Презентація на тему "Розвиток атомної енергетики". Презентація "ядерна енергетика Росії та світу" Презентація на тему атомна енергетика з фізики

Cлайд 1

ATOMCON-2008 26.06.2008 Стратегія розвитку атомної енергетики Росії до 2050 року Рачков В.І., Директор Департаменту наукової політики Держкорпорації «Росатом», доктор технічних наук, професор

Cлайд 2

* Світові прогнози розвитку атомної енергетики Вирівнювання питомих енергоспоживання в розвинених країнах, що розвиваються, вимагатиме збільшення попиту на енергоресурси до 2050 р. втричі. Істотну частку приросту світових потреб у паливі та енергії може взяти на себе атомна енергетика, що відповідає вимогам великомасштабної енергетики з безпеки та економіки. WETO - "World Energy Technology Outlook - 2050", Європейська Комісія, 2006 "The Future of Nuclear Energy", Massachusetts Institute of Technology, 2003

Cлайд 3

* Стан та найближчі перспективи розвитку атомної енергетики світу у 12 країнах будуються 30 ядерних енергоблоків загальною потужністю 23,4 ГВт(е). близько 40 країн офіційно заявили про наміри створити ядерний сектор у своїй національній енергетиці. До кінця 2007 року в 30 країнах світу (в яких живуть дві третини населення планети) діяли 439 ядерних енергетичних реакторів загальною встановленою потужністю 372,2 ГВт(ел). Ядерна частка в електричній генерації у світі становила 17%. Країна Кількість реакторів, шт. Потужність, МВт Частка АЕ у произв. е/е, % Франція 59 63260 76,9 Литва 1 1185 64,4 Словаччина 5 2034 54,3 Бельгія 7 5824 54,1 Україна 15 13107 48,1 Швеція 10 9014 46,1 6 6 41,6 Швейцарія 5 3220 40,0 Угорщина 4 1829 36,8 Корея, Пд. 20 17451 35,3 Болгарія 2 1906 32,3 Чехія 6 3619 30,3 Фінляндія 4 2696 28,9 Японія 55 47587 27,5 Німеччина 17 20470 27,3 Країна К-сть реакторів Потужність, МВт Частка АЕ у произв. е/е, % США 104 100582 19,4 Тайвань (Китай) 6 4921 19,3 Іспанія 8 7450 17,4 Росія 31 21743 16,0 Великобританія 19 10222 15,1 8 10 10 Аргентина 2 935 6,2 ПАР 2 1800 5,5 Мексика 2 1360 4,6 Нідерланди 1 482 4,1 Бразилія 2 1795 2,8 Індія 17 3782 2,5 Пакистан 2 425 23 372202 17,0

Cлайд 4

* Двоетапний розвиток атомної енергетики Енергетика на теплових реакторах та накопичення в них плутонію для запуску та паралельного освоєння швидких реакторів. Розвиток на основі швидких реакторів великомасштабної АЕ, що поступово заміщає традиційну енергетику на викопному органічному паливі. Стратегічною метою розвитку АЕ було оволодіння на основі швидких реакторів невичерпними ресурсами дешевого палива – урану та, можливо, торію. Тактичним завданням розвитку АЕ було використання теплових реакторів на U-235 (освоєних для виробництва збройових матеріалів, плутонію та тритію, і для атомних підводних човнів) з метою виробництва енергії та радіоізотопів для народного господарства та накопичення енергетичного плутонію для швидких реакторів.

Cлайд 5

* Атомна галузь Росії В даний час галузь включає: Ядерно-збройовий комплекс (ЯОК). Комплекс із забезпечення ядерної та радіаційної безпеки (ЯРБ). Ядерний енергетичний комплекс (ЯЕК): ядерно-паливний цикл; атомна енергетика. Науково-технічний комплекс (НТК) Держкорпорація «РОСАТОМ» покликана забезпечити єдність системи управління з метою синхронізації програм розвитку галузі із системою зовнішніх та внутрішніх пріоритетів Росії. Основне завдання ВАТ «Атоменергопром» - формування глобальної компанії, яка успішно конкурує на ключових ринках.

Cлайд 6

* У 2008 році працюють 10 АЕС (31 енергоблок) потужністю – 23,2 ГВт. У 2007 році АЕС виробили 158,3 млрд. кВт.год. електроенергії. Частка АЕС: у загальному виробництві електроенергії – 15,9% (у європейській частині – 29,9%); у загальній встановленій потужності – 11,0%. АЕС Росії у 2008 році

Cлайд 7

Cлайд 8

* Недоліки сучасної ядерної енергетики Відкритий ЯТЦ теплових реакторів – обмежений паливний ресурс та проблема поводження з ВЯП. Великі капітальні витрати на спорудження АЕС. Орієнтація на енергоблоки великої одиничної потужності з прив'язкою до електромережних вузлів та великих електроспоживачів. Низька здатність АЕС до маневру потужністю. В даний час у світі немає певної стратегії поводження з ВЯП теплових реакторів (до 2010 р. буде накопичено понад 300 000 тонн ВЯП, із щорічним приростом 11 000-12 000 тонн ВЯП). У Росії її накопичено 14 000 тонн ВЯП сумарною радіоактивністю 4,6 млрд. Ки з щорічним приростом 850 тонн ВЯП. Необхідний перехід на сухий спосіб зберігання ВЯП. Переробку більшості опроміненого ядерного палива доцільно відкласти до початку серійного будівництва швидких реакторів нового покоління.

Cлайд 9

* Проблеми поводження з РАВ та ВЯП Тепловий реактор потужністю 1 ГВт виробляє на рік 800 тонн низько- та середньоактивних РАВ та 30 тонн високоактивного ВЯП. Високоактивні відходи, що займають за обсягом менше 1%, за сумарною активністю займають 99%. Жодна з країн не перейшла до використання технологій, що дозволяють вирішити проблему поводження з опроміненим ЯП та радіоактивними відходами. Тепловий реактор електричною потужністю 1 ГВт виробляє щорічно 200 кг плутонію. Швидкість накопичення плутонію у світі становить ~70 т/рік. Основним міжнародним документом, що регулює використання плутонію, є Договір про нерозповсюдження ядерної зброї (ДНЯЗ). Для посилення режиму нерозповсюдження потрібна його технологічна підтримка.

