Курс лекций общая энергетика

Начертательная геометрия
Фронтально проецирующая плоскость
Фронтальная плоскость уровня
Фронталь плоскости
Прямая, параллельная плоскости
Взаимная параллельность плоскостей
Примеры изображения плоскостей общего и частного положения
Задание поверхности на комплексном чертеже
Определитель поверхности
Алгоритм конструирования поверхности
Развертывающиеся поверхности
Комплексный чертеж призматической поверхности
Задание кривых линейчатых поверхностей
Задание цилиндрической поверхности общего вида на комплексном чертеже
Неразвертывающиеся линейчатые поверхности с двумя направляющими
Алгоритм построения цилиндроида
Коноид
Поверхности вращения
Поверхности вращения второго порядка
Сфера образуется вращением окружности
Эллипсоид вращения
Гиперболоид вращения
Тор- поверхность вращения 4 порядка
Сконструировать поверхность: тор-кольцо
Винтовые поверхности
Решение позиционных и метрических задач
Позиционные задачи
Решение главных позиционных задач
Конические сечения
Построить линию пересечения сферы
Метрические задачи.
Построение плоскости, касательной к поверхности
Задачи на определение расстояний между геометрическими фигурами
Преобразование комплексного чертежа
Плоский чертёж
Третья основная задача преобразования комплексного чертежа
Решение четырех основных задач преобразованием комплексного чертежа
Плоскость общего положения поставить в положение проецирующей
Решение позиционных задач с помощью преобразования комплексного чертежа
Технические чертежи

Изображения на технических чертежах

Разрезы
Классификация разрезов
Соединение части вида и части разреза
Сечения
Выносные элементы
По наглядному изображению построить три вида детали и выполнить необходимые разрезы.
Построить три вида детали и выполнить необходимые разрезы
Сфера
Аксонометрия
Изометрия окружности
Прямоугольная диметрия
Энергетика
  • Тепловые электрические станции
  • Основные элементы паровых электростанций
  • Технологическая схема ТЭС
  • Отопление и горячее водоснабжение (ГВС)
  • Топливный тракт электростанции
  • Сжигание жидкого топлива на электростанции
  • Тракт шлакозолоудаления
  • Виды органического топлива
  • Характеристики топлива
  • Элементы теории термодинамики
  • Термодинамический процесс
  • Изобарный процесс
  • Круговые процессы или циклы
  • Энтропия как параметр термодинамической
    системы
  • Термодинамические процессы водяного пара
  • Основные параметры воды и водяного пара
  • Основное тепловое оборудование ТЭС
  • Основные параметры и обозначения
    паровых котлов
  • Паровые турбины
  • Основные узлы и конструкция паровой турбины
  • Принципиальная схема конденсационной
    установки
  • Теплоэлектроцентрали (ТЭЦ)
  • Компоновка главного корпуса
    и генеральный план ТЭС
  • Строительная компоновка главного корпуса ТЭС
  • Генеральный план электростанции
  • Газотурбинные, парогазовые электрические
    станции
  • Атомные электростанции
  • Принципиальные тепловые схемы АЭС
  • Альтернативные источники получения
    электрической энергии
  • Приливные электростанций (ПЭС).
  • Энергия морских течений
  • Различные типы ветроагрегатов
  • Экология
  • Экологические проблемы тепловой энергетики
  • Экологические проблемы ядерной энергетики
  •  

    Атомные электростанции. Общие сведения

    В 50-х годах 20-го века тепловые электростанции пополнились новым видом ― атомными электростанциями (АЭС), на которых энергия деления ядра атома, выделяемая в виде тепловой энергии, преобразуется в электрическую. Вещество, выделяющее энергию деления ядра атома, называют условно ядерным горючим (топливом). В настоящее время имеются два класса тепловых электростанций – на органическом и ядерном топливе (горючем).

    Ядерным горючим служит большей частью природный уран U-238, обогащённый ураном U-235, содержание которого в природном уране составляет менее 1%. Ядра урана U-235 обладают способностью самопроизвольного деления, сопровождающегося выделением «быстрых» нейтронов и большого количества тепла.

