Солнечные и ветряные электростанции

ВЭУ занимались и занимаются и в России. В начале 1990-х годов была создана ветроустановка небольшой мощности «Конвет-1Э» двух модификаций — с асинхронным генератором (2 кВт, 230 В) и индукторным генератором постоянного тока (12 или 24 В). Ветроколесо с двумя лопастями вращает генератор. Благодаря применению инвертора или выпрямителя можно обеспечивать энергией телевизор, холодильник, радиоприем

ник, заряжать аккумуляторную батарею. В зонах со среднегодовыми скоростями ветра 5—6 метров в секунду стоимость 1 кВт-ч от такой ВЭУ в 1,4— 1,7 раза ниже, чем от равноценного по мощности бензинового агрегата. Масса установки — 460 килограммов.

Как известно, беда многих ветряков — мощные воздушные потоки, под действием которых они нередко ломаются. В «Конвет-1Э» применили различные автоматические устройства, чтобы не дать колесу чрезмерно раскрутиться при сильном ветре. Конструкторам удалось добиться аэродинамического КПД в 46—48 процентов. Это достигнуто за счет применения высококачественных неметаллических лопастей с более совершенным, крученным по длине профилем.

Быстроходные ветроустановки иностранных фирм работают главным Образом, начиная со скоростей ветра 5—6 метров в секунду. Особая конструкция лопастей и специальные приспособления позволяют «Конвету-1Э» эффективно начинать работать уже при силе ветра 4 метра в секунду.

Суммарная мощность ветроустановок в мире быстро возрастает. По использованию ВЭУ в мире лидируют США, в Европе — Германия, Англия, Дания и Нидерланды.

Германия получает от ветра десятую часть своей электроэнергии, а всей Западной Европе ветер дает 2500 МВт электроэнергии. По мере того как ветряные электростанции окупаются, а их конструкции совершенствуются, цена «воздушного» электричества падает. Так, в 1993 году во Франции се-(ч-стоимость 1 кВт-ч электроэнергии, полученной на ветростанции, равнялась 40 сантимам, а к 2000 году она снизилась в 1,5 раза.

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах

Первая в мире атомная электростанция (АЭС), построенная в городе Обнинске под Москвой, дала ток в июне 1954 года. Мощность ее была весьма скромной — 5 МВт. Однако она сыграла роль экспериментальной установки, где накапливался опыт эксплуатации будущих крупных АЭС. Впервые была доказана возможность производства электрической энергии на основе расщепления ядер урана, а не за счет сжигания органического топлива и не за счет гидравлической энергии.

АЭС использует ядра тяжелых элементов — урана и плутония. При делении ядер выделяется энергия — она и «работает» в атомных электростанциях. Но можно использовать только ядра, имеющие определенную массу — ядра изотопов. В атомных ядрах изотопов содержится одинаковое число протонов и разное — нейтронов, из-за чего ядра разных изотопов одного и того же элемента имеют разную массу. У урана, например, 15 изотопов, но в ядерных реакциях участвует только уран-235.

Реакция деления протекает следующим образом. Ядро урана самопроизвольно распадается на несколько осколков; среди них есть частицы высокой энергии — нейтроны. В среднем на каждые 10 распадов приходится 25 нейронов. Они попадают в ядра соседних атомов и разбивают их, высвобождая нейтроны и огромное количество тепла. При делении грамм урана выделяется столько же тепла, сколько при сгорании трех тонн каменного угля.

Пространство в реакторе, где находится ядерное топливо, называют активной зоной. Здесь идет деление атомных ядер урана и выделяется тепловая, энергия. Чтобы предохранить обслуживающий персонал от вредного излучения, сопровождающего цепную реакцию, стенки реактора делают достаточно толстыми. Скоростью цепной ядерной реакции управляют регулирующие стержни из вещества, поглощающего нейтроны (чаще всего это бор или кадмий). Чем глубже опускают стержни в активную зону, тем больше нейтронов они поглощают, тем меньше нейтронов участвует в реакции и меньше выделяется тепла. И наоборот, когда регулирующие стержни поднимают из активной зоны, количество нейтронов, участвующих в реакции, возрастает, все большее число атомов урана делится, освобождая скрытую в них тепловую энергию.

На случай, если возникнет перегрев активной зоны, предусмотрена аварийная остановка ядерного реактора. Аварийные стержни быстро падают в активную зону, интенсивно поглощают нейтроны, цепная реакция замедляется или прекращается.

Тепло из ядерного реактора выводят с помощью жидкого или газообразного теплоносителя, который прокачивают насосами через активную зону. Теплоносителем может быть вода, металлический натрий или газообразные вещества. Он отбирает у ядерного топлива тепло и передает его в теплообменник. Эта замкнутая система с теплоносителем называется первым контуром. В теплообменнике тепло первого контура нагревает до кипения воду второго контура. Образующийся пар направляют в турбину или используют для теплофикации промышленных и жилых зданий.

До катастрофы на АЭС в Чернобыле советские ученые с уверенностью говорили о том, что в ближайшие годы в атомной энергетике будут широко использовать два основных типа реакторов. Один из них, ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор, а другой — РБМК — реактор большой мощности, канальный. Оба типа относятся к реакторам на медленных (тепловых) нейтронах.

В водо-водяном реакторе активная зона заключена в огромный, диаметром 4 и высотой 15 метров, стальной корпус-цилиндр с толстыми стенами и массивной крышкой.

 Скачать реферат