССР – Обнинская АЭС (Калужская обл, дала ток 27 июня 1954). Первая в СССР АЭС с реактором на быстрых нейтронах мощностью 12 МВт была пущена в 1969 году в городе Димитровграде. В 1984 году в мире работало 317 атомных электростанций суммарной мощностью 191 тысяча МВт, что составило на тот период 12% (1012 кВт-ч) мирового производства электроэнергии. Крупнейшей в мире АЭС по состоянию на 1981 год была АЭС “Библис”(ФРГ), тепловая мощность реакторов которой составляла 7800 МВт.

6. Термоядерный синтез

Термоядерный синтез

Термоядерными реакциями называются ядерные реакции синтеза легких ядер в более тяжелые. Элементом, используемым при термоядерном синтезе, является водород. Главное преимущество термоядерного синетза – практически неограниченные ресурсы исходного сырья, которое может быть добыто из морской воды. Водород в том или ином виде составляет 90 % всего вещества. Топлива для термоядерного синтеза, содержащегося в мировом океане, хватит более чем на 1 млрд лет (солнечное излучение и человечество в солнечной системе просуществует ненамного дольше). Сырье для термоядерного синтеза, содержащееся в 33 км океанской воды эквивалентно по своему энергосодержанию всем ресурсам твердых топлив (на Земле воды в 40 миллионов раз больше). Энергия дейтерия, заключенного в стакане воды, эквивалентна сжиганию 300 литров бензина.

Существует 3 изотопа водорода: их атомные массы -1,2 (дейтерий), 3 (тритий). Эти изотопы могут воспроизводить такие ядерные реакции, при которых суммарная масса конечных продуктов реакции меньше, чем суммарная масса веществ, вступивших в реакцию. Разница в массах, как и в случае реакции деления, составляет кинетическую энергию продуктов реакции. В среднем уменьшение массы вещества, участвующего в реакции термоядерного синтеза, на 1 а.е.м. соответствует выделению 931 МэВ энергии:

H2+H2 = H3 + нейтрон +3,2 МэВ,

H2+H2 = H3 + пpoтон +4,0 МэВ,

H2+H3 = Не4 + нейтрон +17,б МэВ.

Трития в природе практически нет. Его можно получить при взаимодействии нейтронов с изотопами лития:

Li6+нейтрон = Не4+H3 + 4,8 МэВ.

Слияние ядер легких элементов не происходит естественно (исключая процессы в космосе). Для того, чтобы заставить вступить ядра в реакцию синтеза требуются высокие температуры (порядка 107 -109К). При этом газ представляет собой ионизированную плазму. Проблема удержания этой плазмы представляет собой главное препятствие на пути использования этого метода получения энергии. Температура порядка 10 миллионов градусов характерна для центральной части Солнца. Именно термоядерные реакции являются источником энергии, обеспечивающим излучение Солнца и звезд.

В настоящее время ведутся теоретические и экспериментальные работы по исследованию способов магнитного и инерционного удержания плазмы.

Метод использования магнитных полей. Создается магнитное поле, которое пронизывает канал движущейся плазмы. Заряженные частицы, из которых состоит плазма, во время движения в магнитном поле подвергаются воздействию сил, направленных перпендикулярно движению частиц и линиям магнитного поля. Вследствие действия этих сил частицы будут двигаться по спирали вдоль линий поля. Чем сильнее магнитное поле, тем плотнее становится поток плазмы, изолируясь тем самым от стенок оболочки.

Инерционное удержание плазмы. В реакторе осуществляются термоядерные взрывы с частотой 20 взрывов в секунду. Для реализации этой идеи частицу термоядерного топлива нагревают с помощью сфокусированного излучения 10 лазеров до температуры зажигания реакции синтеза за время, прежде- чем она успеет разлететься на заметное расстояние вследствие теплового движения атомов (10-9 с).

Термоядерный синтез лежит в основе водородной (термоядерной) бомбы. В такой бомбе происходит самоподдерживающаяся термоядерная реакция взрывного характера. Взрывчатым веществом является смесь дейтерия и трития. В качестве источника энергии активации (источник высоких температур) используется энергия ядерной бомбы деления. Первая в мире термоядерная бомба была создана в СССР в 1953 году.

В конце 50-х годов в СССР начались проработки идеи термоядерного синтеза в реакторах типа ТОКАМАК (тороидальная камера в магнитном поле катушки). Принцип работы заключается в следующем: тороидальная камера вакуумируется и заполняется газовой смесью дейтерия и трития. По смеси пропускается ток в несколько миллионов ампер. За 1-2 секунды температура смеси поднимается до сотен тысяч градусов. В камере образуется плазма. Дальнейший разогрев ее осуществляется инжекцией нейтральных атомов дейтерия и трития с энергией 100 – 200 кэВ. Температура плазмы поднимается до десятков миллионов градусов и начинается самоподдерживающаяся реакция синтеза. Через 10-20 минут в плазме накопятся тяжелые элементы из частично испаряющегося материала стенок камеры. Плазма остывает, термоядерное горение прекращается. Камеру нужно снова отключать и очистить от накопившихся примесей. Размеры тора при тепловой мощности реактора 5000 МВт следующие: Внешний радиус -10м; внутренний радиус – 2,5 м.

