13 Билет

Принцип работы эл. Станций (АЭС)

27.06.1954г. – в городе Обнинске была запущена первая в мире АЭС. Основным элементом атомной станции является атомный реактор, который функционирует за счет выделения большого количества теплоты, которая получается в результате деления ядер на осколки.

Деление ядер урана происходит при бомбардировании их нейтронами. В результате чего получаются осколки ядер, обычно не одинаковые по массе, нейтроны и др. продукты деления, которые разлетаются в разные стороны, с огромными скоростями, обладая большим запасом кинетической энергии. Частицы поглощаются окружающей средой, Ек переходит в тепловую. В установках, где происходит управляемая реакция – наз-сы ядерным реактором.

Ядерный реактор состоит: из активной зоны, отражателя, системы охлаждения, системы управления регулирования и контроля, корпуса и биологической защиты .

1. Бетонная защита с контуром охлажд.

2. Металлический кожух

3. Графитовый отражатель

4. Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы)

5. Графитовый замедлитель

6. Обратный контур теплоносителя

7. Подогреватель

8. Парогенератор

9. Пароперегреватель

10. Паровая турбина

11. Электрический генератор

12. Конденсатор

13. Насос пароводяного контура

14. Компенсатор

В рабочий канал опускают стержни. В этих стержнях происходит цепная реакция деления, которая сопровождается выделением большого количества тепла, поэтому такие стержни называются тепло выделяющим-ся элементами. Количество ТВЭЛВ может достигать нескольких сотен. В активную зону вводится теплоноситель, которым омывает поверхности ТВЭЛВОВ, нагревается и уносит с собой теплоту за пределы. В качестве теплоносит. Может использоваться тяжелая вода – жидкий металл, энертный газ, чем выше тем больше количество тепла передается в раб. Телу в цикл , что увеличивает мощность выработку эл. Энергии. Мощность современных реакторов превышает 1гВт. В России 800мТ. Управление реакторов осуществляется с помощью специальный стержней, которые поглощают нейтроны. Кроме этого акт. Зона окружена графитн. Отражателем, который возвращает в нее влетающие нейтроны.

Количество свободных нейтронов в акт. Зоне регулируется путем введения в нее поглащающих стержней.

Реактор защищен бетонной защитой, которая рассчитана на падение самолета и охл-ся с помощью собственного контура охлаждения, для поддержания прочности бетона.

Конденсат предназначен для поддержания давления контура сети.

14. Воспроизводство ядерного горючего.

Природный уран в основном состоит из изотопа 238U и только на 0.7% из изотопа 235U:

235U 0,7%

238U 99,3%

Изотоп урана 235 легко поддерживает цепную реакцию деления при попадании в него любых нейтронов. Ядро урана 238 крайне устойчив и делится при попадании в него быстрых нейтронов: v30 км/с.

При скорости нейтрона больше 30 км/с наступает резонансный захват изотопом U238 нейтрона и образуется Pu239 (плутоний), который схож по своим характеристикам с U235 и может поддерживать цепную реакцию деления.

Дальнейшее снижение скорости нейтрона вызывает уменьшение сечения захвата ядрами U238 и увеличение сечений ядер U235 и изотопов Pu239. Нейтроны, имеющие скорость движения 3 км/с называются тепловыми.

Нейтроны могут вызвать цепную реакцию у обогащенного урана. При делении 1 ядра урана выделяется 200 МэВ энергии.

1 ядро 200 МэВ

1 ядро U = 9*10^-18 кВт*ч

1г (U) = 2,26*10²¹ ядер 23,2 МВт*ч

1г угля 7 Вт*ч

При захвате нейтрона изотопами U238 образуется Pu239 способный создавать цепные реакции и который рассматривается как ядерное топливо, такое топливо получают в специальных реакторах - размножителях.

В ядерной физике реактором размножителем называется реактор, который на 1 атом сожженного топлива производит свыше 1 расщепляющегося атома. Деление 1 ядра Pu239 сопровождается выделением 3 нейтронов, один из которых используется для поддержания цепной реакции, а два других используются для обогащения устойчивых ядер, т.е. запуска цепной реакции природного урана.

Ректоры на быстрых нейтронов обладают возможностью воспроизводства ядерного горючего с коэффициентом воспроизводства 1,4 и удвоением ядерного топлива через 8-10 лет.

15 билет

Многоконтурные системы АЭС

I контурная система АЭС

1. Биологическая защита

2. Ядерный реактор

3. Электрический генератор

4. Паровая турбина

5. Конденсатор

6. Насос пароводяного конденсатора

II контурная система АЭС

1. Биологическая защита

2. Ядерный реактор

3. Электрический генератор

4. Паровая турбина

5. Конденсатор

6. Насос пароводяного конденсатора

7. Насос теплоносителя

8. Парогенератор

III контурная система АЭС

1. Биологическая защита

2. Ядерный реактор

3. Электрический генератор

4. Паровая турбина

5. Конденсатор

6. Насос пароводяного конденсатора

7. Насос теплоносителя

8. Парогенератор

9. Насос промежуточного контура

10. Теплообменник

Биологическая защита выполняется для изоляции реактора от окружающего пространства, то есть для защиты от проникновения за пределы реактора α, β и γ частиц, а так же осколков ядер урана.

Защита реактора выполняется в виде нескольких слоев бетона со специальными каналами охлаждения по которым циркулирует охлаждающая вода. Из-за низкой температуры она не используется.

Биологическая защита должна ограничивать уровни опасных излучений до безопасных пределов как при работе реактора, так и при его остановке, а так же должна создавать безопасные условия для работы обслуживающего персонала станции.

Биологическая защита состоит:

1. Кристаллической решётки топлива, которая поглощает продукты деления тяжелых ядер.

2. Металлическая оболочка тепловыделяющих элементов.

3. Корпус реактора и система циркуляции теплоносителя.

4. Железобетонный и металлические защитные оболочки, предотвращающие распространения радиоактивности.

При нарушении целостности контура реактора или контура теплоносителя. Для выравнивания давления между машинным залом станции и внешней средой над главным корпусом предусматривается газгольдер с высокой трубой. Высота трубы рассчитывается таким образом, чтобы радиоактивные ядра частично распадались до соприкосновения с землей.