По виду отпускаемой энергии.

План-конспект урока

По теме: “Атомная электростанция”.

 

Архангельск 2010

 

План конспект урока

Тема урока. Атомные электростанции.

Цели урока:

1) Обучающая:

- познакомить с общими сведениями об атомных электростанциях;

- раскрыть основное значение отдельных элементов устройства атомных электростанций;

- ознакомить с выгодными местами расположения атомных электростанций;

- рассказать о достоинствах и недостатках атомных электростанциях;

- ознакомить учащихся с последними данными о строительстве атомных электростанциях в Архангельской области.

2) Воспитательная:

- воспитать внимательность, усидчивость, аккуратность.

3) Развивающая:

- формирование познавательного интереса к предмету;

- развить произвольное внимание, зрительную память, конструктивное мышление.

 

Тип урока: лекция с использованием средств мультимедийных технологий.

Учебные пособия, принадлежности и материалы: структурная схема атомной электростанции.

Для учителя – учебник; учебные таблицы и мел для работы на доске, оборудование для показа мультимедиа.

Для учащегося – учебник, тетрадь в клетку, рабочая тетрадь.

Ход урока

Организационная часть – 2 минуты

- приветствие;

- проверка готовности к уроку;

- проверка явки учащихся.

Сообщение темы, целей урока – 3 минуты

Обращая внимание учащихся на доску, учитель вслух проговаривает написанное и просит их тему урока записать у себя в ученическую тетрадь.

Повторение ранее пройденного материала по теме «Получение электроэнергии» - 5 минут

С целью экономии времени на лекции закрепление изученного материала с учащимися лучше всего проводить с помощью метода фронтального опроса. Однако могут быть использованы и другие формы и методы актуализации знаний учащихся.

Учащимся предлагается ответить на вопросы:

· Способы применения электроэнергии?

· Типы генераторов?

· ЛЭП – линии электропередач;

· На каких электростанциях вырабатывается электроэнергия?

· Радиоизотопные источники энергии.

 

Изучение нового материала – 25 минут

Включение мультимедиа, сделанной в MS Power Point, перед учащимися.

Атомная электростанция (АЭС) — комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путём использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции (слайд №1).

История.

Во второй половине 40-х гг., еще до окончания работ по созданию первой атомной бомбы (ее испытание, как известно, состоялось 29 августа 1949 года), советские ученые приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии, генеральным направлением которого сразу же стала электроэнергетика.

В 1948 г. по предложению И.В. Курчатова и в соответствии с заданием партии и правительства начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии.

В мае 1950 года близ поселка Обнинское Калужской области начались работы по строительству первой в мире АЭС.

Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 года в СССР, в городе Обнинск, расположенном в Калужской области (слайд №2).

29 апреля 2002 г., в 11 ч. 31 м. по московскому времени был навсегда заглушен реактор первой в мире АЭС в Обнинске. Как сообщила пресс-служба Минатома России, станция была остановлена исключительно по экономическим соображениям, поскольку “поддержание ее в безопасном состоянии с каждым годом становилось все дороже и дороже”.

Первая в мире атомная электростанция с реактором АМ-1 (Атом мирный) мощностью 5 МВт дала промышленный ток 27 июня 1954 г. и открыла дорогу использованию атомной энергии в мирных целях, успешно проработав почти 48 лет.

В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт (полная проектная мощность 600 МВт). В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди дал ток потребителям. В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 350 МВт запущен в декабре 1969. В 1973 г. запущена Ленинградская АЭС.

За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Великобритания). Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).

На начало 2004 года в мире действовал 441 энергетический ядерный реактор, российское ОАО «ТВЭЛ» поставляет топливо для 75 из них.

Крупнейшая АЭС в Европе — Запорожская АЭС. Энергодар (Запорожская область, Украина), строительство которой начато в 1980 г. и на середину 2008 г. работают 6 атомных реактора суммарной мощностью 5,7 ГигаВатт.

Классификация.

По типу реакторов.