Исследования по изысканию способа управления термоядерными реакциями, т.е. применению термоядерной энергии в мирных целях, развиваются с большой интенсивностью.

В 1991 году на совместной европейской установке в Великобритании впервые было достигнуто значительное энерговыделение в ходе управляемого термоядерного синтеза. Оптимальный режим поддерживался в течение 2 секунд и сопровождался высвобождением энергии порядка 1,7 МВт. Максимальная температура составила 400 млн градусов.

Термоядерный электрогенератор. При использовании дейтерия в качестве термоядерного топлива две трети энергии должно освобождаться в виде кинетической энергии заряженных частиц. Электромагнитными методами эта энергия может быть превращена в электрическую энергию.

Электроэнергия может быть получена при стационарном режиме работы установки и импульсном. В первом случае получающиеся в результате самоподдерживающейся реакции синтеза ионы и электроны тормозятся магнитным полем. Ионный ток от электронного отделяется при помощи поперечного магнитного поля. КПД такой системы при прямом торможении будет около 50%, а остальная энергия перейдет в тепло.

Термоядерные двигатели (не реализованы). Область применения: космические аппараты. Полностью ионизированная дейтериевая плазма при температуре 1 миллиард градусов Цельсия удерживается в виде шнура линейным магнитным полем катушек из сверхпроводников. Рабочее тело подается в камеру через стенки, охлаждая их, и нагревается, обтекая плазменный шнур. Осевая скорость истечения ионов на выходе из магнитного сопла 10000 км/с.

В 1972 году на одном заседаний Римского клуба – организации, изучающей причины и занимающейся поиском решений проблем планетарного масштаба – прозвучал доклад, подготовленный учеными Э. фон Вайнцзеккером, А. Х.Ловинсом и произведший эффект разорвавшейся бомбы. Согласно данным, приведенным в докладе находящихся на планете источников энергии – угля, газа, нефти и урана – хватит до 2030 года. Для добычи угля, с которого можно будет получить энергии на 1 доллар, потребуется затратить энергию, стоимостью 99 центов.

Урана-235, служащего топливом для атомных электростанций, в природе не так уж и мною: всего в мире 5% от общего количества урана, 2% из них приходится на Россию. Поэтому АЭС могут использоваться только во вспомогательных целях. Исследования ученых, пытавшихся получать энергию из плазмы на “ТОКАМАКах”, остались по сей день дорогостоящими упражнениями. В 2000 году появились сообщения, что Европейское атомное сообщество (ЦЕРН) и Япония строят первый сегмент ТОКАМАКа.

Спасением может оказаться не “мирный атом” АЭС, а “военный” – энергия термоядерной бомбы.

Свое изобретение российские ученые назвали котел взрывного сгорания (КВС). В основе принципа действия КВС лежит взрыв сверхмалой термоядерной бомбы в специальном саркофаге – котле. Взрывы происходят регулярно. Интересно, что в КВС давление на стенки котла во время взрыва оказывается меньше, чем в цилиндрах обыкновенного автомобиля.

Для безопасной работы КВС внутренний диаметр котла должен быть не менее 100 метров. Двойные стальные стенки и железнобетонная оболочка 30 метровой толщины будут гасить колебания. На сооружение его только высококачественной стали пойдет как на два современных военных линкора. Возводить КВС планируется 5 лет. В 2000 году в одном из закрытых городов России был подготовлен проект по строительству экспериментальной установки под “бомбу” в 2-4 килотонны ядерного эквивалента. Стоимость этого КВС – 500 миллионов долларов. Ученые подсчитали, что он окупится через год, и еще 50 лет будет давать практически бесплатные электроэнергию и тепло. По словам руководителя проекта, стоимость энергии, эквивалентной выделяемой при сжигании тонны нефти, будет менее 10 долларов.

40 КВГ способны удовлетворить потребности всей национальной энергетики. Сотня – всех стран Евразийского континента.

7. Аннигиляция

Аннигиляция

В 1932 году был экспериментально обнаружен позитрон – частица с массой электрона, но с положительным зарядом. Вскоре было высказано предположение о существовании в природе зарядовой симметрии: а) у каждой частицы должна быть античастица; б) законы природы не изменяются при замене всех частиц соответствующими античастицами и наоборот. Антипротон и антинейтрон были открыты в середине 50-х годов. В принципе может существовать антивещество, состоящее из атомов, в ядра которых входят антипротоны и антинейтроны, а их оболочку образуют позитроны.

Сгустки антивеществ космологических размеров составляли бы антимиры, но они не обнаружены в природе. Антивещество синтезировано лишь в лабораторных масштабах. Так, в 1969 году на Серпуховском ускорителе советские физики зарегистрировали ядра антигелия, состоящие из двух антипротонов и одного антинейтрона.