    Скорость быстрых нейтронов составляет 10000 км/с. Главная особенность ядерного горючего, используемого на атомных электростанциях, состоит в его высокой « калорийности», что позволяет свести к минимуму транспортные расходы, связанные с доставкой топлива. Из 1 кг урана можно получить столько же теплоты, сколько при сжигании примерно 3000 т каменного угля.

    Атомные электростанции имеют большое преимущество перед тепловыми в отношении сохранения чистоты атмосферного воздуха, так как они работают без выброса золы, вредных сернистых газов и окислов азота. Быстрое развитие атомной энергетики стало возможным благодаря большому размаху работ по ядерной физике.

    Ядерная энергетика обязана своим появлением в первую очередь природе открытого в 1932 году нейтрона. Нейтроны входят в состав всех ядер, кроме ядра водорода. Связанные нейтроны в ядре существуют бесконечно долго. В свободном виде они недолговечны, так как или распадаются с периодом полураспада 11,7 минут, превращаясь в протон и испуская при этом электрон и нейтрино, или быстро захватываются ядрами атомов. По значению энергии нейтронов их подразделяют на тепловые, промежуточные и быстрые.

    Тепловыми называют такие нейтроны, скорость которых равна скорости их теплового движения, устанавливающейся при тепловом равновесии со средой.

    Самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжёлых элементов состоит в том, что при присоединении нейтрона к ядру образуется возбуждённое ядро, которое может оказаться столь неустойчивым, что распадается на два осколка, то есть ядра более мелких элементов. При этом испускается два или три новых нейтронов, вызывающих деление следующих ядер. Осколки деления ― это изотопы элементов, расположенных в средней части периодической системы Менделеева.

    Устройство, в котором энергия деления ядер атома используется в виде тепловой энергии, называется ядерным реактором. В настоящее время на атомных электростанциях используют преимущественно реакторы на тепловых нейтронах. В этих реакторах первоначальную скорость нейтронов при выделении из ядра атомов снижают, применяя замедлители, которыми служат вещества, с небольшим молекулярным весом: обычная вода Н2О, тяжёлая вода D2О, углерод С в виде графита и другие. Тяжёлую воду добывают из обычной, в которой она содержится в очень небольшом количестве, путём сложного процесса, связанного с большими затратами энергии. Поэтому стоимость тяжёлой воды очень высока.

    Недостатком ядерных реакторов на тепловых нейтронах является недостаточно полное использование ядерного топлива. Поэтому более широкое применение на атомных электростанциях получат ядерные реакторы на быстрых нейтронах, так называемые реакторы-размножители, в которых неактивные природные элементы преобразуются в активные изотопы, например, U-238 в плутоний Рu-239, торий Th-232, уран U-233, при одновременном выделении энергии, преобразуемой в электрическую. Недостатком ядерных реакторов на тепловых нейтронах является недостаточно полное использование ядерного топлива.

    Рассмотрим схему реакции деления ядер урана.

     Медленный нейтрон

     


     2 235U

     


     Осколок деления Деление Осколок деления

     Быстрые нейтроны

    Замедлитель

     
     

     


     Медленные нейтроны

     


     238U 235U

     


     239U

     


     Деление Осколок

     Осколок деления Быстрые нейтроны деления

     


    Замедлитель

     

     
    239Np нептуний

     


    239Pu плутоний 235U Медленные нейтроны

     Рис.46.

    Естественным и немаловажным представляется вопрос о ресурсах самого ядерного топлива. Достаточны ли его запасы, чтобы обеспечить широкое развитие ядерной энергетики оценочным данным, на всём земном шаре в месторождениях, пригодных для разработки, имеется несколько миллионов тонн урана. Вообще говоря, это не мало, однако нужно учесть, что в получивших ныне широкое распространение АЭС с реакторами на тепловых нейтронах, практически лишь очень небольшая часть урана (около 1%) может быть использована для выработки энергии. Остальные 99% добываемого урана должны уходить в отвал. Поэтому оказывается, что при ориентации только на реакторы на тепловых нейтронах ядерная энергетика по соотношению ресурсов не так уж много может добавить к обычной энергетике ― всего лишь около 11%. Глобального решения надвигающейся проблемы энергетического голода не получается.

