- •В.П. Казанцев Общая энергетика
- •Оглавление
- •4.6. Природоохранные проблемы гидроэнергетики и их учет при проектировании гэс ……………….. 182
- •Принятые сокращения
- •Введение
- •1. Общие вопросы энергетики
- •1.1. Энергетические ресурсы земли и их использование
- •1.2. Топливно–энергетический комплекс России
- •Единая энергетическая система России
- •Преимущества образования еэс заключаются в повышении его экономичности при одновременном повышении надежности и качества электроснабжения потребителей.
- •1.4. Электрические станции
- •1.5. Электрические и тепловые сети
- •1.6. Потребители электрической энергии
- •1.7. Графики электрических и тепловых нагрузок энергосистем
- •1.8. Балансы мощности и энергии энергосистем
- •1.9. Традиционное топливо и его характеристики
- •Теоретические основы работы энергетических установок
- •2.1. Теплопередача, виды теплообмена
- •2.2. Основные термодинамические процессы и законы (начала) термодинамики
- •Термодинамические циклы тепловых двигателей
- •2.3.1. Термодинамический цикл Карно
- •2.3.2. Термодинамический цикл Ранкина
- •2.3.3. Энергетические показатели цикла Ранкина
- •Тепловые и атомные энергетические установки
- •3.1. Тепловые электростанции
- •3.1.1. Тепловые схемы тэс
- •3.1.1.1. Тепловые схемы кэс
- •3.1.1.2. Когенерация. Тепловые схемы тэц
- •3.1.2. Технологические схемы тэс
- •3.1.3. Компоновочные схемы тэс
- •3.1.4. Основное оборудование тэс
- •3.1.4.1. Паровые котлы
- •3.1.4.2. Паровые турбины
- •3.1.4.3. Электрические генераторы и трансформаторы
- •3.1.5. Вспомогательное оборудование тэс
- •3.1.5.1. Насосы и газодувные машины
- •3.1.5.2. Главные паропроводы и питательные трубопроводы тэс
- •3.1.5.3. Системы регенеративного подогрева питательной воды и промежуточного перегрева
- •3.1.5.4. Системы подогрева сетевой воды
- •3.2. Атомные электростанции
- •3.2.1. Принцип действия и типы атомных электростанций
- •3.2.2. Ядерные реакторы
- •3.2.2.1. Принцип работы и классификация ядерных реакторов
- •3.2.2.2. Реакторы на тепловых и быстрых нейтронах
- •3.2.3. Ядерное топливо
- •3.2.4. Тепловые схемы аэс
- •3.2.5. Технологические схемы и компоновка аэс
- •3.2.6. Экономические аспекты атомной энергетики
- •3.2.7. Экология атомной энергетики
- •3.2.8. Перспективы развития ядерной и термоядерной энергетики
- •4. Гидроэнергетические установки
- •4.1. Гидростатика и гидродинамика
- •4.2. Гидроэнергоресурсы и состояние гидроэнергетики России
- •4.3. Классификация, принцип работы и характеристики гидроэнергетических установок
- •4.4. Схемы использования гидравлической энергии
- •4.5. Основное оборудование гэс
- •4.5.1. Гидротурбины
- •4.5.2. Гидрогенераторы
- •4.6. Природоохранные проблемы гидроэнергетики и их учет при проектировании гэс
- •5. Нетрадиционные источники энергии и их использование
- •5.1. Состояние и перспективы нетрадиционной энергетики
- •5.2. Энергия ветра и ветроэлектрические станции
- •5.2.1. Ветроэнергетические установки
- •5.2.2. Основные проблемы и перспективы ветроэнергетики
- •5.3. Энергия Земли и геотермальные электростанции
- •5.4. Энергия Мирового океана и ее использование
- •5.4.1. Гидротермальные электростанции
- •5.4.2. Волновые электростанции
- •5.4.3. Приливные электростанции
- •5.4.4. Электростанции морских течений
- •5.5. Энергия Солнца и солнечные электростанции
- •5.6. Водородная энергетика
- •5.7. Вторичные энергоресурсы
- •5.8. Биомасса как возобновляемый источник энергии
- •Прямое сжигание биомассы
- •2. Получение биогаза
- •3. Использование отходов сельскохозяйственного производства
- •Заключение
- •Список литературы
3.2.8. Перспективы развития ядерной и термоядерной энергетики
Как было показано выше, тип реактора является определяющим для любой ядерной энергетической установки. Исходя из перспектив глобального преобразования мировой энергетики, наиболее перспективными можно считать, пожалуй, пять основных известных в настоящее время науке типов реакторов [2, 4].
1. Высокотемпературный энергетический ядерный реактор на газообразном топливе (ГФЯР), являющийся реактором на тепловых нейтронах, в котором делящееся вещество в составе газообразного гексафторида урана или в виде испаренного металлического урана расположено в центральной зоне полости (цилиндрической или сферической), образованной твердым замедлителем–отражателем нейтронов (Be, ВеО, С или их комбинацией).
Перспективность ГФЯР связана со следующим: возможность получения большой мощности; коэффициент воспроизводства, превышающий единицу; высокая температура нагрева рабочей среды (более 10000 °К); малая критическая масса (десятки килограммов делящегося вещества); возможность циркуляции делящегося вещества и его очистка в системе циркуляции.
Из этого следует: высокая эффективность использования горючего; минимальные затраты на топливный цикл; повышенная безопасность; высокая экономичность; широкий диапазон использования.
2. Вихревые ядерные реакторы на тепловых и быстрых нейтронах. Вихревой реактор состоит из вихревой камеры, внутри которой в процессе вихревого движения введенного тангенциально теплоносителя образуется устойчивый центробежный кипящий слой мелкодисперсного твердого и жидкого ядерного топлива. Благодаря целому ряду положительных свойств этого слоя энергетический вихревой ядерный реактор обладает некоторыми преимуществами по сравнению с реакторами с фиксированными активными зонами. С помощью этого типа реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства на быстрых нейтронах можно коренным образом изменить структуру топливного баланса и создать возможность практически неограниченного развития ядерной энергетики, поскольку преодолевается кризис ресурсов природного урана в будущем.
3. Электроядерный бридинг. Сущность заключается в использовании мощного пучка заряженных частиц (протонов) высокой энергии, получаемого с помощью ускорителя, для бомбардировки мишеней из бериллия, тория, урана. В результате возникают мощные источники нейтронов, которые можно использовать для переработки уранового и ториевого сырья в делящиеся материалы, т.е. для производства ядерного топлива.
4. Пароводяной реактор–размножитель на быстрых нейтронах (БПВР). Реактор аналогичен ВВЭР.
5. Энергетический термоядерный реактор (ТОКОМАК). Существует пока в виде исследовательской установки, на которой отрабатываются лишь основные принципы термоядерного синтеза. Практическая реализация управляемой термоядерной реакции сопряжена в настоящее время с рядом физических и технических трудностей.
Основная трудность физического характера сопряжена с неустойчивостью плазмы, помещенной в магнитную ловушку.
Трудности технического характера (наличие примесей с большими порядковыми номерами) приводят к возрастанию энергетических потерь из плазмы.
Решение этих проблем необходимо проанализировать возможность осуществления термоядерного синтеза, при котором отношение выходной энергии реакции синтеза к энергии, затраченной на создание, нагрев и удержание плазмы, по крайней мере, равно единице. Это может потребовать создания экспериментальной термоядерной электростанции.