Применительно к возможностям преобразования энергии антивещество примечательно тем, что при соприкосновении его с веществом происходит аннигиляция (уничтожение) с высвобождением колоссальной энергии (оба типа вещества исчезают, превращаясь в излучение). Так, электрон и позитрон, аннигилируя, порождают два фотона. Один вид материи – заряженные массивные частицы – переходит в другой вид материи – в нейтральные безмассовые частицы. Пользуясь соотношением Эйнштейна об зквивалентности энергии и массы (E=mc2), нетрудно рассчитать, что при аннигиляции одного грамма вещества возникает такая же энергия, какую можно получить при сжигании 10000 тонн каменного угля, а одной тонны антивещества было бы достаточно, чтобы обеспечить на год энергией всю планету.

Астрофизики полагают, что именно аннигиляция обеспечивает гигантскую энергию квазизвездных объектов – квазаров.

В 1979 году группе американских физиков удалось зарегистрировать наличие природных антипротонов. Их принесли космические лучи.

Вам также могут быть интересны следующие материалы:

  • Геотермальная энергетика
  • Тяжелые металлы — загрязнители природной среды
  • Презентация на тему “Радиоактивное загрязнение”

Комментарии:

  • На сайте
  • ВКонтакте

Добавить комментарий

«Муниципальное общеобразовательное учреждение средняя общеобразовательная школа №3»

ГОСУДАРСТВЕННАЯ (ИТОГОВАЯ) АТТЕСТАЦИЯ ВЫПУСКНИКОВ IX КЛАССОВ

РЕФЕРАТ ПО ФИЗИКЕ

АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И ОБЩЕСТВО. ГУМАНИТАРНЫЕ ПРОБЛЕМЫ ЯДЕРНОЙ ЦИВИЛИЗАЦИИ

Выполнил: Беспалов Олег, ученик 9 класса

Руководитель:Бекетов А Ю, учитель физики

Нягань 2015

Содержание

  1. Введение…………………………………………………………..стр.3

2. Основная часть …………………………………………………..стр.5

2.1. Атомная энергетика………………………………………стр.5

2.2. Ядерное оружие………………………………………….стр.9

2.3. Авария на Чернобыльской АЭС………………………..стр.10

2.3.1.История Чернобыльской катастрофы………………стр.10

2.3.2.Устройство реактора…………………………………стр.12

2.3.3.Последствия аварии………………………………….стр.13

2.4. Воздействие атомных станций на окружающую среду…..стр.14

2.5. Радиационная обстановка в Томской области…………….стр.15

2.6. Авария на радиохимическом заводе Сибирского химического

комбината…………………………………………………….стр.17

2.7.Общественное мнение………………………………………..стр.18

3.Заключение……………………………………………………………стр.19

4. Литература……………………………………………………………стр.20

Введение

Энергетика – важнейшая отрасль народного хозяйства, охватывающая энергетические ресурсы, выработку, преобразование, передачу и использование различных видов энергии. Это основа экономики государства. Развитие человеческого общества неразрывно связано с использованием природных ресурсов нашей планеты, с потреблением энергии во все возрастающих масштабах. Но большинство ресурсов не возобновляется, по крайней мере, в заметных количествах. Это повышает ответственность людей перед грядущими поколениями за бережное и рациональное использование ресурсов планеты, возможно меньшее загрязнение ее всевозможными отходами.

Проблему «энергетического голода» не решает и использование энергии так называемых возобновляемых источников (энергии рек, ветра, солнца, морских волн, глубинного тепла Земли), так как они могут обеспечить в лучшем случае только 5 – 10% наших потребностей. В связи с этим в середине ХХ века возникла необходимость поиска новых источников энергии.

В США работы по овладению атомной энергией велись в поисках нового вида разрушительного оружия под эгидой военных. Работами по созданию атомной бомбы руководил американский физик Роберт Оппенгеймер. Первый испытательный взрыв бомбы произошел в пустыне в районе Аламогордо утром 16 июля 1945 года. 6 августа того же года атомная бомба была сброшена на Хиросиму, 9 августа – на Нагасаки. Мир вступил в атомную эру.

В СССР работы над атомной энергией начались в 1943 году под руководством выдающегося советского ученого И. В. Курчатова. В трудных условиях небывалой войны советские ученые решали сложнейшие научные и технические задачи, связанные с овладением атомной энергией. 25 декабря 1946 года под руководством И.В.Курчатова впервые на континенте Европы и Азии была осуществлена цепная реакция. В Советском Союзе началась и эра мирного атома.

27 июня 1954 года в подмосковном городе Обнинске вошла в строй первая в мире атомная электростанция (АЭС).

В настоящее время реальный вклад в энергоснабжение вносит атомная энергетика. Развитие атомной энергетики зависит от уровня общемировых энергетических потребностей.

Атомная энергетика – область техники, основанная на использовании реакции деления атомных ядеp для выработки теплоты и пpоизводства электpоэнергии.

Выбранная тема в настоящее время очень актуальна, поэтому мне захотелось углубить знания по данному вопросу.

Цель: Расширение кругозора об истории развития ядерной энергетике, экологических проблем возникающих при эксплуатации атомных электростанций (АЭС).

Задачи:

  • Выяснить каковы преимущества имеют АЭС перед другими видами электростанций;

  • Выяснить существование техногенных воздействий на окружающую среду при строительстве и эксплуатации атомных электростанций;

  • Изучить общественное мнение о развитии атомной энергетики;

  • Развивать навык работы с дополнительной литературой.

