Принцип работы атомного реактора аэс: АЭС. Что такое атомная станция, КПД и мощность атомных станций

АЭС. Что такое атомная станция, КПД и мощность атомных станций

10,7% всемирной генерации электричества ежегодно вырабатывают атомные электростанции. Наряду с ТЭС и ГЭС они трудятся над обеспечением человечества светом и теплом, позволяют пользоваться электроприборами и делают наши жизнь удобнее и проще. Так уж вышло, что сегодня слова «атомная станция» ассоциируются с мировыми катастрофами и взрывами. Простые обыватели не имеют ни малейшего понятия о работе АЭС и ее строении, но даже самые непросвещенные наслышаны и напуганы происшествиями в Чернобыле и Фукусиме.

Что такое АЭС? Как они работают? Насколько опасны атомные станции? Не верьте слухам и мифам, давайте разбираться!

Что такое АЭС?

16 июля 1945 года на военном полигоне в США впервые извлекли энергию из ядра урана. Мощнейший взрыв атомной бомбы, принесший огромное количество человеческих жертв, стал прототипом современного и абсолютно мирного источника электроэнергии.

Впервые электроэнергию с помощью ядерного реактора получили 20 декабря 1951 года в штате Айдахо в США. Для проверки работоспособности генератор подключили к 4м лампам накаливания, неожиданно для всех лампы зажглись. С этого момента человечество стало использовать энергию ядерного реактора для получения электричества.

Первая в мире атомная станция была запущена в Обнинске в СССР в 1954 году. Ее мощность составляла всего 5 мегаватт.

Что такое АЭС? АЭС это ядерная установка, которая производит энергию с помощью ядерного реактора. Ядерный реактор работает на ядерном топливе, чаще всего уране.

В основе принципа работы ядерной установки лежит реакция деления нейтронов урана, которые сталкиваясь друг с другом, делятся на новые нейтроны, которые, в свою очередь, тоже сталкиваются и тоже делятся. Такая реакция называется цепной, она и лежит в основе ядерной электроэнергетики. При всем этом процессе выделяется тепло, которое нагревает воду до ужасно горячего состояния (320 градусов по Цельсию). Потом вода превращается в пар, пар вращает турбину, она приводит в действие электрогенератор, который и вырабатывает электроэнергию.

Строительство АЭС сегодня ведется большими темпами. Основная причина роста количества АЭС в мире – это ограниченность запасов органического топлива, попросту говоря, запасы газа и нефти иссякают, они необходимы для промышленных и коммунальных нужд, а урана и плутония, выступающих топливом для атомных станций, нужно мало, его запасов пока вполне хватает.

Что такое АЭС? Это не только электричество и тепло. Наряду с выработкой электроэнергии, ядерные электростанции используются и для опреснения воды. К примеру, такая атомная станция есть в Казахстане.

Какое топливо используют на АЭС

На практике в атомных станциях могут применяться несколько веществ, способных выработать атомную электроэнергию, современное топливо АЭС – это уран, торий и плутоний.

Ториевое топливо сегодня не применяется в атомных электростанциях, т.к. его сложнее преобразовать в тепловыделяющие элементы, если коротко ТВЭлы.

ТВЭлы — это металлические трубки, которые помещаются внутрь ядерного реактора. Внутри ТВЭлов находятся радиоактивные вещества. Эти трубки можно назвать хранилищами ядерного топлива. Вторая причина редкого использования тория – это его сложная и дорогая переработка уже после использования на АЭС.

Плутониевое топливо тоже не используется в атомной электроэнергетике, т.к. это вещество имеет очень сложный химический состав, который до сих пор так и не научились правильно использовать.

Урановое топливо

Основное вещество, вырабатывающее энергию на ядерных станциях – это уран. Уран сегодня добывается тремя способами: открытым способом в карьерах, закрытым в шахтах, и способом подземного выщелачивания, с помощью бурения шахт. Последний способ особенно интересен. Для добычи урана выщелачиванием в подземные скважины заливается раствор серной кислоты, он насыщается ураном и выкачивается обратно.

Самые крупные запасы урана в мире находятся в Австралии, Казахстане, России и Канаде. Самые богатые месторождения в Канаде, Заире, Франции и Чехии. В этих странах из тонны руды получают до 22 килограмм уранового сырья. Для сравнения, в России из одной тонны руды получают чуть больше полутора килограмм урана.

Места добычи урана нерадиоактивны. В чистом виде это вещество мало опасно для человека, гораздо большую опасность представляет радиоактивный бесцветный газ радон, который образуется при естественном распаде урана.

В виде руды уран в АЭС использовать нельзя, никаких реакций он дать не сможет. Сначала урановое сырье перерабатывается в порошок – закись окись урана, а уже после оно становится урановым топливом. Урановый порошок превращается в металлические «таблетки», — он прессуется в небольшие аккуратные колбочки, которые обжигаются в течение суток при чудовищно высоких температурах больше 1500 градусов по Цельсию. Именно эти урановые таблетки и поступают в ядерные реакторы, где начинают взаимодействовать друг с другом и, в конечном счете, дают людям электроэнергию.
В одном ядерном реакторе одновременно работают около 10 миллионов урановых таблеток.
Конечно, просто так урано

замыкание топливного цикла в двухкомпонентной ядерной энергетике / Leader-ID corporate blog / Habr

Мечта современных ядерщиков — энергетика без радиоактивных отходов. Это когда отработанное ядерное топливо перерабатывается и снова становится топливом для реакторов разного типа. Попутно снижается потребность в дорогостоящем обогащении урана, а в итоге получается что-то фантастическое и, условно, вечно работающее.
БН-800 на Белоярской АЭС — один из двух в мире действующих реакторов на быстрых нейтронах. Выведен на номинальную мощность в 2015 году

Под катом — рассказ про устройство классических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, принцип работы ядерных реакторов на быстрых нейтронах (в мире их всего два, и оба в России) и замыкание ядерного топливного цикла.

Уверена, это будет интересно тем, кому пришелся по вкусу рассказ про международную стройку 500-мегаваттного термоядерного реактора ITER.

Наш рассказчик — Алексей Германович Горюнов, заведующий кафедрой и руководитель отделения ядерно-топливного цикла инженерной школы ядерных технологий из томского Политеха, который прочитал лекцию про двухкомпонентную энергетику в томской Точке кипения.

Сегодняшний рассказ — о новых технологиях мирного атома: замыкании ядерно-топливного цикла и двухкомпонентной ядерной энергетике.

Но начнем с того, как ядерно-топливный цикл функционирует сейчас.

Классический топливный цикл

MOX (Mixed-Oxide fuel) — ядерное топливо, содержит несколько видов оксидов делящихся материалов (обычно плутония и урана). НАО, САО, ВАО — разные типы радиоактивных отходов. ОЯТ — отработавшее ядерное топливо

Центр современного цикла — ядерный реактор на тепловых нейтронах. Он выделен зеленым. В качестве топлива реактор использует уран, обогащенный по изотопу-235. Чтобы его получить, урановую руду извлекают, перерабатывают, а потом проводят долгое и дорогостоящее обогащение.

В больших реакторах, преобладающих в ядерной энергетике, таких как водо-водяной ВВР-1000 или канальный РБМК-1000, отработанное топливо не перерабатывают. Его хранят в бассейнах выдержки реакторов, а потом перевозят на площадку долговременного хранения на базе горно-химического комбината.

Базовый процесс получения топлива дорогой, а сырье — исчерпаемый ресурс, поэтому человечество напряженно решает задачу по замыканию топливного цикла — это когда из ядерных отходов опять производят топливо. Сейчас эта схема существует лишь в небольшом сегменте ядерной энергетики — в транспортных и исследовательских реакторах.

