Az atomerőművek osztályozása a világon. Az atomerőművek története és típusai. Az atomreaktorok fejlesztésének története

Az atomerőművek olyan nukleáris létesítmények, amelyek energiát termelnek, miközben bizonyos feltételek mellett meghatározott rezsimet tartanak fenn. E célokra a projekt által meghatározott terület kerül felhasználásra, ahol a nukleáris reaktorokat a szükséges rendszerekkel, eszközökkel, berendezésekkel és szerkezetekkel együtt alkalmazzák a kijelölt feladatok ellátásához. A célzott feladatok elvégzéséhez speciális személyzetet vonnak be.

Az összes oroszországi atomerőmű

Az atomenergia története hazánkban és külföldön

A 40-es évek második felében megkezdődött az első olyan projekt létrehozása, amely a békés atomok villamosenergia-termelésre való felhasználását foglalja magában. 1948-ban I.V. Kurcsatov a párt és a szovjet kormány utasításaitól vezérelve javaslatot tett az atomenergia villamosenergia-termelésre való gyakorlati felhasználásának megkezdésére.

Két évvel később, 1950-ben, nem messze a Kaluga régióban található Obninskoye falutól, megkezdték a bolygó első atomerőművének építését. 1954. június 27-én indították be a világ első ipari atomerőművét, amelynek teljesítménye 5 MW volt. A Szovjetunió lett az első olyan hatalom a világon, amely az atomot békés célokra használta. Az állomást Obnyinszkban nyitották meg, amely addigra városi rangot kapott.

A szovjet tudósok azonban nem álltak meg itt, folytatták a munkát ebben az irányban, különösen négy évvel később, 1958-ban megkezdődött a Szibériai Atomerőmű első szakaszának működése. Teljesítménye sokszorosa volt az obninszki állomásénak, és elérte a 100 MW-ot. De a hazai tudósok számára ez nem jelentett határt, az összes munka befejeztével az állomás tervezési teljesítménye 600 MW volt.

A Szovjetunió hatalmas területén az atomerőművek építése akkoriban hatalmas léptéket öltött. Ugyanebben az évben megkezdődött a Belojarski Atomerőmű építése, amelynek első szakasza már 1964 áprilisában ellátta az első fogyasztókat. Az atomerőművek építésének földrajza az egész országot behálózta a hálózatába, még ugyanebben az évben Voronyezsben indult az atomerőmű első blokkja, amelynek teljesítménye 210 MW volt, a második blokk öt évvel később indult. 1969, 365 MW kapacitással büszkélkedhetett. Az atomerőmű-építés fellendülése a szovjet korszak során sem csillapodott el. Éves időközönként új állomásokat, vagy a már megépültek további egységeit indították el. Tehát már 1973-ban Leningrád saját atomerőművet kapott.

Azonban nem a szovjet hatalom volt az egyetlen a világon, amely képes volt ilyen projekteket kidolgozni. Az Egyesült Királyságban szintén nem aludtak, és felismerve e terület ígéretét, aktívan tanulmányozták ezt a kérdést. Alig két évvel később, az obninszki állomás megnyitása után a britek elindították saját projektjüket a békés atom kifejlesztésére. 1956-ban Calder Hall városában a britek elindították saját állomásukat, amelynek teljesítménye meghaladta szovjet megfelelőjét, és elérte a 46 MW-ot. Az Atlanti-óceán túlsó partján sem maradtak le, egy évvel később az amerikaiak ünnepélyesen beindították a Shippingport-i állomást. A létesítmény teljesítménye 60 MW volt.

A békés atom fejlődése azonban rejtett fenyegetésekkel teli volt, amelyekről hamarosan az egész világ tudomást szerzett. Az első jel egy súlyos baleset volt a Three Mile Island-en, ami 1979-ben történt, és utána volt egy katasztrófa, amely az egész világot sújtotta, a Szovjetunióban, Csernobil kisvárosban nagyszabású katasztrófa történt, ez történt 1986-ban. A tragédia következményei jóvátehetetlenek voltak, de emellett ez a tény az egész világot elgondolkodtatta az atomenergia békés célú felhasználásának megvalósíthatóságáról.

A világ vezetői ebben az iparágban komolyan gondolkodnak a nukleáris létesítmények biztonságának javításán. Ennek eredményeként alakuló gyűlést tartottak, amelyet 1989. május 15-én szerveztek meg a szovjet fővárosban. A közgyűlés úgy döntött, hogy létrehozza az összes atomerőmű-üzemeltetőt magába foglaló Világszövetséget, amelynek általánosan elismert rövidítése WANO. A szervezet programjai megvalósítása során szisztematikusan figyelemmel kíséri a világ atomerőművei biztonsági színvonalának javulását. Azonban minden erőfeszítés ellenére a legmodernebb és első pillantásra biztonságosnak tűnő tárgyak sem képesek ellenállni az elemek rohamának. A Fukusima-1 állomáson 2011-ben egy endogén katasztrófa miatt történt, amely földrengésben és az azt követő szökőárban nyilvánult meg.

Atom áramszünet

Atomerőmű besorolása

Az atomerőművek osztályozása két szempont szerint történik: az általuk termelt energia és a reaktor típusa szerint. A reaktor típusától függően meghatározzák a megtermelt energia mennyiségét, a biztonsági szintet, valamint azt is, hogy az állomáson milyen alapanyagokat használnak fel.

Az állomások által termelt energia típusa szerint két típusra oszthatók:

Fő funkciójuk az elektromos energia előállítása.

Atomerőművek. Az ott telepített fűtőberendezéseknek köszönhetően, az állomáson elkerülhetetlen hőveszteségek felhasználásával lehetővé válik a hálózati víz fűtése. Így ezek az állomások a villamos energia mellett hőenergiát is termelnek.

Számos lehetőséget megvizsgálva a tudósok arra a következtetésre jutottak, hogy a legracionálisabb három fajtájuk, amelyeket jelenleg világszerte használnak. Számos módon különböznek egymástól:

1. Felhasznált üzemanyag;
2. Használt hűtőfolyadékok;
3. Aktív zónák a kívánt hőmérséklet fenntartása érdekében;
4. Egyfajta moderátor, amely csökkenti a bomlás során felszabaduló neutronok sebességét, és annyira szükségesek a láncreakció támogatásához.

A leggyakoribb típus a dúsított uránt üzemanyagként használó reaktor. Itt hűtőfolyadékként és moderátorként közönséges vagy könnyű vizet használnak. Az ilyen reaktorokat könnyűvizes reaktoroknak nevezik, két típusuk van. Az elsőben a turbinák forgatásához használt gőzt egy forróvizes reaktornak nevezett zónában állítják elő. A másodikban a gőzképződés egy külső áramkörben történik, amely hőcserélőkön és gőzfejlesztőkön keresztül csatlakozik az első körhöz. Ezt a reaktort a múlt század ötvenes éveiben kezdték fejleszteni, alapja az amerikai hadsereg programja volt. Ezzel párhuzamosan, nagyjából ugyanebben az időben az Unió kifejlesztett egy forrásreaktort, amelyben egy grafitrúd működött moderátorként.

Az ilyen típusú moderátorral ellátott reaktortípus talált alkalmazásra a gyakorlatban. Gázhűtéses reaktorról beszélünk. Története a 20. század negyvenes-ötvenes éveiben kezdődött, kezdetben az ilyen típusú fejlesztéseket az atomfegyverek gyártásában használták. Ebből a szempontból kétféle üzemanyag alkalmas rá: fegyveres minőségű plutónium és természetes urán.

Az utolsó, kereskedelmi sikerrel kísért projekt egy olyan reaktor volt, ahol nehézvizet használnak hűtőközegként, és a számunkra már jól ismert természetes uránt üzemanyagként. Kezdetben több ország is tervezett ilyen reaktorokat, de a termelésüket végül Kanadában összpontosították, ami annak köszönhető, hogy az országban hatalmas uránlelőhelyek találhatók.

Tórium atomerőművek – a jövő energiája?

Az atomreaktorok fejlesztésének története

A bolygó első atomerőművének reaktora nagyon ésszerű és életképes volt, amit az állomás sokéves kifogástalan működése során bebizonyítottak. Alkotó elemei között szerepelt:

1. oldalirányú vízvédelem;
2. falazott burkolat;
3. legfelső emelet;
4. gyűjtőcső;
5. üzemanyag-csatorna;
6. felső lemez;
7. grafit falazat;
8. alsó lemez;
9. elosztó elosztó.

A fűtőelemek héjainak és technológiai csatornáinak fő szerkezeti anyagául a rozsdamentes acélt választották, akkoriban még nem ismertek olyan cirkóniumötvözetek, amelyek 300°C-os hőmérsékleten történő megmunkálásra alkalmas tulajdonságokkal rendelkezhetnének. Az ilyen reaktor hűtését vízzel végezzük, és a betáplálási nyomás 100 °C volt. Ebben az esetben 280°C hőmérsékletű gőz szabadult fel, ami meglehetősen mérsékelt paraméter.

Az atomreaktor csatornáit úgy alakították ki, hogy azok teljesen kicserélhetők legyenek. Ennek oka az erőforrás-korlátozás, amelyet az határozza meg, hogy az üzemanyag mennyi ideig marad az aktivitási zónában. A tervezők nem találtak okot arra számítani, hogy a besugárzás alatt álló tevékenységi zónában található szerkezeti anyagok teljes élettartamukat, azaz körülbelül 30 évet kimeríthetik.

Ami a TVEL tervezését illeti, úgy döntöttek, hogy egy csőszerű változatot alkalmaznak egyirányú hűtőmechanizmussal

Ez csökkentette annak valószínűségét, hogy az üzemanyagrúd sérülése esetén hasadási termékek kerüljenek az áramkörbe. A fűtőelem héj hőmérsékletének szabályozására urán-molibdén ötvözetből álló tüzelőanyag-összetételt használtak, amely szemcsék formájában volt szétszórva egy melegvizes mátrixon. Az így feldolgozott nukleáris tüzelőanyag rendkívül megbízható fűtőelemek előállítását tette lehetővé. amelyek nagy hőterhelés mellett is képesek voltak működni.