Cлайд 10

* Напрями стратегії у сфері атомного машинобудування Добудова виробництва критичних елементів технології ЯСПП російських підприємствах, повністю чи частково які входять у структуру Держкорпорації “РОСАТОМ”. Створення альтернативних нинішнім монополістам постачальників основного устаткування. По кожному типу устаткування передбачається сформувати щонайменше двох можливих виробників. Необхідне формування тактичних та стратегічних альянсів Держкорпорації «РОСАТОМ» з основними учасниками ринку.

Cлайд 11

* Вимоги до великомасштабних енерготехнологій Крупномасштабна енерготехнологія не повинна залежати від природної невизначеності, пов'язаної з видобутком викопної паливної сировини. Процес «спалювання» палива має бути безпечним. Локалізовані відходи повинні бути фізично та хімічно не більш активними, ніж вихідна паливна сировина. При помірному зростанні встановленої потужності АЕ ядерна енергетика розвиватиметься переважно на теплових реакторах із незначною часткою швидких реакторів. У разі інтенсивного розвитку ядерної енергетики вирішальну роль у ній гратимуть швидкі реактори.

Cлайд 12

* Ядерна енергетика та ризик розповсюдження ядерної зброї Елементи ядерної енергетики, що визначають ризик поширення ядерної зброї: Нова ядерна технологія не повинна призводити до відкриття нових каналів отримання збройових матеріалів та використання її для подібних цілей. Розвиток ядерної енергетики на швидких реакторах з відповідним чином збудованим паливним циклом створює умови для поступового зниження ризику поширення ядерної зброї. Поділ ізотопів урану (збагачення). Виділення плутонію та/або U-233 з опроміненого палива. Довготривале зберігання опроміненого палива. Зберігання виділеного плутонію.

Cлайд 13

* Розвиток атомної енергетики Росії до 2020 року Висновок: 3,7 ГВт Калінін 4 добудова НВАЕС-2 1 Ростов 2 добудова НВАЕС-2 2 Ростов 3 Ростов 4 ЛАЕС-2 1 ЛАЕС-2 2 ЛАЕС-2 3 Білоярка 4 БН 2 НВАЕС 3 ЛАЕС-2 4 Кола 1 ЛАЕС 2 ЛАЕС 1 НВАЕС 4 Сіверська 1 Нижегород 1 Нижегород 2 Кола-2 1 Кола-2 2 обов'язкова додаткова програма Введення: 32,1 ГВт (обов'язкова програма) Плюс 6,9 Гвт (додаток програма) червоною лінією обмежена кількість енергоблоків з гарантованим (ФЦП) фінансуванням синьою лінією позначена обов'язкова програма введення енергоблоків Нижегород 3 ЮУральська 2 Тверська 1 Тверська 2 Центральна 1 Тверська 3 Тверська 4 ЮУральська 3 ЮУральська 4 Прим 1 Прим 2 Курськ 5 НВАЕС-2 3 Центральна 4 Нижегород 4 НВАЕС-2 4 Центральна 2 Центральна 3 Діючі блоки - 58 Зупинені блоки - 10 Штатний коефіцієнт повинен зменшуватися від сучасних 1,5 чол/МВт до 0,3-0,5 чол/МВт.

Cлайд 14

* Перехід до нової технологічної платформи Ключовим елементом НТП є розвиток технології ЯСПП із реактором на швидких нейтронах. Концепція «БЕСТ» з нітридним паливом, рівноважним КВ та важкометалевим теплоносієм є найбільш перспективним вибором для створення бази нової ядерної енерготехнології. Страхуючим проектом є промислово освоєний швидкий реактор на натрієвому теплоносії (БН). Через проблеми з масштабуванням цей проект є менш перспективним, ніж «БЕСТ», на його основі передбачається відпрацювання нових видів палива та елементів замкнутого ЯТЦ. Принцип внутрішньо властивої безпеки: детерміністичний виключення важких реакторних аварій та аварій на підприємствах ядерного паливного циклу; трансмутаційний замкнутий ядерний паливний цикл із фракціонуванням продуктів переробки ВЯП; технологічну підтримку режиму нерозповсюдження.

Cлайд 15

* Можлива структура енергогенерації до 2050 року Частка АЕ у ПЕК з вироблення - 40% Частка АЕ у ПЕК з вироблення - 35%

Cлайд 16

* Періоди розвитку ядерних технологій у XXI столітті Мобілізаційний період: модернізація та підвищення ефективності використання встановлених потужностей, добудова енергоблоків, еволюційний розвиток реакторів та технологій паливного циклу з їх впровадженням у промислову експлуатацію, розробка та дослідна експлуатація інноваційних технологій для АЕС та паливного циклу. Перехідний період: розширення масштабів атомної енергетики та освоєння інноваційних технологій реакторів та паливного циклу, (швидкі реактори, високотемпературні реактори, реактори для регіональної енергетики, замкнутий уран-плутонієвий та торій-урановий цикл, використання корисних та випалювання небезпечних радіонуклідів, довготривале виробництво водню, опріснення води). Період розвитку: розгортання інноваційних ядерних технологій, формування багатокомпонентної ядерної та атомно-водневої енергетики.

Cлайд 17

* Короткострокові завдання (2009-2015 рр.). Формування технічної бази для вирішення проблеми енергозабезпечення країни на освоєних реакторних технологіях з безумовним розвитком інноваційних технологій: Підвищення ефективності, модернізація, продовження терміну служби діючих реакторів, добудова енергоблоків. Обґрунтування роботи реакторів у режимі маневреності та розробка систем підтримки роботи АЕС у базовому режимі. Спорудження енергоблоків наступного покоління, включаючи АЕС із БН-800 з одночасним створенням пілотного виробництва МОХ палива. Розробка програм регіонального атомного енергопостачання на базі АЕС малої та середньої потужності. Розгортання програми робіт із замикання ЯТЦ з урану та плутонію для вирішення проблеми необмеженого паливозабезпечення та поводження з РАВ та ВЯП. Розгортання програми використання ядерних енергоджерел для розширення ринків збуту (теплофікація, теплопостачання, виробництво енергоносіїв, опріснення морської води). Спорудження енергоблоків у відповідність до Генсхеми.