Давайте теперь посмотрим на устройство современных реакторов.

Ядерные реакторы на тепловых нейтронах

Схематично атомную станцию с ядерным реактором на тепловых нейтронах можно представить так:
Далее мы будем говорить о так называемом ядерном острове, куда входит реакторная часть. Рассмотрим, какие реакторы используются в настоящее время, а какие могут быть запущены в ближайшем будущем.

Условная схема ядерной электростанции

Реактор — это устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в частности урана-235. Сегодня наиболее распространены водо-водяные энергетические блоки. На картинке — схема как раз такого реактора.

Условная схема электростанции с водо-водяным реактором

Реактор находится в защищенном корпусе и примыкает к отдельному зданию, где размещают традиционные энергетические узлы — турбинный зал и другие, которые есть в обычных теплоэнергетических станциях.

Обычно в реакторах используют четыре нити охлаждения для повышения надежности. Первый контур охлаждения реактора включает сам реактор, а также главные циркуляционные насосы. Их число соответствует количеству нитей охлаждения — четыре. На каждой из нитей охлаждения установлен парогенератор, который отделяет первый контур реактора от второго, содержащего теплоноситель, поступающий в традиционный остров.

Энергетическая установка с реактором ВВР

Общий вид самого реактора:

Стоит отметить, что это корпусной реактор, такая конструкция позволяет достичь высоких показателей по безопасности.

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах

Сначала немного физики. Напомню, изотопы — это элементы, имеющие одинаковые атомные номера, но разный атомный вес. Самое интересное, что они имеют разные свойства. К примеру, уран-238 практически не делится в реакторах на тепловых нейтронах, а уран-235 — делится. Чтобы описать вероятность деления изотопа, в ядерной физике используют понятие «сечение деления».
Сечение реакции деления ядер изотопов урана, плутония и тория в зависимости от энергии нейтронов

Рисунок наглядно показывает, что для урана-235 и плутония-239 мы можем создать цепную реакцию, используя как тепловые, так и быстрые нейтроны. А уран-238 в левой части графика (где находятся тепловые нейтроны) делиться не будет. В природе же распространен в основном изотоп урана-238, который нельзя напрямую использовать в реакторе на тепловых нейтронах. Урана-235 в природе содержится очень мало, а для получения топлива необходимо проводить дорогостоящее обогащение.

Реактор на быстрых нейтронах позволяет уйти от процедуры обогащения по урану-235. Но технически все не так просто.

В реакторе на тепловых нейтронах, как и в целом во всех современных энергетических установках, в качестве теплоносителя используют воду. Именно она переносит тепловую энергию к турбинам. С ней понятно, как работать, какие использовать конструкционные материалы. Однако из ядерной физики мы знаем, что вода замедляет быстрые нейтроны, появляющиеся при делении ядер.

Поэтому в реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя, как правило, используются жидкие металлы, что существенно усложняет конструкцию.

Здесь приходится решать целый пласт научных и опытно-конструкторских задач, в том числе — разрабатывать новые материалы.

Наиболее вероятная реакция в реакторе на быстрых нейтронах — поглощение нейтрона изотопом урана-238 — показана на схеме ниже.

В результате природный уран-238 преобразуется в изотоп плутония-239, который обладает свойствами деления, схожими с ураном-235. И тут появляется возможность преобразовать почти не делящийся в реакторах на тепловых нейтронах уран-238 в новое ядерное топливо.

Уран-235 и плутоний-239 схожи по своим свойствам. На базе этих ядер мы вполне можем получить цепную реакцию: поглощая как быстрые, так и медленные нейтроны, ядра будут делиться, испуская вторичные, третичные нейтроны и т.д.

Исторически сложилось, что наиболее проработанные на сегодняшний день реакторы на быстрых нейтронах — БН-600 и БН-800.

А Россия — единственная страна в мире, имеющая действующие промышленные ядерные реакторы на быстрых нейтронах.

Их устройство намного сложнее, чем у двухконтурного водо-водяного реактора на тепловых нейтронах, поскольку в качестве теплоносителя используют жидкий натрий с температурой плавления ~98℃.

Схема энергоблока с реактором на быстрых нейтронах

В реакторах с натриевым теплоносителем мы не можем использовать двухконтурную схему, где первый контур заполнен натрием, а второй — водой, поскольку случайное взаимодействие облученного натрия с водой приведет к особо тяжелым последствиям. В ходе реакции этих двух веществ выделяется взрывоопасный водород, и в случае взрыва нейтрализовать фонящий натрий будет крайне проблематично. Поэтому используют трехконтурную схему. Первый контур — натриевый (на рисунке он показан красным в центре реактора), потом теплообменник и еще один (промежуточный) натриевый контур (желтый цвет), позволяющий снизить степень облучения натрия, и только в третьем контуре используется вода, установлена турбина, тепловые части и остальное оборудование. Три контура усложняют как эксплуатацию реактора, так и управление им.

Следующий шаг — БРЕСТ

Энергокомплекс БРЕСТ-300 — следующий этап развития. Создается он в рамках росатомовского проекта «Прорыв». Вместо натрия в качестве теплоносителя используют свинец (t_плав. 327℃). Это позволяет, как и в водо-водяных реакторах, использовать всего два контура, упрощает управление и повышает энергоэффективность.

Конструкция этого реактора обеспечивает так называемую естественную безопасность: на этом реакторе невозможна авария из-за неконтролируемого появления нейтронов, приводящего к цепным реакциям (разгона реактора по мощности).

На этот реактор возлагают большие надежды. В нем можно «сжигать» делящиеся элементы и нарабатывать плутоний, а потом использовать его для замыкания ядерно-топливного цикла.

Цель замыкания — постепенно исключить часть цепочки, связанную с добычей урана его обогащением, а также повторно использовать ядерные отходы.

Двухкомпонентная ядерная энергетика

Двухкомпонентная энергетика — это решение задачи по уменьшению количества обогащенного природного урана, необходимого для работы всех этих реакторов. Она еще не достигла пика своего развития — это то, чем будет заниматься поколение сегодняшних школьников.

В настоящее время в реакторах на быстрых нейтронах мы начинаем нарабатывать делящиеся элементы, которые впоследствии позволят загружать сюда топливо, не обогащенное по урану-235.

БН-600 и БН-800 уже работают на так называемом МОКС-топливе (MOX — Mixed-Oxide fuel) — смеси, включающей оксиды плутония-239 и урана. Причем реакторы могут работать как на топливе, обогащенном по урану-235 — и в этом случае нарабатывать плутоний-239, — так и на плутонии.

Частично замкнутый цикл использования ядерного топлива

На базе Опытно-демонстрационного центра в Северске, а в будущем и завода ФТ-2 в Железногорске, есть хранилище отработанного ядерного топлива. Сейчас на финальной стадии разработки находится технология, которая позволит переработать топливо после реактора ВВР и вернуть из него в цикл уран и плутоний. Задачу переработки решают весьма интересно: уран и плутоний не разделяют, а передают на производство в смешанном виде. В итоге мы получаем тепловыделяющие сборки для реакторов, содержащие регенерированный уран и плутоний, а также добавленный туда природный уран, обогащенный по изотопу-235.

Конечно, полного замыкания ядерно-топливного цикла здесь нет, но этот подход позволяет снизить затраты на обогащение.

Кроме того, делящиеся элементы, которые мы будем извлекать из отработанного в реакторах ВВР топлива, пойдут на топливные циклы быстрых реакторов.

