Сборник задач по физике Курс лекций по физике Оптика Кинематика Теплопроводность

Лекции по физике теория газов

Атомные электрические станции

На атомных электрических станциях тепловая энергия, служащая для производства пара, выделяется при делении ядер атомов вещества, называемого ядерным топливом (горючим). Ядерным горючим служит в основном обогащенный природный уран. Наиболее освоенным энергетическими реакторами являются водо-водянные (ВВЭР). Такой реактор представляет собой металлический корпус с размещенными в нем кассетами. Каждая кассета состоит из металлического кожуха с собранными в нем цилиндрическими стержнями. Стержни, в свою очередь, состоят из тонкостенной циркониевой оболочки, заполненной ураном. Стержни являются тепловыделяющими элементами (твэлами). Через корпус реактора, т. е через кассеты твэлов, насосами прогоняется теплоноситель (вода), который нагревается за счет теплоты, выделяющейся в результате реакции деления ядерного топлива. Ядра атомов урана U обладают способностью самопроизвольно делиться. Осколки делении разлетаются с огромной скоростью B-104 км/с). За счет преобразования кинетической энергии этих частиц в тепловую в твэлах выделяется большое количество теплоты. Преодолеть металлический кожух твэла способны только нейтроны. Попадая в соседние твэлы, они вызывают деление ядер 215U в них и создают цепную ядерную реакцию. Вода, являясь теплоносителем, одновременно выполняет также роль замедлителя нейтронов. Для поддержания цепной реакции нужны замедленные (тепловые) нейтроны, скорость которых не превышает 2 км/с. Именно двоякая роль воды в реакторе подобного типа определила его название -- водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР). Такой реактор называют также реактором на тепловых (медленных) нейтронах. Схема АЭС, в которой пар, направляемый в турбину, производится реактором, называется одноконтурной. Вода, в особенности содержащая твердые примеси, становится в корпусе реактора радиоактивной. Поэтому в одноконтурных АЭС все оборудование работает в радиационно- активных условиях. Это усложняет его эксплуатацию. Преимуществом их является лишь простота конструкции. В двухконтурных АЭС контуры первичного теплоносителя и рабочего тела разделены. Теплоноситель, циркулирующий в первом контуре, является источником теплоты для второго контура, в парогенерирующем устройстве которого образуется пар для паротурбинной установки. В этом случае рабочее тело обладает заметно меньшей радиационной активностью, что упрощает эксплуатацию АЭС.

Чтобы избежать в первом контуре реактора вскипания воды, необходимо поддерживать в нем более высокое давление, чем давление пара но втором контуре двухконтурной схемы. Для уменьшения давления в реакторе можно использовать высококипящий теплоноситель (органические жидкости, жидкие  металлы, кипящие при высоких температурах при отсутствии заметного избыточного  давления) или газ. Для существующих АЭС характерен низкий перегрев пара. Пар поступает в турбину насыщенным, поэтому при достижении предельной влажности (по условиям эрозионного износа лопаток 8-12 %) он выводится из промежуточных ступеней турбины и пропускается через сепаратор для отделения влаги, а иногда и через пароперегреватель, затем пар снова поступает в последующие ступени турбины. Развитие и совершенствование  оборудования АЭС позволило повысить КПД до 35 %, а единичную мощность энергоблоков довести до 1000 МВт и более. Себестоимость производимой на АЭС электроэнергии соизмерима с себестоимостью электроэнергии, отпускаемой ТЭС, использующими органическое  топливо. Например, себестоимость электроэнергии на Ленинградской атомной электростанции мощностью 4000 МВт составляет примерно 0,5 коп/(кВт-ч). К настоящему времени появились и другие типы реакторов. Использование, например, реакторов-размножителей на быстрых нейтронах позволяет воспроизводить ядерное горючее на 25—40 % больше затраченного топлива. При этом из 2J*U, находящегося в реакторе вместе с 235U, получается плутоний. Этот искусственно полученный изотоп плутония (в природе он не существует), так же как и уран, является ядерным горючим, поскольку легко самопроизвольно делится. Основным достоинством АЭС является независимость от источников сырья (урановых месторождений) благодаря компактности горючего, легкости его транспортировки и  продолжительности использования. На Нововоронежской АЭС на выработку 1 млн. кВт-ч электроэнергии расходуется всего около 200 г урана, что эквивалентно примерно 400 т угля. Экологическая чистота АЭС много выше, чем ТЭС, работающей на органическом  топливе, а вероятность аварии на них ничтожна. Поэтому атомная энергетика будет  развиваться и в будущем. Во Франции, например, в настоящее время 70 % электроэнергии  вырабатывается на АЭС. По мере развития безопасность АЭС неуклонно повышается, при этом учитывается и опыт имевших место, хотя и малочисленных, аварий, в том числе и на Чернобыльской АЭС в нашей стране.

Задача 8. При адиабатическом сжатии давление воздуха было увеличено от Р1 = 100 кПа до Р2 = 1 МПа. Затем при неизменном объеме температура воздуха была понижена до первоначальной. Определить давление Р3 газа в конце процесса.

 Дано:

Р1 =100 кПа=1·105 Па

Р2 = 1 МПа =1·106 Па

V2 = const

 = 1,4

Р3 – ?

Решение:

На PV диаграмме представлен график, соответствующий процессу, указанному в условии задачи.

Процесс адиабатического сжатия 1-2 совершается без теплообмена и согласно уравнению Пуассона: 

  (1)

Макроскопические параметры P, V, T воздуха в состоянии 1, 2, 3 связаны соотношением:

,

откуда P1V1 = P3V3.

По условию задачи V2 = V3. Используя уравнение (1) можно записать

.

Тогда 

Ответ: 

Внутренняя энергия. Механическая энергия: " потенциальная (определяется взаимным положением взаимодействующих тел) " кинетическая (определяется движением тела) Потенциальная и кинетическая энергия могут превращаться друг в друга. Энергию движения и взаимодействия частиц, составляющих тело, называют внутренней энергией тела. Внутренняя энергия тела не зависит от механического движения тела (как целого) и от положения этого тела относительно других тел.
На главную