«Атомные реакторы будущего»




Скачать 245.4 Kb.
Название«Атомные реакторы будущего»
страница1/2
Дата публикации07.04.2014
Размер245.4 Kb.
ТипАнализ
uchebilka.ru > Физика > Анализ
  1   2

«Атомные реакторы будущего»


Полянских Петр, 9 «А» класс МОУ «СОШ №84»

Научный консультант: А.Г.Компаниец, начальник смены ОАО «СХК», участник ликвидации аварии на Чернобыльской АЭС

Руководитель: Л.Н.Рыбина, учитель физики МОУ «СОШ №84» ЗАТО Северск
ВВЕДЕНИЕ
Энергетика - острейшая проблема цивилизации. Уже сегодня энергетические проблемы определяют пути развития экономики, и самые светлые умы бьются над тем, как в будущем, когда энергопотребление неизбежно и неимоверно возрастет, избавить человечество от энергетического голода.

Анализ идей радиоактивности в плане их возможных применений в сфере энергетики показывает, что, запасенную ядерную энергию можно конвертировать в тепловую и электрическую в процессах :

– радиоактивного распада,

– аннигиляции вещества с антивеществом,

– ядерных реакциях деления тяжелых ядер (под действием тепловых и/или быстрых нейтронов),

– в ядерных реакциях синтеза легких ядер (в первую очередь – изотопов водорода).

Однако в настоящее время в энергетике реализован только один класс ядерных процессов – деление ядер тяжелых элементов под действием нейтронов.

Целью моей работы является подробный анализ основных способов утилизации ядерной энергии в реакторах, основанных на цепной реакции деления ядер и перспектив использования этого направления получения тепловой и электрической энергии в будущем.


^ Теоретически возможны более 100 разных типов реакторов, различающихся топливом, замедлителем и теплоносителями, например:


  • реакторы на быстрых нейтронах, т.е. реакторы, не использующие замедлители; охлаждаемые теплоносителем, не находящимся под давлением, например реакторы бассейного типа;

  • реакторы на тепловых нейтронах;

  • гетерогенные реакторы, т.е. реакторы с разделенным ядерным топливом и замедлителем;

  • реакторы насыпного типа;

  • реакторы с гранулированным топливом, с замедлителем, находящимся под высоким давлением, например, реакторы с кипящей водой;

  • реакторы с общим перегревом;

  • реакторы, охлаждаемые водой под давлением, с различными и (или) разделенными замедлителем и теплоносителем, с твердым замедлителем, например, реакторы Магнокса;

  • с замедлителем, не находящимся под давлением, например реакторы бассейнового типа;

  • с различными и (или) разделенными замедлителем и теплоносителем, например натрий-графитовые реакторы;

  • с жидким замедлителем, например реакторы с трубами высокого давления; с жидким или газообразным топливом;

  • гомогенные реакторы, т.е. реакторы, в которых ядерное топливо и замедлитель являются однородной средой по отношению к потоку нейтронов;

  • реакторы с одной зоной;

  • реакторы с двумя зонами;

  • подкритические реакторы;

  • интегральные реакторы, т.е. реакторы, в которых части функционально связанные с реактором, не являются существенными для реакции, например теплообменники, расположенные внутри корпуса с активной зоной и др.

На практике реализованы только десять основных типов реакторов и только три из них получили массовое распространение.
1. Немного ядерной физики.
Любой ядерный реактор является основной частью атомной станции. Атомные электростанции относятся к тепловым, так как в их устройстве имеются три основных элемента : тепловыделители, теплоноситель и генератор электрического тока - турбина. Существуют как одноконтурные АЭС, так и двух-трех-контурные (это зависит от типа ядерного реактора). Принципиальная схема атомной станции приведена на рисунке :


Рисунок 1. Схема тепловой станции

Вначале, хотелось бы остановиться на основных, самых важных, положениях физики реакторов.

Ядерный реактор - аппарат, в котором происходят ядерные реакции - превращения одних химических элементов в другие. Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегося вещества, которое при своем распаде выделяет элементарные частицы, способные вызвать распад других ядер.

Деление атомного ядра может произойти самопроизвольно или при попадании в него элементарной частицы. Самопроизвольный распад в ядерной энергетике не используется из-за очень низкой его интенсивности.

