АЭС для получения электроэнергии и тепла используют ядерное горючее. Вместо котельного агрегата на атомных станциях используется ядерный реак-тор и особые парогенераторы (рис. 29). Рис. 29. Схема АЭС на быстрых нейронах В качестве топлива на АЭС применяется вещество, способное к самопро-извольному расщеплению ядер атомов с выделением энергии в виде тепла. Важнейшим ядерным топливом являются тяжелые элементы: уран-235, уран-233, плутоний-239. Расщепление ядер урана-235 происходит под воздействием нейтронов по цепной реакции, при этом выделяется большое количество тепловой энергии (∼ 83 и так называемого ядерного излучения (17 %). На атомной станции (рис. 29) главным является ядерный реактор 1 – гро-мадный металлический цилиндр. Внутри реактора находятся стержни с ядер-ным топливом – ТВЭЛы (нижняя часть рис. 29), графитовые стержни и трубы с водой. В урановых стержнях идет деление ядер, а графитовые стержни погло-щают «лишние» нейтроны и удерживают реакцию деления ядер на нужном уровне. Энергия, полученная при делении ядер, нагревает воду (или другой теп-лоноситель, например, металлический натрий). Насосы 3, 6 ,8, 10 гонят горячий теплоноситель из реактора в парогенераторы 2, 4, 5. Устройство парогенератора (пароперегревателя) – труба в трубе большего диаметра. Во внутренней трубе течет горячая вода из реактора, а по наружной трубе навстречу ей – вода из холодильника. Тепло от горячей воды передается холодной, она нагревается, закипает и превращается в пар. Пар подается на лопатки турбины, она начинает вращаться и приводит во вращение вал (ротор) 7 электрогенератора. Отдав тепло, реакторная вода снова возвращается в реактор, снова нагре-вается и снова идет в парогенератор. Кольцо, по которому она проходит, назы-вается первым контуром. Пар, раскрутивший турбину, идет в холодильник 9. Там он охлаждается и превращается в воду. Вода опять поступает в парогене-ратор (наружную трубу), а затем снова превращается в пар. Это второе кольцо с водой и паром называется вторым контуром. Управление цепной реакцией деления осуществляется с помощью регу-лирующих стержней из материалов, сильно поглощающих нейтроны. Это мо-жет быть бористая сталь. При опускании таких стержней в активную зону реактора реакция замед-ляется вплоть до полного ее прекращения, и, наоборот, при поднятии стержней из зоны скорость реакции и мощность реактора увеличиваются. Для обеспечения безопасности реактора существуют еще и аварийные стержни, которые в течение 1-2 секунд падают в активную зону и останавлива-ют цепную реакцию. Все ядерные реакторы имеют специальную биологическую защиту, чтобы предохранить обслуживающий персонал от опасных радиоактивных излучений, которые вызывают ионизацию молекул клеток. Коэффициент полезного действия (КПД) АЭС на медленных нейтронах обычно составляет 25-35 %. Первая в мире атомная электростанция вступила в строй в России в 1954 г. в г. Обнинске (под Москвой). Первая в России АЭС на быстрых нейтронах сооружена в г. Шевченко (для опреснения морской воды и получения электроэнергии). По расчетам ученых 1 кг ядерного топлива при полном его использова-нии заменяет 2 000 тонн угля. Топливо АЭС – обогащенный уран. В ядерном реакторе в процессе рабо-ты накапливается плутоний, который может делиться под воздействием ней-тронов с выделением энергии. В результате реакции в ядерном топливе накап-ливаются продукты деления и трансмутации, многие из которых высокорадио-активны, а некоторые имеют период полураспада десятки, сотни и даже тысячи и миллионы лет – это долгоживущие радиоактивные отходы, которые нужно захоранивать в надежных могильниках. В инфраструктуру замкнутого ядерного топливного цикла входят сле-дующие производства: 1) добыча и обогащение урановых руд и производство естественного урана; 2) радиохимическая переработка отработавшего ядерного топлива; 3) захоронение радиоактивных отходов.
Ви переглядаєте статтю (реферат): «Атомные электростанции (АЭС)» з дисципліни «Історія розвитку галузі електроенергетики»
и так называемого ядерного излучения (17 %). 