  • Подготовить презентацию.

2. Основная часть

2.1. Атомная энергетика

До 1940 года многие ученые считали, что ядерная физика представляет чисто научный интерес, не имея при этом никакого практического применения.

Так, в 1937 году Резерфорд утверждал, что получение ядерной энергии в более или менее значительных количествах, достаточных для практического использования, никогда не будет возможным.

Однако уже в 1942 году в США под руководством Энрико Ферми (рис.1) был построен первый ядерный реактор. Первый европейский реактор был создан в 1946 году в Советском Союзе под руководством Игоря Васильевича Курчатова (1903-1960) – выдающегося советского физика, академика, трижды Героя Социалистического труда (рис.2).

Рис. 2 – Курчатов И.В. Рис.1 – Э.Ферми

Применение ядерной энергии для преобразования ее в электрическую впервые было осуществлено в нашей стране в 1954 году. В городе Обнинске была введена в действие первая атомная электростанция (АЭС) мощностью 5000 кВт (рис.3). Современные АЭС имеют в сотни раз большую мощность. Энергия, выделяющаяся в ядерном реакторе, использовалась для превращения воды в пар, который вращал затем связанную с генератором турбину.

По такому же принципу действуют введенные в эксплуатацию Нововоронежская, Ленинградская, Курская, Кольская и другие АЭС. Реакторы этих станций имеют мощность 500-1000МВт.

В 1990г. атомными электростанциями (АЭС) мира производилось 16% электроэнергии. Такие электростанции pаботали в 31 стpане и стpоились еще в 6 стpанах. Ядерный сектор энергетики наиболее значителен во Фpанции, Бельгии, Финляндии, Швеции, Болгаpии и Швейцаpии, т.е. в тех странах, где недостаточно природных энергоpесуpсов.

АЭС имеют ряд преимуществ перед другими видами электростанций.

  • Основное преимущество заключается в том, для работы АЭС требуется очень небольшое количества топлива (энергия, заключенная в 1 г урана, равна энергии, выделяющейся при сгорании 2,5 тонн нефти). В связи с этим эксплуатация атомных электростанций обходится значительно дешевле, чем тепловых. Атомные электростанции строятся, прежде всего, в европейской части страны. Ядерные реакторы не потребуют дефицитного органического топлива и не загружают перевозками угля железнодорожный транспорт.

  • Второе преимущество АЭС (при правильной их эксплуатации) заключается в их экологической чистоте по сравнению с ТЭС. Атомные электростанции не потребляют атмосферный кислород и не засоряют среду золой и продуктами сгорания. Однако, размещение АЭС в густонаселенных областях таит в себе потенциальную угрозу. В выбросах АЭС, содержатся радиоактивные газы и частицы. Но большая часть радиоактивных ядер довольно быстро распадаются, превращаясь в нерадиоактивные.

Что же касается электростанций, работающих на угле, то именно они являются одним из основных источников поступления в среду обитания человека долгоживущих радионуклонов. Дело в том, что в угле всегда содержатся микропримеси радиоактивных элементов, которые выносятся с продуктами сгорания, осаждаясь на прилегающей местности и накапливаясь на зольных полях возле ТЭС.

Например, на зольных полях Рефтинской ТЭС, расположенной в 80 км от Екатеринбурга, за время ее работы накопилось до 7 кг урана, тория, радия и других радиоактивных изотопов.

Кроме того, используемое на ТЭС природное органическое топливо (уголь, нефть, газ) содержит от 1,5 до 4,5% серы. Образующийся при сгорании топлива сернистый ангидрит, даже пройдя через фильтры и системы очистки, частично выбрасывается в атмосферу. Вступая в контакт с атмосферной влагой, он образует раствор серной кислоты и вместе с дождями выпадает на землю. Такие кислотные дожди наносят огромный ущерб растительности, разрушают структуру почвы и значительно меняют ее состав (для восстановления которого необходима не одна сотня лет).

Неблагоприятные экологические последствия связаны и с использованием энергии рек. Эти последствия заключаются в отчуждении больших площадей земли (в связи со строительством водохранилищ и образованием вследствие этого болот), гибелью рыбы в результате перекрытия рек и т.д. Для строительства электростанций достаточной мощности, преобразующих энергию солнца и ветра, тоже требуются огромные территории.

Что же касается ядерной энергетики, то она не сопровождается вышеперечисленными негативными явлениями. Но это вовсе не означает, что АЭС не порождают серьезных проблем.

В настоящее время квалифицированная критика ядерной энергетики концентрируется вокруг трех ее принципиальных проблем:

  • Содействие распространению ядерного оружия;

  • Захоронение радиоактивных отходов и демонтажей отслуживших свой срок АЭС (срок их службы около 20 лет, после чего восстановление станций из-за многолетнего воздействия радиации на материалы конструкций невозможно);

  • Возможность аварий. АЭС проектируются с расчетом на максимальную безопасность персонала станций и населения. Опыт эксплуатации АЭС во всем мире показывает, что биосфера надежно защищена от радиоактивного воздействия предприятий ядерной энергетики в нормальном режиме эксплуатации. Однако взрыв четвертого реактора на Чернобыльской АЭС показал, что риск разрушения активной зоны реактора из-за ошибок персонала и просчетов в конструкции реакторов остается реальностью, поэтому принимаются строжайшие меры для снижения этого риска. Ядерные реакторы устанавливаются на атомных подводных лодках и ледоколах.