Сейчас уже отработана схема загрузки в реактор БН-800 МОКС-топлива, содержащего плутоний-239 и уран-238, его путь на рисунке ниже показан красной линией.

Схема подразумевает использование отработанного ядерного топлива (ОЯТ) из реактора ВВЭР совместно с оксидным топливом с ураном-235 после реакторов БН. В ходе переработки мы выделяем смесь плутония и урана, которая идет на изготовление МОКС-топлива. А отработанное МОКС-топливо перерабатывают вместе с топливом после реактора РБМК.

Получается, что мы начинаем с обычной загрузки реакторов оксидным топливом на базе урана-235 и постепенно, нарабатывая плутоний-239 в быстром реакторе, вытесняем его МОКС-топливом.

Мы не сможем сразу перейти с традиционных реакторов на быстрые, потому что для каждого реактора на быстрых нейтронах придется построить инфраструктуру по переработке топлива, которая в первое время не будет загружена, ведь реакторы должны наработать топливо, которое впоследствии будет перерабатываться. А в схеме выше заложен плавный переход от существующих реакторов к быстрым. Эта схема подразумевает наработку плутония на реакторе БН-800. В перспективе должны появиться более мощные и более рентабельные установки — БН-1200, которые воплотят двухкомпонентность нашей ядерной энергетики на ближайшее десятилетие и стратегию того же Росатома.

Но интереснее то, что происходит в проекте БРЕСТ. Реактор такого типа с электрической мощностью 300 МВт уже начали возводить в Северске. Вокруг него построят комплекс, который позволит решать задачи регенерации топлива, т.е. все процессы в рамках замыкания топливного цикла будут сосредоточены в одном месте.

На начальном этапе будет нужна подпитка природным или обедненным ураном, как отмечено на картинке. Не имея нужного объема плутония, мы можем, как и в предыдущей схеме, стартовать, используя комбинированное топливо, и постепенно нарабатывать плутоний, переходя на замкнутый цикл.

На этот реактор возлагают большие надежды: упомянутый выше естественный контур защиты не позволяет разогнать его до тяжелых аварий. Но здесь придется столкнуться с рядом проблем. Задачи, связанные с наработкой плутония, уже в какой-то степени решали. А вот переработка ядерного топлива после быстрых реакторов — вопрос открытый. Здесь нужно обеспечить короткую выдержку топлива: оно горячее и с высоким радиационным фоном. Нужно создавать новые технологические процессы, отрабатывать их на стендах и внедрять.

Если задача по замыканию ядерного топливного цикла будет решена, то в масштабах жизни человека мы получим практически неисчерпаемый источник энергии.

Параллельно необходимо довести до конца решение задачи по выводу отходов из цикла без нарушения естественного радиационного баланса Земли. Проектируемый топливный цикл должен обеспечить возврат ровно того же количества радиации, которое мы извлекли. Теоретически эта задача просчитана и может быть решена. Дело за практикой.

В отличие от прошлого века, когда необходимо было получить ядерное оружие и заодно ядерную энергетику любой ценой, а экономику никто не просчитывал, сейчас задача состоит в том, чтобы все было энергоэффективно, экономически целесообразно и с обеспечением естественной безопасности. И кто-то это все должен делать. Так что спецы по данному и смежным направлениям без работы не останутся.

АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА — Ядерный мир

Естественно, для работы такого большого числа механизмов и установок требуются определенные затраты энергии, и на это
расходуется часть вырабатываемой станцией электроэнергии. Когда все энергоблоки остановлены, агрегаты АЭС могут питаться электроэнергией от внешних энергоисточников – линий электропередач, таких
линий три. Для подстраховки, для того чтобы обеспечить в любой ситуации бесперебойное электроснабжение оборудования АЭС, и в первую очередь, оборудования систем безопасности, имеются резервные
дизель-генераторные электростанции (по три на каждый энергоблок) и дополнительно – аккумуляторная электростанция для питания систем управления и защиты (СУЗ). Для работы энергоблока обязательно
необходимы насосные подстанции, обеспечивающие водоснабжение узлов АЭС. Нужны газосборщики-ресиверы, в которых собираются и очищаются газы. Жизненно необходим спецкорпус, в котором производится
подготовка свежего топлива и очистка теплоносителя от радиоактивных примесей, и корпус для переработки отходов. Нужно большое количество других механизмов, приборов и устройств, работа которых
скоординирована, отлажена и подчинена одной цели — обеспечить эффективный процесс выработки электроэнергии в совершенно безопасных для человека условиях. То есть, атомная электростанция в
действительности является подлинным достижением современной научно-технической мысли, целостным организмом, надежная работа которого обеспечивается множеством составных элементов.

Как любой живой организм, атомная электростанция нуждается и в подаче питания — загрузке топлива, и в обеспечении
нормального «пищеварительного» процесса — за режимом работы реакторного отделения и всех вспомогательных установок непрестанно ведется пристальное наблюдение и контроль всех технологических
процессов. На случай какой-либо «болезни» предусмотрены все необходимые «лекарства» в виде многократно продублированных и быстродействующих систем управления и защиты и аварийных систем. Жидкие,
газообразные и твердые отходы «жизнедеятельности» организма АЭС тщательно собираются, перерабатываются и хранятся в безопасной для человека форме. Чистый же продукт — электроэнергия — через
распределительные системы выводится за пределы АЭС.

Добавим, что различные объекты станции соединены закрытыми железобетонными эстакадами, в которых размещены технологические
коммуникации. В нижней части защищенных эстакад располагаются трубопроводы для транспортировки низкорадиоактивных сред. По этим трубопроводам вода, содержащая радиоактивные примеси, поступает из
каждого реакторного отделения на переработку в спецкорпус.

                          
     КАК УСТРОЕН ЭНЕРГОБЛОК ?

Главным сооружением АЭС является энергоблок. В его состав входят: реакторное отделение, машинный зал, деаэраторная
этажерка (там установлено оборудование, предназначенное для удаления газов из теплоносителя второго контура), помещения электротехнических устройств. Энергоблок проектируется и строится как
самостоятельный объект, отвечающий всем требованиям обеспечения надежной, безотказной и безопасной работы смонтированного в нем энергетического и вспомогательного оборудования.

принцип работы, устройство и схема

Устройство и принцип действия ядерного реактора основаны на инициализации и контроле самоподдерживающейся ядерной реакции. Его используют в качестве исследовательского инструмента, для производства радиоактивных изотопов и в качестве источника энергии для атомных электростанций.

Здесь используется процесс деления ядер, при котором тяжелое ядро ​​распадается на два более мелких фрагмента. Эти осколки находятся в очень возбужденном состоянии и испускают нейтроны, другие субатомные частицы и фотоны. Нейтроны могут вызвать новые деления, в результате которых их излучается еще больше, и так далее. Такой непрерывный самоподдерживающийся ряд расщеплений называется цепной реакцией. При этом выделяется большое количество энергии, производство которой является целью использования АЭС.

Принцип работы ядерного реактора и атомной электростанции таков, что коло 85% энергии расщепления высвобождается в течение очень короткого промежутка времени после начала реакции. Остальная часть вырабатывается в результате радиоактивного распада продуктов деления, после того как они излучили нейтроны. Радиоактивный распад является процессом, при котором атом достигает более стабильного состояния. Он продолжается и после завершения деления.

В атомной бомбе цепная реакция увеличивает свою интенсивность, пока не будет расщеплена большая часть материала. Это происходит очень быстро, производя чрезвычайно мощные взрывы, характерные для таких бомб. Устройство и принцип действия ядерного реактора основаны на поддержании цепной реакции на регулируемом, почти постоянном уровне. Он сконструирован таким образом, что взорваться, как атомная бомба, не может.