A békés célú nukleáris technológiák fejlesztésének következő körének példája lehet a hírhedt csernobili atomerőmű. Akkoriban az építésénél alkalmazott technológiákat tartották a legfejlettebbnek, a reaktor típusát pedig a legmodernebbnek tartották a világon. Az RBMK-1000 reaktorról beszélünk.

Egy ilyen reaktor hőteljesítménye elérte a 3200 MW-ot, míg két turbógenerátora van, amelyek villamos teljesítménye eléri az 500 MW-ot, így egy erőmű 1000 MW villamos teljesítményű. Az RBMK üzemanyagaként dúsított urán-dioxidot használtak. A folyamat megkezdése előtti kezdeti állapotban egy tonna ilyen üzemanyag körülbelül 20 kg üzemanyagot tartalmaz, nevezetesen uránt - 235. Az urán-dioxid reaktorba történő stacioner betöltésével az anyag tömege 180 tonna.

De a töltési folyamat nem jelent ömlesztettséget, az általunk már jól ismert fűtőelemek kerülnek a reaktorba. Lényegében cirkóniumötvözetből készült csövek. A tartalma hengeres urán-dioxid tabletta. A reaktor tevékenységi zónájában fűtőelem-kazettákban helyezik el őket, amelyek mindegyike 18 fűtőelem-rudat egyesít.

Egy ilyen reaktorban legfeljebb 1700 ilyen szerelvény található, amelyek egy grafitkötegbe kerülnek, ahol a függőleges technológiai csatornák kifejezetten erre a célra vannak kialakítva. Bennük kering a hűtőfolyadék, amelynek szerepét az RMBK-ban a víz tölti be. A vízörvény keringető szivattyúk hatására jön létre, amelyekből nyolc van. A reaktor az aknában, a grafikus falazat pedig 30 mm vastag hengeres burkolatban található. A teljes berendezés támasztéka egy betonalap, amely alatt van egy medence - egy buborékoló, amely a baleset lokalizálására szolgál.

A reaktorok harmadik generációja nehézvizet használ

Ennek fő eleme a deutérium. A legelterjedtebb kialakítás a CANDU, Kanadában fejlesztették ki, és világszerte széles körben használják. Az ilyen reaktorok magja vízszintes helyzetben van, a fűtőkamra szerepét pedig hengeres tartályok töltik be. A tüzelőanyag-csatorna a teljes fűtőkamrán átnyúlik, mindegyik csatorna két koncentrikus csővel rendelkezik. Vannak külső és belső csövek.

A belső csőben az üzemanyag hűtőfolyadék nyomás alatt áll, ami lehetővé teszi a reaktor további tankolását működés közben. A D20 képletű nehézvizet késleltetőként használják. Zárt ciklus során a vizet egy üzemanyagkötegeket tartalmazó reaktor csövein keresztül szivattyúzzák. Az atommaghasadás hőt termel.

Nehézvíz használatakor a hűtési ciklus gőzgenerátorokon való áthaladásból áll, ahol a nehézvíz által termelt hőből a közönséges víz felforr, ami nagy nyomás alatt kilépő gőz képződését eredményezi. Visszakerül a reaktorba, ami zárt hűtési ciklust eredményez.

Ezen az úton haladva történt meg a világ különböző országaiban használt és használt nukleáris reaktortípusok lépésről lépésre történő fejlesztése.

A reaktorokat a hasadási reakcióban részt vevő neutronok energiaszintje, az üzemanyag és a moderátor elhelyezésének elve, a rendeltetés, a moderátor és a hűtőközeg típusa és fizikai állapota szerint osztályozzák.

Az atomreaktorokat több csoportra osztják:

1) A neutronspektrum átlagos energiájától függően - gyors, köztes és termikus;

2) A mag tervezési jellemzői szerint - tokba és csatornába;

3) A hűtőfolyadék típusa szerint - víz, nehézvíz, nátrium;

4) A moderátor típusa szerint - víz, grafit, nehézvíz stb.

Energetikai célokra, villamos energia előállítására a következőket használják:

1) Víz-víz reaktorok nem forrásban lévő vagy forrásban lévő nyomás alatti vízzel,

2) urán-grafit reaktorok forrásban lévő vízzel vagy szén-dioxiddal hűtve,

3) Nehézvízcsatornás reaktorok stb.

A jövőben széles körben alkalmazzák a folyékony fémekkel (nátrium stb.) hűtött gyorsneutronreaktorokat; amelyben alapvetően az üzemanyag-reprodukciós módot valósítjuk meg, azaz. a Plutónium Pu-239 hasadó izotópjainak számának létrehozása meghaladja az U-235 urán fogyasztható izotópjainak számát. Az üzemanyag szaporodását jellemző paramétert plutónium együtthatónak nevezzük. Megmutatja, hogy egy U-235 atomonként hány Pu-239 atom keletkezik az U-238 neutronbefogási reakciói során, amely befog egy neutront és hasadáson megy keresztül.

BAN BEN termikus neutronreaktor A legtöbb maghasadás akkor következik be, amikor a hasadó izotópok magjai elnyelik a termikus neutronokat. Azokat a reaktorokat, amelyekben a maghasadást főként 0,5 MeV-nál nagyobb energiájú neutronok hajtják végre, gyorsneutronreaktoroknak nevezzük. Köztes (rezonáns) neutronreaktoroknak nevezzük azokat a reaktorokat, amelyekben a legtöbb hasadás a köztes neutronoknak a hasadó izotópok magjai általi abszorpciója következtében megy végbe.

Jelenleg a termikus neutronreaktorok a legelterjedtebbek. A termikus reaktorokat a zónában 1-100 kg/m 3 235 U nukleáris üzemanyag koncentrációja és nagy tömegű moderátor jelenléte jellemzi. A gyorsneutronos reaktort a nukleáris üzemanyag 235 U vagy 239 U 1000 kg/m 3 nagyságrendű koncentrációja és a moderátor hiánya jellemzi.

A közbenső neutronreaktorokban nagyon kevés moderátor található a zónában, és a nukleáris üzemanyag 235 U koncentrációja 100-1000 kg/m 3 között van.

Termikus neutronreaktorokban az üzemanyagmagok hasadása is megtörténik, amikor a gyors neutronokat az atommag befogja, de ennek a folyamatnak a valószínűsége elenyésző (1-3%). A neutronmoderátor szükségessége abból adódik, hogy a tüzelőanyag atommagjainak effektív hasadási keresztmetszete sokkal nagyobb alacsony neutronenergiánál, mint nagynál.

A termikus reaktor magjának tartalmaznia kell egy moderátort - egy olyan anyagot, amelynek atommagjai alacsony tömegszámúak. Moderátorként grafitot, nehéz- vagy könnyűvizet, berilliumot és szerves folyadékokat használnak. A termikus reaktor akár természetes uránnal is működhet, ha a moderátor nehézvíz vagy grafit. Más moderátorok dúsított urán használatát írják elő. A reaktor szükséges kritikus méretei a tüzelőanyag-dúsítás mértékétől függenek, a dúsítás mértékének növekedésével egyre kisebbek. A termikus neutronreaktorok jelentős hátránya a lassú neutronok elvesztése a moderátor, a hűtőközeg, a szerkezeti anyagok és a hasadási termékek általi befogásuk következtében. Ezért az ilyen reaktorokban kis keresztmetszetű anyagokat kell használni lassú neutronbefogáshoz moderátorként, hűtőközegként és szerkezeti anyagokként.

A termikus neutronreaktorokhoz szükséges három elem a hőfejlesztő, a moderátor és a hűtőközeg. Ez az ábra egy tipikus mag elrendezést mutat.

A hűtőfolyadékot szivattyúk (úgynevezett keringető szivattyúk) segítségével szivattyúzzák át a reaktoron, amely ezután vagy a turbinához (RBMK-ban) vagy a hőcserélőhöz (más típusú reaktorokban) áramlik. A hőcserélő felmelegített hűtőfolyadéka belép a turbinába, ahol energiájának egy részét elveszti az elektromos áram előállításához. A turbinából a hűtőfolyadék a gőzkondenzátorba áramlik, így az optimális működéshez szükséges paraméterekkel rendelkező hűtőközeg a reaktorba kerül. A reaktornak van egy vezérlőrendszere is, amely több centiméter átmérőjű és a zóna magasságához hasonló hosszúságú rúdkészletből áll, amely erősen neutronelnyelő anyagból, általában bórvegyületekből áll. A rudak speciális csatornákban helyezkednek el, és felemelhetők vagy leengedhetők a reaktorba. Felemelve segítik a reaktor felgyorsítását, leengedve pedig leállítják. A rúdhajtások egymástól függetlenül vezérelhetők, így használhatók a reakciótevékenység konfigurálására a mag különböző részein.

Az atomreaktor sajátossága, hogy a hasadási energia 94%-a azonnal hővé alakul, azaz. az alatt az idő alatt, amely alatt a reaktor teljesítménye vagy a benne lévő anyagok sűrűsége nem változik észrevehetően. Ezért, amikor a reaktor teljesítménye megváltozik, a hőleadás késedelem nélkül követi az üzemanyag hasadási folyamatát.

A reaktor kikapcsolásakor azonban, amikor a hasadási sebesség több mint tízszeresére csökken, a késleltetett hőleadás forrásai (hasadási termékek gamma- és béta-sugárzása) maradnak benne, amelyek uralkodóvá válnak. A hasadási reakció leállása utáni bomláshő a reaktor leállítása után még hosszú ideig hőelvonást igényel. Bár a tompulási hőteljesítmény lényegesen kisebb a névleges teljesítménynél, a hűtőközeg keringését a reaktoron keresztül nagyon megbízhatóan kell biztosítani, mivel a bomláshő nem szabályozható. A túlmelegedés és a fűtőelemek károsodásának elkerülése érdekében szigorúan tilos eltávolítani a hűtőfolyadékot egy ideje működő reaktorból.