Первая проблема может быть решена только в рамках мирового сообщества. Большой вклад в ее решение вносит деятельность Международного агенства по атомной энергии при ООН (МАГАТЭ), созданного в 1957 г. Для контроля за нераспространением ядерного оружия и безопасным применением ядерной энергии в мировых целях.

Вторая проблема – обезвреживание радиоактивных отходов сводится в основном к трем задачам:

  1. К совершенствованию технологий с целью уменьшения образования отходов при работе реакторов;

  2. К переработке отходов для их консолидации (т.е. скрепления, связывания) и уменьшения опасности от распространения в окружающей среде;

  3. К надежной изоляции отходов от биосферы и человека за счет создания могильников разных типов.

Для выполнения поставленных задач в проектах АЭС предусмотрены установки для отверждения жидких отходов. На Санкт-Петербургской, Тверской и многих других АЭС они уже действуют; на остальных – подготовлены к внедрению или проходят опытно – экспериментальную проверку.

Кроме того, на заводах по переработке ядерного топлива производится остеклование отходов. Газообразные отходы подвергаются очистке.

Что касается третьей проблемыбезопасности АЭС, деятельность МАГАТЭ направлена на разработку стандартов безопасности (касающихся выбора мест размещения АЭС, их проектирования, эксплуатации и пр.), консультирование стран – членов МАГАТЭ по проблеме создания программы помощи состоящим в ней странам в случае аварий, по оказанию содействия развивающимся странам по вопросам безопасности и т.п.

Проводимый экспертами МАГАТЭ анализ происшедших на атомных станциях аварий, выдача рекомендаций по их профилактике, внедрение в практику современных методов анализа безопасности и многие другие меры содействуют выравниванию и повышению в целом уровня безопасности АЭС в мире.

2.2. Ядерное оружие

Неуправляемая цепная реакция с большим коэффициентом размножения нейтронов осуществляется в атомной бомбе. Для того чтобы происходило почти мгновенное выделение энергии (взрыв), реакция должна идти на быстрых нейтронах (без применения замедлителей). Взрывчатым веществом служит чистый уран или плутоний.

При взрыве бомбы температура достигает десятков миллионов кельвин. При такой температуре резко повышается давление и образуется мощная взрывная волна (рис.5). Одновременно возникает мощное излучение. Продукты цепной реакции при взрыве бомбы сильно радиоактивны и опасны для живых организмов.

Атомные бомбы были применены США в конце мировой войны против Японии. В августе 1945 года были сброшены атомные бомбы на японские города Хиросима и Нагасаки.

В термоядерной (водородной) бомбе источником энергии, которая необходима для термоядерного синтеза, служит взрыв атомной бомбы (урановой или плутониевой), помещенной внутри термоядерной. В нашей стране основные идеи создания термоядерного взрыва были выдвинуты

А.Д. Сахаровым.

Рис.4 – Ядерный взрыв. Рис.5 – А.Д. Сахаров

С появлением ядерного оружия победа в войне стала невозможной. Ядерная война способна привести человечество к гибели, поэтому народы всего мира настойчиво борются за запрещение ядерного оружия.

И.В.Курчатов выступал за запрещение производства и испытаний атомного оружия, за развитие мирного использования атомной энергии. Он не раз повторял, что бомбы – это только необходимость, а наша цель – мирный атом.

2.3. Авария на Чернобыльской АЭС

2.3.1.История Чернобыльской катастрофы

Ночь 26 апреля 1986 года не предвещала ничего плохого. На АЭС проводили эксперимент по допустимой нагрузке. Была отключена вся система безопасности энергоблока, и он перешёл в неуправляемое состояние. Операторы пытались стабилизировать ситуацию, но было уже поздно. И вот, ровно в 1 час 24 минуты ночи раздались два взрыва на 4 реакторе, и он начал гореть (рис. 6).

Рис. 6 – Взрыв на Чернобыльской АЭС Рис. 7 – После аварии

Через пять минут на месте уже были пожарники. К утру им удалось локализировать пламя и потушить его. Но самое страшное было ещё впереди. Четвёртый реактор был полностью разрушен, по всей территории АЭС были разбросаны куски урана и графита, излучающие радиацию (рис.7).

А города продолжали жить своей жизнью ещё два дня. Жителей никто не предупредил о катастрофе. Сотни тысяч людей гуляли на улицах, выезжали на природу. Некоторые люди получили такие дозы облучения, которые привели к немедленной смерти. 28 апреля колонна из 1100 автобусов вывезла из Припяти, Чернобыля и других населённых пунктов зоны отчуждения всех жителей. Им позволили взять с собой только удостоверения личности и немного еды. Жизнь в радиусе 30 км от Чернобыля замерла.  