Цепная реакция и критичность

Физика ядерного реактора деления состоит в том, что цепная реакция определяется вероятностью расщепления ядра после испускания нейтронов. Если популяция последних уменьшается, то скорость деления в конце концов упадет до нуля. В этом случае реактор будет находиться в докритическом состоянии. Если же популяция нейтронов поддерживается на постоянном уровне, то скорость деления будет оставаться стабильной. Реактор будет находиться в критическом состоянии. И, наконец, если популяция нейтронов со временем растет, скорость деления и мощность будет увеличиваться. Состояние активной зоны станет сверхкритическим.

Принцип действия ядерного реактора следующий. Перед его запуском популяция нейтронов близка к нулю. Затем операторы удаляют управляющие стержни из активной зоны, увеличивая деление ядер, что временно переводит реактор в сверхкритическое состояние. После выхода на номинальную мощность операторы частично возвращают управляющие стержни, регулируя количество нейтронов. В дальнейшем реактор поддерживается в критическом состоянии. Когда его необходимо остановить, операторы вставляют стержни полностью. Это подавляет деление и переводит активную зону в докритическое состояние.

Типы реакторов

Большинство существующих в мире ядерных установок являются энергетическими, генерирующими тепло, необходимое для вращения турбин, которые приводят в движение генераторы электрической энергии. Также есть много исследовательских реакторов, а некоторые страны имеют подводные лодки или надводные корабли, движимые энергией атома.

Энергетические установки

Существует несколько видов реакторов этого типа, но широкое применение нашла конструкция на легкой воде. В свою очередь, в ней может использоваться вода под давлением или кипящая вода. В первом случае жидкость под высоким давлением нагревается теплом активной зоны и поступает в парогенератор. Там тепло от первичного контура передается на вторичный, также содержащий воду. Генерируемый в конечном счете пар служит рабочей жидкостью в цикле паровой турбины.

Реактор кипящего типа работает по принципу прямого энергетического цикла. Вода, проходя через активную зону, доводится до кипения на среднем уровне давления. Насыщенный пар проходит через серию сепараторов и сушилок, расположенных в корпусе реактора, что приводит его в сверхперегретое состояние. Перегретый водяной пар затем используется в качестве рабочей жидкости, вращающей турбину.

Высокотемпературные с газовым охлаждением

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (ВТГР) – это ядерный реактор, принцип работы которого основан на применении в качестве топлива смеси графита и топливных микросфер. Существуют две конкурирующие конструкции:

• немецкая «засыпная» система, которая использует сферические топливные элементы диаметром 60 мм, представляющие собой смесь графита и топлива в графитовой оболочке;
• американский вариант в виде графитовых гексагональных призм, которые сцепляются, создавая активную зону.

В обоих случаях охлаждающая жидкость состоит из гелия под давлением около 100 атмосфер. В немецкой системе гелий проходит через промежутки в слое сферических топливных элементов, а в американской – через отверстия в графитовых призмах, расположенных вдоль оси центральной зоны реактора. Оба варианта могут работать при очень высоких температурах, так как графит имеет чрезвычайно высокую температуру сублимации, а гелий полностью инертен химически. Горячий гелий может быть применен непосредственно в качестве рабочей жидкости в газовой турбине при высокой температуре или его тепло можно использовать для генерации пара водяного цикла.

Реакторам на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем уделялось большое внимание в 1960-1970-х годах. Тогда казалось, что их возможности по воспроизводству ядерного топлива в ближайшее время необходимы для производства топлива для быстро развивающейся атомной промышленности. Когда в 1980-е годы стало ясно, что это ожидание нереалистично, энтузиазм угас. Однако в США, России, Франции, Великобритании, Японии и Германии построен ряд реакторов этого типа. Большинство из них работает на диоксиде урана или его смеси с диоксидом плутония. В Соединенных Штатах, однако, наибольший успех был достигнут с металлическими топливом.

CANDU

Канада сосредоточила свои усилия на реакторах, в которых используется природный уран. Это избавляет от необходимости для его обогащения прибегать к услугам других стран. Результатом такой политики стал дейтерий-урановый реактор (CANDU). Контроль и охлаждение в нем производится тяжелой водой. Устройство и принцип работы ядерного реактора состоит в использовании резервуара с холодной D₂O при атмосферном давлении. Активная зона пронизана трубами из циркониевого сплава с топливом из природного урана, через которые циркулирует охлаждающая его тяжелая вода. Электроэнергия производится за счет передачи теплоты деления в тяжелой воде охлаждающей жидкости, которая циркулирует через парогенератор. Пар во вторичном контуре затем проходит через обычный турбинный цикл.

Исследовательские установки

Для проведения научных исследований чаще всего используется ядерный реактор, принцип работы которого состоит в применении водяного охлаждения и пластинчатых урановых топливных элементов в виде сборок. Способен функционировать в широком диапазоне уровней мощности, от нескольких киловатт до сотен мегаватт. Поскольку производство электроэнергии не является основной задачей исследовательских реакторов, они характеризуются вырабатываемой тепловой энергией, плотностью и номинальной энергией нейтронов активной зоны. Именно эти параметры помогают количественно оценить способность исследовательского реактора проводить конкретные изыскания. Маломощные системы, как правило, функционируют в университетах и ​​используются для обучения, а высокая мощность необходима в научно-исследовательских лабораториях для тестирования материалов и характеристик, а также для общих исследований.

Наиболее распространен исследовательский ядерный реактор, строение и принцип работы которого следующие. Его активная зона расположена в нижней части большого глубокого бассейна с водой. Это упрощает наблюдение и размещение каналов, по которым могут быть направлены пучки нейтронов. При низких уровнях мощности нет необходимости прокачивать охлаждающую жидкость, так как для поддержания безопасного рабочего состояния естественная конвекция теплоносителя обеспечивает достаточный отвод тепла. Теплообменник, как правило, находится на поверхности или в верхней части бассейна, где скапливается горячая вода.

Корабельные установки

Первоначальным и основным применением ядерных реакторов является их использование в подводных лодках. Главным их преимуществом является то, что, в отличие от систем сжигания ископаемого топлива, для выработки электроэнергии им не требуется воздух. Следовательно, атомная субмарина может оставаться в погруженном состоянии в течение длительного времени, а обычная дизель-электрическая подлодка должна периодически подниматься на поверхность, чтобы запускать свои двигатели в воздухе. Ядерная энергетика дает стратегическое преимущество кораблям ВМС. Благодаря ей отпадает необходимость заправляться в иностранных портах или от легко уязвимых танкеров.

Принцип работы ядерного реактора на подводной лодке засекречен. Однако известно, что в США в нем используется высокообогащенный уран, а замедление и охлаждение производится легкой водой. Конструкция первого реактора атомной субмарины USS Nautilus находилась под сильным влиянием мощных исследовательских установок. Его уникальными особенностями является очень большой запас реактивности, обеспечивающей длительный период работы без дозаправки и возможность перезапуска после остановки. Электростанция в подлодках должна быть очень тихой, чтобы избежать обнаружения. Для удовлетворения конкретных потребностей различных классов субмарин были созданы разные модели силовых установок.

На авианосцах ВМС США используется ядерный реактор, принцип работы которого, как полагают, заимствован у крупнейших подлодок. Подробные сведения их конструкции также не были опубликованы.

Кроме США, атомные подводные лодки имеются у Великобритании, Франции, России, Китая и Индии. В каждом случае конструкция не разглашалась, но считается, что все они весьма схожи – это является следствием одинаковых требований к их техническим характеристикам. Россия также обладает небольшим флотом атомных ледоколов, на которых устанавливались такие же реакторы, как и на советских субмаринах.

