Вход

Принципы работы атомных электростанций

Реферат по географии, экономической географии
Дата добавления: 21 июня 2005
Язык реферата: Русский
Word, rtf, 129 кб
Реферат можно скачать бесплатно
Скачать
Данная работа не подходит - план Б:
Создаете заказ
Выбираете исполнителя
Готовый результат
Исполнители предлагают свои условия
Автор работает
Заказать
Не подходит данная работа?
Вы можете заказать написание любой учебной работы на любую тему.
Заказать новую работу
Принципы работы атомных электростанций. Источником энергии в существующих сегодня АЭС служат ядра тяжелых химических элементов, которые при распаде на части высвобо ждают огромную (в сравнении с химическими источниками энергии) удельную энергию. При распаде одного килограмма ядер урана выделяется столько эн ергии, сколько при сгорании примерно двух с половиной тысяч тонн угля. Эт а энергия появляется в основном в виде кинетической энергии осколков яд ер, разлетающихся и ускоряющихся под действием кулоновских сил отталки вания. Физические основы ядерной энергетик и. В состав ядер входят протоны и нейтроны. Название ядра по ла тыни звучит nucleus, поэтому эти частицы называют нуклонами. Между нуклонами е сть взаимодействий – электромагнитное и ядерное. Ядерное взаи модействие проявляется на очень малых расстояниях порядка м. Это расстояние мало в сравне нии с размерами ( м) самих атомов. Относительные величины сил кулоновского от талкивания и сил ядерного взаимодействия сильно отличаются. Внутри ядр а (на расстояниях порядка м) ядерные силы примерно в 100 раз интенсивнее, чем электричес кие, поэтому ядерное взаимодействие еще называют сильным взаимодейств ием. Потенциальная энергия взаимодействующих в ядре протонов и нейтрон ов (нуклонов) отсчитывается от того состояния, когда все составляющие яд ро части находятся далеко друг от друга. Потенциальная энергия и стабиль ных и радиоактивных ядер отрицательна, причем ее отрицательность обесп ечивается сильным взаимодействием. Если разделить полную потенциальну ю энергию ядра на количество нуклонов (протонов и нейтронов), то каждое яд ро может быть охарактеризовано удельной (на один нуклон) отрицательной п отенциальной энергией. Можно сказать, что каждый нуклон в составе ядра н аходится в глубокой потенциальной яме. Эта удельная потенциальная энер гия зависит от количества протонов и нейтронов в ядре. Для ядер химическ их элементов, соответствующих середине таблицы Менделеева – железо, ни кель, кобальт, глубина потенциальной ямы для каждого нуклона самая больш ая. Если мы проведем мысленный эксперимент по «сборке» ядра из компонент ов, то для добавления в ядро очередного протона нам потребуется сначала преодолеть кулоновское отталкивание этого протона с теми протонами, ко торые уже находятся в составе ядра, а для добавления очередного нейтрона нам не потребуется преодолевать кулоновских сил отталкивания. Зато, ког да очередной нуклон окажется на расстоянии действия ядерных сил, взаимо действие между нуклонами приводит к опусканию нуклона в глубокую потен циальную яму, которая гораздо глубже потенциального барьера электриче ских сил отталкивания. Ядерные реакции, приводящие к выделе нию энергии. Разная удельная глубина потенциальной ямы для нуклонов, вх одящих в состав разных ядер, обеспечивает возможность получения энерги и при ядерных превращениях. Например, при слиянии ядер химических элемен тов, находящихся в начале таблицы Менделеева, глубина потенциальной ямы для нуклонов во вновь полученных ядрах увеличивается, следовательно, пр и слиянии легких ядер выделяется энергия, причем в основном в виде элект ромагнитного излучения. Этот способ получения энергии реализован в вод ородной бомбе. Для того, чтобы легкие ядра приблизились друг к другу наст олько, чтобы между ними начали действовать ядерные силы нужно привести и х в движение с огромными скоростями. Тогда при столкновениях ядер их кин етической энергии будет достаточно, чтобы преодолеть потенциальный ба рьер, созданный электрическими силами отталкивания. В водородной бомбе процесс выделения энергии при синтезе более тяжелых ядер из