А тем временем, на ЧАЭС работа шла полным ходом. Необходимо было после того, как реактор догорел, сбросить все обломки урана и графита с крыш и собрать их по всех территории.  

Воспоминания оператора четвертого энергоблока Олега Генриха, для которого ночью с 26 на 27 апреля шла обычная смена:

“ Вдруг пол под ногами закачался, посыпалась штукатурка, изо всех щелей полилась вода, исчез свет. Казалось, что вместе с залом провалился в преисподнюю. Окончательно прийти в себя заставил жуткий крик товарища: защищаясь от раскаленного пара, бившего из вентиляционной трубы, тот закрыл лицо руками. Кожа с его пальцев слезала, словно обожженная бумага. Было жутко. Из заваленного помещения выползали по-пластунски. Где-то вдалеке маячил свет одинокой аварийной лампочки. Что именно произошло, не догадывались. Только очутившись на улице и взглянув на свой энергоблок со стороны, поняли, какая жуткая авария произошла. Над станцией стоял пятидесятиметровый ионный столб, освещавший дьявольским светом развороченное здание. По сравнению с этим свечением пламя пожара, начинавшегося на станции, казалось слабенькой церковной свечкой”.

В первые дни к реактору нельзя было подойти, поскольку температура в нём достигала 5 тысяч градусов. В это время над АЭС висело радиоактивное облако, которое разносил ветер. Облако три раза обогнуло земной шар, в результате много радиации разнеслось по всей Европе. Тем временем, ликвидаторы пытались хоть как-то пригнать облако к земле. С вертолёта его бомбили песком, поливали водой. Но всё было малоэффективно, и в воздухе оказалось 77 кг радиоактивных веществ. А это равносильно тому, как на АЭС сбросили бы сотню(!) атомных бомб, причём одновременно.

Когда реактор выгорел, нужно было собрать все обломки урана и графита. Все работы велись вручную. Ликвидаторы в противогазах и костюмах из свинца сгребали лопатами и выбирали руками куски радиоактивного вещества, сбрасывали их в сгоревший реактор.

После зачистки местности начались работы по сооружению над реактором саркофага (огромной коробки) с целью недопущения дальнейшей утечки радиации. Сейчас реализуется проект “Укрытие”, по которому четвёртый реактор полностью опустят под землю, и он навсегда перестанет представлять угрозу.

Радиоактивному загрязнению подверглись значительной мере Гомельская, Могилевская области Белоруссии, районы Киевской и Житомирской области Украины, часть Брянской, Смоленской областей России. Всего загрязненными оказались 11 областей, в которых проживает 17 млн. человек. Радиоактивные частицы с воздушными потоками достигли отдельных районов Кавказа, Сибири, Средней Азии.

2.3.2.Устройство реактора

Ядерный реактор – это устройство, предназначенное для осуществления управляемой ядерной реакции.

Управление ядерной реакцией заключается в регулировании скорости размножения свободных нейтронов в уране, чтобы их число оставалось неизменным. При этом цепная реакция будет продолжаться столько времени, сколько это необходимо, не прекращаясь и не приобретая взрывного характера.

На рис. 8 изображены основные части реактора. В активной зоне находится ядерное топливо в виде урановых стержней и замедлитель нейтронов – в данном случае вода.

Рис.8 – Устройство ядерного реактора

Активная зона окружена слоем вещества, отражающего нейтроны (отражатель), и защитной оболочкой из бетона, задерживающей нейтроны и другие частицы.

Для управления реакцией служат регулирующие стержни, эффективно поглощающие нейтроны. При их полном погружении в активную зону цепная реакция идти не может. Для запуска реактора регулирующие стержни постепенно выводят из активной зоны до тех пор, пока не начнется цепная реакция деления ядер урана.

Образовавшиеся в процессе этой реакции нейтроны и осколки ядер, разлетаясь с большой скоростью, попадают в воду, отдавая часть кинетической энергии, замедляются. Вода – нагревается, а замедленные нейтроны опять попадают в урановые стержни и участвуют в делении ядер.

Активная зона реактора посредством труб соединяется с теплоприемником, образуя первый замкнутый контур. Насосы обеспечивают циркуляцию воды в этом контуре. При этом вода, нагретая в активной зоне за счет внутренней энергии атомных ядер, проходя через теплоприемник, нагревает воду в змеевике второго контура, превращая ее в пар. Таким образом, вода в активной зоне реактора служит не только замедлителем нейтронов, но и теплоносителем, отводящим тепло. Образовавшийся пар вращает турбину, которая в свою очередь приводит во вращение ротор генератора электрического тока. Отработанный пар поступает в конденсатор и превращается в воду. Затем весь цикл повторяется.

Ядерное топливо, уран, состоит из атомов, обладающих особенными свойствами – радиоактивностью.

Радиоактивность – это способность некоторых химических элементов (урана, тория, радия, калифорния и др.) самопроизвольно распадаться и испускать невидимые излучения. Такие элементы называют радиоактивными.

Благодаря ядерной реакции выделяется громадное количество тепла. (Кусок урана величиной с ладонь содержит больше энергии, чем целый железнодорожный состав каменного угля). Турбины расположены в здании над реактором. Сверху реактор закрыт крышкой. Взрывная сила в реакторе ЧАЭС была такова, что эту крышку выбило, и всё внутри начало гореть.