Промышленные установки

Для целей производства оружейного плутония-239 используется ядерный реактор, принцип работы которого состоит в высокой производительности при низком уровне производства энергии. Это обусловлено тем, что длительное пребывание плутония в активной зоне приводит к накоплению нежелательного ²⁴⁰Pu.

Производство трития

В настоящее время основным материалом, получаемым с помощью таких систем, является тритий (³H или T) – заряд для водородных бомб. Плутоний-239 имеет длительный период полураспада, равный 24100 годам, поэтому страны с арсеналами ядерного оружия, использующими этот элемент, как правило, имеют его больше, чем необходимо. В отличие от ²³⁹Pu, период полураспада трития составляет примерно 12 лет. Таким образом, чтобы поддерживать необходимые запасы, этот радиоактивный изотоп водорода должен производиться непрерывно. В США в Саванна-Ривер (штат Южная Каролина), например, работает несколько реакторов на тяжелой воде, которые производят тритий.

Плавучие энергоблоки

Созданы ядерные реакторы, способные обеспечить электроэнергией и паровым отоплением удаленные изолированные районы. В России, например, нашли применение небольшие энергетические установки, специально предназначенные для обслуживания арктических населенных пунктов. В Китае 10-МВт установка HTR-10 снабжает теплом и электроэнергией исследовательский институт, в котором она находится. Разработки небольших автоматически управляемых реакторов с аналогичными возможностями ведутся в Швеции и Канаде. В период с 1960 по 1972 год армия США использовала компактные водяные реакторы для обеспечения удаленных баз в Гренландии и Антарктике. Они были заменены мазутными электростанциями.

Покорение космоса

Кроме того, были разработаны реакторы для энергоснабжения и передвижения в космическом пространстве. В период с 1967 по 1988 год Советский Союз устанавливал небольшие ядерные установки на спутники серии «Космос» для питания оборудования и телеметрии, но эта политика стала мишенью для критики. По крайней мере один из таких спутников вошел в атмосферу Земли, в результате чего радиоактивному загрязнению подверглись отдаленные районы Канады. Соединенные Штаты запустили только один спутник с ядерным реактором в 1965 году. Однако проекты по их применению в дальних космических полетах, пилотируемых исследованиях других планет или на постоянной лунной базе продолжают разрабатываться. Это обязательно будет газоохлаждаемый или жидкометаллический ядерный реактор, физические принципы работы которого обеспечат максимально высокую температуру, необходимую для минимизации размера радиатора. Кроме того, реактор для космической техники должен быть максимально компактным, чтобы свести к минимуму количество материала, используемого для экранирования, и для уменьшения веса во время старта и космического полета. Запас топлива обеспечит работу реактора на весь период космического полета.

Устройство и принцип работы ядерного реактора

В средине двадцатого века внимание человечества было сосредоточено вокруг атома и объяснения учеными ядерной реакции, которую первоначально решили использовать в военных целях, изобретая согласно Манхэттенскому проекту первые ядерные бомбы. Но в 50-х годах XX века ядерный реактор в СССР применили в мирных целях. Общеизвестно, что 27 июня 1954 года на службу человечества поступила первая в мире атомная электростанция мощностью 5000 кВт. Сегодня ядерный реактор позволяет вырабатывать электроэнергию в 4000 МВт и более, то есть в 800 раз больше, чем было полвека назад.

Что такое ядерный реактор: основное определение и главные комплектующие элементы агрегата

Ядерный реактор – это специальный агрегат, при помощи которого вырабатывается энергия как следствие правильного поддержания контролируемой ядерной реакции. Использовать слово «атомный» в сочетании со словом «реактор» — допускается. Многие вообще считают понятия «ядерный» и «атомный» — синонимами, так как не находят между ними принципиальной разницы. Но представители науки склоняются к более верному сочетанию – «ядерный реактор».

Интересный факт! Ядерные реакции могут протекать с выделением или поглощением энергии.

Основными комплектующими в устройстве ядерного реактора считаются следующие элементы:

• Замедлитель;
• Регулирующие стержни;
• Стержни, содержание обогащенную смесь изотопов урана;
• Специальные защитные элементы от радиации;
• Теплоноситель;
• Парогенератор;
• Турбина;
• Генератор;
• Конденсатор;
• Ядерное горючее.

Какие основополагающие принципы работы ядерного реактора определяются учеными-физиками и почему они незыблемы

Основополагающий принцип работы ядерного реактора базируется на особенностях проявления ядерной реакции. В момент стандартного физического цепного ядерного процесса протекает взаимодействие частицы с атомным ядром, как следствие, ядро превращается в новое с выделением вторичных частиц, которые ученые называют гамма-квантами. Во время ядерной цепной реакции высвобождается огромное количество тепловой энергии. Пространство, в котором протекает цепная реакция, называется активной зоной реактора.

Интересный факт! Активная зона внешне напоминает собой котел, через который протекает обычная вода, выполняющая роль теплоносителя.

Для упреждения потери нейтронов зону актива реактора окружают специальным отражателем нейтронов. Его первостепенная задача – отбрасывать большую часть вылетающих нейтронов внутрь активной зоны. В качестве отражателя используют обычно то же вещество, которое служит замедлителем.

Главное управление ядерным реактором происходит с помощью специальных регулирующих стержней. Известно, что эти стержни вводятся в активную зону реактора и создают все условия для функционирования агрегата. Обычно управляющие стержни изготавливаются из химических соединений бора и кадмия. Почему используются именно эти элементы? Да все потому, что бор или кадмий способны эффективно поглощать тепловые нейтроны. И как только планируется запуск, по принципу действия ядерного реактора, управляющие стержни вводятся в активную зону. Их первостепенная задача – поглощать значительную часть нейтронов, тем самым провоцируя развитие цепной реакции. Результат должен дойти до желаемого уровня. При увеличении мощности свыше установленного уровня включаются автоматы, обязательно погружающие управляющие стержни вглубь активной зоны реактора.

Таким образом, становится понятно, что управляющие или регулирующие стержни играют важную роль в работе теплового ядерного реактора.

А для уменьшения утечки нейтронов активную зону реактора окружают отражателем нейтронов, отбрасывающих значительную массу вылетающих свободно нейтронов внутрь активной зоны. В значении отражателя используют обычно то же самое вещество, что и для замедлителя.

Ядро атомов вещества-замедлителя по стан

Расклад сил в мировой атомной промышленности

?

LiveJournal

• Main
• Ratings
• Interesting
• iOS & Android

• Disable ads

Login

• Login

• CREATE BLOG

  Join

• English

  (en)

Принцип работы АЭС

КАК РАБОТАЮТ АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ?

Принцип работы атомной электростанции зависит в основном от четырех компонентов.

1. Ядерный реактор

2.Теплообменник

3.Паровая турбина

4. Альтернатор

Ядерный реактор используется для производства тепла, а теплообменник выполняет преобразование воды в пар с использованием тепла, выделяемого в ядерном реакторе.Этот пар подается в паровую турбину и конденсируется в конденсаторе. Теперь паровая турбина запускает электрический генератор или генератор переменного тока, который соединен с паровой турбиной и тем самым производит электроэнергию. Это очень простой принцип работы АЭС . Вот подробное описание работы отдельного блока этой станции. Блок-схема АЭС представлена ​​на рисунке: —

СТРУКТУРА АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ:

1. Ядерный реактор: —

Ядерный реактор является основным компонентом атомной электростанции, а ядерное топливо подвергается ядерному делению.Ядерное деление — это процесс, при котором тяжелое ядро ​​раскалывается на два или более меньших ядра. . Тяжелый изотоп, как правило, уран-235 (U-235) используется в качестве ядерного топлива в ядерных реакторах, поскольку он обладает способностью контролировать цепную реакцию в ядерном реакторе. Ядерное деление осуществляется путем бомбардировки ядер урана медленными нейтронами. Энергия, выделяемая при делении ядер, называется энергией ядерного деления или ядерной энергией. В результате торможения атома урана в реакторе образуется огромное количество тепловой энергии и излучения, и цепная реакция продолжается, пока не будет контролироваться цепной реакцией управления реактором.В этом процессе удаляется большое количество нейтронов деления, только небольшое количество урана деления используется для выработки электроэнергии.