В качестве делящегося вещества в настоящее время могут использоваться изотопы урана — уран-235 и уран-238, а также плутоний-239.
В ядерном реакторе происходит цепная реакция. Ядра урана или плутония распадаются, при этом образуются два-три ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяется энергия, излучаются гамма-кванты и образуются два или три нейтрона, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией (величина этой энергии должна лежать в определенном диапазоне: более медленная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него). Наибольшее значение в ядерной энергетике имеют нейтроны.

В зависимости от скорости элементарной частицы выделяют два вида нейтронов: быстрые и медленные. Нейтроны разных видов по-разному влияют на ядра делящихся элементов.
Уран-238 делится только быстрыми нейтронами. При его делении выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых нейтрона. Вследствие того, что эти быстрые нейтроны замедляются в веществе урана-238 до скоростей, неспособных вызвать деление ядра урана-238, цепная реакция в уране-238 протекать не может.
Поскольку в естественном уране основной изотоп - уран-238, то цепная реакция в естественном уране протекать не может.

В уране-235 цепная реакция протекать может, так как наиболее эффективно его деление происходит, когда нейтроны замедлены в 3-4 раза по сравнению с быстрыми, что происходит при достаточно длинном их пробеге в толще урана без риска быть поглощенными посторонними веществами или при прохождении через вещество, обладающее свойством замедлять нейтроны, не поглощая их.

Поскольку в естественном уране имеется достаточно большое количество веществ, поглощающих нейтроны (тот же уран-238, который при этом превращается в другой делящийся изотоп - плутоний-239), то в современных ядерных реакторах необходимо для замедления нейтронов применять не сам уран, а другие вещества, мало поглощающие нейтроны (например, графит или тяжелая вода).

Обыкновенная вода нейтроны замедляет очень хорошо, но сильно их поглощает. Поэтому для нормального протекания цепной реакции при использовании в качестве замедлителя обыкновенной легкой воды необходимо использовать уран с высокой долей обогащения.


    1. Ядерный реактор.


Рисунок 2. Схема активной зоны реактора
Как уже указывалось, тремя обязательными элементами для реакторов на тепловых нейтронах являются тепловыделитель, замедлитель и теплоноситель. На рисунке 2представлена типичная схема активной зоны реактора. Через реактор с помощью насосов (обычно называемых циркуляционными) прокачивается теплоноситель, поступающий потом или на турбину (в РБМК) или в теплообменник (в остальных типах реакторов). Нагретый теплоноситель теплообменника поступает на турбину, где теряет часть своей энергии на выработку электричества

Из турбины теплоноситель поступает в конденсатор для пара, чтобы в реактор поступал теплоноситель с нужными для оптимальной работы параметрами. Также в реакторе имеется система управления им (на рисунке не показана), которая состоит из набора стержней диаметром в несколько сантиметров и длиной, сопоставимой с высотой активной зоны, состоящих из высокопоглощающего нейтроны материала, обычно из соединений бора. Стержни располагаются в специальных каналах и могут быть подняты или опущены в реактор. В поднятом состоянии они способствуют разгону реактора, в опущенном - заглушают его. Приводы стержней регулируются независимо друг от друга, поэтому с их помощью можно конфигурировать активность реакции в различных частях активной зоны./11/

Реакторы, работающие на быстрых нейтронах, устроены несколько иначе. О них будет сказано ниже.

1.2.Устройство различных типов ядерных реакторов.

В настоящее время в мире существует пять типов ядерных реакторов. Это:

^ ВВЭР - Водо-Водяной Энергетический реактор

РБМК - Реактор Большой Мощности Канальный

Реактор на тяжелой воде

Реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром

Реактор на быстрых нейтронах

2. ВВЭР - Водо-Водяной Энергетический реактор

Реакторы ВВЭР являются самым распространенным типом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Из самого названия реактора ВВЭР следует, что у него и замедлителем, и теплоносителем является обычная легкая вода. В качестве топлива используется обогащенный до 4.5% уран. Принципиальная схема реактора ВВЭР представлена на рисунке3:
Рисунок 3. Принципиальная схема реактора ВВЭР

Как видно из схемы, он имеет два контура. Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы (насос первого контура на схеме не показан) прокачивают воду через реактор и теплообменник (питание циркуляционных насосов происходит от турбины). Вода реакторного контура находится под повышенным давлением, так что несмотря на ее высокую температуру (293 градуса - на выходе, 267 - на входе в реактор) ее закипания не происходит. Вода второго контура находится под обычным давлением, так что в теплообменнике она превращается в пар. В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генерируемый, в парогенераторе, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура (так сказать, третий контур), обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник./12/

