Ядерная энергия

1)Естественно научное понимание энергии

2)История развития  атомной энергетики

 

 3)Эффективность производства и потребления энергии

4) Основы ядерной энергии

5)ядерно-тепловое  преобразование энергии

 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

Естественно научное понимание энергии

Слово «энергия»  в переводе с греческого означает действие, деятельность. Согласно современным представлениям энергия – это общая количественная мера различных форм движения материи. Существуют качественно разные физические формы движения материи, способные взаимно превращаться. В середине XX в. было установлено важное свойство материи: все ее формы движения превращаются друг в друга в строго определенных отношениях. Именно такое свойство и позволило ввести понятие энергии как общей меры движения материи. В большинстве случаев полезная работа совершается только в результате определенных изменений состояния окружающих тел или систем (горения топлива, падения воды и т. п.).

История развития атомной энергетики 

1939 году впервые  удалось расщепить атом урана.  Прошло еще 3 года, и в США  был создан реактор для осуществления  управляемой ядерной реакции.  Затем в 1945 г. была изготовлена и испытана атомная бомба, а в 1954 г. в нашей стране была пущена в эксплуатацию первая в мире атомная электростанция. Во всех этих случаях использовалась огромная энергия распада атомного ядра. Еще большее количество энергии выделяется в результате синтеза атомных ядер. В 1953 году в СССР впервые была испытана термоядерная бомба, и человек научился воспроизводить процессы, происходящие на солнце.

Эффективность производства и потребления энергии

Долгое время  невысокая эффективность преобразования тепловой энергии в полезную работу связывалась с несовершенством  самого механизма преобразования. Если КПД первых паровых машин составлял 2–5%, то КПД современных энергетических систем – тепловых элетростанций, работающих на том или ином виде топлива и вырабатывающих пар для последующего преобразования его энергии посредством турбогенератора в электрическую, – достигает около 40%. Атомные электростанции также вырабатывают пар, подаваемый в турбогенераторы. КПД их не превышает 32%, а это означает, что только 32% тепловой энергии, выделяющейся при делении урана, преобразуется в электрическую.Производство электрической энергии даже с применением современных энергетических систем сопровождается большими потерями тепла. Особенно велики потери тепла, когда электрическая энергия снова преобразуется в тепло либо другие виды энергии на месте потребления. Существенными потерями сопровождается и передача электроэнергии, особенно на большие расстояния. В последние десятилетия интенсивно ведутся работы по синтезу электропроводящих материалов проводников для передачи электроэнергии с минимальными потерями. Уже синтезированы высокотемпературные сверхпроводящие материалы. Однако для передачи электроэнергии нужны такие проводники, сверхпроводящее свойство которых проявлялось бы не при низких, а при обычных температурах.

Основы  ядерной энергии

Атомное ядро характеризуется зарядом Ze, массой М, спином J, магнитным и электрическим квадрупольным моментом Q, определенным радиусом R, изотопическим спином Т и состоит из нуклонов - протонов и нейтронов. Все атомные ядра разделяются на стабильные и нестабильные. Свойства стабильных ядер остаются неизменными неограниченно долго. Нестабильные же ядра испытывают различного рода превращения.

Явление радиоактивности, или спонтанного распада ядер, была открыта французским физиком  А. Беккерелем в 1896 г. Он обнаружил, что уран и его соединения испускают лучи или частицы, проникающие сквозь непрозрачные тела и способные засвечивать фотопластинку, Беккерель установил, что интенсивность излучения пропорциональна только концентрации урана и не зависит от внешних условий (температура, давление) и от того, находится ли уран в каких-либо химических соединениях.

Альфа-распад

Энергия связи  ядра характеризует его устойчивость к распаду на составные части. Если энергия связи ядра меньше энергии  связи продуктов его распада, то это означает, что ядро может  самопроизвольно (спонтанно) распадаться. При альфа-распаде альфа-частицы уносят почти всю энергию, и только 2% ее приходится на вторичное ядро. При альфа-распаде массовое число изменяется на 4 единицы, а атомный номер на две единицы.

Начальная энергия  альфа-частицы составляет 4-10 МэВ. Поскольку  альфа-частицы имеют большую массу  и заряд, длина их свободного пробега  в воздухе невелика. Так, например, длина свободного пробега в воздухе  альфа-частиц, испускаемых ядром  урана, равна 2,7 см, а испускаемых радием, - 3,3 см.

Бета-распад

Это процесс  превращения атомного ядра в другое ядро с изменением порядкового номера без изменения массового числа. Различают три типа бета - распада: электронный, позитронный и захват орбитального электрона атомным  ядром. Последний тип распада  принято также называть К-захватом, поскольку при этом наиболее вероятно поглощение электрона с ближайшей к ядру К оболочки. Поглощение электронов с L и М оболочек также возможно, но менее вероятно. Период полураспада - активных ядер изменяется в очень широких пределах.