BAN BEN közbenső neutronreaktorok, amelyben a legtöbb hasadási eseményt a termikusnál nagyobb energiájú (1 eV-tól 100 keV-ig terjedő) neutronok okozzák, a moderátor tömege kisebb, mint a termikus reaktorokban. Az ilyen reaktor működésének sajátossága, hogy az üzemanyag hasadási keresztmetszete a közbenső tartományban növekvő neutronhasadás mellett kevésbé csökken, mint a szerkezeti anyagok és a hasadási termékek abszorpciós keresztmetszete. Így a hasadási események valószínűsége nő az abszorpciós eseményekhez képest. A szerkezeti anyagok neutronjellemzőire vonatkozó követelmények kevésbé szigorúak, tartományuk szélesebb. Következésképpen egy köztes neutronreaktor zónája tartósabb anyagokból készülhet, ami lehetővé teszi a reaktor fűtőfelületéről történő fajlagos hőelvonás növelését. Az üzemanyag hasadó izotóppal való dúsítása a közbenső reaktorokban a keresztmetszet csökkenése miatt nagyobb legyen, mint a termikus reaktorokban. A köztes neutronreaktorokban a nukleáris üzemanyag szaporodása nagyobb, mint egy termikus neutronreaktorban.

A neutronokat gyengén mérséklő anyagokat köztes reaktorokban hűtőközegként használják. Például folyékony fémek. A moderátor grafit, berillium stb.

A gyorsneutronos reaktor magja nagymértékben dúsított tüzelőanyagot tartalmazó fűtőelemrudakat tartalmaz. A magot tenyésztési zóna veszi körül, amely üzemanyag-nyersanyagokat (szegényített urán, tórium) tartalmazó fűtőelemekből áll. A magból kiszabaduló neutronokat a szaporodási zónában a tüzelőanyag-alapanyagok magjai megfogják, ennek eredményeként új nukleáris üzemanyag képződik. A gyorsreaktorok külön előnye a nukleáris fűtőanyag kiterjesztett szaporításának megszervezésének lehetősége bennük, pl. az energiatermeléssel egyidejűleg a kiégett nukleáris üzemanyag helyett új nukleáris fűtőanyagot állítanak elő. A gyorsreaktorokhoz nincs szükség moderátorra, és a hűtőközegnek sem kell lelassítania a neutronokat.

A tüzelőanyag zónába helyezésének módjától függően a reaktorokat homogén és heterogén reaktorokra osztják.

BAN BEN homogén reaktor a nukleáris üzemanyagot, a hűtőfolyadékot és a moderátort (ha van) alaposan összekeverik, és azonos fizikai állapotban vannak, pl. A teljesen homogén reaktor magja nukleáris üzemanyag, hűtőközeg vagy moderátor folyékony, szilárd vagy gáz halmazállapotú homogén keveréke. A homogén reaktorok lehetnek termikus vagy gyorsneutronok. Egy ilyen reaktorban a teljes aktív zóna egy acél gömbtestben helyezkedik el, és az üzemanyag és a moderátor folyékony homogén keverékét képviseli oldat vagy folyékony ötvözet formájában (például uranil-szulfát vizes oldata, urán folyékony bizmutban), amely egyidejűleg hűtőközegként is szolgál.

A maghasadási reakció a tüzelőanyag-oldatban megy végbe a gömb alakú reaktortartály belsejében, ami az oldat hőmérsékletének növekedését eredményezi. A reaktorból származó gyúlékony oldat a hőcserélőbe kerül, ahol hőt ad át a szekunder kör vizének, lehűtik és körszivattyúval visszajuttatják a reaktorba. Annak érdekében, hogy a nukleáris reakció ne forduljon elő a reaktoron kívül, a körvezetékek, a hőcserélő és a szivattyú térfogatát úgy választják meg, hogy az áramkör egyes szakaszaiban található tüzelőanyag mennyisége jóval kisebb legyen, mint a kritikus. A homogén reaktoroknak számos előnye van a heterogénekkel szemben. Ez a zóna egyszerű kialakítása és minimális méretei, a hasadási termékek folyamatos eltávolításának és a friss nukleáris fűtőanyag hozzáadásának képessége működés közben a reaktor leállítása nélkül, az üzemanyag-előkészítés egyszerűsége, valamint az a tény, hogy a reaktor változtatásokkal vezérelhető. a nukleáris üzemanyag koncentrációja.

A homogén reaktoroknak azonban komoly hátrányai is vannak. A körben keringő homogén keverék erős radioaktív sugárzást bocsát ki, ami további védelmet igényel és megnehezíti a reaktor szabályozását. A tüzelőanyagnak csak egy része van a reaktorban, és azt energiatermelésre használják, míg a másik része külső csővezetékekben, hőcserélőkben és szivattyúkban található. A keringő keverék súlyos korróziót és eróziót okoz a reaktor- és körrendszerekben és eszközökben. A homogén reaktorban a víz radiolízise következtében robbanóképes robbanóelegy képződéséhez szükség van az utóégetéshez szükséges eszközökre. Mindez oda vezetett, hogy a homogén reaktorokat nem használják széles körben.

BAN BEN heterogén reaktor az üzemanyag blokkok formájában kerül a moderátorba, azaz. az üzemanyag és a moderátor térben el van választva.

Jelenleg csak heterogén reaktorokat terveznek energetikai célokra. Az ilyen reaktorokban lévő nukleáris üzemanyag gáz-, folyékony és szilárd halmazállapotban is használható. Jelenleg azonban a heterogén reaktorok csak szilárd tüzelőanyaggal működnek.

A moderáló anyagtól függően a heterogén reaktorokat grafit, könnyűvizes, nehézvizes és szerves reaktorokra osztják. A hűtőközeg típusa szerint heterogén reaktorok könnyűvíz, nehézvíz, gáz és folyékony fém. A reaktor belsejében lévő folyékony hűtőközegek lehetnek egyfázisú és kétfázisúak. Az első esetben a reaktor belsejében lévő hűtőközeg nem forr, a második esetben viszont igen.

Azokat a reaktorokat, amelyek zónájában a folyékony hűtőközeg hőmérséklete a forráspont alatt van, nyomás alatti vizes reaktoroknak, azokat a reaktorokat pedig, amelyekben a hűtőközeg belsejében forr, forrásvizes reaktoroknak nevezzük.

A felhasznált moderátortól és hűtőközegtől függően a heterogén reaktorokat különböző kialakítások szerint tervezik. Oroszországban az atomerőművek fő típusai a víz-víz és a víz-grafit.

Kialakításuk alapján a reaktorokat tartályos és csatornás reaktorokra osztják. BAN BEN tartályos reaktorok a hűtőfolyadék nyomását a ház hordozza. A reaktortartály belsejében közös hűtőfolyadék áramlás folyik. BAN BEN csatornás reaktorok A hűtőfolyadékot az üzemanyag-kazettával minden csatornába külön-külön szállítják. A reaktortartály nincs hűtőközeg nyomással terhelve, ezt a nyomást az egyes csatornák hordozzák.

Az atomreaktorok rendeltetésüktől függően lehetnek teljesítményreaktorok, átalakítók és tenyésztők, kutatási és többcélú, közlekedési és ipari reaktorok.

Atomerőmű reaktorok atomerőművekben, hajóerőművekben, nukleáris kapcsolt hő- és erőművekben (CHP-k), valamint nukleáris hőszolgáltató erőművekben (HT-k) villamos energiát termelnek.

A természetes uránból és tóriumból másodlagos nukleáris üzemanyag előállítására tervezett reaktorokat nevezik átalakítók vagy tenyésztők. A konverterreaktorban a másodlagos nukleáris üzemanyag kevesebbet termel, mint amennyit eredetileg elfogyasztottak. Nemesítő reaktorban a nukleáris üzemanyag kiterjesztett szaporítását hajtják végre, azaz. többről kiderül, mint amennyit elköltöttek.

Kutatóreaktorok szolgálják a neutronok anyaggal való kölcsönhatási folyamatainak tanulmányozását, a reaktoranyagok viselkedésének vizsgálatát intenzív neutron- és gammasugárzási terekben, radiokémiai és biológiai kutatásokat, izotópok előállítását, az atomreaktorok fizikájának kísérleti kutatását. A reaktorok különböző teljesítményűek, álló vagy impulzus üzemmódúak. A legelterjedtebbek a dúsított uránt használó nyomottvizes kutatóreaktorok. A kutatóreaktorok hőteljesítménye széles tartományban változik, és eléri a több ezer kilowatttot.

Többcélú Azokat a reaktorokat, amelyek többféle célt szolgálnak, például energiát termelnek és nukleáris üzemanyagot állítanak elő, reaktoroknak nevezzük.

Szövetségi Oktatási Ügynökség

Állami Szakmai Felsőoktatási Intézmény „Pomerániai Állami Egyetem névadója. M. V. Lomonoszov”

Műszaki és Vállalkozástudományi Kar

Óravázlat

témában: „Atomerőmű”.

Arhangelszk 2010

Óravázlat terve

Óra témája. Atomerőművek.

Az óra céljai:

1) Oktatási:

Általános információk biztosítása az atomerőművekről;

Feltárja az atomerőművek tervezésének egyes elemeinek fő jelentőségét;

Ismerkedjen meg az atomerőművek előnyös helyszíneivel;

Beszélgetés az atomerőművek előnyeiről és hátrányairól;

A hallgatók megismertetése az Arhangelszk régió atomerőművek építésével kapcsolatos legfrissebb adatokkal.

2) Oktatási:

Fejleszd a figyelmességet, a kitartást, a pontosságot.

3) Fejlesztő:

A tárgy iránti kognitív érdeklődés kialakítása;

Fejleszti az önkéntes figyelmet, a vizuális memóriát, a konstruktív gondolkodást.

Az óra típusa: előadás multimédiás technológiákat használva.

Oktatási segédanyagok, kellékek és anyagok: atomerőmű blokkvázlata.

A tanárnak- tankönyv; oktatási táblázatok és kréta a táblán való munkához, berendezések a multimédia megjelenítéséhez.

Diáknak– tankönyv, négyzetes füzet, munkafüzet.

Az órák alatt

Szervezési rész – 2 perc

Üdvözlet;

A leckére való felkészültség ellenőrzése;

Hallgatói részvétel ellenőrzése.

Az óra témájának és célkitűzéseinek ismertetése – 3 perc

A tanár felhívja a tanulók figyelmét a táblára, hangosan felolvassa a leírtakat, és megkéri őket, hogy írják le az óra témáját a tanulói füzetbe.