2.3.3.Последствия аварии

От тяжелейшей формы лучевой болезни в короткий срок скончалось 17 человек, более 4 тыс. человек погибло за это время (официально), более 10тыс. больных.

В настоящее время принята национальная программа профилактики генетических последствий, обусловленных аварией на ЧАЭС, официально признано, что пороков развития у новорожденных возросло на 18%. Даже после Хиросимы и Нагасаки не было такого.

Примерно в 3 раза увеличилось число онкологических заболеваний. Нарушение формулы крови и отклонение в щитовидной железе – теперь обыденность. Есть в республике Беларусь специальной детдом, где живут мутанты с самыми различными генетическими отклонениями.

2.4. Воздействие атомных станций на окружающую среду

Техногенные воздействия на окружающую среду при строительстве и эксплуатации атомных электростанций многообразны. Обычно говорят, что имеются физические, химические, радиационные и другие факторы техногенного воздействия эксплуатации АЭС на объекты окружающей среды.

Наиболее существенные факторы:

  • Локальное механическое воздействие на рельеф – при строительстве;

  • Сток поверхностных и грунтовых вод, содержащих химические и радиоактивные компоненты;

  • Изменение характера землепользования и обменных процессов в непосредственной близости от АЭС;

  • Изменение микроклиматических характеристик прилежащих районов.

Возникновение мощных источников тепла в виде водоемов – охладителей при эксплуатации АЭС обычно заметным образом изменяет микроклиматические характеристики прилежащих районов. Движение воды в системе внешнего теплоотвода, сбросы технологических вод, содержащих разнообразные химические компоненты оказывают травмирующее воздействие на популяции, флору и фауну экологических систем (рис. 9).

Рис.9 – Воздействие атомных станций на окружающую среду

Особое значение имеет распространение радиоактивных веществ в окружающем пространстве.

Выбросы и сбросы вредных веществ при эксплуатации атомных станций. Перенос радиоактивности в окружающей среде.

2.5. Радиационная обстановка в Томской области

Радиационную обстановку в области формировали следующие факторы и события:

  • Глобальные выпадения радионуклидов, обусловленные ранее проводившимися ядерными испытаниями в атмосфере США, Великобританией, Францией, Китаем и СССР на полигонах;

  • Загрязнение территории техногенными радионуклидами вследствие катастрофы на Чернобыльской АЭС в апреле 1986 года;

  • Загрязнение атмосферы естественными радионуклидами вследствие работы угольных котельных и ТЭЦ;

  • Загрязнение окружающей среды техногенными радионуклидами вследствие эксплуатации предприятий ядерного топливного цикла и др.

Радиационная обстановка на территории области в значительной мере сформирована в результате прохождения облаков взрывов, проведенных в атмосфере:

  1. На Семипалатинском полигоне (по крайней мере 7 ядерных испытаний);

  2. Ядерных испытаний на Северном полигоне (Новая Земля) – 4 взрыва;

  3. На Тоцких учениях 14 сентября 1954 года (между Самарой и Оренбургом), когда на высоте 350 м взорвана атомная бомба. Облако взрыва и пыль, поднятая с Земли на высоту 15 км, рассеялись со сносов в восточном направлении;

  4. Испытания ядерных устройств в Китае в район озера Лобнор;

  5. Деятельностью СХК (Сибирского химического комбината), работой теплоэлектростанций и т.д.

В настоящее время радиационная обстановка на территории Томской области, по сравнению с прошлыми годами, улучшается в результате:

  1. Естественных процессов самоочищения природной среды от радиоактивного загрязнения;

  2. Остановки 3 реакторов на СХК и уменьшения объемов радиохимического производства;

  3. Нормализации радиационной обстановки на следе загрязнения от аварии на СХК 6 апреля 1993 года.

В то же время работы по радиационному мониторингу показали, что содержание цезия -137 в почвах юга Томской области в 2 – 5 раз превышают среднее значение по России и по Алтайскому краю. Основные очаги радиоактивного загрязнения территории области сосредоточены в 30-километровой зоне СХК. В будущем необходима организация контроля радиоактивного загрязнения в зоне влияния СХК и др.

2.6. Авария на радиохимическом заводе Сибирского химического комбината

6 апреля 1993 года в 12 часов 58 минут по местному времени на радиохимическом заводе Сибирского химического комбината в результате взрыва был разрушен один из аппаратов по экстракции урана и плутония. Сила взрыва была такова, что оказалась пробита крышка бетонного каньона, где располагался аппарат – виновник, кроме того, ударная волна вынесла 4 бетонных плиты перекрытия толщиной в метр, вышла в монтажный зал, разрушила шлакоблочную плиту и дала выброс на промышленную площадку. При взрыве значительная часть плутония и других радиоактивных веществ была выброшена в атмосферу.

Рис. 11 – Запрещающий знак Рис.12 –Сибирский химический комбинат

За пределы завода и санитарно-защитной зоны ушли газы, вылетевшие в 150-метровую трубу. Радиоактивному загрязнению подверглись промышленная площадка и ряд производственных помещений, а также территория в северо – восточном направлении: хвойные леса (более 90% площади загрязнений), а также сельскохозяйственные угодья предприятия «Сибиряк». Радиоактивное облако накрыло и две деревни – Наумовка и Георгиевка.