Число бета-активных ядер, известных в настоящее время, составляет около полутора тысяч, но только 20 из них являются естественными бета-радиоактивными изотопами. Все остальные получены искусственным путем.

Непрерывное распределение  по кинетической энергии испускаемых  при распаде электронов объясняется  тем обстоятельством, что наряду с электроном испускается и антинейтрино. Если бы не было антинейтрино, то электроны  имели бы строго определенный импульс, равный импульсу остаточного ядра. Резкий обрыв спектра наблюдается  при значении кинетической энергии, равной энергии бета-распада. При этом кинетические энергии ядра и антинейтрино равны нулю и электрон уносит всю энергию, выделяющихся при реакции.

При электронном  распаде остаточное ядро имеет порядковый номер на единицу больше исходного  при сохранении массового числа. Это означает, что в остаточном ядре число протонов увеличилось  на единицу, а число нейтронов, наоборот, стало меньше: N=A - (Z+1).

Гамма-распад

Стабильные ядра находятся в состоянии, отвечающем наименьшей энергии. Это состояние  называется основным. Однако путем  облучения атомных ядер различными частицами или высокоэнергетическими  протонами им можно передать определенную энергию и, следовательно, перевести  в состояния, отвечающие большей  энергии. Переходя через некоторое  время из возбужденного состояния  в основное, атомное ядро может  испустить или частицу, если энергия  возбуждения достаточно высока, или  высокоэнергетическое электромагнитное излучение - гамма-квант. Поскольку  возбужденное ядро находится в дискретных энергетических состояниях, то и гамма-излучение  характеризуется линейчатым спектром.

ядерно-тепловое преобразование энергии

Ядерная энергетика  — это отрасль энергетики ,занимающаяся производством электрической  и тепловой энергии путём преобразования ядерной энергии.

  3. Атомные электростанции.

  Атомная электростанция (АЭС) - электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор. Тепло, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обычных тепловых электростанциях (ТЭС), преобразуется в электроэнергию. В отличие от ТЭС, работающих на органическом топливе, АЭС работает на ядерном горючем (в основе ²³³U, ²³⁵U, ²³⁹Pu). Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.)  существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущих потребностей в топливе. Кроме того, необходимо учитывать всё увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологических целей мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений органического топлива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относительному, увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, которая уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда промышленных стран мира.

  Первая  в мире АЭС опытно-промышленного  назначения (рис. 1) мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась  в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева).

    Принципиальная схема АЭС с  ядерным реактором, имеющим водяное  охлаждение, приведена на рис. 2. Тепло, выделяется в активной зоне реактора, теплоносителем,  вбирается водой (теплоносителем 1-го контура), которая прокачивается  через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступав в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образованный пар поступает в турбину 4.

  Наиболее  часто на АЭС применяют 4 типа реакторов  на тепловых нейтронах 1) водо-водяные  с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.

  В России строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.

   В зависимости от вида и агрегатного  состояния теплоносителя создается тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее, допустимой темп-рой собственно ядерного горючего, а также свойствами теплоносителя, принятого для данного типа реактора. На АЭС тепловой реактор, которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и температурой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур — пароводяной. При реакторах  с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая  АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева.(рис. 3).

  В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет  роль камеры сгорания.

  При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, и топливо  выгорает. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшее топливо переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.

  К реактору и обслуживающим его  системам относятся: собственно реактор с биологической защитой, теплообменники, насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура циркуляции контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

  В зависимости от конструктивного  исполнения реакторы имеют отличительные, особенности: в корпусных реакторах топливо и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах топливо, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в спец. трубах-каналах, пронизывающих замедлитель,  заключённый в тонкостенный кожух. Такие реакторы применяются в России (Сибирская, Белоярская АЭС и др.),

  Для предохранения персонала АЭС  от радиационного облучения реактор  окружают биологической защитой, основным материалом для которой служат бетон, вода, песок. Оборудование реакторного  контура должно быть полностью герметичным. Предусматривается система контроля мест возможной утечки теплоносителя, принимают меры, чтобы появление не плотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружающей местности. Оборудование реакторного контура обычно устанавливают  в герметичных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслуживаются, Радиоактивный воздух и небольшое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС спец. системой вентиляции, в которой для исключения возможности загрязнения атмосферы предусмотрены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС следит служба дозиметрического контроля.

  При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева  и нарушения   герметичности   оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система расхолаживания имеет автономные источники питания.