A korábban tárgyalt anyagok ismétlése a „Villamosenergia-termelés” témában - 5 perc

Az előadások alatti időmegtakarítás érdekében a legjobb, ha a tanult anyagot frontális felmérési módszerrel konszolidálják a hallgatókkal. A tanulók tudásának frissítésére azonban más formák és módszerek is használhatók.

A diákokat arra kérik, hogy válaszoljanak a következő kérdésekre:

Az elektromosság használatának módjai?

Generátorok típusai?

Villamos vezetékek – távvezetékek;

Mely erőművek termelnek áramot?

Radioizotópos energiaforrások.

Új anyagok elsajátítása – 25 perc

MS Power Pointban készült multimédiák beépítése a diákok előtt.

Atomerőmű(Atomerőmű) - olyan műszaki szerkezetek komplexuma, amelyek elektromos energiát termelnek egy szabályozott nukleáris reakció során felszabaduló energia felhasználásával (1. dia).

Sztori.

A 40-es évek második felében, még az első atombomba létrehozásával kapcsolatos munkálatok befejezése előtt (a tesztjét, mint ismeretes, 1949. augusztus 29-én végezték), a szovjet tudósok megkezdték az első békés felhasználású projektek kidolgozását. az atomenergia, amelynek általános iránya azonnal a villamosenergia-ipar lett.

1948-ban I.V. javaslatára. Kurchatov és a párt és a kormány utasításainak megfelelően megkezdődött az első munka az atomenergia villamosenergia-termelésre való gyakorlati felhasználásával kapcsolatban.

1950 májusában a Kaluga régióban található Obninskoye falu közelében megkezdődtek a világ első atomerőművének építése.

A világ első 5 MW teljesítményű atomerőművét 1954. június 27-én indították el a Szovjetunióban, a Kaluga régióban található Obnyinszk városában (2. dia).

2002. április 29-én, moszkvai idő szerint 11:31-kor örökre leállították a világ első atomerőművének reaktorát Obnyinszkban. Mint az orosz atomenergia-minisztérium sajtószolgálata közölte, az állomást kizárólag gazdasági okokból állították le, mivel „évről évre drágább lett a biztonságos állapotban tartása”.

A világ első, AM-1 reaktorral (Atom Peace) működő, 5 MW teljesítményű atomerőműve 1954. június 27-én ipari áramot termelt, és megnyitotta az utat az atomenergia békés célú felhasználása előtt, közel 48 éve sikeresen üzemelve. .

1958-ban helyezték üzembe a Szibériai Atomerőmű I. ütemét 100 MW teljesítménnyel (teljes tervezési teljesítmény 600 MW). Ugyanebben az évben megkezdődött a Belojarski ipari atomerőmű építése, és 1964. április 26-án az 1. fokozatú generátor látta el árammal a fogyasztókat. 1964 szeptemberében indult a Novovoronyezsi Atomerőmű 1. blokkja 210 MW teljesítménnyel. A második, 350 MW teljesítményű blokkot 1969 decemberében indították el. 1973-ban indult a Leningrádi Atomerőmű.

A Szovjetunión kívül Calder Hallban (Nagy-Britannia) 1956-ban helyezték üzembe az első ipari atomerőművet, amelynek teljesítménye 46 MW. Egy évvel később egy 60 MW-os atomerőmű állt üzembe Shippingportban (USA).

2004 elején 441 atomreaktor működött a világon, ezek közül 75-höz az orosz JSC TVEL szállít üzemanyagot.

Európa legnagyobb atomerőműve - Zaporozhye Atomerőmű. Energodar (Zaporozhye régió, Ukrajna), melynek építése 1980-ban kezdődött, és 2008 közepén 6 atomreaktor működik, összesen 5,7 GigaWatt teljesítménnyel.

Osztályozás.

A reaktor típusa szerint.

Az atomerőműveket a rájuk telepített reaktorok szerint osztályozzák:

Termikus neutronreaktorok, amelyek speciális moderátorokat használnak a tüzelőanyag-atomok atommagjai általi neutronelnyelés valószínűségének növelésére;

Könnyűvizes reaktorok. A könnyűvizes reaktor olyan atomreaktor, amely közönséges vizet, H3O-t használ a neutronok mérséklésére és/vagy hűtőközegként. A közönséges víz a nehézvízzel ellentétben nemcsak lelassít, hanem nagymértékben elnyeli a neutronokat (1H + n = ²D reakció szerint).

Grafit reaktorok;

Nehézvizes reaktorok. A nehézvizes atomreaktor olyan atomreaktor, amely D2O-t - nehézvizet - használ hűtőközegként és moderátorként. Tekintettel arra, hogy a deutérium neutronelnyelési keresztmetszete kisebb, mint a könnyű hidrogéné, az ilyen reaktorok neutronegyensúlya javított, ami lehetővé teszi a természetes urán felhasználását energiareaktorok tüzelőanyagaként, vagy „extra” neutronok felhasználását izotópok előállítására a reaktorokban. úgynevezett. "ipari";

A gyorsneutronreaktorok olyan nukleáris reaktorok, amelyek 105 eV-nál nagyobb energiájú neutronokat használnak a nukleáris láncreakció fenntartásához. ;

Külső neutronforrást használó szubkritikus reaktorok;

Termonukleáris reaktorok. A szabályozott termonukleáris fúzió (CTF) a nehezebb atommagok szintézise a könnyebb atommagokból energia kinyerése érdekében, amely a robbanékony termonukleáris fúzióval ellentétben (természetes nukleáris fegyverekben használatos) a természetben szabályozott.

A felszabaduló energia típusa szerint.

Az atomerőművek a következőkre oszthatók:

Kizárólag villamos energia előállítására tervezett atomerőművek (Atomerőművek);

A villamos energiát és hőenergiát egyaránt előállító nukleáris kapcsolt hő- és erőművek (CHP-k);

Csak hőenergiát termelő nukleáris hőellátó állomások (HSP-k);

Azonban Oroszországban minden atomerőműben van fűtőmű, amelyet a hálózati víz melegítésére terveztek.

3.3. Az atomerőmű alapelemei

Az atomerőmű egyik fő eleme a reaktor. A világ számos országában főként az U-235 urán maghasadási reakcióit alkalmazzák termikus neutronok hatására. Megvalósításukhoz az üzemanyagon (U-235) kívül a reaktornak rendelkeznie kell egy neutron-moderátorral és természetesen a reaktorból hőt eltávolító hűtőközeggel is. A VVER (víz-víz energia) reaktorokban normál nyomás alatti vizet használnak moderátorként és hűtőközegként. Az RBMK típusú (nagy teljesítményű csatornareaktor) reaktorokban hűtőközegként vizet, moderátorként grafitot használnak. Mindkét reaktort a korábbi években széles körben használták a villamosenergia-ipari atomerőművekben.

A reaktor és kiszolgáló rendszerei a következők: maga a reaktor biológiai védelemmel, hőcserélők, szivattyúk vagy gázfúvó egységek, amelyek a hűtőközeget keringtetik; a keringető kör csővezetékei és szerelvényei; nukleáris üzemanyag újratöltésére szolgáló eszközök; speciális rendszerek szellőztetés, vészhűtés stb.

Ígéretesek a gyorsneutronreaktoros (BN) atomerőművek, amelyek hő- és villamosenergia-termelésre, valamint nukleáris fűtőanyag újratermelésére használhatók. Egy ilyen atomerőmű erőművi blokkjának technológiai diagramja az ábrán látható. A BN típusú reaktornak van egy aktív zónája, ahol magreakció megy végbe, és gyors neutronok áramlása szabadul fel. Ezek a neutronok az U-238-ból származó elemekre hatnak, amelyeket általában nem használnak nukleáris reakciókban, és plutónium-Pu-239-vé alakítják, amelyet később atomerőművekben nukleáris üzemanyagként használhatnak fel. A magreakcióból származó hőt folyékony nátrium távolítja el, és elektromos áram előállítására használják fel.

BN típusú reaktoros atomerőmű sematikus folyamatábrája:

a - a reaktormag elve;

b - technológiai diagram:

1 - reaktor; 2 – gőzfejlesztő; 3 - turbina; 4 - generátor; 5 - transzformátor; 6 turbinás kondenzátor; 7 - kondenzátum (táplálék) szivattyú; 8 - nátrium-körök hőcserélője; 9 - nem radioaktív nátriumpumpa; 10 - radioaktív nátrium-szivattyú (dia No. 3,4).

Az atomerőműveknek nincs füstgázkibocsátása, és nincs hulladékuk hamu és salak formájában. Az atomerőművek hűtővizébe történő fajlagos hőleadás azonban nagyobb, mint a hőerőműveké, a nagyobb fajlagos gőzfogyasztás, és ebből adódóan a magasabb fajlagos hűtővíz-felhasználás miatt. Ezért a legtöbb új atomerőmű hűtőtornyok telepítését biztosítja, amelyekben a hűtővíz hőjét a légkörbe vezetik.

Az atomerőművek lehetséges környezetre gyakorolt ​​hatásának fontos jellemzője a radioaktív hulladékok elhelyezésének szükségessége. Ez speciális temetkezési helyeken történik, amelyek kizárják az emberek sugárterhelésének lehetőségét. Az atomerőművek esetleges radioaktív kibocsátásának balesetek során az emberekre gyakorolt ​​hatásának elkerülése érdekében speciális intézkedések történtek a berendezések megbízhatóságának növelésére (biztonsági rendszerek megkettőzése stb.), valamint egészségügyi védőzónát alakítanak ki az erőmű körül.

3.4. Működési elve

Kétkörös nyomás alatti vizes reaktort (VVER) használó atomerőmű működési vázlata (5. sz. dia).

Az ábrán egy kétkörös nyomottvizes erőműves atomerőmű működésének diagramja látható. A reaktormagban felszabaduló energia a primer hűtőközegbe kerül. Ezután a hűtőfolyadékot a hőcserélőbe (gőzfejlesztőbe) pumpálják, ahol a szekunder kör vizet forrásig melegíti. A keletkező gőz bejut az elektromos generátorokat forgató turbinákba. A turbinák kilépésénél a gőz a kondenzátorba jut, ahol a tározóból érkező nagy mennyiségű víz lehűti.

