приховати рекламу

Ядерні реактори

[ виправити ] текст може містити помилки, будь ласка перевіряйте перш ніж використовувати.


Нажми чтобы узнать.
скачати

Комсомольськ-на-Амурі


KOST

&

AKRED


COST@AMURNET.RU

ПЛАН


1.Вступ.

2.Общее пристрій електростанції.

3.Немного ядерної фізики.

4. Ядерний реактор.

5. Пристрій різних типів ядерних реакторів.

6.Сравненіе.

7. Фактори небезпеки ядерних реакторів.

8. Висновок.

Список літератури


1.Вступ.


Чи небезпечна ядерна енергетика? Цим питанням особливо часто стали задаватися останнім часом, особливо після аварій на атомних електростанціях Тримайл-Айленд і Чорнобильської АЕС. І якщо небезпека все ж таки є, то яким чином можна зменшити ризик неприємних наслідків аварії? І де ж причина того чи іншого чинника небезпеки? Відповіді на ці питання і присвячена дана робота.

У цій доповіді будуть висвітлені основні питання пристрою і роботи атомних електростанцій та ядерних реакторів, проведена порівняльна характеристика різних типів ядерних реакторів, роз'яснені причини їх небезпеки.


2.Общее пристрій електростанції.

Всі апарати для перетворення різних видів енергії в електричну - електростанції можна умовно розділити на наступні види:

  • Теплові електростанції - вони перетворюють різні види енергії в енергію нагрітого теплоносія (переважно води), який, у свою чергу, передає свою енергію на турбіну, що виробляє електричний струм. До цього виду належать вугільні, газові, атомні електростанції, електростанції, що працюють на нафті та її похідних, деякі види сонячних.

  • Гідроелектростанції - перетворюють енергію рухомої води в електрику, передаючи її безпосередньо на турбіну. До них належать гідроелектростанції і припливні електростанції.

  • Електростанції, безпосередньо виробляють електрику - сонячні на фотоелементах, вітряні.

Принципова схема теплової електростанції представлена ​​на рис.1. Варто мати на увазі, що в її конструкції може бути передбачено кілька контурів - теплоносій від тепловиділяючого реактора може не йти відразу на турбіну, а віддати своє тепло в теплообміннику теплоносію наступного контуру, який вже може надходити на турбіну, а може далі передавати свою енергію наступного контуру. Також у будь-який електростанції передбачена система охолодження відпрацьованого теплоносія, щоб довести температуру теплоносія до необхідного для повторного циклу значення. Якщо поблизу від електростанції є населений пункт, то це досягається шляхом використання тепла відпрацьованого теплоносія для нагріву води для опалення будинків або гарячого водопостачання, а якщо ні, то зайве тепло відпрацьованого теплоносія просто скидається в атмосферу в градирнях (їх можна бачити на малюнку обкладинки: з себе вони представляють широкі конусоподібні труби). Конденсатором відпрацьованої пари на неатомних електростанціях найчастіше служать саме градирні.


Рис.1

Атомні електростанції відносяться до теплових, так як в їх пристрої є тепловиделітелі, теплоносій і генератор електричного струму - турбіна. Існують як одноконтурні АЕС, так і двох-трьох-контурні (це залежить від типу ядерного реактора).

3.Немного ядерної фізики.

Для кращого з'ясування принципів роботи ядерного реактора і сенсу процесів, що відбуваються в ньому, коротко викладемо основні моменти фізики реакторів.

  • Ядерний реактор - апарат, в якому відбуваються ядерні реакції - перетворення одних хімічних елементів в інші. Для цих реакцій необхідна наявність в реакторі речовини, що ділиться, яке при своєму розпаді виділяє елементарні частинки, здатні викликати розпад інших ядер.

  • Розподіл атомного ядра може відбутися спонтанно або при попаданні в нього елементарної частинки. Мимовільний розпад в ядерній енергетиці не використовується через дуже низьку його інтенсивності.

  • В якості речовини, що ділиться в даний час можуть використовуватися ізотопи урану - уран-235 і уран-238, а також плутоній-239.