Cлайд 18

* Середньострокові завдання (2015-2030 рр.) Розширення масштабів атомної енергетики та освоєння інноваційних технологій реакторів та паливного циклу: Спорудження енергоблоків у відповідність до Генсхеми. Розробка та впровадження інноваційного проекту ВВЕР третього покоління. Виведення з експлуатації та утилізація енергоблоків першого та другого поколінь та заміщення їх установками третього покоління. Формування технологічної бази переходу до великомасштабної ядерної енергетики. Розвиток радіохімічного виробництва з переробки палива. Досвідчена експлуатація демонстраційного блоку АЕС зі швидким реактором та виробництвами паливного циклу із внутрішньо властивою безпекою. Досвідчена експлуатація прототипного блоку ГТ-МГР та виробництво палива для нього (у рамках міжнародного проекту). Спорудження об'єктів малої енергетики, включаючи стаціонарні та плавучі енергетичні та опріснювальні станції. Розробка високотемпературних реакторів для водню з води.

Cлайд 19

* Довгострокові завдання (2030-2050 рр.) Розгортання інноваційних ядерних технологій, формування багатокомпонентної ядерної та атомно-водневої енергетики: Створення інфраструктури великомасштабної ядерної енергетики на новій технологічній платформі. Спорудження демонстраційного блоку АЕС з тепловим реактором з торій-урановим циклом та його дослідна експлуатація. Перехід до великомасштабної ядерної енергетики потребує широкого міжнародного співробітництва на державному рівні. Необхідні спільні розробки, орієнтовані потреби як національної, і світової енергетики.

Cлайд 20

Cлайд 21

Слайд 2

Атомна енергетика

§66. Розподіл ядер урану. §67. Ланцюгова реакція. §68. Ядерний реактор. §69. Атомна енергетика. §70. Біологічна дія радіації. §71. Одержання та застосування радіоактивних ізотопів. §72. Термоядерна реакція §73. Елементарні частинки. Античастинки.

Слайд 3

§66. Поділ ядер урану

Хто і коли відкрив розподіл ядер урану? Який механізм поділу ядра? Які сили діють у ядрі? Що відбувається при розподілі ядра? Що відбувається з енергією при розподілі ядра урану? Як змінюється температура навколишнього середовища при розподілі ядер урану? Яка велика виділена енергія?

Слайд 4

Розподіл важких ядер.

На відміну від радіоактивного розпаду ядер, що супроводжується випромінюванням α- або β-частинок, реакції поділу – це процес, при якому нестабільне ядро ділиться на два великі фрагменти порівнянних мас. У 1939 році німецькими вченими О. Ганом та Ф. Штрассманом було відкрито поділ ядер урану. Продовжуючи дослідження, розпочаті Фермі, вони встановили, що з бомбардуванні урану нейтронами виникають елементи середньої частини періодичної системи – радіоактивні ізотопи барію (Z = 56), криптону (Z = 36) та інших. Уран зустрічається у природі як двох ізотопів: урану- 238 та урану-235 (99,3 %) та (0,7 %). При бомбардуванні нейтронами ядра обох ізотопів можуть розщеплюватися на два уламки. При цьому реакція поділу урану-235 найбільш інтенсивно йде на повільних (теплових) нейтронах, тоді як ядра урану-238 вступають у реакцію поділу тільки з швидкими нейтронами з енергією близько 1 МеВ.

Слайд 5

Ланцюгова реакція

Основний інтерес для ядерної енергетики становить реакція поділу ядра урану-235. В даний час відомі близько 100 різних ізотопів з масовими числами приблизно від 90 до 145, що виникають при розподілі цього ядра. Дві типові реакції розподілу цього ядра мають вигляд: Зверніть увагу, що в результаті розподілу ядра, ініційованого нейтроном, виникають нові нейтрони, здатні викликати реакції розподілу інших ядер. Продуктами поділу ядер урану-235 можуть бути й інші ізотопи барію, ксенону, стронцію, рубідії і т.д.

Слайд 6

При розподілі ядра урану-235, яке викликане зіткненням з нейтроном, звільняється 2 або 3 нейтрони. За сприятливих умов ці нейтрони можуть потрапити до інших ядрів урану і викликати їх поділ. На цьому етапі з'являться вже від 4 до 9 нейтронів, здатних викликати нові розпади ядер урану тощо. Такий лавиноподібний процес називається ланцюговою реакцією

Схема розвитку ланцюгової реакції поділу ядер урану представлена малюнку

Слайд 7

Коефіцієнт розмноження

Для здійснення ланцюгової реакції необхідно, щоб так званий коефіцієнт розмноження нейтронів був більший за одиницю. Інакше кажучи, у кожному наступному поколінні нейтронів має бути більше, ніж у попередньому. Коефіцієнт розмноження визначається як числом нейтронів, які утворюються у кожному елементарному акті, а й умовами, у яких протікає реакція – частина нейтронів може поглинатися іншими ядрами чи виходити із зони реакції. Нейтрони, що звільнилися при розподілі ядер урану-235, здатні викликати розподіл лише ядер цього ж урану, частку якого у природному урані припадає лише 0,7 %.

Слайд 8

Критична маса

Найменша маса урану, при якій можливе протікання ланцюгової реакції, називається критичною масою. Способи зменшення втрати нейтронів: Використання відбивної оболонки (з берилію), Зменшення кількості домішок, Застосування сповільнювача нейтронів (графіт, важка вода), Для урану-235 - M кр = 50 кг (r = 9 см).

Слайд 9

Схема ядерного реактора

Слайд 10

В активній зоні ядерного реактора йде керована ядерна реакція з виділенням великої кількості енергії.

Перший ядерний реактор був побудований в 1942 році в США під керівництвом Е. Фермі. У нашій країні перший реактор був побудований в 1946 році під керівництвом І. В. Курчатова

Слайд 11

Домашнє завдання

§66. Розподіл ядер урану. §67. Ланцюгова реакція. §68. Ядерний реактор. Відповісти на питання. Намалювати схему реактора. Які речовини та як застосовуються в ядерному реакторі? (письмово)

Слайд 12

Термоядерні реакції.

Реакції злиття легких ядер звуться термоядерних реакцій, оскільки можуть протікати лише за дуже високих температурах.

Слайд 13

Другий шлях звільнення ядерної енергії пов'язані з реакціями синтезу. При злитті легких ядер та утворенні нового ядра має виділятися велика кількість енергії. Особливо велике практичне значення має те, що при термоядерній реакції на кожен нуклон виділяється набагато більше енергії, ніж при ядерній реакції, наприклад, при синтезі ядра гелію з ядер водню виділяється енергія, що дорівнює 6 МеВ, а при розподілі ядра урану на один нуклон доводиться 0,9 МеВ.