A nyomáskompenzátor egy meglehetősen bonyolult és nehézkes szerkezet, amely a hűtőközeg hőtágulása következtében fellépő nyomásingadozások kiegyenlítésére szolgál a reaktor működése során. Az 1. körben a nyomás elérheti a 160 atmoszférát (VVER-1000).

A víz mellett olvadt nátrium vagy gáz is használható hűtőközegként különféle reaktorokban. A nátrium használata lehetővé teszi a reaktormag köpenyének kialakításának egyszerűsítését (a vízkörrel ellentétben a nátriumkörben a nyomás nem haladja meg a légköri nyomást), valamint a nyomáskompenzátortól való megszabadulást, de ez önmagában is nehézségeket okoz. ennek a fémnek a megnövekedett kémiai aktivitásával függ össze.

Az áramkörök teljes száma a különböző reaktoroknál eltérő lehet, az ábra diagramja a VVER típusú (Water-Water Energy Reactor) reaktoroknál látható. Az RBMK típusú (High Power Channel Type Reactor) reaktorok egy vízkört, a BN reaktorok (Fast Neutron Reactor) két nátrium- és egy vízkört használnak.

Ha nincs lehetőség nagy mennyiségű víz felhasználására gőzkondenzációra, tározó helyett speciális hűtőtornyokban lehet hűteni a vizet, amelyek méretüknél fogva általában az atomerőmű legláthatóbb részei.

3.5. Előnyök és hátrányok.

Az atomerőművek előnyei:

Nincs káros kibocsátás;

A radioaktív anyagok kibocsátása többszöröse, mint a szénáram. hasonló teljesítményű állomások (a szén-hőerőművek hamuja olyan százalékban tartalmaz uránt és tóriumot, amely elegendő a nyereséges kitermelésükhöz);

Kis mennyiségű felhasznált tüzelőanyag és a feldolgozás utáni újrafelhasználásának lehetősége;

Nagy teljesítmény: 1000-1600 MW teljesítményegységenként;

Alacsony energiaköltség, különösen a hőenergia.

Az atomerőművek hátrányai:

A besugárzott üzemanyag veszélyes, és összetett és költséges újrafeldolgozási és tárolási intézkedéseket igényel;

A változó teljesítményű működés nem kívánatos termikus neutronreaktoroknál;

Egy esetleges incidens következményei rendkívül súlyosak, bár annak valószínűsége meglehetősen kicsi;

A 700-800 MW-nál kisebb teljesítményű blokkok 1 MW beépített teljesítményenkénti fajlagos és általános, az állomás, infrastruktúrájának megépítéséhez, valamint esetleges felszámoláshoz szükséges nagy tőkebefektetések.

Oroszország atomerőművei.

Jelenleg az Orosz Föderációban 10 működő atomerőműben 31 23243 MW összteljesítményű erőmű üzemel, ebből 15 nyomottvizes reaktor - 9 VVER-440, 15 csatornás forrásvizes reaktor - 11 RBMK-1000 és 4 EGP-6. , 1 reaktor gyorsneutronok.

A 2030-ig tartó időszakra vonatkozó Oroszország energiastratégia tervezetének fejlesztései az atomerőművek villamosenergia-termelésének 4-szeres növekedését írják elő.

3.7. A fokozott biztonságú atomerőmű projektje AES-92.

A projekt a „Környezeti tiszta energia” állami program keretében jött létre. Figyelembe vette a zaporozsjei, balakovói, dél-ukrajnai és kalinini atomerőművek korábbi modelljének (B-320) létrehozásával és üzemeltetésével kapcsolatos hazai tapasztalatokat, valamint az atomerőművek tervezése és üzemeltetése terén elért legújabb világvívmányokat. erőművek. Az elfogadott műszaki megoldások lehetővé teszik a nemzetközi besorolás szerint az Atomerőmű-92 harmadik generációs atomerőművé minősítését. Ez azt jelenti, hogy egy ilyen atomerőmű rendelkezik a legfejlettebb technológiával, amely biztosítja a biztonságot a modern evolúciós könnyűvizes reaktorokhoz képest. Az atomerőmű projekt kidolgozásakor a tervezők az emberi tényező szerepének minimalizálására helyezték a hangsúlyt (6. dia).

Ennek a koncepciónak a megvalósítása két irányban valósult meg. Először is, a projekt passzív biztonsági rendszereket tartalmaz. Ez a kifejezés azokat a rendszereket jelenti, amelyek gyakorlatilag külső energiaellátás nélkül működnek, és nem igényelnek kezelői beavatkozást. Másodszor, elfogadták a kettős felhasználású aktív biztonsági rendszerek koncepcióját, amely jelentősen csökkenti az észleletlen meghibásodások valószínűségét.

Az AES-92 projekt fő előnye, hogy a fő biztonsági funkciókat egymástól függetlenül, két működési elvben eltérő rendszer látja el. A kettős védőburkolat (konténment) jelenléte szükség esetén megakadályozza a radioaktív termékek kijutását a szabadba, és megvédi a reaktort a külső hatásoktól, például robbanáshullámtól vagy repülőgép-balesettől. Mindez a rendszermegbízhatóság növekedésével, a meghibásodás valószínűségének csökkenésével és az emberi tényező szerepének csökkenésével együtt növeli az atomerőművek biztonsági szintjét.

3.8. Egy úszó atomerőmű projektje Szeverodvinszkban.

Megkezdődött a világ első úszó atomerőművének projektje. Oroszország megkezdte az úszó atomerőmű építését Szeverodvinszkban a Sevmash cég hajógyárában - az országban egyetlen hajógyár, amely képes ilyen feladatot ellátni. A PAPP Mihail Lomonoszov nevét viseli. A tervek szerint hét úszó atomerőműből álló flottilla jön létre, amelyek árammal és édesvízzel látják el Oroszország északi régióit és a csendes-óceáni térség szigetállamait, valamint egy tucat más olyan országot, amelyek korábban érdeklődést mutattak az ötlet iránt. orosz atomtudósok.

„A mai napon megállapodást írunk alá hat darab úszó atomerőmű-sorozat megépítéséről, amelyekre nemcsak Oroszországban, hanem az ázsiai-csendes-óceáni térségben is van kereslet, ahol víz hasznosítására is lehetőség nyílik. sótalanítás” – mondja Kirijenko. Az első blokk egyfajta kísérleti projekt lesz. A KLT40S kisteljesítményű reaktorra épül, ami azonban nem akadályozza meg abban, hogy a teljes Sevmash-t energiával látja el, és ráadásul számos külföldi cég igényeit is kielégítse. A reaktor telepítését a Kísérleti Gépészeti Tervező Iroda bízta meg. Afrikantov, a projekt 80%-át a Roszatom finanszírozza, a többit a Sevmash fedezi.

A teljes projekt költségét hagyományosan 200 millió dollárban határozzák meg, annak ellenére, hogy az atomerőmű megtérülési ideje a szakértők szerint nem haladja meg a hét évet. Ahhoz, hogy elképzeljük a költségek mértékét, elég néhány számadat megadni, amelyek jellemzik, mondjuk, a projekt megvalósításának pénzügyi területét. Tehát 2007-ben 2 milliárd 609 millió rubelt különítenek el a Volga atomerőmű építésére. A kísérleti egységet a tervek szerint legkésőbb 3,8 év múlva indítják el. Minden állomás 12-15 évig üzemelhet majd tankolás nélkül. Legalább 12 ország, ahol valamilyen mértékben áramhiány tapasztalható, nem bánja a mobil „újratöltő” szolgáltatásokat. Csaknem négy éven át a szeverodvinszki hajógyárban 25 ezer ember dolgozik majd az első úszó atomerőműben.

Új információk a témában:

A Roszatom Állami Részvénytársaság megállapodott a kormánnyal abban a kérdésben, hogy az „Akademik Lomonoszov” úszó atomerőmű építésének helyszínét Szevmashból (Szeverodvinszk, Arhangelszk régió) a balti erőműbe (Szentpétervár) helyezzék át – írja a sajtó. a Rosenergoatom konszern szolgáltatása.

„A döntést a vállalkozás jelentős leterheltsége és az államvédelmi rendre való összpontosítása okozta” – áll az üzenetben.

A sajtóközleményben foglaltak szerint a Sevmash kis teljesítményű atomerőmű építésére, valamint úszó erőmű gyártására és szállítására vonatkozó általános szerződéseit visszavonják. A befejezetlen építkezések teljes mennyisége és a fel nem használt pénzeszközök visszakerülnek a megrendelőhöz - a Rosenergoatomhoz.

Korábban arról számoltak be, hogy az Orosz Föderáció első úszó atomerőművének, a Sevmashpredpriyatie-nek az építését 2010-ben be kellett fejezni. A szerződés értéke 200 millió dollár, a projektet 80%-ban a Rosenergatom, további 20%-ban a Sevmash finanszírozza. Az atomerőművet 2011-ben tervezték üzembe helyezni.

A Baltic Shipyard Oroszország legnagyobb hajóépítő vállalata. Az üzemet irányító United Industrial Corporation mintegy 9 milliárd euró összértékű vagyont kezel.

A Sevmash hajóépítő komplexum az Orosz Föderáció legnagyobb hajógyára, amely az orosz haditengerészet számára nukleáris tengeralattjárókat épít. A társaság azonban az elmúlt években finanszírozási nehézségekkel küzd, ami negatívan befolyásolja a meglévő megrendelések teljesítését. Ezért lehetséges, hogy az úszó atomerőmű építésére vonatkozó megbízás újrahasznosítására vonatkozó döntést többek között a Sevmash-i helyzet okozta (7. dia).

Az ismeretek általánosítása, megszilárdítása- 5 perc.

A tanár a tanulók frontális kikérdezésével konszolidálhatja a tanult anyagot. Ebből a célból például a következő kérdéseket használhatják:

Mi az atomerőmű?

(Atomerőmű(Atomerőmű) - olyan műszaki szerkezetek komplexuma, amelyek elektromos energiát termelnek egy szabályozott nukleáris reakció során felszabaduló energia felhasználásával;

Melyik évben és melyik városban indították el az első atomerőművet?

(1954-ben Obnyinszkban);

Milyen típusú reaktorok léteznek?

(Termikus neutronreaktorok; könnyűvizes reaktorok; grafitreaktorok; nehézvizes reaktorok; gyorsneutronreaktorok; szubkritikus reaktorok; termonukleáris reaktorok);

Mi az a PAES?