Атомные электростанции классифицируются в соответствии с установленными на них реакторами:

· Реакторы на тепловых нейтронах, использующие специальные замедлители для увеличения вероятности поглощения нейтрона ядрами атомов топлива;

· Реакторы на лёгкой воде. Легководный реактор — ядерный реактор, в котором для замедления нейтронов и/или в качестве теплоносителя используется обычная вода H2O. Обычная вода, в отличие от тяжёлой воды, не только замедляет, но и в значительной степени поглощает нейтроны (по реакции 1H + n = ²D).;

· Графитовые реакторы;

· Реакторы на тяжёлой воде. Тяжеловодный ядерный реактор — ядерный реактор, который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D2O — тяжёлую воду. Из-за того, что дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем лёгкий водород, такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс, что позволяет использовать в качестве топлива природный уран в энергетических реакторах или употребить «лишние» нейтроны для наработки изотопов в т. н. «промышленных»;

· Реакторы на быстрых нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией > 105 эВ. ;

· Субкритические реакторы, использующие внешние источники нейтронов;

· Термоядерные реакторы. Управляемый термоядерный синтез (УТС) — синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения энергии, который, в отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в термоядерном оружии), носит управляемый характер.

 

По виду отпускаемой энергии.

Атомные станции по виду отпускаемой энергии можно разделить на:

· Атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки только электроэнергии;

· Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию;

· Атомные станции теплоснабжения (АСТ), вырабатывающие только тепловую энергию;

· Однако на всех атомных станциях России есть теплофикационные установки, предназначенные для подогрева сетевой воды.

 

Основные элементы АЭС

Один из основных элементов АЭС - реактор. Во многих странах мира, используют в основном ядерные реакции расщепления урана U-235 под действием тепловых нейтронов. Для их осуществления в реакторе, кроме топлива (U-235), должен быть замедлитель нейтронов и, естественно, теплоноситель, отводящий тепло из реактора. В реакторах типа ВВЭР (водо-водяной энергетический) в качестве замедлителя и теплоносителя используется обычная вода под давлением. В реакторах типа РБМК (реактор большой мощности канальный) в качестве теплоносителя используется вода, а в качестве замедлителя — графит. Оба эти реактора находили в прежние годы широкое применение на АЭС в электроэнергетике.

К реактору и обслуживающим его системам относятся: собственно реактор с биологической защитой, теплообменники, насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура циркуляционного контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

Перспективными являются АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (БН), которые могут использоваться для получения тепла и электроэнергии, а также и для воспроизводства ядерного горючего. Технологическая схема энергоблока такой АЭС представлена на рисунке. Реактор типа БН имеет активную зону, где происходит ядерная реакция с выделением потока быстрых нейтронов. Эти нейтроны воздействуют на элементы из U-238, который обычно в ядерных реакциях не используется, и превращают его в плутоний Рu-239, который может быть впоследствии использован на АЭС в качестве ядерного горючего. Тепло ядерной реакции отводится жидким натрием и используется для выработки электроэнергии.

 

Принципиальная технологическая схема АЭС с реактором типа БН:

а - принцип выполнения активной зоны реактора;

б - технологическая схема:

1 - реактор; 2 – парогенератор; 3 - турбина; 4 - генератор; 5 - трансформатор; 6-конденсатор турбины; 7 - конденсатный (питательный) насос; 8 - теплообменник натриевых контуров; 9 - насос нерадиоактивного натрия; 10 - насос радиоактивного натрия (слайд №3,4).

АЭС не имеют выбросов дымовых газов и не имеют отходов в виде золы и шлаков. Однако удельные тепловыделения в охлаждающую воду у АЭС больше, чем у ТЭС, вследствие большего удельного расхода пара, а, следовательно, и больших удельных расходов охлаждающей воды. Поэтому на большинстве новых АЭС предусматривается установка градирен, в которых теплота от охлаждающей воды отводится в атмосферу.

Важной особенностью возможного воздействия АЭС на окружающую среду является необходимость захоронения радиоактивных отходов. Это делается в специальных могильниках, которые исключают возможность воздействия радиации на людей. Чтобы избежать влияния возможных радиоактивных выбросов АЭС на людей при авариях, применены специальные меры по повышению надежности оборудования (дублирование систем безопасности и др.), а вокруг станции создается санитарно-защитная зона.

Принцип действия

Схема работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР) (слайд №5).

На рисунке показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель подаётся насосами в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).

Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя может применяться также расплавленный натрий или газ. Использование натрия позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в натриевом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления, но создаёт свои трудности, связанные с повышенной химической активностью этого металла.

Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор). Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур, а реакторы БН (реактор на Быстрых Нейтронах) — два натриевых и один водяной контуры.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.