По официальным данным, в результате аварии подверглись радиоактивному облучению 1946 человек, из которых 160 человек находились во время аварии в непосредственной близости от места аварии, 20 человек принимали участие в тушении пожара и 1920 человек выполняли работы по ликвидации последствий аварии.

Самое интересное, что руководство комбината и Северска в первые часы после аварии отрицали ЧП.

У жителей области в поставарийный период наблюдался массовый «томско – чернобыльский синдром», который не излечен до конца до сих пор.

2.7.Общественное мнение

Исторически сложилось так, что после Чернобыля и последовавшего развала советской системы атомщикам приходится считаться с вышедшим на широкую арену общественным мнением. В числе главных противников атомной энергетики после Чернобыльской аварии самым активным образом выступают экологи, “Гринпис”, социально-экологический союз и другие организации. Это и протесты против ядерных испытаний в конце 80-х годов, и требования закрыть АЭС, и митинги протеста против планов строительства новых ядерных энергоблоков и ввоза в страну для переработки отработавшего (облученного) ядерного топлива (ОЯТ), и многие другие акции, направленные против Росатома.

Использование “чернобыльской карты” в политических целях усугубляет остроту проблемы. Эта тема у всех на слуху. Чернобыль является камнем преткновения в диалоге с населением по всем вопросам, касающимся будущего ядерной энергетики.

Хотя, как показывают факты, вклад радиационных рисков в общие риски для жизни и здоровья человека чрезвычайно мал:

• доля выбросов предприятий атомной энергетики в загрязнении природной среды составляет 0,6%;

• вклад атомной отрасли в общепромышленном сбросе сточных вод – 4,6%;

• удельный вес атомной отрасли в суммарный объем ежегодно образующихся и накопленных токсичных химических отходов составляет 1,1%;

• доля атомной отрасли в общей площади нарушенных земель в России не превышает 1%, а земель, пострадавших от радиоактивного загрязнения в общей площади земель в России, находящихся в состоянии экологического кризиса, не превышает 0,3 -0,4%;

• доля лесов, погибших от радиационного поражения за всю историю атомной энергетики, составляет 0,3-0,4% от масштабов ежегодной гибели лесов в стране.

Заключение

Энергетическая проблема – одна из важнейших проблем, которые сегодня приходится решать человечеству. Уже стали привычными такие достижения науки и техники, как средства мгновенной связи, быстрый транспорт, освоение космического пространства. Но все это требует огромных затрат энергии.

Мировые энергетические потребности в ближайшие десятилетия будут интенсивно возрастать. Какой-либо один источник энергии не сможет их обеспечить, поэтому необходимо развивать все источники энергии и эффективно использовать энергетические ресурсы.

Достижения в области физики атомного ядра открыли человечеству возможность использования энергии, освобождающейся в некоторых ядерных реакциях. Одна из таких реакций – цепная реакция деления ядер урана – сегодня широко используется в реакторах на атомных электростанциях.

Однако в ходе изучения данной темы я выяснил, что атомная энеpгетика остается предметом острых дебатов. Стоpонники и пpотивники атомной энеpгетики pезко pасходятся в оценках ее безопасности, надежности и экономической эффективности. Кроме того, шиpоко pаспpостpанено мнение о возможной утечке ядеpного топлива из сфеpы пpоизводства электpоэнеpгии и его использовании для пpоизводства ядеpного оpужия.

Я думаю, что использование ядерной энергии в народном хозяйстве неизбежно, т.к. вызвано истощением невоспроизводимых топливных ресурсов (нефть, газ, уголь), усложнением и удорожания их добычи и транспортировки.

Ядерное горючее считается в настоящее время самым экономичным. Атомные станции обладают высокой степенью защиты. Но страшная трагедия на ЧАЭС, которая откликнется еще не на одном поколении наших людей, говорит о том, что особого внимания требует обеспечения высокой эксплуатационной надежности АЭС, их безаварийной работы. Ядерная энергия коварна, не терпит неграмотных действий по отношению к себе.

На ближайшем этапе развития энергетики в ХХI в. ядерная энергетика с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах останется наиболее перспективной.

Литература

  1. Ф.М. Дягилев «Из истории физики и жизни ее творцов» – М.: Просвещение, 1986.

  2. Н.С. Евсеева, Л.Н. Окишева и др. «География Томской области. Население. Экономика. Экология. 9 кл.» – Томск, 2003.

  3. А.С. Енохин, О.Ф. Кабардин и др. «Хрестоматия по физике» – М.: Просвещение, 1982.

  4. О. Иовлева, газета «Вечерка» от 10.04.2010г.; статья «17 лет после аварии».

  5. Г.Я. Мякишев, Б.Б. Буховцев «Физика 11 кл.» – М.: Просвещение, 2004.

  6. А.В. Перышкин, Е.В. Гутник «Физика 9 кл.» – М.: Дрофа, 2005.

  7. Интернет – ресурсы.