Атомная энергетика. Основы ядерной физики

Атомная энергетика
Основы ядерной физики
Обзор аварийных ситуаций
Утилизация радиоактивных отходов
Математика. Примеры решений
Подготовка к выполнению контрольной
Курсовая работа
Первый семестр
Второй семестр
Третий семестр
Машиностроение
Основные принципы проектирования
Начертательная геометрия
Построение лекальных кривых
Сборочный чертеж
Машиностроительное черчение
Основные свойства параллельного
проецирования
Лабораторные работы Компас
Условия видимости на комплексном
чертеже
Аксонометрические проекции
Позиционные задачи
Взаимное положение точки и плоскости
Взаимное положение двух плоскостей
Способ концентрических сфер
Метрические задачи
Перпендикулярность плоскостей
Построить три проекции призмы
Построить проекции пирамидальной
поверхности
Построить проекции конуса вращения
Построить проекции поверхности
гиперболоида вращения
Построить проекции конуса вращения
общего вида
Построение проекций поверхностей
вращения

Построение проекций винтовых
поверхностей

Виды аксонометpических пpоекций

Hеподвижные pазьемные соединения
Искусство
Готическое искусство
Романское искусство
Техника темперной и масляной живописи
Теория электрических цепей. Физика
Контрольная по физике
Примеры решения задач по физике
Лабораторные работы по физике
Задачи контрольной
Закон Ома для участка цепи,
не содержащего ЭДС
Второй закон Кирхгофа
Основы символического (комплексного)
метода расчета цепей синусоидального тока
Резонанс напряжений
Резонанс токов
Коэффициент мощности
Методы расчета сложных цепей
Метод контурных токов
Метод узловых потенциалов
Метод двух узлов
Принцип наложения, метод наложения
Метод эквивалентного генератора
Трехфазные цепи
Соединение «звезда-звезда»
Мощность трехфазных цепей
Метод симметричных составляющих
Расчет цепей при наличии взаимной
индуктивности
"Развязывание" магнитосвязанных цепей
Воздушный трансформатор
Амплитудное, среднее и действующее
значения
Высшие гармоники в трехфазных цепях
Высшие гармоники при соединении фаз
источника и приемника звездой
Информатика
Учебное пособие по экоинформатике
Компьютерная графика

Земля и ядерная энергия: состояние энергетических ресурсов Эта книга написана с точки зрения инженера, точнее инженера-теплофизика, т.е. инженера-проектировщика или исследователя, связанного с производством и использованием тепловой энергии. Мы убеждены, что наиболее важные проблемы использования ядерной энергии имеют непосредственное отношение к преобразованию тепловой энергии, генерируемой в различных процессах. Сюда включается управление тепловой энергией как в нормальных рабочих условиях, так и в аварийных ситуациях.

Тепловая энергия. Атомы веществ находятся в постоянном движении. В твердых телах атомы удерживаются в приблизительно фиксированных положениях относительно друг друга. Однако все они вибрируют, причем интенсивность вибрации повышается с увеличением температуры. Энергия, связанная с этой вибрацией, называется тепловой. В жидкостях и газах два или более атомов могут образовывать друг с другом химические комбинации в форме молекул. Эти молекулы имеют вибрационную энергию, но в жидком состоянии они также могут иметь поступательную энергию, связанную с их движением в пространстве, и вращательную энергию, связанную с их вращением

Внутреннее тепловыделение Земли Классическим объяснением возникновения Земли является образование ее из материала, отторгнутого от Солнца, возможно, под гравитационным воздействием прошедшей близко звезды. Исторгнутый из Солнца материал первоначально находился в газообразной форме, затем конденсировался в жидкость с постепенно отвердевающей поверхностью, образующей земную кору.