Энергетическая мощность большинства реакторов ВВЭР в нашей стране 1000 мегаватт (Мвт).Строение активной зоны реактора ВВЭР показано на рис.4. Она имеет прочный наружный стальной корпус, могущий в случае непредвиденных обстоятельств локализовать возможную аварию. Корпус полностью заполнен водой под высоким давлением. В середине активной зоны расположены ТВС с шагом в 20-25 см. Некоторые ТВС дополнены сверху поглотителем из бороциркониевого сплава и нитрида бора и способны находится в активной зоне или бороциркониевой частью, или урановой - таким образом осуществляется регулирование цепной реакции. Вода подается в реактор снизу под давлением. Сверху реактор закрыт стальной крышкой, герметизирующей его корпус и являющейся биозащитой. /10/



Рисунок 4. Активная зона реактора ВВЭР
3. РБМК - Реактор Большой Мощности Канальный

РБМК построен по несколько другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего в его активной зоне происходит кипение - из реактора поступает пароводяная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов. Его принципиальная схема - на рис.5.



Рисунок 5. Принципиальная схема реактора РБМК
Основные технические характеристики РБМК следующие. Активная зона реактора — вертикальный цилиндр диаметром 11.8 метров и высотой 7 метров (см.рис.5). По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель - сплошная графитовая кладка толщиной 0.65 метра. Собственно активная зона собрана из графитовых шестигранных колонн (всего их 2488), собранных из блоков сечением 250х250мм. По центру каждого блока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114мм для размещения технологических каналов и стержней СУЗ. /5/ Общее число технологических каналов в активной зоне 1693. Внутри большинства технологических каналов находятся тепловыделяющие кассеты, имеющие довольно сложную структуру. Кассета состоит из двух последовательно соединенных тепловыделяющих сборок (ТВС), длина каждой из которых 3,5м. ТВС содержит 18 стержневых твэлов — трубок наружным диаметром 13,5мм с толщиной стенки 0,9 мм, заполненных таблетками диаметром 11,5мм из двуокиси урана (UO2), крепежные детали из сплава циркония и несущий стержень из оксида ниобия. Стенки кассеты плотно фиксированы к графитовой кладке, а внутри кассет циркулирует вода. В остальных каналах расположены стержни системы управления защитой, которые состоят из поглотителя - бороциркониевого сплава. Некоторые каналы полностью изолированы от теплоносителя, и в них расположены датчики радиации. /8/

Электрическая мощность РБМК - 1000 Мвт. АЭС с реакторами РБМК составляют заметную долю в атомной энергетике. Так, ими оснащены Ленинградская, Курская, Чернобыльская, Смоленская, Игналинская АЭС.


Рисунок 6. Активная зона реактора РБМК

6. Реактор с шаровой засыпкой – газоохлаждаемый реактор
Наибольшим коэффициентом полезного действия обладают реакторы с газовым теплоносителем. Они же считаются самыми безопасными.

В настоящее время Великобритания - единственная в мире страна до сих пор использующая энергетические реакторы с газовым охлаждением (из 27 эксплуатируемых в Великобритании реакторов на АЭС в 26 теплоносителем является углекислый газ и только в одном - вода).

Реакторы подобного типа есть в Италии и Японии. В реакторе типа «МАГНОКС» топливом является природный металлический уран, помещённый в оболочку из магниевого сплава, замедлителем нейтронов является графит, а теплоносителем – углекислый газ. Продвинутый вариант магноксового реактора – более мощный AGR реактор работает на слегка обогащённом по урану-235 керамическом (оксидном) топливе, заключённом в стальную оболочку, замедлителем является графит, а теплоносителем – углекислый газ./13/