Слайд 14

Умови протікання термоядерної реакції

Щоб два ядра вступили в реакцію синтезу, вони повинні зблизитись на відстань дії ядерних сил близько 2·10–15 м, подолавши електричне відштовхування їх позитивних зарядів. Для цього середня кінетична енергія теплового руху молекул має перевищувати потенційну енергію кулонівської взаємодії. Розрахунок необхідної для цього температури T призводить до величини порядку 108-109 К. Це надзвичайно висока температура. За такої температури речовина знаходиться в повністю іонізованому стані, що називається плазмою.

Слайд 15

Керована термоядерна реакція

Енергетично вигідна реакція. Однак вона може йти лише за дуже високих температур (близько кілька сотень млн. градусів). При велику щільність речовини така температура може бути досягнута шляхом створення в плазмі потужних електронних розрядів. При цьому виникає проблема – важко утримати плазму. Термоядерні реакції, що самопідтримуються, відбуваються в зірках

Слайд 16

Енергетична криза

став реальною загрозою для людства. У зв'язку з цим вчені запропонували видобувати ізотоп важкого водню – дейтерій – з морської води та піддавати реакції ядерного розплаву при температурах близько 100 мільйонів градусів Цельсія. При ядерному розплаві дейтерій, отриманий з одного кілограма морської води, буде здатний виробити стільки ж енергії, скільки виділяється при спалюванні 300 літрів бензину ___ ТОКАМАК (тороїдальна магнітна камера зі струмом)

Слайд 17

Найбільш потужний сучасний ТОКАМАК, який служить лише для дослідницьких цілей, знаходиться в Абінгдон недалеко від Оксфорда. Висотою в 10 метрів він виробляє плазму і зберігає їй життя поки всього лише близько 1 секунди.

Слайд 18

ТОКАМАК (тороїдальна камера з магнітними котушками)

це електрофізичний пристрій, основне призначення якого – формування плазми. Плазма утримується не стінками камери, які не здатні витримати її температуру, а спеціально створюваним магнітним полем, що можливо при температурах близько 100 млн. градусів, і збереження її досить тривалий час у заданому обсязі. Можливість отримання плазми за надвисоких температур дозволяє здійснити термоядерну реакцію синтезу ядер гелію з вихідної сировини, ізотопів водню (дейтерію ітрітію.

Слайд 1

Ядерна енергетика

Школа № 625 Н.М.Турлакова

Слайд 2

Атомна енергетика

Слайд 3

§66. Поділ ядер урану

Слайд 4

Розподіл важких ядер.

Слайд 5

Ланцюгова реакція

Слайд 6

Схема розвитку ланцюгової реакції поділу ядер урану представлена малюнку

Слайд 7

Коефіцієнт розмноження

Слайд 8

Найменша маса урану, при якій можливе протікання ланцюгової реакції, називається критичною масою. Способи зменшення втрати нейтронів: Використання відбивної оболонки (з берилію), Зменшення кількості домішок, Застосування уповільнювача нейтронів (графіт, важка вода), Для урану-235 - M кр = 50 кг (r=9 см).

Критична маса

Слайд 9

Схема ядерного реактора

Слайд 10

В активній зоні ядерного реактора йде керована ядерна реакція з виділенням великої кількості енергії.

Перший ядерний реактор було побудовано 1942 року у США під керівництвом Еге. Фермі. У нашій країні перший реактор був побудований в 1946 під керівництвом І. В. Курчатова

Слайд 11

Домашнє завдання

Слайд 12

Термоядерні реакції.

Слайд 13

Другий шлях звільнення ядерної енергії пов'язані з реакціями синтезу. При злитті легких ядер та утворенні нового ядра має виділятися велика кількість енергії.

Особливо велике практичне значення має те, що при термоядерній реакції на кожен нуклон виділяється набагато більше енергії, ніж при ядерній реакції, наприклад, при синтезі ядра гелію з ядер водню виділяється енергія, що дорівнює 6 МеВ, а при розподілі ядра урану на один нуклон доводиться. 0,9 МеВ.

Слайд 14

Умови протікання термоядерної реакції

Слайд 15

Керована термоядерна реакція

Термоядерні реакції, що самопідтримуються, відбуваються в зірках

Слайд 16

Енергетична криза

ТОКАМАК (тороїдальна магнітна камера зі струмом)

Слайд 17

Слайд 18

ТОКАМАК (тороїдальна камера з магнітними котушками)

Слайд 20

М.А. Леонтович біля "Токамака"

Слайд 21

Основи теорії керованого термоядерного синтезу заклали в 1950 І. Е. Тамм і А. Д. Сахаров, запропонувавши утримувати магнітним полем гарячу плазму, що утворилася в результаті реакцій. Ця ідея призвела до створення термоядерних реакторів - токамаків. При великій густині речовини необхідна висока температура в сотні млн. градусів може бути досягнута шляхом створення в плазмі потужних електронних розрядів. Проблема: важко утримати плазму. Сучасні установки токамак – не термоядерні реактори, а дослідницькі установки, в яких можливе лише на деякий час існування та збереження плазми.

Керовані термоядерні реакції

Слайд 22

Батьками-засновниками радянської мирної термоотрути стали академіки Андрій Сахаров (ліворуч), творець водневої бомби, та Євген Веліхов (праворуч), один із розробників токамака - прообраз термоядерного реактора

Слайд 23

Сферичний токамак Глобус-М - нова велика фізична установка, споруджена у Фізико-технічному інституті ім. А.Ф.Іоффе Російської Академії наук 1999 р.

«Глобус»

Слайд 24

§72. Термоядерна реакція Відповісти на питання. §70. Біологічна дія радіації. §71. Одержання та застосування радіоактивних ізотопів. Доповіді.