Энергетические потоки в толще Земли Радиоактивный разогрев Земли создал тепловой источник огромной величины. Понижение средней температуры Земли на 0,0010С имеет энергетический эквивалент, содержащийся в 130 1012 т угля. Это примерно в 200000 раз больше годовой добычи угля в США. Для сравнения потенциал полных доступных источников энергии (ископаемое и ядерное топливо) оценивается в 3 1012 т угля

Деление ядра Выделение энергии из природных радиоактивных ядер происходит слишком медленно, чтобы использовать их как источники энергии для практических целей. Однако значительно более быстрое высвобождение энергии реализуется в процессе деления ядра

Источники тепловой энергии Для оценки конкурентоспособности технологии получения энергии из урана можно сравнить известные запасы урана с запасами ископаемого топлива (уголь, нефть и природный газ). Точные оценки имеющихся запасов получить трудно, и в литературе часто встречаются различные значения. Однако что касается ископаемого топлива, то международное признание получили оценки, приведенные на Всемирной энергетической конференции в 1978 г.

Основные компоненты ядерного реактора На рисунке приведена схема основных компонентов ядерного реактора. Газовый или жидкий теплоноситель прокачивается в реактор с помощью циркуляционного насоса и проходит через топливные элементы. Эти элементы состоят из урана в металлической, карбидной или оксидной форме, заключенного в оболочку из циркония, магниевого сплава или нержавеющей стали

Тепловые реакторы Практически почти все энергетические тепловые реакторы охлаждаются углекислым газом (Magnox и AGR), легкой водой (BWR, PWR и РБМК) или тяжелой водой (CANDU). Мы ограничимся описанием реакторов этих наиболее общих типов.

Хотя реакторы типа Magnox надежны и успешно эксплуатируются длительный срок, они имеют определенные недостатки по сравнению с другими реакторами. Главный из них - сравнительно малое энерговыделение на единицу объема активной зоны. Это ведет к большим объемам активной зоны, большим затратам на топливо и капитальным затратам.

Реакторы с водой под давлением. Наиболее распространенным гражданским энергетическим реактором является реактор с водой под давлением (PWR). Реакторы PWR первоначально создавались для ядерных подводных лодок.

Кипящие реакторы (BWR) отличаются от реакторов PWR тем, что генерируют пар непосредственно в активной зоне и не имеют для этого отдельных парогенераторов. Схема реакторов BWR показана на рис. 2.11 а. Вода при давлении 7 МПа проходит через активную зону, и около 10% воды превращается в пар

Быстрые реакторы-размножители с жидкометаллическим теплоносителем. Наиболее распространенный тип быстрого реактора - это реактор, использующий натрий в качестве теплоносителя. Преимущества жидкого натрия в охлаждении реакторов обсуждены в гл. 3. Натрий является отличным теплоносителем и может обеспечивать теплоотвод в условиях очень высоких объемных плотностей энерговыделения, имеющих место в реакторах этого типа (обычно в 5 раз больше, чем в реакторах PWR).

Быстрые реакторы с газовым охлаждением. Альтернативой натриевому охлаждению быстрых реакторов является использование газового теплоносителя (углекислый газ или гелий). Однако в этом случае активная зона реактора должна быть больше, так как газы существенно проигрывают натрию как теплоносители.

Теплоперенос в ядерных реакторах В настоящей главе определяются желаемые качества теплоносителя реактора и обсуждаются процессы теплопереноса от топливных элементов к теплоносителю первого контура и от теплоносителя первого контура к паропроизводящей установке. Рассмотрены различные типы теплоносителя (газовые, жидкие и кипящие). В заключение приведены примеры технической реализации охлаждающих контуров в реакторах различного типа и их характеристики.

Принципы теплопереноса При рассмотрении процессов теплопереноса обычно определяют тепловой поток q с поверхности, который представляет собой скорость потока тепла с единицы площади поверхности в единицу времени и измеряется в Дж/(м2 с) или в Вт/м2.

В улучшенных газовых реакторах AGR улучшение теплопереноса достигается совсем другим способом. Оболочка топливных элементов обрабатывается на станках таким образом, чтобы произвести на поверхности оболочки кольца прямоугольного сечения

Газовые теплоносители Большим преимуществом газовых теплоносителей является вполне определенное и неизменное фазовое состояние. В отличие от жидких теплоносителей газовые не подвергаются фазовым переходам, приводящим к сложным проблемам двухфазного потока в аварийных ситуациях. Однако они имеют недостатки - низкую теплоемкость и низкие коэффициенты теплоотдачи.