Рисунок 8. Принципиальная схема реактора с шаровой засыпкой

В качестве газовых теплоносителей и рабочих тел применяют водород, гелий, азот, воздух, углекислый газ, метан и некоторые другие газы. Основные преимущества газовых теплоносителей и рабочих тел по сравнению с жидкими веществами - более высокая термическая и радиационная стойкость, химическая (коррозионная) пассивность. Недостатки - низкие плотность, теплоемкость и теплопроводность и, следовательно, низкая интенсивность теплоотдачи; при применении газов в качестве теплоносителей необходимо высокое давление в контуре при разумных мощностях, затрачиваемых на их прокачку.
Типичным примером газового реактора является реактор с шаровой засыпкой. В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара, в который засыпаны тепловыделяющие элементы, также шарообразные. Каждый элемент представляет из себя графитовую сферу, в которую вкраплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ, например, СО2. Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник.
Регулирование реактора осуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону. Экстренное глушение реактора осуществляется путем выстреливания в активную зону клина из поглотителя. Реактор с шаровой засыпкой выгодно отличается тем, что в нем принципиально не может произойти взрыв гремучего газа, и в случае разгона реактора самым неприятным последствием будет лишь расплавление тепловыделяющих элементов и невозможность дальнейшей эксплуатации реактора. С другой стороны, в случае попадания воды в активную зону (например, из второго контура в случае прорыва трубы в теплообменнике) разрушение реактора c выбросом радиоактивного газа-теплоносителя неизбежно.
Реакторы с шаровой засыпкой в незначительном количестве строились в Восточной Европе, Америке и Китае.
В 2005 Китай начал строительство первого в мире функционирующего в коммерческих целях модульного газоохлаждаемого ядерного реактора с шаровыми ТВЭЛами (pebble bed modular gas cooled reactor - PBMR). По сравнению с реакторами обычного типа, PBMR является более компактным, экономичным и безопасным. В нём вместо воды используется инертный газ (например, гелий или азот), что позволяет увеличить КПД реактора до 50%. ТВЭЛы представляют собой не стержни, а шары размером с яблоко, покрытые графитовой оболочкой. Малая активная зона реактора и то, что ядерное топливо «распределено» среди сотен тысяч шаров, сводит риск аварии на АЭС к нулю. Кроме того, в реакторе нового типа используется необогащенный уран, что делает PBMR более привлекательным с точки зрения нераспространения и долговременного хранения отработавшего топлива и радиоактивных отходов.
В последнее время существенное внимание уделяется развитию высокотемпературных газоохладаемых реакторов (ВТГР), на которых я остановлюсь отдельно.
6.1 Реактор с гелиевым теплоносителем
В энергетических программах ведущих стран приоритетное значение отдается ядерной энергетике с несколькими перспективными проектами. В США в программе Generation Four выбрано несколько ядерных реакторов, и одним из самых любопытных является проект гелиевого реактора. Такой проект реализуется и в России, которая, по мнению экспертов, подошла к гелиевому реактору ближе других стран. По этой причине США предложили России совместный проект гелиевой АЭС.

Гелий - второй после водорода по распространенности элемент во Вселенной. На Земле он в мизерных количествах - 0,003 миллиграмма на 1 килограмм вещества, но во Вселенной его 23%. Гелий содержится в основном в гранитных породах и выделяется при распаде урана и радиоактивных элементов. Гелий - основной строительный материал нашего Солнца. До недавних пор гелий применялся большей частью в воздушных шарах. Сейчас его используют в промышленных установках и, например, на космических кораблях "Союз" в системе подачи топлива под большим давлением.

Нобелевский лауреат Ричард Фейнман считал, что сверхтекучий гелий поможет решить последнюю нерешенную задачу классической физики, связанную с расчетом модели турбулентности. Сверхтекучий гелий открыл в 1937 году Петр Капица, получивший за эти исследования Нобелевскую премию. Объяснил поведение сверхтекучего гелия другой Нобелевский лауреат Лев Ландау.

В 1970-х годах у нас начались работы по высокотемпературным гелиевым реакторам (ВТГР) атомных энерготехнологических станций (АЭТС) для химической промышленности и черной металлургии. Основой ВТГР послужили разработки ядерных ракетных двигателей на водороде, которые, к сожалению, отложены до лучших времен, хотя экспериментальные ядерные ракетные двигатели показали эффективность при нагревании водорода до температуры в 3000 градусов.

В 1990-х годах специалисты Курчатовского института и ОКБ машиностроения имени Африкантова в Нижнем Новгороде (там создают реакторы для атомных подводных лодок, реакторы для плавучих АЭС, а также не пошедший в серию реактор ВВЭР-640 для АЭС в Казахстане и в Сосновом Бору) предложили проект высокотемпературного реактора с гелиевым теплоносителем. Гелий в качестве теплоносителя имеет большие преимущества. Он химически инертен и не вызывает коррозию. Он не меняет агрегатного состояния. Он не влияет на коэффициент размножения нейтронов. Наконец, горячий гелий удобно прямиком направлять в газовую турбину.