Слайд 2

1. Світовий досвід розвитку атомної енергетики

Сьогодні 1,7 млрд. осіб не мають доступу до електроенергії

Слайд 3

Світові проблеми

Зростання енергоспоживання Швидке вичерпання енергоносіїв Атомна енергетика – одне з основних світових джерел енергозабезпечення

Слайд 4

Розвиток мирної ядерної енергетики розпочався у 1954 р. із введення в експлуатацію першої атомної електростанції у м. Обнінську (СРСР) Аварія на Чорнобильській АЕС сповільнила темпи розвитку ядерної енергетики – деякі країни оголосили мораторій на будівництво нових АЕС

Слайд 5

У 2000 – 2005 роках. до ладу було введено 30 нових реакторів

Сьогодні у світі налічується близько 440 ядерних реакторів. Вони розташовані більш ніж у 30 країнах. Основні потужності зосереджені в Західній Європі та США.

Слайд 6

Слайд 7

Країни, які задовольняють за рахунок АЕС більшу частину своїх потреб в електроенергії

Слайд 8

Питання екології:

Більшість викидів в атмосферу відбувається при спалюванні органічного палива В результаті експлуатації вугільних електростанцій в атмосферу щорічно потрапляє близько 24 млрд.т вуглекислого газу АЕС не викидають в атмосферу забруднюючих речовин

Слайд 9

Показники викиду у повітря пов'язані з енергетикою парникових газів

Слайд 10

Багаторівнева система безпеки сучасних реакторів:

Внутрішня металева оболонка захищає людей та навколишнє середовище від радіації, Зовнішня – оберігає від дії ззовні (землетрусу, урагану, повені тощо),

Слайд 11

Пасивні системи безпеки:

Паливна таблетка (затримує 98 % радіоактивних продуктів поділу, Герметична оболонка тепловиділяючого елемента, Міцний корпус реактора (товщина стінок – 25 см і більше)).

Слайд 12

Роль захисної оболонки

28 березня 1979 р. – аварія на американській АЕС Три-Майл-Айленд 26 квітня 1986 р. – аварія на 4 блоці Чорнобильської АЕС Аварія не мала глобального характеру Стала екологічною катастрофою

Слайд 13

2. Необхідність розвитку атомної енергетики та будівництва АЕС у Білорусі

Гостра нестача власних паливно-енергетичних ресурсів Залежність від єдиного постачальника (Росії) Подорожчання ресурсів Забруднення навколишнього середовища.

Слайд 14

«Плюси» будівництва АЕС:

Задоволення близько 25 % потреб країни у електроенергії Зниження її собівартості на 13 %

Слайд 15

15 січня 2008 р.

На засіданні Ради Безпеки Республіки Білорусь ухвалено рішення про будівництво в Білорусі власної атомної електростанції

Слайд 16

31 січня 2008 р.

Президент Республіки Білорусь підписав ухвалу Ради Безпеки № 1 «Про розвиток атомної енергетики в Республіці Білорусь»

Слайд 17

3. Громадська думка про будівництво АЕС Чи має Білорусь мати та розвивати ядерну енергетику?

Слайд 18

Чому нам потрібна АЕС?

Слайд 19

4. Робота, виконана на підготовчому етапі

Реалізацію плану підготовчих робіт забезпечують Рада Міністрів та Національна академія наук Організує та координує діяльність з будівництва АЕС Міністерство енергетики Генеральний проектувальник – республіканське унітарне підприємство «БелНДПІЕнерго» Науковий супровід робіт – державна наукова установа «Об'єднаний інститут енергетичних та ядерних досліджень – Підготовка до будівництва ведеться у взаємодії з Міжнародним агентством ООН з атомної енергетики (МАГАТЕ)

Слайд 20

Вибір майданчика для розміщення АЕС

Проводиться великий комплекс дослідницьких та проектно-вишукувальних робіт Роботи проведені у всіх регіонах республіки (більш ніж на 50 майданчиках). По кожному з потенційних майданчиків буде підготовлено незалежне експертне висновок. 2 майданчиків) Ведеться розробка законодавчої бази для регламентації роботи майбутньої АЕС Триває підготовка матеріалів для міжнародного тендеру на будівництво АЕС

Слайд 21

5. Економічні та соціальні ефекти розвитку атомної енергетики

Зниження потреби держави в імпортних енергоносіях на третину Зниження рівня використання природного газу Дозволить уникнути односторонньої залежності від поставок російського газу (уран видобувають Канада, ПАР, США, Намібія, Австралія, Франція та ін.) Розвиток сучасних наукомістких технологій, підвищення кваліфікації кадрів соціальний розвиток регіону розміщення АЕС Набутий під час будівництва досвід у майбутньому дозволить брати участь у зведенні об'єктів ядерної енергетики в Білорусі та за кордоном

Переглянути всі слайди

Урок у 9 класіВчитель фізики «МКОУ Мужичанська ЗОШ»
Волосенців Микола Васильович

Повторення знань про енергію, укладену в ядрах атомів; Повторення знань про енергію, укладену в ядрах атомів;
Найважливіша проблема енергетики;
Етапи вітчизняного атомного проекту;
Ключові питання для забезпечення життєздатності у майбутньому;
Переваги та недоліки АЕС;
Саміт з ядерної безпеки.

Які два види сил діють у ядрі атома? Які два види сил діють у ядрі атома?
-Що відбувається з ядром урану, що поглинув зайвий електрон?
-Як змінюється температура навколишнього середовища при розподілі великої кількості ядер урану?
-Розкажіть про механізм протікання ланцюгової реакції.
-Що називається критичною масою урану?
– Якими факторами визначається можливість протікання ланцюгової реакції?
-Що таке ядерний реактор?
Що знаходиться в активній зоні реактора?
-Для чого потрібні регулюючі стрижні? Як ними користуються?
-Яку другу функцію (крім уповільнення нейтронів) виконує вода у першому контурі реактора?
-Які процеси відбуваються у другому контурі?
-Які перетворення енергії відбуваються під час отримання електричного струму на атомних електростанціях?

