наброски презентации с комментариями :)

наброски презентации с комментариями:)

Место, где выделяется энергия, впоследствии преобразуемая в электричество - ядерный реактор. В реакторе происходит процесс сгорания топлива (деление его ядер). В качестве топлива обычно используется уран-235 ²³⁵U. Процесс деления ядра: В ядро попадает нейтрон (нейтроны используют потому как они не имеют заряда, и на них не действуют силы кулона, им легче пройти к ядру), ядро переходит в возбужденное состояние и распадается на криптон и барий (например), а также на нейтроны и другие элементарные частицы, а также происходит испускание гамма и бета-квантов. Образовавшиеся нейтроны, имея кинетическую энергию, разлетаются в стороны, попадая в другие ядра и вызывая их деление. Такая реакция называется цепной. В реакторе происходит контролируемая цепная реакция, если ее не контролировать - произойдет ядерный взрыв. Для того, чтобы контролировать реакцию, используют замедлители (вода, тяжелая вода, графит, беррилий). Сама вода уже - замедлитель, но слабый, посему, применяют специальные графитовые стержни, которые опускают в активную зону для поглощения лишних нейтронов, что позволяет избежать неконтролируемого "разгона" реактора вследствие цепной реакции деления ядер. Там картинка пониже есть:)

В процессе деления ядер урана высвобождается тепло:

Превращающаяся в тепло энергия на один акт деления (200 МэВ), в перерасчёте на 1 г прореагировавшего ²³⁵U даёт:

5×10²³МэВ = 1,94×10¹⁰кал = 8,1×10¹⁰Дж = 22,5 МВт·ч ≈ 1 МВт·сут ≈ 3 тонны угля (если сжечь)

(офигеть, да?;)

http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%94%D0%B5%D0%BB%D0%B5%D0%BD%D0%B8%D0%B5_%D1%8F%D0%B4%D1%80%D0%B0

далее переходим к конструкции.

В качестве топлива в реакторах используется не чистый уран, а его диоксид, потому как:

У диоксида урана нет фазовых переходов, он менее подвержен газовому распуханию, чем сплавы урана. Это позволяет повысить глубину выгорания до нескольких процентов. Диоксид урана не взаимодействует с цирконием, ниобием, нержавеющей сталью и другими материалами при высоких температурах.

Эти свойства позволяют применять его в ядерных реакторах, получая высокие температуры и, следовательно, высокий КПД реактора.

http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%94%D0%B8%D0%BE%D0%BA%D1%81%D0%B8%D0%B4_%D1%83%D1%80%D0%B0%D0%BD%D0%B0

Диоксид урана спрессовывается в таблетки:

Из которых затем собираются т.н. Тепловыделя́ющийе элеме́нты (ТВЭЛы)

Тепловыделя́ющий элеме́нт (твэл) — главный конструктивный элемент активной зоны гетерогенного ядерного реактора, содержащий ядерное топливо. В твэлах происходит деление тяжелых ядер ²³⁵U, ²³⁹Pu или ²³³U, сопровождающееся выделением тепловой энергии, которая затем передаётся теплоносителю. Твэлы состоят из топливного сердечника, оболочки и концевых деталей. Тип твэла определяется типом и назначением реактора, параметрами теплоносителя. Твэл должен обеспечить надежный отвод тепла от топлива к теплоносителю.

В большинстве современных энергетических реакторов (ВВЭР, РБМК), твэл представляет собой стержень диаметром 9,1—13,5 мм и длиной несколько метров.

Устройство твэла реактора РБМК: 1 — заглушка; 2 — таблетки диоксида урана; 3 — оболочка из циркония; 4 — пружина; 5 — втулка; 6 — наконечник.

http://ru.wikipedia.org/wiki/%D2%E5%EF%EB%EE%E2%FB%E4%E5%EB%FF%FE%F9%E8%E9_%FD%EB%E5%EC%E5%ED%F2

Для загрузки в реактор твэлы объединяются в так называемые тепловыделяющие сборки (ТВС), которые в случае твёрдогозамедлителя размещают в специальных каналах, по которым протекает теплоноситель.

Тепловыделяющая сборка (ТВС) — машиностроительное изделие, содержащее ядерные материалы и предназначенное для получения тепловой энергии в ядерном реакторе за счёт осуществления контролируемой ядерной реакции.

Обычно представляет собой четырёхгранный (PWR) или шестигранный (ВВЭР) пучок ТВЭЛов длиной 2,5—3,5 м (что примерно соответствует высоте активной зоны) и диаметром 30—40 см, изготовленный из нержавеющей стали илисплава циркония (для уменьшения поглощения нейтронов).

Твэлы собираются в ТВС для упрощения учёта и перемещения ядерного топлива в реакторе. В одной ТВС обычно содержится 150—350 твэлов, в активную зону реактора обычно помещается 200—450 ТВС.

http://ru.wikipedia.org/wiki/%D2%E5%EF%EB%EE%E2%FB%E4%E5%EB%FF%FE%F9%E0%FF_%F1%E1%EE%F0%EA%E0

Тепловыделяющая сборка реактора РБМК:
1 — дистанцирующая арматура;
2 — оболочка ТВЭЛа;
3 — таблетки диоксида урана.