  • У ядерному реакторі відбувається ланцюгова реакція. Ядра урану або плутонію розпадаються, при цьому утворюються два-три ядра елементів середини таблиці Менделєєва, виділяється енергія, випромінюються гама-кванти і утворюються два або три нейтрона, які, у свою чергу, можуть прореагувати з іншими атомами і, викликавши їх розподіл, продовжити ланцюгову реакцію. Для розпаду якого-небудь атомного ядра необхідно попадання в нього елементарної частки з певною енергією (величина цієї енергії повинна лежати в певному діапазоні: більш повільна або більш швидка частинка просто відштовхнеться від ядра, не проникнувши в нього). Найбільше значення в ядерній енергетиці мають нейтрони.

  • Залежно від швидкості елементарної частинки виділяють два види нейтронів: швидкі і повільні. Нейтрони різних видів по-різному впливають на ядра елементів, що діляться.

  • Уран-238 ділиться тільки швидкими нейтронами. При його розподілі виділяється енергія і утворюється 2-3 швидких нейтрона. Внаслідок того, що ці швидкі нейтрони сповільнюються в речовині урану-238 до швидкостей, нездатних викликати розподіл ядра урану-238, ланцюгова реакція в урані-238 протікати не може.

  • Оскільки в природному урані основний ізотоп - уран-238, то ланцюгова реакція в природному урані протікати не може.

  • У урані-235 ланцюгова реакція протікати може, тому що найбільш ефективно його розподіл відбувається, коли нейтрони уповільнені в 3-4 рази в порівнянні зі швидкими, що відбувається при досить довгому їх пробігу в товщі урану без ризику бути поглиненими сторонніми речовинами або при проходженні через речовина, що володіє властивістю сповільнювати нейтрони, не поглинаючи їх.

  • Оскільки в природному урані є досить велика кількість речовин, які поглинають нейтрони (той же уран-238, який при цьому перетворюється в іншій подільний ізотоп - плутоній-239), то в сучасних ядерних реакторах необхідно для уповільнення нейтронів застосовувати не сам уран, а інші речовини , мало поглинають нейтрони (наприклад, графіт або важка вода).

  • Звичайна вода нейтрони уповільнює дуже добре, але сильно їх поглинає. Тому для нормального протікання ланцюгової реакції при використанні як сповільнювач звичайної легкої води необхідно використовувати уран з високою часткою ділиться ізотопу - урану-235 (збагачений уран). Збагачений уран виробляють за досить складною і трудомісткою технології на гірничозбагачувальних комбінатах, при цьому утворюються токсичні та радіоактивні відходи.

  • Графіт добре уповільнює нейтрони й погано їх поглинає. Тому при використанні графіту як сповільнювача можна використовувати менш збагачений уран, ніж при використанні легкої води.

  • Важка вода дуже добре уповільнює нейтрони й погано їх поглинає. Тому при використанні важкої води в якості уповільнювача можна використовувати менш збагачений уран, ніж при використанні легкої води. Але виробництво важкої води дуже трудомістке й екологічно небезпечно.

  • При попаданні повільного нейтрона в ядро ​​урану-235 він може бути захоплений цим ядром. При цьому відбудеться ряд ядерних реакцій, результатом яких стане освіта ядра плутонію-239. (Плутоній-239 в принципі може теж використовуватися для потреб ядерної енергетики, але в даний час він є одним з основних компонентів начинки атомних бомб.) Тому ядерне паливо в реакторі не тільки витрачається, але і напрацьовується. У деяких ядерних реакторів основним завданням є якраз така напрацювання.

  • Іншим способом вирішити проблему необхідності уповільнення нейтронів є створення реакторів без необхідності їх уповільнювати - реакторів на швидких нейтронах. У такому реакторі основним речовиною, що ділиться є не уран, а плутоній. Уран ж (використовується уран-238) виступає як додатковий компонент реакції - від швидкого нейтрона, випущеного при розпаді ядра плутонію, відбудеться розпад ядра урану з виділенням енергії та випусканням інших нейтронів, а при попаданні в ядро ​​урану що сповільнилося нейтрона він перетвориться на плутоній-239 , відновлюючи тим самим запаси ядерного палива в реакторі. У зв'язку з малою величиною поглинання нейтронів плутонієм ланцюгова реакція в сплаві плутонію та урану-238 йти буде, причому в ній буде утворюватися велика кількість нейтронів.