Жидкие теплоносители В противоположность газовым теплоносителям жидкие теплоносители могут подвергнуться фазовому переходу (т.е. превратиться в пар), если их температура будет поднята достаточно высоко. Однако они имеют значительно более высокую теплоемкость, лучшие характеристики теплопереноса, позволяющие жидким теплоносителям работать при существенно больших тепловых потоках, чем газы

Кипящие теплоносители Охлаждение активной зоны ядерного реактора теплоносителем, испаряющимся (вскипающим) в ней, имеет некоторые преимущества: Произведенный пар может быть направлен прямо на турбину, и электроэнергия будет получена без промежуточного теплообменника и/или парогенератора. Кипящие теплоносители очень эффективны в теплопереносе

Виды контуров теплоносителя в ядерном реакторе С тех пор как первый ядерный реактор с воздушным охлаждением был построен под теннисным кортом стадиона Чикагского университета в декабре 1942 г., было спроектировано огромное множество ядерных реакторов и многие из них построены. Во все проекты был включен контур теплоносителя; основные компоненты таких контуров и типичные контуры, используемые в наиболее распространенных энергетических ядерных реакторах, описаны в гл. 2. Конечно, все контуры охлаждения ядерного реактора должны включать активную зону, устройство для прокачки теплоносителя через активную зону и устройство для отбора тепла от теплоносителя в целях поддержания непрерывного охлаждения реактора и одновременно в целях выработки полезной энергии (в энергетических реакторах).

Контуры бассейнового типа. Возможно, большинство исследовательских реакторов - это реакторы бассейнового типа,часто называемые реакторами типа «плавательный бассейн».

Температура в центре реакторного топлива Пример. Выведите выражение для расчета температуры центра таблетки реакторного топлива, предполагая, что внутреннее энерговыделение равномерно в пространстве, а теплопроводность не зависит от температуры. Твердая таблетка из двуоксида урана имеет линейную плотность энерговыделения 45 кВт/м и температуру поверхности 600 0С. Теплопроводность двуоксида урана 2,7 Вт/(м К). Какова температура центра топливной таблетки?

Ухудшение условий охлаждения реактора Современная ядерная энергетическая установка (ЯЭУ) представляет собой весьма сложное с технической точки зрения сооружение, состоящее из большого числа различных систем. При ее проектировании особое внимание должно уделяться возможным последствиям выхода из строя этих систем.

Для того чтобы конструкция реактора могла противостоять различным авариям, перечисленным выше, она должна включать в себя ряд систем обеспечения безопасности. Двумя наиболее важными системами обеспечения безопасности являются система прекращения цепной реакции деления в реакторе (управляющие стержни) и вспомогательная система охлаждения - так называемая система аварийного охлаждения активной зоны. Эти системы обеспечения безопасности приводятся в действие сигналами, поступающими из различных частей установки.

Пример с электрическим чайником

Реактор с водой под давлением (PWR) - наиболее распространенный тип энергетического реактора в мире.

Нарушения нормального рабочего режима PWR можно отнести к следующим категориям. Нарушения, приводящие к изменению количества теплоносителя в первом контуре. Это может быть потеря жидкости через предохранительный клапан или другие вспомогательные контуры реактора. Кроме того, количество воды в первом контуре может возрасти в результате непреднамеренной подачи воды в контур нагнетательными насосами высокого давления. В итоге компенсатор давления может оказаться полностью заполнен водой, и регулировка давления станет невозможна

Энергетический баланс для реактора PWR в аварийных ситуациях. В типичном реакторе с водой под давлением, вырабатывающем около 1100 МВт электроэнергии, тепловыделение продуктов распада непосредственно после остановки составит примерно 200 МВт. Это сравнительно небольшая величина по сравнению с 3400 МВт тепловой энергии, выделяющимися в реакторе до его остановки

Фаза выброса. При нормальном рабочем режиме вода совершает следующий путь: поступает по входным трубопроводам (холодным трубопроводам) в корпус реактора, опускается по кольцевому зазору, окружающему активную зону, поднимается сквозь активную зону и затем покидает корпус реактора, направляясь по выходным трубопроводам (горячим трубопроводам) в парогенератор