Информация о группе
- VK ссылка:club11299230
- Тип сообщества: открытое
- Количество подписчиков: 0
Мы против АЭС!!!
Описание: Общие положения. Атомные электростанции (АЭС) - это по существу тепловые электростанции, которые используют тепловую энергию ядерных реакций.
Возможность использования ядерного топлива, в основном урана 235U, в качестве источника теплоты связана с осуществлением цепной реакции деления вещества и выделением при этом огромного количества энергии. Самоподдерживающаяся и регулируемая цепная реакция деления ядер урана обеспечивается в ядерном реакторе. Ввиду эффективности деления ядер урана 235U при бомбардировке их медленными тепловыми нейтронами пока преобладают реакторы на медленных тепловых нейтронах. В качестве ядерного горючего используют обычно изотоп урана 235U, содержание которого в природном уране составляет 0,714 %; основная масса урана - изотоп 238U(99,28%). Ядерное топливо используют обычно в твердом виде. Его заключают в предохранительную оболочку. Такого рода тепловыделяющие элементы называют твэлами, их устанавливают в рабочих каналах активной зоны ректора. Тепловая энергия, выделяющиеся при реакции деления, отводится из активной зоны реактора с помощью теплоносителя, который прокачивают под давлением через каждый рабочий канал или через всю активную зону. Наиболее распространенным теплоносителем является вода, которую тщательно очищают.
Реакторы с водяным теплоносителем могут работать в водном или паровом режиме. Во втором случае пар получается непосредственно в активной зоне реактора.
При деление ядер урана или плутония образуются быстрые нейтроны, энергия которых велика. В природном или слабообогащенном уране, где содержание 235U невелико, цепная реакция на быстрых нейтронах не развивается. Поэтому быстрые нейтроны замедляются до тепловых (медленных) нейтронов. В качестве замедлителей могут используют вещества, которые содержат элементы с малой атомной массой, обладающие низкой поглощающей способностью по отношению к нейтронам. Основными замедлителями являются вода, тяжелая вода, графит.
В настоящее время наиболее освоены реакторы на тепловых нейтронах. Такие реакторы конструктивно проще и легче управляемы по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах. Однако перспективным направлением является использование реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного горючего - плутония; таким образом может быть использована большая часть 238U.
На атомных станциях России используют ядерные реакторы следующих основных типов:
РБМК (реактор большой мощности, канальный) - реактор на тепловых нейтронах, водо-графитовый;
ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) - реактор на тепловых нейтронах, корпусного типа;
БН - реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем.
Единичная мощность ядерных энергоблоков достигла 1500 Мвт. В настоящее время считается, что единичная мощность энергоблока АЭС ограничивается не столько техническими соображениями, сколько условиями безопасности при авариях с реакторами.
Действующие в настоящее время АЭС по технологическим требованиям работают главным образом в базовой части графика нагрузки энергосистемы с продолжительностью использования установленной мощности 6500 … 7000 ч/год
Схемы АЭС. Технологическая схема АЭС зависит от типа реактора, вида теплоносителя и замедлителя, а также от ряда других факторов. Схема может быть одноконтурной, двухконтурной и трехконтурной. На рисунке 1 в качестве примера представлена (1 - реактор; 2 - парогенератор; 3 - турбина; 4 - трансформатор; 5 - генератор; 6 - конденсатор турбины; 7 - конденсатный (питательный) насос; 8 - главный циркулярный насос.)
двухконтурная схема АЭС для электростанции с реактором типа ВВЭР. Видно, что это схема близка к схеме КЕС, однако вместо парогенератора на органическом топливе здесь используется ядерная установка.
Атомные электростанции так же, как и КЕС, строятся по блочному принципу как в тепломеханической, так и в электрической части.
Ядерное топливо обладает очень высокой теплотворной спо
Возможность использования ядерного топлива, в основном урана 235U, в качестве источника теплоты связана с осуществлением цепной реакции деления вещества и выделением при этом огромного количества энергии. Самоподдерживающаяся и регулируемая цепная реакция деления ядер урана обеспечивается в ядерном реакторе. Ввиду эффективности деления ядер урана 235U при бомбардировке их медленными тепловыми нейтронами пока преобладают реакторы на медленных тепловых нейтронах. В качестве ядерного горючего используют обычно изотоп урана 235U, содержание которого в природном уране составляет 0,714 %; основная масса урана - изотоп 238U(99,28%). Ядерное топливо используют обычно в твердом виде. Его заключают в предохранительную оболочку. Такого рода тепловыделяющие элементы называют твэлами, их устанавливают в рабочих каналах активной зоны ректора. Тепловая энергия, выделяющиеся при реакции деления, отводится из активной зоны реактора с помощью теплоносителя, который прокачивают под давлением через каждый рабочий канал или через всю активную зону. Наиболее распространенным теплоносителем является вода, которую тщательно очищают.
Реакторы с водяным теплоносителем могут работать в водном или паровом режиме. Во втором случае пар получается непосредственно в активной зоне реактора.
При деление ядер урана или плутония образуются быстрые нейтроны, энергия которых велика. В природном или слабообогащенном уране, где содержание 235U невелико, цепная реакция на быстрых нейтронах не развивается. Поэтому быстрые нейтроны замедляются до тепловых (медленных) нейтронов. В качестве замедлителей могут используют вещества, которые содержат элементы с малой атомной массой, обладающие низкой поглощающей способностью по отношению к нейтронам. Основными замедлителями являются вода, тяжелая вода, графит.
В настоящее время наиболее освоены реакторы на тепловых нейтронах. Такие реакторы конструктивно проще и легче управляемы по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах. Однако перспективным направлением является использование реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного горючего - плутония; таким образом может быть использована большая часть 238U.
На атомных станциях России используют ядерные реакторы следующих основных типов:
РБМК (реактор большой мощности, канальный) - реактор на тепловых нейтронах, водо-графитовый;
ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) - реактор на тепловых нейтронах, корпусного типа;
БН - реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем.
Единичная мощность ядерных энергоблоков достигла 1500 Мвт. В настоящее время считается, что единичная мощность энергоблока АЭС ограничивается не столько техническими соображениями, сколько условиями безопасности при авариях с реакторами.
Действующие в настоящее время АЭС по технологическим требованиям работают главным образом в базовой части графика нагрузки энергосистемы с продолжительностью использования установленной мощности 6500 … 7000 ч/год
Схемы АЭС. Технологическая схема АЭС зависит от типа реактора, вида теплоносителя и замедлителя, а также от ряда других факторов. Схема может быть одноконтурной, двухконтурной и трехконтурной. На рисунке 1 в качестве примера представлена (1 - реактор; 2 - парогенератор; 3 - турбина; 4 - трансформатор; 5 - генератор; 6 - конденсатор турбины; 7 - конденсатный (питательный) насос; 8 - главный циркулярный насос.)
двухконтурная схема АЭС для электростанции с реактором типа ВВЭР. Видно, что это схема близка к схеме КЕС, однако вместо парогенератора на органическом топливе здесь используется ядерная установка.
Атомные электростанции так же, как и КЕС, строятся по блочному принципу как в тепломеханической, так и в электрической части.
Ядерное топливо обладает очень высокой теплотворной спо