  • Таким чином, в ядерному реакторі повинен використовуватися або збагачений уран з сповільнювачем, що поглинає нейтрони, або незбагачений уран з сповільнювачем, мало поглинає нейтрони, або сплав плутонію з ураном без сповільнювача. Про різні типи ядерних реакторів, що реалізують ці три можливості різними способами, буде говоритися далі.

4. Ядерний реактор.

Як вже вказувалося, трьома обов'язковими елементами для реакторів на теплових нейтронах є тепловиделітель, сповільнювач і теплоносій. На даному малюнку представлена ​​типова схема активної зони.

Через реактор за допомогою насосів (зазвичай званих циркуляційними) прокачується теплоносій, що надходить потім або на турбіну (в РБМК) або в теплообмінник (у інших типах реакторів). Нагрітий теплоносій теплообмінника надходить на турбіну, де втрачає частину своєї енергії на вироблення електрики. З турбіни теплоносій надходить у конденсатор для пари, щоб в реактор надходив теплоносій з потрібними для оптимальної роботи параметрами. Також в реакторі є система управління ним (на малюнку не показана), яка складається з набору стрижнів діаметром у кілька сантиметрів і завдовжки, порівнянної з висотою активної зони, що складаються з високопоглощающего нейтрони матеріалу, зазвичай із з'єднань бору. Стрижні розташовуються у спеціальних каналах і можуть бути підняті або опущені в реактор. У піднятому стані вони сприяють розгону реактора, в опущеному - заглушають його. Приводи стрижнів регулюються незалежно один від одного, тому з їх допомогою можна конфігурувати активність реакції в різних частинах активної зони.

Реактори, що працюють на швидких нейтронах, влаштовані дещо інакше. Про них буде сказано нижче.

Кілька термінів:

Паливна касета - конструкція з таблеток урану і збирає їх разом корпусу товщиною 10-20 см і довжиною в кілька метрів, що є виделітелямі енергії за рахунок розпаду урану. Матеріалом корпуса звичайно є цирконій.

ТВЗ - тепловиділяючих збірок - паливна касета і її кріплення. ТВЗ знаходиться в активній зоні реактора.

СУЗ - система управління захистом. В основному складається з нейтронопоглинаючих стрижнів.


5. Пристрій різних типів ядерних реакторів.

В даний час у світі існує п'ять типів ядерних реакторів. Це реактор ВВЕР (водо-водяний енергетичний реактор), РБМК (реактор великої потужності канальний), реактор на важкій воді, реактор з кульовою засипкою та газовим контуром, реактор на швидких нейтронах. У кожного типу реактора є особливості конструкції, що відрізняють його від інших, хоча, безумовно, окремі елементи конструкції можуть запозичувати з інших типів. ВВЕР будувалися в основному на території колишнього СРСР і в Східній Європі, реакторів типу РБМК багато в Росії, країнах Західної Європи та Південно-Східної Азії, реактори на важкій воді в основному будувалися в Америці. Параметри цих реакторів найкраще представити у вигляді таблиці.