СТРУКТУРА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА:

Ядерный реактор цилиндрической формы. Основной корпус реактора заключен в активную зону реактора, отражатель и тепловую защиту. Это предотвращает нагрев стенки реактора. Он также используется для защиты альфа (α), бита (β), гамма (γ) лучей и нейтронов, которые отражаются во время деления в реакторе. В основном ядерный реактор состоит из некоторых твэлов из урана, замедлителя и регулирующих стержней. Топливные стержни сделаны из делящихся материалов и выделяют большое количество энергии во время бомбардировки медленно движущимися нейтронами. Замедлитель состоит из графита, заключенного в топливные стержни. Замедлитель поддерживает цепную реакцию, высвобождая нейтроны подходящим образом до того, как они смешаются с делящимися материалами. Управляющие стержни сделаны из бора-10 и кадмия или гафния, который является сильным поглотителем нейтронов и вставляется в ядерный реактор.Когда регулирующие стержни вдавливаются в активную зону реактора, она поглощает большую часть нейтронов деления, и мощность реактора снижается. Но когда он выходит из реактора, он выпускает нейтроны деления, и мощность увеличивается. На практике это расположение зависит от нагрузки. Хладагент, в основном металлический натрий, используется для уменьшения количества тепла, выделяемого в реакторе, и переносит тепло в теплообменник.

2. Теплообменник: —

Хладагент используется для повышения тепла теплообменника, которое используется для повышения температуры пара.После этого он возвращается в реактор.

3. Паровая турбина: —

Пар выходит из теплообменника и через клапан подается в паровую турбину. После этого пар отводится в конденсатор. Этот конденсированный пар подается в теплообменник через насос питательной воды.

4. Генератор: —

Паровая турбина соединена с генератором переменного тока, преобразующим механическую энергию в электрическую. Выходной сигнал генератора переменного тока вырабатывает электрическую энергию для шин через основные электрические устройства, такие как трансформатор, автоматические выключатели, изоляторы и т. Д.

☛ Подробнее Нажмите здесь

PPT — Основные принципы работы атомных электростанций Презентация в PowerPoint

Основные принципы работы атомных электростанций Специальная тема 2014 Exam Craft mock ppt скачать

Презентация на тему: «Основные принципы работы атомных электростанций. Специальная тема 2014 Exam Craft mock 2014.»- стенограмма презентации:

1

Основные принципы работы атомных электростанций Специальная тема 2014 Exam Craft mock 2014

2

Определите термин «ядерный синтез»: это процесс, при котором ядро ​​атома (урана или плутония) бомбардируется нейтронами.Это расщепляет ядро ​​(деление), выделяя большое количество энергии в виде тепла.

3

Объясните с помощью схемы, как происходит деление ядра.

4

Деление ядра Ядро урана 235 бомбардируется нейтронами. Он поглощает один нейтрон, вызывая изменение его массы, теперь это U236. U236 очень нестабилен, и атомы расщепляются, выделяя тепловую энергию.Образуются криптон и барий, при этом выделяются еще 3 нейтрона. Эти 3 нейтрона вызывают еще 3 реакции и так далее.

5

Реактор Устройство для инициирования и управления устойчивой ядерной реакцией. Тепло от ядерного деления передается рабочему телу. (вода или газ)

6

Парогенератор Теплообменники для преобразования воды в пар.Используется в PWR (реакторах с водой под давлением). Вода в первичном контуре нагревается в результате реакции, которая нагревает воду во вторичном контуре и превращает ее в пар. Затем вода конденсируется и используется повторно.

7

Стволовая турбина Устройство, которое преобразует тепловую энергию пара в механическую энергию. Эта механическая энергия может быть использована для вращения механического генератора.

8

Конденсатор Устройство, используемое для превращения пара обратно в воду, чтобы его можно было повторно направить в парогенератор.

9

Здание сдерживания Это здание, которое создает воздухонепроницаемую изоляцию от внешней атмосферы. Оно должно быть достаточно прочным, чтобы выдерживать удар полностью загруженного пассажирского авиалайнера.

10

Замедлитель Материал, замедляющий или ускоряющий нейтроны. Затем он может контролировать скорость деления. Вода часто используется в качестве модератора.Например, на заводе Фукусима вода имеет голубое свечение, называемое эффектом Черенкова.

11

Управляющие стержни Материал, поглощающий нейтроны (графит). При опускании стержней в реактор поглощаются нейтроны и можно остановить деление. Перемещение стержней вверх и вниз может увеличить или уменьшить деление. Как автомобильный ускоритель.

12

По сравнению с усовершенствованными газовыми реакторами Преимущества перед BWR и PWR Недостатки по сравнению с высокотемпературными реакторами BWR и PWR Более высокий термический КПД Низкая плотность мощности Не требуется герметизация для достижения целей безопасности.Комплекс для строительства АЗС — сложный, Великобритания должна решать собственные технические проблемы

Эксплуатация и техническое обслуживание атомной станции

Реактор с водой под давлением (PWR) AP1000 ^® имеет несколько конструктивных особенностей, которые повышают безопасность рабочих и производительность, а также факторы готовности и мощности.

Повышение производительности завода

• 18-месячный топливный цикл для повышения доступности и снижения общих затрат на топливо
• Значительно сокращены потребности в обслуживании, испытаниях и проверках, а также численность персонала
• Пониженное радиационное облучение, меньше растительных отходов
• Доступность 93%
• Расчетный срок службы 60 лет

Эксплуатация и техническое обслуживание

Важным аспектом философии проектирования AP1000 PWR является работоспособность и ремонтопригодность установки.В функциях пассивной безопасности используется гораздо меньшее количество клапанов, чем в нескольких цепях активных систем с насосным приводом, а предохранительных насосов нет вообще; Таким образом, требуется меньше тестирования в процессе эксплуатации. В частности, упрощенные системы безопасности снижают требования к надзору, значительно упрощая технические спецификации и снижая вероятность принудительных остановов. Более низкие требования к эксплуатации и техническому обслуживанию приводят к сокращению штата обслуживающего персонала.

Регулируемые насосы охлаждающей жидкости реактора с герметичным двигателем (RCP) упрощают операции по запуску и останову станции, поскольку они способны, например, снижать скорость RCP во время расхолаживания станции и предоставлять возможность изменять скорость RCP для лучшего контроля рабочего режима останова переходы.RCP работают с постоянной скоростью во время работы на мощности, что упрощает действия по управлению при смене нагрузки.

Цифровая конструкция КИПиУ значительно сокращает количество требуемых контрольных проверок КИПиУ и упрощает поиск и устранение неисправностей, ремонт и тестирование после обслуживания. Установка включает автоматизацию некоторых операций по охлаждению и улучшенные характеристики сброса пара при низком давлении. Усовершенствованный дизайн диспетчерской значительно улучшает интерфейс оператора и возможности эксплуатации предприятия.