(Úszó atomerőmű)

A lecke összegzése – 5 perc

A tanulók tanulási tevékenységének általános jellemzői, a tanár üzenete az órai célok eléréséről; a hiányosságok azonosítása és azok megszüntetésének módjai. Emlékeztesd az ügyeletes személyzetet a felelősségükre. A tanár megköszöni a tanulóknak az oktatási és kognitív tevékenységeiket, és befejezi az órát.

Bibliográfia:

http://ru.wikipedia.org/wiki/NPP;

http://www.ippe.ru/rpr/rpr.php

http://www.postternazakaz.ru/shop/category/570/82/

http://slovari.yandex.ru/dict/bse/article/00005/16200.htm

http://dic.academic.ru/dic.nsf/bse/65911/Atomic

http://forca.ru/info/spravka/aes.html

http://gelz.net/docs/news_every_day/plavajushhaja_ajes.html

http://www.gubernia.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=368

Annak a valószínűségét, hogy az urán elnyeli a termikus neutronokat, jelöli θ. Ezt az értéket termikus neutronhasználati tényezőnek nevezzük. Ekkor az urán által elnyelt termikus neutronok száma egyenlő lesz n εφθ .

Minden egyes termikus neutron urán általi elnyelésére a η új gyors neutronok. Következésképpen a vizsgált ciklus végén a hasadásból származó gyors neutronok száma egyenlőnek bizonyult n εφθη .

A neutronszorzótényező végtelen közegben tehát egyenlő

Az egyenlőséget (3.4) négy tényező képletének nevezzük. Feltárja a K∞ függőségét különböző tényezőktől, amelyek meghatározzák a nukleáris láncreakció kialakulását urán és moderátor keverékében.

Valós, véges méretű tenyészközegben elkerülhetetlen a neutronszivárgás, amit a K∞ képlet beírásakor nem vettünk figyelembe. A véges méretű közeg neutronszorzótényezőjét Keff effektív szorzótényezőnek nevezzük; Sőt, még mindig úgy definiálják, mint egy adott generáció neutronszámának az előző generáció megfelelő neutronszámához viszonyított arányát. Ha Рз-vel és Рд-vel jelöljük a neutronszivárgás elkerülésének valószínűségét a mérséklődés, illetve a diffúzió folyamatában, akkor írhatunk

Kef= K∞ Rz Rd. (3.5)

Nyilvánvaló, hogy véges dimenziójú közegben a láncreakció fenntartásának feltétele a Kef ≥ 1 arány lesz. A РзРд szorzat mindig kisebb egynél, ezért egy véges dimenziós rendszerben önfenntartó láncreakció végrehajtásához, szükséges, hogy K∞ mindig nagyobb legyen egynél.

A neutronok szivárgása a reaktorból annak geometriai méreteitől függ. Mivel a neutronok képződése az aktív zóna teljes térfogatában, és csak a reaktor felületén keresztül szivárog, akkor nyilvánvalóan a reaktor lineáris méreteinek növekedésével a neutronok relatív aránya veszít a felületen keresztül. csökken, és nő a szivárgás elkerülésének valószínűsége.

A reaktor azon minimális méretét, amelynél önfenntartó láncreakció léphet fel, kritikus méretnek nevezzük.

Így a reaktorok kritikussági feltétele az űrlapba lesz írva

1 = K∞RzRd.

Ha a (3.5) feltétel teljesül, az urán hasadása során keletkező neutronok száma megegyezik azon neutronok számával, amelyek elhagyták a reaktort és elnyelték az anyagok a mérséklődési és diffúziós folyamatok során. Abban az esetben, ha Kef>1, a reaktorban lévő neutronok száma folyamatosan nő. A szubkritikus reaktorban Kef< 1.

A neutronegyensúly egyenlete (kritikus reaktor esetén a következő formában lesz írva:

, (3.6)

D – neutron diffúziós együttható

F – neutronfluxus

S a keletkezett termikus neutronok száma.

Az S termikus neutronok számát a következők alapján határozzuk meg. A reaktormag anyagaiban elnyelt egy termikus neutron esetén az urán által elnyelt termikus neutronok száma θ, egy termikus neutron urán általi abszorpciójához pedig η gyorsneutronok keletkeznek. Ez azt jelenti, hogy a gyors neutronok száma θη lesz. Ezek a neutronok ε szorzótényezővel képesek hasadást előidézni, ekkor a gyorsneutronok végső száma θηε lesz. A gyors neutronok a lassulás folyamatában elkerülik a φ valószínűségű rezonancia-abszorpciót és az Рз együtthatójú szivárgást. Ez azt jelenti, hogy a keletkező termikus neutronok száma θηεφРз lesz.

Így, ha az egységnyi térfogatra eső termikus neutronok teljes abszorpciója a maganyagban egyenlő ΣaF értékkel, ismét ΣaФθηεφРз termikus neutronok keletkeznek. A termikus neutronok végső számát a következőképpen határozzuk meg:

(3.7)

A (3.7) képlet figyelembevételével a (3.6) neutronegyensúly egyenlet átíródik a következő alakba

(3.8)

(3.9)

A (3.9) egyenletben az anyagok tulajdonságaitól függő mennyiséget anyagparaméternek nevezzük, és B2-vel jelöljük.

(3.10)

akkor a függőséget (3.8) a következőképpen írjuk át

(3.11)

Mindkét (3.10) és (3.11) egyenlet, amelyet a neutronegyensúly egyenlete alapján kaptunk álló esetre, olyan kritikus reaktornak felel meg, amelyben az effektív szorzótényező egyenlő egységgel (Kef = 1). Figyelembe véve, hogy a (3.10) egyenletből az következik

ahol L a diffúziós hossz.

A (3.12) egyenletekből az következik, hogy a diffúziós folyamat során a neutronszivárgás elkerülésének valószínűségét az (1 + B2L2)-1 kifejezés határozza meg. A moderálási folyamat során a neutronszivárgás elkerülésének valószínűségét a moderálási folyamat figyelembevétele alapján számítják ki, és egyenlőnek bizonyul

ahol τ egy neutronkornak nevezett mennyiség, amelynek mérete cm2.

Általában, ha a reaktorban a szorzótényező eltér az egységtől, a (3.12) egyenletet a következőképpen írjuk fel:

(3.14)

A (3.14) egyenlet a fő reaktoregyenlet, amely feltárja az effektív neutronsokszorozó tényező függését a zóna összetételétől és méretétől. Ez az egyenlet homogén és heterogén reaktorokra érvényes. A mag heterogenitásának sajátossága tükröződik a négy tényező egyenletének paramétereinek kiszámításában, nevezetesen az ε, φ és θ mennyiségekben.

Álló eljárással

(3.15)

ahol M2 = L2 + τ a migrációs területnek nevezett érték, cm2.

A (3.11) egyenlet megoldása lehetővé teszi B2 értékének meghatározását. Ebben az esetben ez a paraméter az aktív zóna méretének és geometriai alakjának függvénye. Különösen egy hengeres reaktorhoz

(3.16)

ahol R a sugár, H pedig a mag magassága. Ebben az esetben a B2 értéket geometriai paraméternek nevezzük.

Mivel a (3.10) és (3.16) egyenletekből kapott B2 mindkét értéke egy kritikus reaktornak felel meg, ezért a reaktor ilyen állapotához az anyagparaméternek meg kell egyeznie a geometriai paraméterrel. Ez alapján az adott feltételektől függően a (3.15) egyenlet kétféle probléma megoldására szolgál: a zóna összetételének meghatározására, ha adottak a méretei és geometriája, illetve a reaktor méretének meghatározására abban az esetben. a mag adott összetételének.

Az első típusú feladatok megoldásánál a geometriai paraméter értékét számítjuk ki. Például egy hengeres reaktorhoz - a (3.16) képlet szerint. Ebben az esetben a mag összetételét, például az urán dúsítását 235U izotóppal, a (3.15) egyenlet alapján határozzuk meg a dúsítás előzetes értékelésével és a Kef érték kiszámításával minden esetben.

A második típusú feladatok megoldása során a számítási eljárást a következőképpen lehet alkalmazni. Az urándúsítással jellemezhető mag összetétele, a moderátor típusa, a szerkezeti anyagok stb. alapján kiszámítják a K∞, τ és L2 értékeket. A B2 geometriai paraméter értékét egy adott Kef értékhez a (3.15) egyenlet grafikus megoldásával találjuk meg. Ebben az esetben a B2 több értéke előre be van állítva, és létrejön egy Kef = f(B2) grafikon.

A Thermal Energy "href="/text/category/teployenergetika/" rel="bookmark">hőenergia értékét meghatározva, L2 pedig azt a távolságot jellemzi, amelyet egy termikus neutron egyenesen megtesz a befogási pontig. távolságra, annál kisebb a valószínűsége annak, hogy a neutron elkerüli a szivárgást a retardációs és diffúziós folyamatokban, azaz minél nagyobbnak kell lennie a reaktornak az önfenntartó láncreakció biztosításához.

Például egy reaktor, amelyben közönséges vizet használnak moderátorként, minden más tényező azonossága mellett, lényegesen kisebbek lesznek, mint a grafit moderátorral felszerelt reaktorok méretei, mivel víz esetében L = 2,73 cm és τ = 31 cm2, valamint grafitnál L = 54 cm és τ = 364 cm2.

3.2.1.3. NEUTRON FLUX

A (3.11) egyenlet megoldása a neutronfluxus magtérfogat feletti eloszlását is jellemzõ függõséghez vezet. Egy H magasságú és R sugarú hengeres reaktornál ez a függés a következő formában van

(3.17)

ahol Фmax a neutronfluxus értéke a mag közepén;

h, r – az aktuális koordináták az aktív zóna magassága és sugara mentén;

Az első típusú nulladrendű Bessel-függvény aktuális értéke.

A reflektor nélküli reaktorban a termikus neutronfluxus maximális értéke az aktív zóna geometriai középpontjában kerül megállapításra, és az extrapolált határokhoz közeledve fokozatosan nullára csökken. Hengeres reaktorban a neutronfluxus magasságváltozása r = 0 esetén, amikor Jo(0) = 1, a függés szerint fog bekövetkezni.