Параметри порівняння ВВЕР РБМК Реактор на важкій воді
Тепловиделітель 4.5%-й збагачений уран 2.8%-й збагачений уран 2-3%-й збагачений уран
Уповільнювач і його властивості Легка вода. Дуже добре уповільнює нейтрони, дуже сильно поглинає нейтрони. Дуже дешева. Графіт. Добре уповільнює нейтрони, майже не поглинає нейтрони. Досить дешевий. Важка вода. Дуже добре уповільнює нейтрони, майже не поглинає нейтрони. Дуже дорога у виробництві.
Особливості активної зони, зумовлені параметрами сповільнювача Тісна розташування тепловиділяючих елементів, необхідність підвищеної збагачення урану Досить рідкісне розташування тепловиділяючих елементів, можливість використання низькозбагаченого урану або відпрацьованого палива ВВЕР Досить рідкісне розташування тепловиділяючих елементів, можливість використання низькозбагаченого урану або відпрацьованого палива ВВЕР
Кількість контурів Два Один Два
Теплоносій Легка вода в обох контурах. Одночасно є сповільнювачем. Легка вода. Уповільнюючий ефект незначний. Важка вода в першому контурі, легка вода у другому. Важка вода одночасно є сповільнювачем.
Регулювання Розчин борної кислоти в теплоносії. Регулюючі стержні з бороциркониевого сплаву і оксиду європію. Регулюючі стержні з бороциркониевого сплаву і оксиду європію. Регулюючі стержні з бороциркониевого сплаву і оксиду європію.
Перевантаження палива 1 раз в 4-6 місяців, з повною зупинкою реактора і розкриттям його корпусу. Кожен тепловиділяючий елемент переставляється всередині реактора тричі до його остаточного вилучення. У процесі роботи, за допомогою спеціальної перевантажувальної машини, що дозволяє перезавантажувати окремі тепловиділяючі елементи. Кожен тепловиділяючий елемент переставляється всередині реактора кілька разів до його остаточного вилучення. Раз на кілька місяців, з повною зупинкою реактора.
Зовнішній відбивач Зовнішній металевий корпус. Графітова кладка товщиною 65 см. Зовнішній корпус не обов'язковий, але бажаний з міркувань безпеки Зовнішній металевий корпус.

ВВЕР

Реактори ВВЕР є найпоширенішим типом реакторів у Росії. Вельми привабливі дешевизна використовуваного в них теплоносія-уповільнювача і відносна безпека в експлуатації, незважаючи на необхідність використання в цих реакторах збагаченого урану. З самої назви реактора ВВЕР випливає, що у нього і сповільнювачем, і теплоносієм є звичайна легка вода. В якості палива використовується збагачений до 4.5% уран. Принципова схема реактора ВВЕР представлена ​​на рис.2.


Рис.2

Як видно зі схеми, він має два контури. Перший контур, реакторний, повністю ізольований від другого, що зменшує радіоактивні викиди в атмосферу. Циркуляційні насоси (насос першого контуру на схемі не показаний) прокачують воду через реактор і теплообмінник (харчування циркуляційних насосів походить від турбіни). Вода реакторного контуру перебуває під підвищеним тиском, так що не дивлячись на її високу температуру (293 градуса - на виході, 267 - на вході в реактор) її закипання не відбувається. Вода другого контуру знаходиться під звичайним тиском, так що в теплообміннику вона перетворюється на пару. У теплообміннику-парогенераторі теплоносій, циркулює по першому контуру, віддає тепло воді другого контуру. Пар, генеруемий в парогенераторі, по головних паропроводах другого контуру надходить на турбіни і, віддає частину своєї енергії на обертання турбіни, після чого поступає в конденсатор. Конденсатор, охолоджуваний водою циркуляційного контуру (так би мовити, третій контур), забезпечує збір та конденсацію відпрацьованої пари. Конденсат, пройшовши систему підігрівачів, подається знову в теплообмінник.

Енергетична потужність більшості реакторів ВВЕР у нашій країні - 1000 мегават (МВт).


Рис.3

Будова активної зони реактора ВВЕР показано на рис.3. Вона має міцний зовнішній сталевий корпус, який може в разі непередбачених обставин локалізувати можливу аварію. Корпус повністю заповнений водою під високим тиском. У середині активної зони розташовані ТВЗ з кроком у 20-25 см. Деякі ТВЗ доповнені зверху поглиначем з бороциркониевого сплаву і нітриду бору та здатні знаходиться в активній зоні або бороциркониевого частиною, або уранової - таким чином здійснюється регулювання ланцюгової реакції. Вода подається в реактор знизу під тиском. Зверху реактор закритий сталевий кришкою, герметизирующей його корпус і є біозахистом.

РБМК

РБМК побудований за кілька іншим принципом, ніж ВВЕР. Насамперед у його активній зоні відбувається кипіння - з реактора надходить пароводная суміш, яка, проходячи через сепаратори, ділиться на воду, повторюється на вхід реактора, і пар, який йде безпосередньо на турбіну. Електрика, що виробляється турбіною, витрачається, як і в реакторі ВВЕР, також на роботу циркуляційних насосів. Його принципова схема - на рис.4.


