WWW.REFERATCENTRAL.ORG.UA - Я ТУТ НАВЧАЮСЬ

... відкритий, безкоштовний архів рефератів, курсових, дипломних робіт

ГоловнаРозміщення продуктивних сил (РПС) → Розвиток і розміщення атомної електроенергетики України - Курсова робота

Розвиток і розміщення атомної електроенергетики України - Курсова робота

конструкторсько-технологічного і проектного
супроводження.
Розміщенню кожного з цих типів енергетичних об'єктів властиві свої принципи. На розміщення АЕС, АТЕІЦ впливають такі чинники:
ў тип енергетичного реактора, компонування технологічного
устаткування;
ў можливість для підземного розміщення енергетичних об'єктів;
ў наявність достатньо великих електричних навантажень (для АТЕЦ
також теплові навантаження), порівняних з потужністю
розміщуваного об'єкта;
ў наявність в районі можливого розміщення площадки, що відповідає
технічним вимогам;
ў близькість водяних ресурсів і площ для будівництва об'єктів
технічного водопостачання;
ў низька сейсмічність регіону розміщення;
ў наявність гірсько-геологічних умов, що відповідають вимогам
довгострокової експлуатації (довгострокове збереження
відпрацьованого ядерного палива, можливість поховання або
консервації реакторних установок після зняття об'єкта з
експлуатації);
ў забезпечення безпеки об'єкта в особливих умовах і екологічної
безпеки.
На розміщення підприємств по видобутку уранових руд і їхнього збагачення впливають:
ў наявність відповідних запасів промислових родовищ, а також умови
їхньої розробки;
ў ступінь впливу розробки і збагачення на навколишнє середовище.
Вибір місця розміщення підприємства по виробництву гексафториду
урану ІІР6 залежить від того, який метод застосовується для конверсії урану: "сухий" метод з використанням плазмового реактора (російський метод); "сухий" метод, що включає фторування і фракційну дистиляцію (американський метод); "мокрий" метод - екстракція, гідрофторування, фторування 1)Р6 (цей метод застосовується у Франції, Канаді та Великобританії).
Підприємства по видобутку цирконієвих руд розміщаються при наявності достатньо ефективних запасів, а розміщення підприємств інших цирконієвих виробництв (одержання цирконієвого сплаву і прокату) тяжіють до місць видобутку цирконієвих руд.
Оскільки виробництво тепловиділяючих зборок (ТВЗ) є кінцевим циклом ЯПЦ, то воно повинно бути розміщене з урахуванням усіх підприємств, що кооперуються із ним, і споживача ядерного палива - АЕС.
Розміщення організацій наукового, конструкторсько-технологічного і проектного супроводу атомної енергетики і ЯПЦ тяжіють ближче до місць відповідних виробництв і науково-інтелектуальних центрів.
1.3. Процес атомного циклу
Атомна енергетика - це складне виробництво, яке включає безліч промислових процесів, які разом утворюють паливний цикл. Існують різні типи паливних циклів, які залежать від типу реактора і від того, як протікає кінцева стадія циклу.
Звичайно паливний цикл складається з наступних процесів. У рудниках добувають уранову руду. Руда подрібнюється для відділення диоксиду урану, а радіоактивні відходи ідуть у відвали. Отримання оксиду урану (жовтий кек) перетворюється в гексафторид урану -газоподібне сполучення. Для підвищення концентрації урану - 235 гексафторид урану насичують на заводах по розділенню ізотопів. Потім насичений уран знову переводять в твердий диоксид урану, із якого виготовляють паливні таблетки. Із таблеток збирають тепловиділяючі елементи (твели), які об'єднують в зборки для вводу в активну зону атомного реактора АЕС. Вилучене із реактора відпрацьоване паливо має високий рівень радіації і після охолодження на території електростанції відправляється в спеціальне сховище. Передбачається також видалення відходів з низьким рівнем радіації, які накопичуються в процесі експлуатації і технічного обслуговування станції. По закінченню терміну служби і сам реактор повинне бути виведений із експлуатації (із дезактивацією та видаленням у відходи вузлів реактора). Кожен етап паливного циклу регламентується так, щоб забезпечувалась безпека
людей та захист навколишнього середовища.
1.4. Види атомних реакторів
Промислові атомні реактори спершу розроблялись лише в країнах, які мали атомну зброю. США, СРСР, Великобританія і Франція активно досліджували різні варіанти атомних реакторів. Однак згодом в атомній енергетиці стали домінувати три основних типи реакторів, які
розрізнялися, головним чином, теплоносіями, які використовувались для підтримки необхідної температури активної зони, і уповільнювачем, який використовується для зниження швидкості нейтронів, які виділяються в процесі розпаду та необхідних для підтримки ланцюгової реакції.
Серед них перший (і найбільш поширений) тип - це реактор на насиченому урані, в якому і теплоносієм, і уповільнювачем є звичайна, чи "легка", вода (легководяний реактор). Існують два основних різновиди легководяного реактора:
o реактор, в якому пар, обертаючий турбіни, утворюється
безпосередньо в активній зоні (киплячий реактор);
o реактор, в якому пар утворюється в зовнішньому, чи другому,
контурі, пов'язаному з першим контуром теплообмінювачами і
парогенераторами (водо-водяний енергетичний реактор - ВВЕР).
Розробка легководяного реактора почалась ще за програмами
озброєних сил США. Так, в 1950-х рр. компанії "Дженерал
електріо" та "Вестингауз" розробляли легководяні реактори для
підводних човнів і авіаносців МВФ США. Ці фірми були також
залучені до реалізації воєнних програм розробки технологій
регенерації та збагачення атомного палива. В тому ж десятилітті в
Радянському Союзі було розроблено киплячий реактор з
графітовим уповільнювачем.
Другий тип реактора, який знайшов практичне використання -
газоохолоджуючий реактор (з графітовим уповільнювачем). Його створення також було тісно пов'язане з ранніми програмами розробки ядерної зброї. В кінці 1940-х - початку 1950-х рр. Великобританія та Франція, які прагнули до створення власних атомних бомб, приділяли головну увагу розробці газоохолоджуючих реакторів, які досить ефективно виробляли збройний плутоній і до того ж можуть працювати на природному урані.
Третій тип реактора, який має комерційний успіх, - це реактор, в якому і теплоносієм, і уповільнювачем є важка вода, а паливом також природній уран. На початку атомного віку потенціальні переваги важководяного реактора досліджувались в ряді країн. Однак потім виробництво таких реакторів зосереджувалось головним чином в Канаді зокрема із-за її широких запасів урану.
ІІ РОЗДІЛ
АНАЛІЗ РОЗВИТКУ І РОЗМІЩЕННЯ АТОМНОЇ
ЕНЕРГЕТИКИ УКРАЇНИ
2.1. Дефіцит енерговиробництва та обмеження
енергопостачання
Починаючи від 1990 року, виробництво електроенергії впало приблизно на 43%. Правда, після проголошення незалежності енергоспоживання також сильно скоротилося. Незважаючи на це, країнабореться з дефіцитом потужностей та обмеженнями обсягів енерго- та теплопостачання шляхом чисельних відключень споживачів та зниженням частоти в мережі. Коефіцієнт використання генеруючих потужностей в Україні у 2000 році знизився порівняно з 1990 роком з 60% до 30% завдяки зниженню генерації ТЕЦ, в той час як енерговиробництво АЕС та гідроелектростанцій залишилося майже стабільним (табл.№1), навіть дещо зросло. Без сумніву, зниження коефіцієнта
Loading...

 
 

Цікаве