    Совсем иная картина, иные перспективы появляются в случае применения АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, в которых используется практически весь добываемый уран. Это означает, что потенциальные ресурсы ядерной энергетики с реакторами на быстрых нейтронах примерно в 10 раз выше по сравнению с традиционной тепловой электростанцией на органическом топливе.

    Основными элементами реактора на тепловых нейтронах являются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) и замедлитель, которые образуют так называемую активную зону. ТВЭЛ представляет собой заполненную ядерным топливом коррозионноустойчивую защитную трубку, то есть оболочку небольшого диаметра из специальных сплавов. Для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны её окружают отражателем, выполненным из того же материала, что и замедлитель. Рабочим телом на АЭС служит водяной пар, работающий в паровой турбине. На АЭС с реакторами на тепловых нейтронах применяют перегретый или насыщенный пар. Для работы на водяном паре применяются турбины большой мощности (500 МВт и выше), специально сконструированные на пониженное число оборотов ― 1500 об/мин.

    На АЭС с реакторами на быстрых нейтронах применяются серийные турбины на перегретом паре с докритическим или сверхкритическим начальным давлением пара. В энергоблоке атомной электростанции обычно работает один ядерный реактор на одну-две турбины.

    Массивные ограждения вокруг реакторов необходимы поглощения различных излучений, например, гамма-лучей, вредных для жизни обслуживающего персонала, и представляющие собой жёсткое рентгеновское излучение. Такая защита от излучений называется биологической. Её выполняют из бетона или металла (стали, чугуну, свинца) толщиной 3÷4,5 м.

    Ядерные реакторы на тепловых нейтронах выполняют двух основных типов: корпусные, в которых замедлителем служит вода, и канальные, в которых замедлителем является обычно графит, а теплоносителем может быть вода или газ (углекислый или гелий).

    Тепловыделяющие элементы состоят из урановых стержней в оболочках, охлаждаемых водой или газом, поддерживающими температуру стержней не выше допустимой: у оболочки +3000С, в центре +20000С. Включение в работу и выключение реактора, изменение его мощности осуществляются специальными регулирующими стержнями из вещества с большим сечением захвата нейтронов, вводимыми в каналы или выводимыми из них. Положение регулирующих стержней в каналах реактора определяет его мощность.

    Корпусные реакторы, в которых замедлителем и теплоносителем служит вода, называют водоводяными энергетическими (ВВЭР); канальные, в которых замедлителем является графит, называются уран-графитовыми. Водоводяные реакторы, производящие водяной пар, то есть являющиеся одновременно парогенераторами, называют реакторами кипящего типа.

    Вода или другая жидкость, проходящая через реактор, в особенности содержащая твёрдые примеси (продукты коррозии и другие), приобретает радиоактивность, вредную для человека. В связи с этим помещения ядерных реакторов и другие, через которые проходят носители радиоактивных веществ, ограждаются бетонными стенами.

    Управление работой ядерных реакторов и прочего оборудования ведётся дистанционно, со щитов, находящихся в специальных изолированных и безопасных помещениях.

    Всё оборудование и трубопроводы, через которые проходят радиоактивные вещества, выполняют строго герметичными. Воздух из помещений ядерных реакторов и других отсасывается вентиляционными установками и после очистки и выдержки выбрасывается в верхние слои атмосферы через высокие вентиляционные трубы. При превышении допустимой радиоактивности воздуха в помещениях начинают действовать специальные сигнальные устройства.

    Существующие нормы строительства атомных электростанций предусматривают специальные меры защиты, нейтрализующие потенциальную опасность крупных аварий: герметические оболочки реакторного помещения, выбор места строительства атомной электростанции и другие. Доза излучения в районах, прилегающих к атомной электростанции, по сравнению с естественным фоном, не увеличивается. При соблюдении необходимых условий здоровье персонала и населения в районе действия атомной электростанции не подвергается никакой опасности.

    Энергетика