Проект ГТ-МГР, к которому подключилась Национальная лаборатория в Окридже, американская компания General Atomics, французская Framatome и японская Fuji Electric, дает возможность создания нового типа экологически чистых АЭС с уникальными свойствами - способностью вырабатывать тепло при температурах более 1000 градусов, с высоким, по американской классификации самым высоким уровнем безопасности. Уже готов эскизный проект реактора и АЭС. Гелиевый реактор дает возможность поднять КПД до 50%, это прорыв по сравнению с ныне действующими реакторами с КПД 32%. Реактор и турбогенератор будут размещены под землей. Устройство гелиевой АЭС значительно проще, чем у традиционных.

Гелиевые реакторы представляют большой интерес для получения водорода и водородной энергетики, которая является одним из наиболее перспективных путей решения энергетической проблемы. Кроме того, гелиевые реакторы могут быть использованы для опреснения воды, технологических процессов в химической, нефтеперерабатывающей, металлургической промышленности. Использование гелиевых реакторов для коммунальных нужд требует увеличения их мощности, и принципиальных сложностей здесь не видно.

В качестве топлива для реактора будет использоваться оксид и карбид урана. Топливом может стать и оксид оружейного плутония, что делает этот проект особо привлекательным, ибо он помогает решить проблему утилизации этого материала. Отработанное топливо находится в такой кондиции, что его возвращение в оружейный цикл уже невозможно.

Ввод в эксплуатацию 4-модульного реактора ГТ-МГР намечен на 2012-2015 годы. Тепловая мощность ГТ-МГР составит 600 мегаватт, электрическая - 285 мегаватт. Расчетный срок службы реактора - 60 лет /3/

  1   2

Добавить документ в свой блог или на сайт

Похожие:

«Атомные реакторы будущего» iconМетодические указания к курсовому проекту по курсу "Ядерные энергетически реакторы"
Методические указания к курсовому проекту по курсу "Ядерные энергетически реакторы" для студентов специальности "Атомные электрические...

«Атомные реакторы будущего» iconРеакторы на быстрых нейтронах решат проблему хранения отработавшего ядерного топлива

«Атомные реакторы будущего» iconЛитература Рисунки
После обсуждения возможных причин это трактуется, как проявление способности к получению информации из будущего. Рассмотрена зависимость...

«Атомные реакторы будущего» iconФакультет компьютерных наук и технологий
Моделирование, молекулярные и атомные системы с открытой оболочкой, их электронные спиновые, магнитные и оптические свойства, дискретные...

«Атомные реакторы будущего» iconЕдиной спирали эволюции
Кроме того, он осмелился исправить доселе принятые атомные массы некоторых элементов, а отдельные элементы разместил в своей системе...

«Атомные реакторы будущего» iconУчебная программа Intel® Курс «Обучение для будущего»
Дистанционный курс Интел ® "Обучение для будущего" основан на понимании того, что педагогические технологии сегодня не принесут никакой...

«Атомные реакторы будущего» iconХарьковские «Профессионалы будущего» проложат кратчайший путь к внедрению lte
Снг, Генеральный партнер Олимпийской сборной Украины, объявляет о начале основного конкурсного этапа всеукраинской образовательной...

«Атомные реакторы будущего» iconНаучно-методическое учреждение и городской методический кабинет
Государственная целевая социальная программа «Школа будущего» и как следствие сош №2, открытая в 1971 году, переименована в учебно-воспитательный...

«Атомные реакторы будущего» iconКак происходит выбор материала для возведения стен будущего теплого дома?
В основном по чьему-нибудь совету,- «сосед построил, «строители подсказали»,«на складе посоветовали», «позвонил по объявлению, «где-то...

«Атомные реакторы будущего» iconБудущим отцам роль мужа/партнера в поддержке жены в период беременности, родов и после родов
Когда смотришь на будущего отца в западных кинофильмах, возникает в голове единственный образ мужчины, покупающего в магазине игрушки...

Вы можете разместить ссылку на наш сайт:
Школьные материалы


При копировании материала укажите ссылку © 2013
контакты
uchebilka.ru
Главная страница


<