Здавна як основні джерела енергії використовувалися дрова, торф, деревне вугілля, вода, вітер. З найдавніших часів відомі такі види палива як вугілля, нафта, сланці. Практично все паливо, що видобувається, спалюється. Багато палива витрачається на теплових електростанціях, у різних теплових двигунах, на технологічні потреби (наприклад, при виплавці металу, для нагрівання заготовок у ковальських та прокатних цехах) та на опалення житлових приміщень та промислових підприємств. При спалюванні палива утворюються продукти згоряння, які зазвичай через димарі викидаються в атмосферу. Щороку у повітря потрапляють сотні мільйонів тонн різних шкідливих речовин. Охорона природи стала одним із найважливіших завдань людства. Природне паливо дуже повільно заповнюється. Існуючі запаси утворилися десятки і сотні мільйонів років тому. У той же час видобуток палива безперервно збільшується. Ось чому найважливішою проблемою енергетики є проблема пошуку нових запасів енергетичних ресурсів, зокрема ядерної енергії. Здавна як основні джерела енергії використовувалися дрова, торф, деревне вугілля, вода, вітер. З найдавніших часів відомі такі види палива як вугілля, нафта, сланці. Практично все паливо, що видобувається, спалюється. Багато палива витрачається на теплових електростанціях, у різних теплових двигунах, на технологічні потреби (наприклад, при виплавці металу, для нагрівання заготовок у ковальських та прокатних цехах) та на опалення житлових приміщень та промислових підприємств. При спалюванні палива утворюються продукти згоряння, які зазвичай через димарі викидаються в атмосферу. Щороку у повітря потрапляють сотні мільйонів тонн різних шкідливих речовин. Охорона природи стала одним із найважливіших завдань людства. Природне паливо дуже повільно заповнюється. Існуючі запаси утворилися десятки і сотні мільйонів років тому. У той же час видобуток палива безперервно збільшується. Ось чому найважливішою проблемою енергетики є проблема пошуку нових запасів енергетичних ресурсів, зокрема ядерної енергії.

Датою масштабного початку атомного проекту СРСР вважається 20 серпня 1945 року. Дата масштабного початку атомного проекту СРСР вважається 20 серпня 1945 року.
Однак роботи з освоєння атомної енергії в СРСР почалися набагато раніше. У 1920-1930-ті роки створюються наукові центри, школи: фізико-технічний інститут у Ленінграді під керівництвом Іоффе, Харківський фізтех, де працює Лейпунський, Радієвий інститут на чолі з Хлопіним, Фізичний інститут ім. П.М. Лебедєва, інститут хімічної фізики та інші. При цьому акцент у розвитку науки робиться на фундаментальні дослідження.
У 1938 році в АН СРСР була утворена Комісія з атомного ядра, а в 1940 - Комісія з проблем урану.
Я Б. Зельдович та Ю.Б. Харитон у 1939-40 роках провели ряд основних розрахунків з розгалуженої ланцюгової реакції поділу урану в реакторі як регульованої керованої системи.
Але війна перервала ці роботи. Тисячі наукових співробітників були призвані в армію, багато відомих вчених, які мали броню, пішли на фронт добровольцями. Інститути та наукові центри закривалися, евакуювалися, їхню роботу було перервано і фактично паралізовано.

28 вересня 1942 року Сталін затверджує розпорядження ДКО № 2352сс «Про організацію робіт з урану». Чималу роль відіграла розвідувальна діяльність, яка дозволила нашим ученим знати наукові та технічні досягнення в галузі розробки ядерної зброї практично з першого дня. Однак ті розробки, які лягли в основу нашої атомної зброї, надалі були цілком і повністю створені нашими вченими. На підставі розпорядження ДКО від 11 лютого 1943 керівництво Академії наук СРСР прийняло рішення про створення в Москві для проведення робіт з урану спеціальної лабораторії Академії наук СРСР. Керівником усіх робіт з атомної теми став Курчатов, який зібрав до роботи своїх петербурзьких фізтехівців: Зельдовича, Харитона, Кікоіна та Флёрова. Під керівництвом Курчатова в Москві була організована секретна Лабораторія № 2 (майбутній Курчатовський інститут). 28 вересня 1942 Сталін затверджує розпорядження ДКО № 2352сс «Про організацію робіт з урану». Чималу роль відіграла розвідувальна діяльність, яка дозволила нашим ученим знати наукові та технічні досягнення в галузі розробки ядерної зброї практично з першого дня. Однак ті розробки, які лягли в основу нашої атомної зброї, надалі були цілком і повністю створені нашими вченими. На підставі розпорядження ДКО від 11 лютого 1943 керівництво Академії наук СРСР прийняло рішення про створення в Москві для проведення робіт з урану спеціальної лабораторії Академії наук СРСР. Керівником усіх робіт з атомної теми став Курчатов, який зібрав до роботи своїх петербурзьких фізтехівців: Зельдовича, Харитона, Кікоіна та Флёрова. Під керівництвом Курчатова у Москві було організовано секретну Лабораторію № 2 (майбутній Курчатовський інститут).

Ігор Васильович Курчатов

У 1946 р. в Лабораторії № 2 було побудовано перший уран-графітовий ядерний реактор Ф-1, фізичний пуск якого відбувся о 18 год. т та наявності в активній зоні реактора одного кадмієвого стрижня, введеного на 2,6 м. У 1946 р. в Лабораторії № 2 було побудовано перший уран-графітовий ядерний реактор Ф-1, фізичний пуск якого відбувся о 18 год. 25 грудня 1946 р. В цей час було здійснено керовану ядерну реакцію при масі урану 45 т, графіту – 400 т та наявності в активній зоні реактора одного кадмієвого стрижня, введеного на 2,6 м.
У червні 1948 р. було здійснено пуск першого промислового ядерного реактора, а 19 червня завершився тривалий період підготовки реактора до роботи на проектній потужності, що дорівнювала 100 МВт. З цією датою пов'язують початок виробничої діяльності комбінату № 817 у Челябінську-40 (зараз м. Озерськ Челябінської області).
Роботи над створенням атомної бомби тривали протягом 2 років 8 місяців. 11 серпня 1949 р. у КБ-11 було проведено контрольне складання ядерного заряду з плутонію. Заряд було названо РДС-1. Успішне випробування заряду РДС-1 відбулося о 7 годині ранку 29 серпня 1949 р. на Семипалатинському полігоні.