(3.18)

A neutronfluxus egyenetlenségi együtthatóját a mag magassága mentén a következőképpen határozzuk meg:

(3.19)

A neutronfluxus egyenetlenségi együtthatója a hengeres reaktor sugara mentén egyenlő lesz

(3.20)

A Kh és Kr együtthatók szorzatát a mag térfogatára vonatkozó neutronfluxus egyenetlenségi együtthatójának nevezzük.

(3.21)

A neutronfluxus egyenetlenségi együtthatóinak ismert értékei alapján és az átlagos neutronfluxus adott értékénél meg lehet határozni a reaktorban a maximális neutronfluxus értékét.

Фmax = KvФср, (3,22)

ahol Fsr az átlagos neutronfluxus a reaktorban, osztva a mag térfogatával. Az átlagos neutronfluxus a következők alapján határozható meg. Az urán hasadásainak száma 1 cm3-ben 1 másodperc alatt ΣfФср, és a mag teljes térfogatában a hasadások teljes száma ΣfФсрVаз lesz. Ha 1 kW teljesítmény másodpercenként 3,1∙1013 osztásnak felel meg, akkor a reaktor teljesítménye kifejezhető az egyenlettel

, (3.23)

(3.24)

A teljesítményreaktorokban a neutronfluxusok átlagos értéke 1012 ÷ 1014 tartományba esik.

Egy működő reaktorban neutronok szivárognak ki a zónából. A szivárgás csökkentése érdekében a reaktort reflektor veszi körül. A reflektorba belépő neutronok részben visszaszóródnak a magba, ezáltal neutronok „megtakarítását” érik el.

A reflektor beépítéséből adódó neutronok „megtakarítását” két irányban lehet felhasználni: vagy a mag méretének csökkentésére az összetétel megváltoztatása nélkül, vagy a méretek változatlansága mellett az üzemanyag dúsításának csökkentésére. hasadó izotóp. Mindkét esetben az eredmény a hasadó uránizotóp összterhelésének csökkenése. Az erősáramú reaktorok reflektorának ugyanilyen fontos szerepe, hogy jelentősen kiegyenlítse a termikus neutronfluxus eloszlását a magtérfogaton belül.

Amikor a reaktorból gyors neutronok szivárognak ki, a reflektor anyagában való mérséklődésük miatt a neutronok termikusként visszatérhetnek a reaktorba. Ez a termikus neutronok fluxusának növekedéséhez vezet a maghatár közelében. A reflektor anyagának ugyanolyan tulajdonságokkal kell rendelkeznie, mint a moderátornak, nevezetesen jó késleltetési és szórási tulajdonságokkal kell rendelkeznie. Ezért gyakran ugyanazt az anyagot használják a moderátorhoz és a reflektorhoz.

A reflektorral ellátott reaktor effektív szorzótényezőjét ugyanaz a (3.14) képlet határozza meg, mint a reflektor nélküli reaktor esetében. Ebben az esetben azonban a B2 geometriai paraméter kiszámításakor az aktív zóna tényleges méreteit megnöveljük a hatásos adalék mennyiségével. Például egy hengeres reaktorhoz ez lesz

(3.25)

R" = R + Δ. (3.26)

Ezzel a számítási módszerrel a reflektorral ellátott reaktort mintegy „csupasz” reaktorral helyettesítjük, amelynek méretei az effektív adalék mennyiségével meghaladják a tényleges reaktor aktív zónájának méreteit.

A hengeres reaktor magjának neutronfluxusának egyenetlenségi együtthatóit reflektor jelenlétében a következő képletek határozzák meg:

A reaktor magassága szerint

A reaktor sugara szerint

Reflektor jelenlétében a (3.27) és (3.28) szerint a neutronfluxus egyenetlenségi együtthatói csökkennek, ezért a teljes magtérfogatban egyenletesebb lesz az energiafelszabadulás.

ÖNTESZT KÉRDÉSEK

1. Milyen elemi részecskék alkotják az atomot és az atommagot?

2. Mekkora a proton és a neutron tömege?

3. Mi az atomtömeg mértékegysége?

4. Mi a tömeghiba és a nukleáris kötési energia?

5. Hogyan változik a nukleonok kötési energiája az atommagban a mag tömegszámától függően?

6. Mik azok a gyors- és termikus neutronok? Hogyan jellemzik őket?

7. Miért hasad az urán-235, de az urán-238 nem, amikor befog egy termikus neutront?

8. Mit értünk az atommagok mikroszkopikus és makroszkopikus effektív keresztmetszete alatt?

9. Hogyan változik az urán-235 és urán-238 atommagok hasadási és abszorpciós mikroszkopikus keresztmetszete a neutronenergiától függően?

10. Mit értünk neutronfluxus alatt?

11. Hogyan határozható meg az uránmagok abszorpciói és hasadásai száma a neutronok befogásakor?

12. Fejezd ki a reaktor teljesítményét a neutronfluxusban!

13. Írja fel a termikus neutronegyensúly egyenletét és magyarázza összetevőit!

14. Mi a termikus neutronok forrása egy reaktorban?

15. Hogyan határozható meg a neutronszivárgás mértéke és diffúziója során?

16. Mit értünk Kef effektív neutronsokszorozó tényezőn?

17. Magyarázza meg a Kef egyenletében szereplő mennyiségeket!

18. Mondja el a reaktor Kef egyenletének megoldását egy adott urándúsításhoz?

19. Mi az eljárás a reaktor Keff egyenletének megoldására a zóna adott geometriai paraméterei mellett?

20. Milyen függőségek jellemzik a neutronfluxus változását a reaktormag magassága és sugara mentén?

21. Milyen hatással van a neutronreflektor a reaktor neutronáramára?

3.2.2. ENERGIA REAKTOR TERVEZÉSEK

ÉS AZ Atomerőmű TECHNOLÓGIAI ÁBRÁJA

3.2.2.1. REAKTOR ESZKÖZ

A homogén reaktor létrehozása jelentős műszaki nehézségekkel jár, ezért jelenleg minden működő, épülő és tervezett erőreaktor heterogén.

A reaktor fő része a mag. Az atomreaktor magja összeszerelő egységek összessége, amely megteremti a feltételeket a maghasadás szabályozott láncreakciójának elindításához és fenntartásához. A zóna méreteinek olyannak kell lenniük, hogy a láncreakció a meglévő urándúsítással a reaktor teljes működési ideje alatt fennmaradjon, és adott reaktorteljesítmény mellett biztosított legyen a megbízható hőelvonás.

A mag nukleáris üzemanyagot (fűtőanyagot) tartalmaz. Az uránt és ötvözeteit, valamint a plutóniumot és ötvözeteit üzemanyagként használják fel. Heterogén reaktorokban az üzemanyagot rudak, lemezek stb. formájában (3.2. ábra), homogén reaktorokban - uránsók oldata formájában stb. ) termikus reaktorok zónájába is kerül .), amely a hasadási neutronok energiájának csökkentését szolgálja.

https://pandia.ru/text/78/544/images/image051_2.jpg" width="515" height="254 src=">

Rizs. 3.3. Az üzemanyag-elemek típusai:

egy rúd; b – lamellás; c – gömb alakú; g – csöves; d – hengeres blokk; e – üzemanyag elrendezés csövekkel;

1 – tüzelőanyag; 2 – héj; 3 – hegy; 4 – él; 5 – hűtőfolyadék

Coll" href="/text/category/koll/" rel="bookmark">kollektorok és hűtőfolyadék áramlási út, beépítési részek - szárak, burkolat vagy keret, védődugók és alkatrészek szállítási és technológiai célokra.

Rizs. 3.5. A VVER-440 reaktor munkakazettája:

1 – szár; 2, 3 – alsó és középső távtartó rácsok; 4 – csőkazetta fedele; 5 – TVEL; 6 – felső távtartó rács; 7 – központi cső; 8 – fej; 9 – rugós bilincsek; 10 – csap

A fűtőelem-kazettát vagy kazettát az atomreaktor technológiai csatornájába kell beépíteni, amelyben a fűtőelem-rudakat mosó hűtőfolyadék irányított áramlásának betáplálása, eltávolítása és megszervezése történik, valamint a fűtőelem-kazetták vagy kazetták be- és kirakodásának lehetősége biztosított. biztosítani.

Egy szárból, egy fejből és egy hatszögletű csőfedélből áll, benne 126 db üzemanyagrúd van elhelyezve, amelyek 12,2 mm-es osztással háromszögletű rácsban helyezkednek el. A kazettában az üzemanyagrudak rögzítését távtartó rácsok végzik: alsó (hordozó), felső és középső vezetőrács rozsdamentes acélból. Ezek a rácsok mechanikusan kapcsolódnak egymáshoz cirkóniumötvözetből készült központi csővel. A tüzelőanyag-rudak alsó végei mereven rögzítve vannak az alsó tartórácsban, a felső végek rögzítés nélkül illeszkednek a felső rács furataiba, hogy biztosítsák szabad hőtágulásukat. A kazettafejen hat rugós kapocs van, amelyek megakadályozzák, hogy lebegjen, és kompenzálja a hőtágulást. A szár kialakítása biztosítja a kazetta tájolását és rögzítését a szög mentén a tervben és elhelyezését a kosárfoglalatban. A működő kazetta tömege 220 kg, a kazettában lévő VO2 tömege 127 kg.

Az atomreaktor egy részét, amely a zóna és a belső eszközök elhelyezésére tervezett tartály, amely hűtőközeg betáplálására és kiürítésére szolgáló csövekkel, valamint a reaktoron belüli teret lezáró eszközökkel rendelkezik, atomreaktor tartálynak nevezzük. Az atomreaktor eltávolítható részét, amely az edény lefedésére és a reaktor belső nyomásának elnyelésére szolgál, atomreaktor burkolatának nevezzük.

Az atomreaktor fő tömítőszerelvénye egy csúszókarimával és az atomreaktor fedele és tartálya közötti tömítéssel ellátott szerelvényegység, amely biztosítja az atomreaktor tömítettségét annak minden üzemmódjában.

Az atomreaktor fedelét a testtel összekötő és a belső tömítéseket összenyomó gyűrűt az atomreaktor főtömítésének nyomógyűrűjének nevezzük.