В целом, был сделан акцент на выборе проверенных компонентов для обеспечения высокой степени надежности и снижения требований к техническому обслуживанию. Стандартизация компонентов сокращает запасы запчастей, требования к техническому обслуживанию и обучению, а также сокращает время технического обслуживания. Для критических компонентов предусмотрена встроенная возможность тестирования.

Планировка установки обеспечивает соответствующий доступ для осмотра и обслуживания. Пространство для разгрузки предусматривает размещение оборудования и персонала, пути удаления оборудования и пространство для размещения дистанционно управляемого сервисного оборудования и мобильных единиц.Платформы доступа и подъемные устройства предусмотрены в ключевых местах, как и средства обслуживания, такие как электроэнергия, деминерализованная вода, воздух для дыхания и технический воздух, вентиляция и освещение, а также соединения компьютеров с данными и магистралями.

Установка AP1000 также включает принципы снижения радиационного облучения, чтобы поддерживать дозу облучения работников на разумно достижимом низком уровне (ALARA). Длина воздействия, расстояние, экранирование и уменьшение источника являются фундаментальными критериями, которые включены в конструкцию, в результате чего:

• Минимальные рабочие релизы
• Значительно снижено облучение рабочих
• Общие объемы радиоактивных отходов сведены к минимуму за счет таких функций, как отсутствие следовой нагрузки по бору, ионный обмен, а не испарение, разделение отходов у источника, минимизация активных компонентов и упаковка в контейнеры высокой степени целостности
• Другие (нерадиоактивные) опасные отходы сведены к минимуму с помощью таких функций, как упрощенная установка (например,g., устранение многих насосов с масляной смазкой), тщательный выбор процессов (например, лабораторная химия и химия на стороне турбины) и сортировка отходов

Установка AP1000 рассчитана на номинальную производительность с закупоркой до 10 процентов трубок парогенератора и максимальной температурой горячего участка 321,1 ° C (610 ° F). Станция спроектирована так, чтобы допускать ступенчатое увеличение или уменьшение нагрузки на 10 процентов от 25 до 100 процентов мощности без отключения реактора или срабатывания системы сброса пара, при условии, что номинальный уровень мощности не будет превышен.Кроме того, установка AP1000 спроектирована для приема 100-процентного сброса нагрузки с полной мощности на нагрузку дома без отключения реактора или срабатывания предохранительных клапанов компенсатора давления или парогенератора.

AP1000 ^® — Затраты на эксплуатацию и техническое обслуживание (O&M)

Действующие атомные станции в США уже являются конкурентоспособными производителями электроэнергии по сравнению с угольными станциями. Это достоинство усиливается за счет стоимости топлива, составляющей лишь около 25 процентов производственных затрат атомной станции.Остальные 75 процентов производственных затрат — это фиксированные затраты на эксплуатацию и техническое обслуживание.

Это означает, что производство ядерной энергии менее чувствительно к изменениям стоимости топлива, чем электростанции, работающие на угле, где затраты на топливо могут составлять более 75 процентов производственных затрат. Современный дизайн завода AP1000 приведет к еще более дешевому производству, поскольку потребует меньше рабочей силы для эксплуатации и технического обслуживания по сравнению с существующими заводами по многим причинам, в том числе:

1. Меньше оборудования и меньше оборудования с повышенной безопасностью для обслуживания и испытаний
2. Усовершенствованное оборудование, такое как герметизированные насосы с электродвигателем первичной системы, которые не требуют технического обслуживания и не нуждаются в сложных системах впрыска через уплотнение, характерных для типичного уплотнения вала
   насосы охлаждающей жидкости
3. Особенности для более быстрого снятия головки при заправке
4. Меньше отходов
5. Улучшенная защита от радиационного воздействия и меньше возможностей для него (дизайн ALARA)
6. Электроника онлайн-диагностики
7. Главный диспетчерский пункт с новейшим дизайном человеческого интерфейса, требующий только оператора
   и супервайзер для нормальной работы

Независимое исследование, проведенное Институтом эксплуатации ядерной энергетики (INPO), показало, что для пассивного «одного зрелого усовершенствованного легководного реактора» потребуется примерно на треть меньше обслуживающего персонала, чем для действующей в настоящее время атомной станции.

10 штатов, работающих на ядерной энергии

Брайан Заяк, 24/7 Wall St.

Годовщина землетрясения в Японии, в результате которого погибло более 16000 человек и произошла катастрофа на АЭС Фукусима завод, всего через две недели. Сразу после катастрофы несколько европейских стран решили значительно сократить использование ядерной энергии. Точно так же администрация Обамы решила частично отказаться от предыдущего шага, нацеленного на получение большего количества U.С. Энергетическая независимость за счет использования ядерных реакторов. Несмотря на эти решения, ядерная энергия остается наиболее используемым в мире источником энергии без выбросов. Это особенно актуально для густонаселенных регионов, хотя не совсем понятно, почему.

Только один завод в США был утвержден после катастрофы — два реактора Southern Co. на заводе Фогтл в Джорджии. Фактически, это первая атомная электростанция, одобренная в США более чем за три десятилетия. Однако некоторые U.С. штаты сильно полагаются на ядерную энергию. В качестве источника, не содержащего выбросов, ядерная энергия не может быть легко заменена без реки или огромного озера для выработки гидроэнергии, без строительства огромных ветряных электростанций, а до солнечной энергии потребуются годы. 24/7 Wall St. провел обзор десяти штатов, которые в значительной степени полагаются на ядерную энергию как на источник энергии без выбросов.

В настоящее время атомные станции есть в 31 государстве. Анализ 24/7 Wall St. охватывает 10 штатов, в которых ядерная энергия является наиболее значительным или даже единственным источником энергии без выбросов.В большинстве этих штатов общее количество электроэнергии, вырабатываемой атомными электростанциями, превышает треть.

24/7 Wall St .: Самые высокооплачиваемые игроки всех времен

24/7 обнаружили, что в этих десяти штатах, как правило, затраты на энергию на душу населения выше, чем в среднем по стране. Однако они также, как правило, относятся к числу наиболее густонаселенных штатов, что вызывает аргумент «не на моем заднем дворе» против строительства АЭС. Это также ставит под сомнение полезность ядерной энергетики в качестве альтернативы в менее густонаселенных штатах, которые уже имеют низкую стоимость электроэнергии на душу населения, таких как Северная Дакота, Кентукки, Оклахома и Западная Вирджиния.В этих штатах много угля и газа, что является преимуществом, по крайней мере, до тех пор, пока запасы ископаемого топлива не начнут иссякать.

24/7 Wall St., используя информацию Института ядерной энергии, изучила штаты, на которые приходится самая высокая доля — от 95 до 100 процентов — безэмиссионной энергии от атомных электростанций. Мы также изучили плотность населения на основе данных Бюро переписи населения США. Управление энергетической информации США предоставило количество заводов на штат.

1.Миссисипи

• Энергия без выбросов атомных электростанций: 100 процентов
• Количество атомных электростанций: 1
• Электроэнергия, произведенная на атомных станциях: 18 процентов
• Стоимость энергии на душу населения: 10,5 цента (27-е место)
• Население: 3,0 млн.
• Плотность: 32-й

Атомная электростанция в Гранд-Галф около порта Гибсон — единственное действующее предприятие в Миссисипи, но оно отвечает за 100% вырабатываемой в штате электроэнергии без выбросов.

