Министерство образования Украины
Днепропетровский национальный университет
Кафедра «Технология производства»
Ядерная энергетика и особые подходы к работоспособности конструкционных материалов
Выполнила: Бакижанова Д.С
Проверила: Манжелевский С.В
Днепропетровск
ДНУ
2011
Ядерная энергетика является отраслью энергетики, которая использует атомную энергию (ядерную энергию) в целях выработки электрического тока и параллельно тепловой энергии. Источниками энергии АЭС (атомных электростанций) являются ядерные реакторы, в которых протекает контролируемая цепная реакция деления ядер в тяжелых элементах, в ходе которой (при делении ядер плутона или урана) производится тепловая энергия, которая путем преобразования превращается электрическую энергию (таким же образом, как и на тепловых электростанциях).
Если происходит значительное истощении запасов природных ресурсов (газа, угля, торфа или нефти) ядерное топливо на сегодняшний день является единственным реальным способом надежного обеспечения граждан необходимым ему количеством электроэнергии.
Рост потребителей электрического тока привело к тому, что в отдельных странах мира уже ощутима нехватка природного топлива и все большее развитых стран становятся зависимы от импорта иностранных энергоресурсов.
Работа все атомные электростанции построена на ядерных реакторах двух типов: на быстрых и тепловых нейтронах. Реакторы, работающие на тепловых нейтронах получили наибольшее применение во всем мире.
Установленные на первых действующих атомных электростанциях реакторы уран-графитового состава не имели тяжелого и достаточно громоздкого корпуса выполненного из стали, что является весьма заманчивым, так как оно позволяет заводам тяжелого машиностроения не заниматься изготовлением стальных изделий огромных размеров и значительно снижает себестоимость АЭС.
В настоящее время в мире построено достаточно много различных реакторов работающих на тепловых нейтронах с различными теплоносителями и замедлителями. Учеными доказано, что атомные электростанции с реакторами, работающими на тепловых нейтронах составляют достойную конкуренцию обычным ТЭС, но в то же время масштабы развития атомных электростанций значительно сдерживаются низкой эффективностью при использовании природного урана реакторами, работающими на тепловых нейтронах.
Атомная энергетика Украины — отрасль украинской энергетики. По количеству энергетических реакторов Украина занимает десятое место в мире и пятое в Европе, все типа ВВЭР. На Украине действуют 4 атомных электростанции с 15 энергоблоками, одна из которых, Запорожская АЭС с 6 энергоблоками общей мощностью 6000 МВт, является крупнейшей в Европе. В 2009 году вклад атомной энергетики составлял 48% от общего производства электричества в стране, общая мощность АЭС равнялась 13 835 МВт [1].
До 2011 года всё ядерное топливо поставлялось из России компанией ТВЭЛ. В 2011 году компания Westinghouse Electric Company (англ.)русск. начала поставки своих ТВС на Украину. Согласно заключённому в 2008 году контракту, Westinghouse поставит не менее 630 ТВС в течение 2011—2015 годов для поэтапной замены российского топлива на минимум 3 энергоблоках с ВВЭР-1000 [2].
В 2006 году правительство Украины запланировало строительство 11 новых энергоблоков к 2030 году[1].
Ядерным (или атомным) реактором называется устройство, в котором осуществляется управляемая реакция деления ядер.
Первые ядерные реакторы. Впервые цепная ядерная реакция деления урана была осуществлена в США коллективом ученых под руководством Энрико Ферми в декабре 1942 г.
В Советском Союзе первый ядерный реактор был запущен 25 декабря 1946 г. коллективом физиков, который возглавлял учёный Игорь Васильевич Курчатов.
В настоящее время созданы различные типы реакторов, отличающихся друг от друга как по мощности, так и по своему назначению.
В ядерных реакторах, кроме ядерного горючего, имеется замедлитель нейтронов и управляющие стержни. Выделяемая энергия отводится теплоносителем.
Основными элементами ядерного реактора является: ядерное горючее, замедлитель нейтронов (тяжелая или обычная вода, графит и др. ), теплоноситель для вывода энергии, образующейся при работе реактора(вода, жидкий натрий и др.) и устройств для регулирования скорости реакции (вводимые в рабочее пространство реактора стержни, содержащие кадмий или бор – вещества, которые хорошо поглощают нейтроны).
Снаружи реактор окружают защитной оболочкой, задерживающей гамма- излучение и нейтроны. Оболочку выполняют из бетона с железным заполнителем.
Лучшим замедлителем является тяжелая вода. Обычная вода сама захватывает нейтроны и превращается в тяжелую воду. Хорошим графит, ядра которого не поглощают нейтронов.