Зелененькие - это ТВЭЛы, их там много, а все это вместе - топливная сборка.

Все это хозяйство загружается в активную зону ядерного реактора.

Акти́вная зо́на ядерного реактора — пространство, в котором происходит контролируемая цепная реакция деления ядер тяжёлыхизотопов урана или плутония. В ходе цепной реакции выделяется энергия в виде нейтронного и γ-излучения, β-распада, кинетической энергии осколков деления.

В состав активной зоны входят:

§ Ядерное топливо (Основой ЯТ является ядерное горючее — делящееся вещество)

§ Замедлитель (в реакторах на тепловых нейтронах)

§ Теплоноситель, передающий образующееся тепло за пределы реактора, например для привода электрических генераторов.

§ Устройства систем управления и защиты реактора (СУЗ)

Для того, чтобы отводить тепло из активной зоны реактора и преобразовывать его в тепло, необходим теплоноситель. Рассказывать мы будем про реактор типа РБМК (реактор большой мощности канальный), он одноконтурный (в отличие от двухконтурного ВВЭР), он же наверху на картинке.

Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК) — серия энергетическихядерных реакторов, разработанных в Советском Союзе. Данный реактор — канальный, гетерогенный, уран-графитовый (графито-водный по замедлителю),кипящего типа, на тепловых нейтронах; предназначен для выработки насыщенного пара давлением 70 кгс/см². Теплоноситель — кипящая вода.

Центральный зал РБМК-1000
(Ленинградская АЭС)

Теплоноси́тель в ядерном реакторе — жидкое или газообразное вещество, пропускаемое через активную зону реактора и выносящее из неё тепло, выделяющееся в результате реакции деления ядер.

http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%A2%D0%B5%D0%BF%D0%BB%D0%BE%D0%BD%D0%BE%D1%81%D0%B8%D1%82%D0%B5%D0%BB%D1%8C_%D1%8F%D0%B4%D0%B5%D1%80%D0%BD%D0%BE%D0%B3%D0%BE_%D1%80%D0%B5%D0%B0%D0%BA%D1%82%D0%BE%D1%80%D0%B0

В случае с РБМК процесс выглядит следующим образом: С помощью питательных насосов теплоноситель (в рбмк - легкая вода), поступает в активную зону, где нагревается до высокой температуры под высоким давлением (давление теплоносителя в активной зоне реактора - 160 атм, ебануться!), затем полученная на выходе из реактора паро-водяная смесь поступает в барабан-сепаратор (Паросепара́тор (сепаратор пара, паросушитель) — устройство для отделения капельной влаги от водяного пара (паросушения). Пар, не содержащий влаги, называют сухим, содержащий влагу — насыщенным или перенасыщенным. http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%9F%D0%B0%D1%80%D0%BE%D1%81%D0%B5%D0%BF%D0%B0%D1%80%D0%B0%D1%82%D0%BE%D1%80) Осушение пара необходимо для уменьшения эррозии лопаток турбин. Конденсат из сепаратора попадает в резервуар и питательными насосами снова нагнетается в активную зону. Затем осушенный пар попадает на турбины, которые вырабатывают электричество (ура!). Затем остывающий пар попадает в конденсатор, в котором превращается в воду и снова подается насосами в реактор. В случае с РМБК все очень просто:)

В конце кампании (кампания - время работы одной загрузки ТВС в реактор), ТВС выгружают из реактора и отправляют плавать в бассейнах:)

Отработавшее я́дерное то́пливо — извлеченные из активной зоны тепловыделяющие элементы или их группы, тепловыделяющие сборки ядерных реакторов атомных электростанцийи других установок (исследовательских, транспортных и прочих).

В большинстве современных реакторов ТВЭЛ представляет собой тонкостенную трубку из различных сплавов циркония, в которой находятся «таблетки» соединения урана (чаще всегодиоксида урана) различной степени обогащения, длиной 3 м (для ВВЭР) и около 1-3 сантиметров диаметром, снабжённую на концах заглушками, обеспечивающими герметичность ТВЭЛа и его крепление в ТВС.

Облучённое ядерное топливо, в отличие от свежего, имеет значительную радиоактивность за счёт содержания большого количества продуктов деления (для реакторов ВВЭР примерно 300 000 Ки в каждом ТВЭЛе) и имеет свойство саморазогреваться на воздухе до больших температур (только что извлечённое примерно до 300 °C) и после извлечения из активной зоны реактора выдерживается 2—5 лет в бассейне выдержки (ВВЭР) или на периферии активной зоны реактора (реактор БН-600). После уменьшения остаточного энерговыделения топлива его отправляют на хранение, захоронение или переработку.

http://ru.wikipedia.org/wiki/%CE%F2%F0%E0%E1%EE%F2%E0%E2%F8%E5%E5_%FF%E4%E5%F0%ED%EE%E5_%F2%EE%EF%EB%E8%E2%EE

А затем все повторяется.

Спасибо за внимание, вы прекрасная публика:)

Дата добавления: 2015-09-28