34. Технико-экономическая оценка работы тэс

Для оценки результативности пр-ва э\э исп-ся технико-эк-е показатели, кот. делятся на 2 вида: общие пок-ли ( себест-ть, прибыль), частные пок-ли ( специфич.).

Частные:

- термический КПД (КЭС), кот хар-ет только превращаемый долей хим. энергии топлива, превращаемой в электроэнергию.( не > 35-37%). Крайне низкий ( теоретически – 43%)

На станциях ТЭЦ КПД сост-ет примерно 70%.

- расход топлива на единицу энергии.

Современные э\станции достигли возможного минимума ( примерно 320 грамм условного топлива/ киловатт час).

Водоподготовка - комплекс мероприятий технологических процессов получения воды требуемого качества.

Фильтрование – важный метод очистки воды; для этого применяются песчаные фильтры с зернистым фильтрующим слоем.

Обеззараживание воды – обязательный процесс очистки воды, идущей для бытовых нужд.

Умягчение и обессоливание - основные процессы водоподготовки. Удаление из воды всех солей ( всех катионов и анионов) – обессоливание, а солей кальция и магния – умягчение.

35. Производство электроэнергии на атомных электростанциях. Научные основы процесса

Пр-во э\э на АЭС.Сущность процесса.

Ядра некот эл-тов ( ядра нуклонов(р,n)), тяжёлых эл-тов ( уран, плутоний, способны испытывать превращения ( естественные и искусственные)- внешнее воздействие на ядро.

Наиболее результативным типом взаимодействия явл-ся механизм, приводящий к распаду ядра – «ядро-нейтрон»(нейтроны оказываются эффективными возбудителями ядерных реакций: взамен одного поглощённого нейтрона, ядро испускает более 2 нейтронов.

В рез-те распада ядра появляются всевозможные осколки, в том числе и газообразные (альфа, бета и гамма- излучение) выделяется колосс. Кол-во тепла.

Такие в-ва, кот. способны пол действием нейтронов(n) подвергаться распаду и кот. при соответствующих усл-ях могут быть исп-ны для поддержания цепной реакции( а также исп-ся в кач-ве взрывчатых в-в) наз-ся ядерным горючим или ядерным топливом.

1 кг. Урана - выделяется при распаде тепло,при сжигании 3000 т. ут (1г примерно = 3 кг)

Вследствие этого, структура атомной э\станции и структура тепловой э\станции – это осн-е стадии идентичные с этих позиций – абсолютно одинаковые.

- В сл-е ТЭС – сжигание

- В сл-е АЭС – тепло, под действием ядерного распада.

Чаще всего ядерным топливом природный уран( в составе 3 изотопа, основных 2 (U 235 – 0.7%,U 238 – 99.3%)) хотя есть и др.(плутоний).

Россия не богата ураном, где-то 8% от мировых. Канада богата ураном, где-то 30%.

36. Хар-ка атомных электростанций на быстрых и медленных нейтронах. Технико-экономическая оценка

Россия не богата ураном, где-то 8% от мировых. Канада богата ураном, где-то 30%.

Два изотопа урана делятся разными видами нейтронов: нейтроны, кот. выделяются в процессе радиакт. распада - быстрые (n*), их энергия примерно 1млн ЭВт, если часть энергии убрать, пропустить через замедлители, то - медленные, тепловые (n).Замедлителями нейтронов явл-ся вода, графит, парафин.

U238 делится только быстрыми нейтронами, реакторы на быстрые нейтроны.

U 235 делится 2 видами, но наиб. предпочтительно медленными нейронами

В том и др. случае разноактивное топливо загружается в твеллы ( тепловыделяющие эл-ты), в них ядерные реакции, кот. сопровожд-ся выд-ем огр. кол-ва энергии, кот. выводится из этой опасной зоны, отдаётся воде, кот. выводится из реактора.

U 235 + n -> цепная реакция, сопровожд-ся выделением значит. кол-ва n* + 2.4n* + Q(тепло) + радиоакт. осколки.

U 238 + 1.4n* -> PU239( плутоний, новое радиоакт. в-во) + 2.9n* + Q.

Глядя на эти процессы, можно было бы полагать, что реакторы на быстрых нейтронах эффективнее.

На самом деле, во всём мире работает примерно 10 реакторов на n*, а ост-е на медленных – n.