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 в США под руководством Э. Ферми. В Европе первый ядерный реактор пущен в декабре 1946 в Москве под руководством П. В. Курчатова. Составными частями любого ядерного реактора являются: активная зона с ядерным топливом, обычно окружённая отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, защита, система дистанционного управления. Основной характеристикой ядерного реактора является его мощность. Мощность в 1 Мвт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3*1016 актов деления в 1 сек.
В активной зоне ядерного реактора находится ядерное топливо, протекает цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия. Состояние ядерного реактора характеризуется эффективным коэффициентом Кэф размножения нейтронов или реактивностью r:
r = (Кэф - 1)/Кэф.
Если Кэф > 1, то цепная реакция нарастает во времени, ядерный реактор находится в надкритичном состоянии и его реактивность ρ > 0; если Кэф < 1, то реакция затухает, реактор - подкритичен, р < 0; при Кэф = 1, р = 0 реактор находится в критическом состоянии, идёт стационарный процесс и число делений постоянно во времени. Для инициирования цепной реакции при пуске ядерного реактора в активную зону обычно вносят источник нейтронов (смесь Ra и Be, 252Cf и др.), хотя это и не обязательно, т. к. спонтанное деление ядер урана и космические лучи дают достаточное число начальных нейтронов для развития цепной реакции при Кэф > 1.
В качестве делящегося вещества в большинстве Ядерный реактор применяют 235U. Если активная зона, кроме ядерного топлива (природный или обогащённый уран), содержит замедлитель нейтронов (графит, вода и др. вещества, содержащие лёгкие ядра), то основная часть делений происходит под действием тепловых нейтронов (тепловой реактор). В ядерном реакторе на тепловых нейтронах может быть использован природный уран, не обогащённый 235U (такими были первые ядерные реакторы). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делении вызывается быстрыми нейтронами с энергией ξ > 10 кэв (быстрый реактор). Возможны также реакторы на промежуточных нейтронах с энергией 1 - 1000 эв.
Классификация ядерных реакторов
По назначению и мощности ядерные реакторы делятся на несколько групп:
1) экспериментальный реактор (критическая сборка), предназначенный для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов: мощность таких ядерных реакторов не превышает нескольких кВт:
2) исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и g-квантов, генерируемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерного реактора), для производства изотопов. Мощность исследовательского ядерного реактора не превосходит 100 Мвт: выделяющаяся энергия, как правило, не используется. К исследовательским ядерным реакторам относится импульсный реактор:
3) изотопные ядерные реакторы, в которых потоки нейтронов используются для получения изотопов, в т. ч. Pu и 3Н для военных целей;
4) энергетические ядерные реакторы, в которых энергия, выделяющаяся при делении ядер, используется для выработки электроэнергии, теплофикации, опреснения морской воды, в силовых установках на кораблях и т. д. Мощность (тепловая) современного энергетического ядерного реактора достигает 3-5 Гвт.
Ядерные реакторы могут различаться также по виду ядерного топлива (естественный уран, слабо обогащённый, чистый делящийся изотоп), по его химическому составу (металлический U, UO2, UC и т. д.), по виду теплоносителя (Н2О, газ, D2O, органические жидкости, расплавленный металл), по роду замедлителя (С, Н2О, D2O, Be, BeO. гидриды металлов, без замедлителя). Наиболее распространены гетерогенные Ядерный реактор на тепловых нейтронах с замедлителями — Н2О, С, D2O и теплоносителями — Н2О, газ, D2O[3].
Тепловыделя́ющий элеме́нт (ТВЭЛ), конструктивный элемент ядерного реактора, в котором протекает цепная ядерная реакция; служит для получения тепла, которое затем передаётся теплоносителю; состоит из сердечника и герметичной оболочки. Имеет форму цилиндра (сплошного или пустотелого), пластины и др. с металлической оболочкой, внутрь которого помещают сердечники, выполненные из делящегося материала, например из урана, тория, плутония или их сплавов с алюминием, цирконием и другими металлами, из прессованных смесей порошков урана и алюминия (металлокерамические сердечники) или из спечённых или сплавленных оксидов или карбидов урана либо тория с наполнителями.
Наибольшее распространение получили цилиндрические (стержневые) ТВЭЛы, в некоторых случаях они могут иметь трубчатую, пластинчатую или другую форму. Герметичная оболочка изготовляется главным образом из сплавов алюминия и циркония, слабо поглощающих нейтроны (в тепловых реакторах), а также из нержавеющей стали (в быстрых реакторах); иногда для этих целей применяют графит высокой плотности. Оболочка должна обеспечивать надёжное разделение между теплоносителем и сердечником, существенно не изменять характер поглощения нейтронов в реакторе, не допускать выбросов осколков деления в теплоноситель и обладать высокой механической прочностью, коррозионной и термической стойкостью.