легких неуп равляем. Если ученым удастся найти надежный и дешевый способ управления реакцией слияния легких ядер, то в распоряжении человечества окажется п рактически неисчерпаемый источник энергии. Второй путь получения энер гии связан с распадом ядер тяжелых химических элементов на осколки, кото рые становятся ядрами химических элементов, соответствующих середине таблицы Менделеева. Возможность самопроизвольного распада ядер тяжелы х элементов существует, но вероятность этого процесса невелика, поэтому ядра урана – 235 и урана – 238 живут очень долго. Вследствие самопроизвольно го распада половина от большого числа ядер урана– 235 распадается за 1, а ур ана – 238 за 7 миллиардов лет соответственно. Естественное содержание уран а– 235 составляет примерно 0,7% от общей массы. Кстати этих данных о изотопно м составе урана и временах полураспада его естественных изотопов хвата ет, чтобы оценить возраст ядер урана, входящих в состав пород Земли. Если п редположить, что в момент рождения концентрации этих ядер были примерно одинаковы, то требуется около 8 миллиардов лет, чтобы установилось наблю даемое сейчас отношение концентрации изотопов урана 235 и 238. То есть взрыв з везды, из остатков которой впоследствии образовалась Солнечная систем а, произошел примерно 8 миллиардов лет назад. Цепные реакции. Однако, если в ядро урана – 235 добавить один лишний нейтрон, т о вновь образованное ядро оказывается в возбужденном состоянии (нейтро н добавил при попадании в потенциальную яму своих соседей несколько МэВ ). Такое состояние является неустойчивым (радиоактивным). Один из путей пе рехода ядра из этого возбужденного состояния в более устойчивое состои т в том, что через очень небольшое время ядро распадается на два осколка. В ядрах– осколках соотношение между числом протонов и числом нейтронов нетипично для стабильных изотопов (природных ядер) нейтроны находятся в избытке. Ядра – осколки могут быть радиоактивными или испускать свои «лишние» нейтроны. В среднем в результате вторичных реакций радиоа ктивных ядер – осколков на одно распавшееся ядро урана появляются 2,5 ней трона (от 2 до 4). Появление в результате распада ядер новых нейтронов обусл авливает возможность осуществления положительной обратной связи: чем больше начальных нейтронов поглотится ядрами, тем больше произойдет ра спадов неустойчивых ядер, в результате этих распадов появляется еще бол ьшее количество нейтронов, которые опять поглощаются ядрами, а эти ядра в свою очередь распадаются на осколки, рождая еще большее количество ней тронов. Такая реакция носит название цепной разветвляющейся реакции. Це пь реакций может оборваться, если нейтрон покинет область, в которой име ются ядра урана, или если он будет поглощен каким-нибудь другим ядром. Пер вый из этих двух механизмов торможения цепной реакции используется в ур ановой – 235 или плутониевой – 239 ядерной бомбе. До приведения урана – 235 в у рановой бомбе в боевое состояние размеры уранового заряда велики. Поэто му нейтроны, образующиеся при самопроизвольных распадах ядер, не поглощ аются другими ядрами урана а покидают область расположения урана. Цепна я реакция гаснет, не успев развиться. С помощью обычного химического взр ыва урановый заряд «обжимают» со всех сторон и удерживают под давлением короткое время. Размеры области, занятой ураном, становятся после «обжат ия» достаточными для развития цепной ядерной реакции. За короткое время порядка 0,1 микросекунды часть ядер урана (примерно 1% от общего числа) успев ает развалиться и выделить колоссальную энергию. Остальные атомы урана, не успев прореагировать, разлетаются вследствие возрастания температу ры и давления. В урановой бомбе происходит неуправляемое выделение энер гии. Ученые научились управлять скоростью цепной ядерной реакции. Самым важ ным моментом здесь является то обстоятельство, что не все ядра – осколк и разваливаются сразу. Те осколки, что разваливаются за время меньшее секунды, производят так называемы е «мгновенные» нейтроны. Однако часть продуктов распада ядер урана в сво ю очередь распадаются с испусканием