Інтенсифікація робіт з військового та мирного використання ядерної енергії відбулася в період 1950 – 1964 рр. Роботи цього етапу пов'язані з удосконаленням ядерної та розробкою термоядерної зброї, оснащенням цими видами зброї збройних сил, становленням та розвитком атомної електроенергетики та початком досліджень у галузі мирного використання енергій реакцій синтезу легких елементів. Отриманий період 1949 – 1951 гг. науковий доробок послужив основою подальшого вдосконалення ядерної зброї, призначеної для тактичної авіації та перших вітчизняних балістичних ракет. У цей час активізувалися роботи зі створення першої водневої (термоядерної бомби). Один з варіантів термоядерної бомби РДС-6 було розроблено А.Д.Сахаровим (1921-1989) і успішно випробувано 12 серпня 1953 р. Інтенсифікація робіт з військового та мирного використання ядерної енергії відбулася в період 1950 – 1964 рр. Роботи цього етапу пов'язані з удосконаленням ядерної та розробкою термоядерної зброї, оснащенням цими видами зброї збройних сил, становленням та розвитком атомної електроенергетики та початком досліджень у галузі мирного використання енергій реакцій синтезу легких елементів. Отриманий період 1949 – 1951 гг. науковий доробок послужив основою подальшого вдосконалення ядерної зброї, призначеної для тактичної авіації та перших вітчизняних балістичних ракет. У цей час активізувалися роботи зі створення першої водневої (термоядерної бомби). Один із варіантів термоядерної бомби РДС-6 був розроблений А.Д.Сахаровим (1921-1989) і успішно випробуваний 12 серпня 1953 р.

У 1956 р. було випробувано заряд для артилерійського снаряда. У 1956 р. було випробувано заряд для артилерійського снаряда.
У 1957 р. були спущені на воду перший атомний підводний човен і перший атомний криголам.
У 1960 р. було використано перша міжконтинентальна балістична ракета.
У 1961 р. була випробувана найпотужніша у світі авіабомба з тротиловим еквівалентом 50 Мт.

Слайд №10

16 травня 1949 р. постанова Уряду визначила початок робіт із створення першої атомної електростанції. Науковим керівником робіт із створення першої АЕС був призначений І.В.Курчатов, головним конструктором реактора – Н.А.Доллежаль. 27 червня 1954 р. в Росії в м. Обнінську було пущено першу у світі атомну електростанцію потужністю 5 МВт. У 1955 р. на Сибірському хімічному комбінаті було пущено новий, потужніший промисловий реактор І-1 з початковою потужністю 300 МВт, що з часом було збільшено в 5 раз.16 травня 1949 р. постанова Уряду визначило початок робіт зі створення першої атомної електростанції. Науковим керівником робіт із створення першої АЕС був призначений І.В.Курчатов, головним конструктором реактора – Н.А.Доллежаль. 27 червня 1954 р. в Росії в м. Обнінську було пущено першу у світі атомну електростанцію потужністю 5 МВт. У 1955 р. на Сибірському хімічному комбінаті було пущено новий, потужніший промисловий реактор І-1 з початковою потужністю 300 МВт, що згодом було збільшено 5 раз.
У 1958 р. було пущено двоконтурний уран-графітовий реактор із замкнутим циклом охолодження ЕІ-2, який був розроблений у Науково-дослідному та конструкторському інституті енерготехніки ім. Н.А.Доллежаля (НІКІЕТ).

Перша у світі АЕС

Слайд №11

У 1964 р. дали промисловий струм Білоярська та Нововоронезька АЕС. Промисловий розвиток водографітових реакторів в електроенергетиці пішов по конструктивній лінії РБМК - канальних реакторів великої потужності. Ядерний енергетичний реактор РБМК-1000 є гетерогенним канальним реактором на теплових нейтронах, в якому як паливо використовується слабозбагачений по U-235 (2%) діоксид урану, як сповільнювач - графіт і як теплоносій - кипляча легка вода. Розробку РБМК-1000 очолював Н.А.Доллежаль. Ці реактори стали однією з основ ядерної енергетики. Другим варіантом реакторів був водо-водяний енергетичний реактор ВВЕР, робота над проектом якого відноситься до 1954 р. Ідею схеми цього реактора було запропоновано в РНЦ «Курчатівський інститут». ВВЕР – енергетичний реактор на теплових нейтронах. Перший енергоблок з реактором ВВЕР-210 був зданий в експлуатацію наприкінці 1964 р. на Нововронезькій АЕС. У 1964 р. дали промисловий струм Білоярська та Нововоронезька АЕС. Промисловий розвиток водографітових реакторів в електроенергетиці пішов по конструктивній лінії РБМК - канальних реакторів великої потужності. Ядерний енергетичний реактор РБМК-1000 є гетерогенним канальним реактором на теплових нейтронах, в якому як паливо використовується слабозбагачений по U-235 (2%) діоксид урану, як сповільнювач - графіт і як теплоносій - кипляча легка вода. Розробку РБМК-1000 очолював Н.А.Доллежаль. Ці реактори стали однією з основ ядерної енергетики. Другим варіантом реакторів був водо-водяний енергетичний реактор ВВЕР, робота над проектом якого відноситься до 1954 р. Ідею схеми цього реактора було запропоновано в РНЦ «Курчатівський інститут». ВВЕР – енергетичний реактор на теплових нейтронах. Перший енергоблок з реактором ВВЕР-210 був зданий в експлуатацію наприкінці 1964 р. на Нововронезькій АЕС.

Білоярська АЕС

Слайд №12

Нововоронезька атомна станція - перша АЕС Росії з реакторами ВВЕР - розташована у Воронезькій області за 40 км на південь
м. Воронежа, на березі
річки Дон.
З 1964 по 1980 рік на станції було споруджено п'ять енергоблоків з реакторами ВВЕР, кожен із яких був головним, тобто. прототип серійних енергетичних реакторів.

Слайд №13

Станція споруджена у чотири черги: перша черга – енергоблок № 1 (ВВЕР-210 – у 1964 році), друга черга – енергоблок № 2 (ВВЕР-365 – у 1969 році), третя черга – енергоблоки № № 3 та 4 (ВВЕР- 440, 1971 і 1972 рр.), четверта черга - енергоблок № 5 (ВВЕР-1000,1980 рік).
У 1984 році з експлуатації після 20-річної роботи було виведено енергоблок №1, а в 1990 році – енергоблок №2. В експлуатації залишаються три енергоблоки – загальною електричною потужністю 1834 МВт.ВВЕР-1000

Слайд №14

Нововоронезька АЕС повністю забезпечує потреби Воронезької області в електричній енергії, до 90% - потреби м. Нововоронежа в теплі.
Вперше в Європі на енергоблоках №№ 3 та 4 виконано унікальний комплекс робіт з продовження їх термінів експлуатації на 15 років та отримано відповідні ліцензії Ростехнагляду. Здійснено роботи з модернізації та продовження терміну служби енергоблоку № 5.
З дня пуску в експлуатацію першого енергоблоку (вересень 1964 року) Нововоронезької АЕС вироблено понад 439 млрд. кВт «год електроенергії.

