Атомная энергетика, атомные станции

Страница 5

Другая важная проблема современного индустриального общества - обеспечение сохранности природы, чистоты воды, воздушного бассейна.

Известна озабоченность ученых по поводу "парникового эффекта", возникающего из-за выбросов углекислого газа при сжигании органического топлива, и соответствующего глобального потепления климата на нашей планете. Да и проблемы загазованности воздушного бассейна, "кислых" дождей, отравления рек приблизились во многих районах к критической черте.

Атомная энергетика не потребляет кислорода и имеет ничтожное количество выбросов при нормальной эксплуатации. Если атомная энергетика заменит обычную энергетику, то возможности возникновения "парника" с тяжелыми экологическими последствиями глобального потепления будут устранены.

Чрезвычайно важным обстоятельством является тот факт, что атомная энергетика доказала свою экономическую эффективность практически во всех районах земного шара. Кроме того, даже при большом масштабе энергопроизводства на АС атомная энергетика не создаст особых транспортных проблем, поскольку требует ничтожных транспортных расходов, что освобождает общества от бремени постоянных перевозок огромных количеств органического топлива.

6.1 Классификация ядерных реакторов

Ядерные реакторы делятся на несколько групп:

· в зависимости от средней энергии спектра нейтронов - на быстрые, промежуточные и тепловые;

· по конструктивным особенностям активной зоны - на корпусные и канальные;

· по типу теплоносителя - водяные, тяжеловодные, натриевые;

· по типу замедлителя - на водяные, графитовые, тяжеловодные и др.

Для энергетических целей, для производства электроэнергии применяются:

· водоводяные реакторы с некипящей или кипящей водой под давлением,

· уран-графитовые реакторы с кипящей водой или охлаждаемые углекислым газом,

· тяжеловодные канальные реакторы и др .

В будущем будут широко применяться реакторы на быстрых нейтронах, охлаждаемые жидкими металлами (натрий и др.); в которых принципиально реализуем режим воспроизводства топлива, т.е. создания количества делящихся изотопов плутония Pu-239 превышающего колич ество расходуемых излотопов урана U-235. Параметр, характеризующий воспроизводство топлива называется плутониевым коэффициентом. Он показывает, сколько актов атомов Pu-239 создается при реакциях захвата нейтронов в U-238 на одмин атом U-235, захва тившег о нейтрон и претерпевшего деление или радиационное превращение в U-235.

6.1.2 Реакторы с водой под давлением.

Реакторы с водой под давлением занимают видное место в мировом парке энергетических реакторов. Кроме того, они широко используются на флоте в качестве источников энергии как для надводных судов, так и для подводных лодок. Такие реакторы относительно компактны, просты и надежны в эксплуатации. Вода, служащая в таких реакторах теплоносителем и замедлителем нейтронов, относительно дешева, неагрессивна и обладает хорошими нейтронно-физическими свойствами.

Реакторы с водой под давлением называются иначе водоводяными или легководными. Они выполняются в виде цилиндрического сосуда высокого давления со сьемной крышкой. В этом сосуде (корпусе реактора) размещается активная зона, составленная из топливных сборок (топливных кассет) и подвижных элементов системы управления и защиты. Вода входит через патрубки в корпус, подается в пространство под активной зоной, двигается вертикально вверх вдоль топливных элементов и отводится через выходные патрубки в контур циркуляции. Тепло ядерных реакций передается в парогенераторах воде второго контура, более низкого давления. Движение воды по контуру обеспечивается работой циркуляционных насосов, либо, как в реакторах для станций теплоснабжения, - за счет движущего напора естественной циркуляции.

Типичная тепловая схема водоводяных энергетических реакторов (ВВЭР), действующих с 1964 года в СССР, показана на Рис.1:

6.3.2 Кипящие реакторы

1.Реактор

2.Парогенератор

3.Циркуляционный насос

6.3.3 Уран-графитовые реакторы

7. Л И Т Е Р А Т У Р А

1. Рудик А. П. Физические основы ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1980.

2. Климов А. Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Атомиздат, 1971.

3. Нигматулин Н. Н., Нигматулин Б. Н., Ядерные энергетические установки. М.: Энергоатомиздат, 1986.

4. Емельянов И. Я. и др. Конструирование ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1982

5. Камерон И. Ядерные реакторы. М.: Энергоатомиздат, 1987

6. Шихов С. Б., Троянский В. Б. Элементарная теория яднрных реакторов. М.: Атомиздат, 1978