6. Mik azok a termikus és gyorsreaktorok?

7. Milyen előnyei és hátrányai vannak a forrásvizes reaktoros atomerőműveknek?

8. Melyek a folyékony fémeket hűtőközegként használó reaktorok előnyei és hátrányai?

9. Rajzolja meg az atomerőművek alapvető technológiai diagramjait: VVER-es atomerőművek; Atomerőmű RBMK-val; ATEC; Atomerőmű és BN; AST; ASPT.

10. Mi a célja a kontrollrudaknak?

11. Mi a célja a rudak komplexképzésének?

12. Miért ígéretesek a gyorsneutronreaktorok?

13. Milyen gázokat használnak hűtőfolyadékként?

14. Mi a kazettafal célja?

15. Hogyan helyezkedik el az üzemanyag a TVEL-ben?

2.2. Az atomerőművek osztályozása

Az atomerőművek legfontosabb osztályozása az áramkörök száma szerinti osztályozás. Az atomerőműveket megkülönböztetik egyáramú, kétkörösÉs három áramkörű. Mindenesetre a modern atomerőművek gőzturbinákat használnak motorként.

Az atomerőmű rendszerében vannak hűtőfolyadékÉs munkafolyadék. A munkaközeg, vagyis az a közeg, amely a hőenergiát mechanikai energiává alakítja, a vízgőz. A turbinába belépő gőz tisztasági követelményei olyan magasak, hogy gazdaságilag elfogadható teljesítménnyel csak az összes gőz kondenzálásával és a kondenzátum körforgásba való visszavezetésével lehet teljesíteni. Ezért az atomerőmű munkaközeg-köre, mint minden modern hőerőmű esetében, mindig zárva van, és csak kis mennyiségben jut be további víz a szivárgások és néhány egyéb kondenzátumveszteség pótlására.

Az atomerőműben a hűtőközeg célja a reaktorban keletkező hő eltávolítása. A tüzelőanyag-elemeken lerakódások elkerülése érdekében a hűtőfolyadék nagy tisztaságára van szükség. Ezért zárt kört is igényel, és különösen azért, mert a reaktor hűtőközege mindig radioaktív. A rezonancia szórás teljesen más kérdés. Ez nem rugalmatlan szóródás. Van potenciálszórás, van rezonáns szórás - ez már a neutronok hullámszintjén kölcsönhatás. Most a rugalmas szórást tekintjük két golyó ütközésének klasszikus folyamatának

Ha a hűtőfolyadék és a munkaközeg körei nincsenek elválasztva, az atomerőművet hívják egyáramú(2.2. ábra A). A reaktorban gőzképződés megy végbe, a gőzt egy turbinába juttatják, ahol munkát termelnek, amit egy generátorban elektromos árammá alakítanak át. Miután az összes gőz lecsapódott a kondenzátorban, a kondenzátum

A— egyáramkörű; b- kettős áramkör; V- három áramkör;
1 — reaktor; 2 - gőzturbina; 3 — elektromos generátor; 4 - kondenzátor; 5 - tápszivattyú; 6 - keringtető szivattyú; 7 — térfogat-kompenzátor; 8 - gőzgenerátor; 9 - közbenső hőcserélő

visszaszivattyúzzák a reaktorba. Az ilyen reaktorok a hűtőfolyadék kényszerkeringtetésével működnek, amelyhez fő keringető szivattyú van felszerelve.

Az egykörös sémában minden berendezés sugárzási körülmények között működik, ami megnehezíti a működését. Az ilyen rendszerek nagy előnye egyszerűségük és nagyobb hatékonyságuk. A gőzparaméterek a turbina előtt és a reaktorban csak a gőzvezetékekben bekövetkező veszteségek értékében térnek el. A leningrádi, kurszki és szmolenszki atomerőművek egykörös séma szerint működnek.

Ha a hűtőfolyadék és a munkaközeg körei el vannak választva, akkor az atomerőművet hívják kettős áramkör(2.2. ábra b). Ennek megfelelően a hűtőfolyadék kör ún első, és a munkafolyadék kontúrja az második. Ebben a sémában a reaktort egy rajta átszivattyúzott hűtőközeg hűti, a gőzfejlesztőt pedig a fő keringtető szivattyú. Az így kialakított hűtőkör radioaktív, nem tartalmazza az állomás összes berendezését, csak annak egy részét. Az elsődleges áramköri rendszer tartalmazza hangerő kompenzátor, mivel a hűtőfolyadék térfogata a hőmérséklet függvényében változik.

A kétkörös atomerőmű gőzfejlesztőjéből a gőz a turbinába, majd a kondenzátorba jut, és az abból keletkező kondenzátumot egy szivattyú juttatja vissza a gőzfejlesztőbe. Az így kialakított második áramkör sugárzás nélkül működő berendezéseket tartalmaz; ez leegyszerűsíti az állomás működését. Kétkörös atomerőműben kötelező gőzfejlesztő - készülék, elválasztja mindkét kontúrt, így az elsőhöz és a másodikhoz is egyformán tartozik. A fűtőfelületen keresztüli hőátadás hőmérséklet-különbséget igényel a hűtőfolyadék és a gőzfejlesztőben lévő forrásban lévő víz között. Vízhűtőfolyadék esetében ez az elsőben való karbantartást jelenti

áramkört nagyobb nyomáson, mint a turbinába juttatott gőznyomás. Az a vágy, hogy elkerüljük a hűtőfolyadék felforrását a reaktormagban, ahhoz vezet, hogy a primer körben olyan nyomásra van szükség, amely lényegesen magasabb, mint a szekunder körben. A novovoronyezsi, a kólai, a balakovói és a kalinini atomerőművek kétkörös séma szerint működnek.

ábrán látható atomerőművi diagramban hűtőközegként. 2.2 b, gázok is használhatók. A gáz hűtőközeget a reaktoron és a gőzfejlesztőn keresztül szivattyúzzák gázfúvó, amely ugyanazt a szerepet tölti be, mint a fő keringető szivattyú, de a gázhűtő folyadékkal ellentétben a primer körben a nyomás nemcsak magasabb, hanem alacsonyabb is lehet, mint a másodikban.

A leírt két vízhűtős atomerőműtípus mindegyikének megvannak a maga előnyei és hátrányai, ezért mindkét típusú atomerőmű fejlesztése folyamatban van. Számos közös jellemzőjük van, többek között turbinák működése telített gőzön közepes nyomáson. A legelterjedtebbek az egykörös és kétkörös, vízhűtős atomerőművek, a világon elsősorban a kétkörös atomerőműveket részesítik előnyben.

Működés közben a gőzfejlesztő egyes területein szivárgások léphetnek fel, különösen a gőzfejlesztő csövek és a kollektor találkozásánál, vagy maguk a csövek korróziós károsodása miatt. Ha az első körben a nyomás nagyobb, mint a másodikban, akkor hűtőfolyadék szivároghat, ami a második kör radioaktív szennyeződéséhez vezethet. Bizonyos határokon belül egy ilyen szivárgás nem zavarja meg az atomerőmű normál működését, de vannak hűtőközegek, amelyek intenzív kölcsönhatásba lépnek a gőzzel és a vízzel. Ez azzal a kockázattal járhat, hogy radioaktív anyagok kerüljenek a kiszolgált helyiségbe. Ilyen hűtőközeg például a folyékony nátrium. Ezért továbbiakat hoznak létre közbülsőáramkör, hogy még vészhelyzetben is elkerülhető legyen a radioaktív nátrium vízzel vagy vízgőzzel való érintkezése. Ezt a fajta atomerőművet ún három áramkörű(2.2. ábra V).

A radioaktív folyékony fém hűtőközeget a reaktoron és egy közbenső hőcserélőn keresztül szivattyúzzák, amelyben hőt ad át a nem radioaktív folyékony fém hűtőközegnek. Ez utóbbit egy közbenső kört alkotó rendszeren keresztül szivattyúzzák a gőzfejlesztőn. A közbenső körben a nyomást magasabban tartják, mint az elsőben. Ezért a radioaktív nátrium áramlása a primer körből a közbenső körbe lehetetlen. Ebben a tekintetben, ha szivárgás lép fel a közbenső és a szekunder körök között, a víz vagy a gőz csak nem radioaktív nátriummal érintkezik. A második rendszere

A három áramkörhöz tartozó áramkör hasonló a kétkörös áramkörhöz. A háromkörös atomerőművek a legdrágábbak a nagy mennyiségű berendezés miatt.

A Sevcsenko Atomerőmű és a Belojarski Atomerőmű harmadik blokkja háromkörös séma szerint működik.

Az atomerőművek körszám szerinti osztályozása mellett az atomerőművek egyes típusai megkülönböztethetők a következőktől függően:

- a reaktor típusa - termikus vagy gyorsneutronok;

— a gőzturbinák paraméterei és típusa, például telített vagy túlhevített gőzzel működő turbinákkal rendelkező atomerőművek;

- a hűtőfolyadék paraméterei és típusa - gázhűtőfolyadékkal, nyomás alatti hűtőfolyadékkal, folyékony fémmel stb.;

— a reaktor tervezési jellemzői, például csatorna- vagy tartály típusú reaktorokkal, forralás természetes vagy kényszercirkulációval stb.;

— a reaktor moderátor típusa, például grafit vagy nehézvíz moderátor stb.

Az atomerőművek legteljesebb jellemzői egyesítik az összes osztályozást, pl.

Novovoronezsszkaja kétkörös atomerőmű tartály típusú termikus neutronreaktorral, nyomás alatti vizes hűtőközeggel és telített gőzturbinákkal;

Leningrádszkaja egykörös atomerőmű csatorna típusú termikus neutronreaktorral, grafit moderátorral és telített gőzturbinákkal;

Sevcsenkovszkaja háromkörös atomerőmű gyorsneutron reaktorral nátrium hűtőközeggel és túlhevített gőzt használó turbinákkal.

A nukleáris anyagok elterjedésének megakadályozásának technikai problémái. Az atomenergia felhasználásának gazdasági vonatkozásai. Az atomerőművek villamosenergia-termelési költségeinek összetevői. Atomerőművek leszerelése. A súlyos balesetek gazdasági következményei. Az atomenergia-fejlesztés társadalmi vonatkozásai.