Слайд №15

Станом на 1985 р. в СРСР діяло 15 атомних електростанцій: Білоярська, Нововоронезька, Кольська, Білібінська, Ленінградська, Курська, Смоленська, Калінінська, Балаківська (РРФСР), Вірменська, Чорнобильська, Рівненська, Южно-Українська, Запорізька, І СРСР). В експлуатації знаходилося 40 енергоблоків типу РБМК, ВВЕР, ЕГП та один енергоблок із реактором на швидких нейтронах БН-600 загальною потужністю приблизно 27 млн. кВт. У 1985 р. на атомних електростанціях країни вироблено понад 170 млрд. кВт * год, що становило 11% всього вироблення електроенергії. Станом на 1985 р. в СРСР діяло 15 атомних електростанцій: Білоярська, Нововоронезька, Кольська, Білибінська, Ленінградська, Курська Смоленська, Калінінська, Балаківська (РРФСР), Вірменська, Чорнобильська, Рівненська, Южно-Українська, Запорізька, Ігналінська (інші республіки СРСР). В експлуатації знаходилося 40 енергоблоків типу РБМК, ВВЕР, ЕГП та один енергоблок із реактором на швидких нейтронах БН-600 загальною потужністю приблизно 27 млн. кВт. У 1985 р. на атомних електростанціях країни вироблено понад 170 млрд. кВт * год, що становило 11% всього вироблення електроенергії.

Слайд №16

Ця аварія докорінно змінила хід розвитку атомної енергетики і призвела до зниження темпів введення нових потужностей у більшості розвинених країн, у тому числі і в Росії. , зокрема й у Росії.
25 квітня о 01 годині 23 хвилині 49 секунд сталося два потужні вибухи з повним руйнуванням реакторної установки. Аварія на Чорнобильській АЕС стала найбільшою в історії технічною ядерною аварією.
Забруднення зазнало понад 200000 кв. км, приблизно 70% - на території Білорусії, Росії та України, решта на території Прибалтики, Польщі та Скандинавських країн. Внаслідок аварії із сільськогосподарського обороту було виведено близько 5 млн. га земель, навколо АЕС створено 30-кілометрову зону відчуження, знищено та поховано (закопано важкою технікою) сотні дрібних населених пунктів.

Слайд №17

До 1998 р. становище у галузі загалом, як і, як і його енергетичної і ядерно-збройової частинах, почало стабілізуватися. Стала відновлюватися довіра населення до атомної енергетики. Вже в 1999 р. атомні електростанції Росії виробили таку ж кількість кіловат-годин електроенергії, яку виробляли в 1990 р. АЕС, розташовані на території колишньої РРФСР. -збройової частини, почало стабілізуватися. Стала відновлюватися довіра населення до атомної енергетики. Вже 1999 р. атомні електростанції Росії виробили таку кількість кіловат-годин електроенергії, яке виробляли 1990 р. АЕС, розташовані біля колишньої РРФСР.
У ядерно-збройовому комплексі, починаючи з 1998 р., реалізовувалась Федеральна цільова програма «Розвиток ядерного збройового комплексу на період 2003 р.», а з 2006 р. діє друга цільова програма «Розвиток ЯОК на період 2006-2009 2015 р.».

Слайд №18

Щодо мирного використання атомної енергії у лютому 2010 р. було прийнято федеральну цільову програму «Ядерні енерготехнології нового покоління на період 2010-2015 років. та на перспективу до 2020 р.» Основною метою програми є розробка ядерних енерготехнологій нового покоління для атомних електростанцій, які забезпечують потреби країни в енергоресурсах та підвищення ефективності використання природного урану та відпрацьованого ядерного палива, а також дослідження нових способів використання енергії атомного ядра. Щодо мирного використання атомної енергії у лютому 2010 р. було прийнято федеральну цільову програму «Ядерні енерготехнології нового покоління на період 2010-2015 років. та на перспективу до 2020 р.» Основною метою програми є розробка ядерних енерготехнологій нового покоління для атомних електростанцій, що забезпечують потреби країни в енергоресурсах та підвищення ефективності використання природного урану та відпрацьованого ядерного палива, а також дослідження нових способів використання енергії атомного ядра.

Слайд №19

Важливим напрямом розвитку малої атомної енергетики є плавучі АЕС. Проект атомної теплоелектростанції (АТЕС) малої потужності на базі плавучого енергоблоку (ПЕБ) з двома реакторними установками КЛТ-40С почав розроблятися в 1994 р. Плавуча АТЕС має низку переваг: можливість роботи в умовах вічної мерзлоти на території за Полярним колом. ПЕБ розрахований на будь-яку аварію, проект плавучої АЕС відповідає всім сучасним вимогам безпеки, а також вирішує проблему ядерної безпеки для сейсмічно активних районів. У червні 2010 р. було здійснено пуск на воду першого у світі плавучого енергоблоку «Академік Ломоносів», який після додаткових випробувань відправлено до місця базування на Камчатку. Важливим напрямком розвитку малої атомної енергетики є плавучі АЕС. Проект атомної теплоелектростанції (АТЕС) малої потужності на базі плавучого енергоблоку (ПЕБ) з двома реакторними установками КЛТ-40С почав розроблятися в 1994 р. Плавуча АТЕС має низку переваг: можливість роботи в умовах вічної мерзлоти на території за Полярним колом. ПЕБ розрахований на будь-яку аварію, проект плавучої АЕС відповідає всім сучасним вимогам безпеки, а також вирішує проблему ядерної безпеки для сейсмічно активних районів. У червні 2010 р. було здійснено пуск на воду першого у світі плавучого енергоблоку «Академік Ломоносів», який після додаткових випробувань відправлено до базування на Камчатку.

Слайд №20

забезпечення стратегічного ядерного паритету, виконання державного оборонного замовлення, збереження та розвиток ядерного збройового комплексу;
проведення наукових досліджень у галузі ядерної фізики, ядерної та термоядерної енергетики, спеціального матеріалознавства та передових технологій;
розвиток атомної енергетики, у тому числі забезпечення сировинної бази, паливного циклу, атомного машино- та приладобудування, будівництво вітчизняних та зарубіжних АЕС.