нейтронов только через ( – 100) секунд. При этих распадах появл яется всего около = 0,7 % от общего количества нейтронов, ( это касается только урана 235). Именно наличие этих «запаздывающих» нейтро нов и дает возможность регулировать скорость цепной реакции. Важную рол ь в этом регулировании играет поглощение нейтронов ядрами некоторых ат омов. Рядом с урановыми стержнями помещают стержни из материала, содержа щего атомы кадмия, поглощающие нейтроны в сотни раз эффективнее, чем ура н. Стержни можно механически перемещать и, таким образом, регулировать с корость течения цепной реакции. Если коэффициент размножения нейтроно в от одного «поколения» к другому в зоне реактора обозначить К = 2,5 где – это доля «используемых» нейтронов, то «реактивностью» н азывают соотношение (К– 1)/К. Если эта величина много меньше, чем , то нейтроны «размножаются» очень медленно и можно удобно и безопасно регулировать мощность реактора. При (К– 1)/К = 0 мощность реактора остается на неизменном уровне. Если же реактивность становится больше, чем , то в этом случае происходит очень быстрый (аварийный) подъём мощности реактора за счёт «мгновенных» нейтр онов. Устройство ядерного реактора. В ядерных реакторах энергия распада ядер урана преобразуе тся в электрическую энергию. После распада ядра кинетическая энергия ос колков ядер переходит в тепловую энергию материала, загруженного в реак тор. Плотность тепловыделения в энергетических ядерных реакторах дост игает сотен кВт на литр объема активной зоны. Эта энергия с помощью жидко сти, протекающей по трубам внутри рабочей зоны реактора (первый контур ц иркуляции), переносится в теплообменники. Здесь она используется для тог о, чтобы нагреть и превратить в пар воду. Водяной пар направляют в турбину , производящую электрический ток. Расширяясь и совершая работу по вращен ию турбины, пар охлаждается. Чтобы циклически использовать одну и ту же в оду, отработавший пар охлаждают в теплообменниках второго контура цирк уляции и вновь направляют к теплообменникам первого контура. Таким обра зом, ядерный реактор представляет собой тепловую машину, в которой нагре вателем служит уран в рабочей зоне, а холодильником обычно служит вода п ротекающей мимо электростанции реки. Горячая вода частично направляет ся на обогрев домов и производственных помещений в городках при АЭС. Коэ ффициент полезного действия такой тепловой машины, преобразующей тепл овую энергию в электрическую, обычно не превышает 30%. По этому показателю атомные электростанции ничем не отличаются от обычных тепловых электр останций. Технические и экономические показат ели АЭС. Чтобы обеспечить работу одного энергоблока мощностью в ты сячу мегаватт ( Вт) нужно (с учетом КПД), чтобы в рабоч ей зоне за год распалось примерно 1200 кг ядер урана. Если АЭС должна работат ь около 30 лет, то всего за время ее эксплуатации «сгорит» около 36 тонн урана – 235. В один такой энергоблок загружается около 180 тонн обогащенного урано вого горючего. Обогащение составляет 1,8%, то есть от всего количества уран а только 1,8% составляет уран – 235. Итак, в реакторе находится около 3 тонн ура на – 235, а всего сгорает 36 тонн. Значит, на АЭС регулярно происходит частичн ая перезагрузка топлива, тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) заменяют. Испол ьзуется, однако, только около 1,5% всего урана, то есть даже не весь уран – 235 « сгорает». Стоимость 1 кг чистого урана в 1985 году была около $ 40. Обогащение стоит еще ок оло $100. Изготовление ТВЭЛ обходится примерно в $ 300. Стоимость одного энерго блока на 1000 мегаватт составляла в те же годы около 2 миллиардов долларов. Ст оимость самого урана при начальной загрузке составляла только 4% от обще й стоимости блока. Десятикратная замена ТВЭЛ увеличивает расходы до 2,8 ми ллиарда долларов. Если стоимость 1 киловатт часа электроэнергии равняла сь $0,1, то за время своей эксплуатации энергоблок АЭС должен был произвест и электроэнергии на 30 миллиардов долларов. Таким образом, АЭС окупает себ я десятикратно. Так ли это на самом деле и хорошо ли это?
© Рефератбанк, 2002 - 2017