2. Нью-Джерси

• Энергия без выбросов атомной энергии: 100 процентов
• Количество атомных электростанций: 3
• Электроэнергия, произведенная на атомной станции: 50 процентов
• Цена на энергию на душу населения: 16,1 цента (7-е место )
• Население: 8,8 миллиона
• Плотность: 1-й

В самом густонаселенном штате находится старейшая в стране действующая ядерная установка Oyster Creek, которая работает с 1969 года.Морская ветряная электростанция была одобрена Советом по коммунальным предприятиям штата Нью-Джерси у побережья Кейп-Мэй, что добавило бы к государственной базе без выбросов парниковых газов

24/7 Wall St .: 12 розничных торговцев отказывают в обслуживании клиентов

3. Вирджиния

• Атомная энергия без выбросов: 100 процентов
• Количество атомных электростанций: 2
• Электроэнергия, производимая атомной станцией: 36 процентов
• Цена на энергию на душу населения: 10,9 цента (25-е место)
• Население: 8 .1 миллион
• Рейтинг по плотности: 14-е

Землетрясение в августе 2011 года недалеко от объектов Северной Анна вызвало автоматический останов и обеспокоенность, хотя оба реактора вскоре вновь открылись и продолжают работать. Владелец завода, Доминион, сказал, что сейсмическое событие превысило проектную базу. Но инспекции не выявили повреждений.

4. Флорида

• Энергия без выбросов атомных электростанций: 99 процентов
• Количество атомных электростанций: 3
• Электроэнергия, произведенная на атомных станциях: 11 процентов
• Стоимость энергии на душу населения: 11.7 центов (21-е место)
• Население: 19,1 миллиона
• Плотность: 8-е

Солнечная энергия должна иметь большой потенциал в солнечном штате, но атомные электростанции по-прежнему составляют 99 процентов энергии без выбросов во Флориде. Спрос на электроэнергию на душу населения в жилых домах высок, отчасти из-за интенсивного использования кондиционеров в летний период.

5. Мичиган

• Энергия без выбросов атомных электростанций: 98 процентов
• Количество атомных электростанций: 3
• Электроэнергия, произведенная на атомных станциях: 26 процентов
• Цена на энергию на душу населения: 12.8 центов (16-е место)
• Население: 9,9 миллиона
• Плотность: 17-е

Мичиган имеет большие запасы природного газа, который помогает отапливать дома в холодную зиму. Три ядерных объекта в штате несут ответственность за поставку более четверти электроэнергии штата.

24/7 Wall St .: 10 самых образованных стран в мире

6. Коннектикут

• Энергия без выбросов атомных электростанций: 97 процентов
• Количество атомных электростанций: 1
• Электроэнергия, произведенная на атомных станциях : 50 процентов
• Стоимость энергии на душу населения: 18.5 центов (2-е место)
• Население: 3,6 миллиона
• Плотность: 4-е место

Только на Гавайях тарифы на электроэнергию для жилых домов выше, чем в Коннектикуте. Атомная электростанция Миллстоун в Уотерфорде производит половину электроэнергии штата.

7. Огайо

• Энергия без выбросов атомной энергии: 97 процентов
• Количество атомных электростанций: 2
• Электроэнергия, произведенная на атомной станции: 11 процентов
• Цена на энергию на душу населения: 11.7 центов (20-е место)
• Население: 11,5 млн.
• Плотность: 10-е место

Уголь играет ключевую роль в производстве электроэнергии в Огайо. Однако ядерная энергия составляет почти всю ее безэмиссионную энергию. Остальное — за счет солнечной и ветровой энергии.

8. Южная Каролина

• Энергия без выбросов атомных электростанций: 97 процентов
• Количество атомных электростанций: 4
• Электроэнергия, произведенная на атомных станциях: 50 процентов
• Цена на энергию на душу населения: 11.5 центов (22-е место)
• Население: 4,7 миллиона
• Плотность: 19-е место

В штате, где потребление электроэнергии на душу населения велико, половина спроса обеспечивается четырьмя атомными станциями.

24/7 Wall St .: Наименее надежные автомобили в Америке

9. Иллинойс

• Атомная энергия без выбросов: 95 процентов
• Количество атомных электростанций: 6
• Электроэнергия, произведенная на атомной станции: 48 процентов
• Стоимость энергии на душу населения: 12.4 цента (17-е место)
• Население: 12,9 миллиона
• Плотность: 12-е

Около одной десятой всей выработки электроэнергии на атомных станциях в США приходится на Иллинойс.

10. Пенсильвания

• Атомная энергия без выбросов: 95 процентов
• Количество атомных электростанций: 5
• Электроэнергия, произведенная на атомной станции: 34 процента
• Цена на энергию на душу населения: 13,6 цента (12-е место)
• Население: 12.7 миллионов
• Плотность Рейтинг: 9-е

Помимо того, что Пенсильвания является крупным угледобывающим штатом, она также занимает второе место в стране по мощности ядерной энергетики.

Симулятор АЭС бесплатно онлайн игра

Помимо производства электроэнергии для освещения города и удовлетворения спроса на электроэнергию, вы также хотите получать прибыль. Есть ряд расходов, которые вы понесете во время игры, особенно в начале игры.Например, пока реактор не начнет вырабатывать электроэнергию, вам необходимо запустить насосы контура первичного и вторичного теплоносителя, стержни реактора и т. Д. Эта стоимость называется дополнительной мощностью и отображается в финансовом разделе вместе со всеми другими расходами. К ним относятся такие эксплуатационные расходы, как общее обслуживание, аренда имущества, заработная плата / персонал, штрафы за сброс, если вы их понесли, и любой ремонт, который вы производите на вышедших из строя компонентах реактора.

Как только вы начнете производить электроэнергию, город начнет светиться, и вы увидите, как генерируются мегаватты, и ваш доход начнет расти.На этом этапе вы теперь получаете доход, но вы не будете получать прибыль, пока не заработаете больше денег, чем вы потратили в период запуска реактора. Будьте терпеливы, скоро вы окажетесь в плюсе!

Один из хороших способов получить приличную прибыль — это не платить штрафы за экстренную вентиляцию. Никто не хочет, чтобы радиоактивные газы с завода уходили в атмосферу. Так что за это взимается довольно крупный штраф, который увеличивается, пока вы продолжаете выпускать газы. Чтобы предотвратить это, поддерживайте температуру теплообменника ниже максимального значения 400 градусов, и аварийное удаление воздуха не произойдет.

Еще один способ заработать большие деньги — это довести реактор до максимальной мощности, равной 100 МВт, насколько это возможно. Для расчета дохода в игре используется цена 0,12 доллара (12 центов) за киловатт-час (именно так вы оплачиваете счет за электричество). Таким образом, чем больше киловатт-часов (киловатт-часов) электроэнергии вы можете продать, тем больше денег вы зарабатываете. Правильно? Правильно. Выходные данные показывают мегаватты (МВт). Это миллион ватт или 1000 киловатт.

И … вы действительно можете достичь полной мощности в 100 мегаватт.Однако это потребует осторожного обращения с элементами управления и непрерывных незначительных регулировок, поскольку тепловыделяющие стержни активной зоны реактора со временем немного изнашиваются. Конечно, это сложная задача игры.
В конце концов, по прошествии нескольких месяцев (игрового времени) топливные стержни станут довольно слабыми. Но за определенную плату вы можете заменить их в Ремонтной мастерской.

Фактически, вы можете отремонтировать любой компонент в ремонтной мастерской, когда его состояние упадет ниже 90%. Это выглядит хорошо, но вам не нужно его заменять, пока он не выйдет из строя.Тебе решать. Если у вас есть НАЛИЧНЫЕ, то есть!

Если у вас есть MeltDown, потому что температура ядра реактора превысила 1200 градусов, вам придется начать новую игру.