Рис.4

Основні технічні характеристики РБМК наступні. Активна зона реактора - вертикальний циліндр діаметром 11.8 метрів і висотою 7 метрів (см.ріс.5). По периферії активної зони, а також зверху і знизу розташований бічний відбивач - суцільна графітова кладка товщиною 0.65 метра. Власне активна зона зібрана з графітових шестигранних колон (усього їх 2488), зібраних з блоків перетином 250х250мм. По центру кожного блоку крізь всю колону проходять наскрізні отвори діаметром 114мм для розміщення технологічних каналів і стрижнів СУЗ.

Загальна кількість технологічних каналів в активній зоні 1693. Усередині більшості технологічних каналів перебувають тепловиділяючі касети, що мають досить складну структуру. Касета складається з двох послідовно з'єднаних тепловиділяючих збірок (ТВЗ), довжина кожної з яких 3,5 м. ТВЗ містить 18 стрижневих твелів - трубок зовнішнім діаметром 13,5 мм з товщиною стінки 0,9 мм, заповнених таблетками діаметром 11,5 мм з двоокису урану (UO 2), кріпильні деталі зі сплаву цирконію і несучий стрижень з оксиду ніобію. Стінки касети щільно фіксовані до графітової кладці, а всередині касет циркулює вода. В інших каналах розташовані стержні системи управління захистом, які складаються з поглинача - бороциркониевого сплаву. Деякі канали повністю ізольовані від теплоносія, і в них розташовані датчики радіації.

Електрична потужність РБМК - 1000 МВт. АЕС з реакторами РБМК становлять помітну частку в атомній енергетиці. Так, ними оснащені Ленінградська, Курська, Чорнобильська, Смоленська, Ігналінська АЕС.

Рис.5. Активна зона реактора РВПК

ВВЕР і РБМК: порівняльні характеристики.

Проводячи порівняння різних типів ядерних реакторів, варто зупиниться на двох найбільш поширених в нашій країні і в світі типах цих апаратів: ВВЕР (водо-водяний енергетичний реактор) і РБМК (реактор великої потужності канальний). Найбільш принципові відмінності: ВВЕР - корпусних реактор (тиск тримається корпусом реактора); РБМК - канальний реактор (тиск тримається незалежно в кожному каналі); у ВВЕР теплоносій і сповільнювач - одна і та ж вода (додатковий сповільнювач не вводиться), в РБМК сповільнювач - графіт, а теплоносій - вода; у ВВЕР пар утворюється в другому корпусі парогенератора, в РБМК пар утворюється в безпосередньо в активній зоні реактора (киплячий реактор) і прямо йде на турбіну - немає другого контуру. Через різної будови активних зон параметри роботи у цих реакторів також різні. Для безпеки реактора має значення такий параметр, як коефіцієнт реактивності - його можна образно уявити як величину, що показує, як зміни того чи іншого іншого параметра реактора вплине на інтенсивність ланцюгової реакції в ньому. Якщо цей коефіцієнт позитивний, то при збільшенні параметра, за яким наводиться коефіцієнт, ланцюгова реакція в реакторі при відсутності будь-яких інших впливів буде наростати і в кінці стане можливим перехід її в некеровану і каскадно наростаючу - відбудеться розгін реактора. При розгоні реактора відбувається інтенсивне тепловиділення, що приводить до розплавлення тепловиделітелей, стіканню їх розплаву в нижню частину активної зони, що може призвести до руйнування корпусу реактора і викиду радіоактивних речовин у навколишнє середовище.

У даній таблиці наведено коефіцієнти реактивності для РБМК і ВВЕР.

Коефіцієнти реактивності реакторів ВВЕР і РБМК.

Коефіцієнти реактивності ВВЕР РБМК
Паровий (при наявності пари в активній зоні) - (При появі в активній зоні пара реактор глухне) + (При появі в активній зоні пара реактор розганяється)
Температури теплоносія - (При підвищенні температури теплоносія реактор глухне) + (При підвищенні температури теплоносія реактор розганяється)
Щільності теплоносія - (При зниженні щільності теплоносія, (зокрема, при підвищенні її температури) реактор глухне) + (При зниженні щільності теплоносія, (зокрема, при підвищенні її температури) реактор розганяється)

Пояснення.

  • У реакторі ВВЕР при появі в активній зоні пара або при підвищенні температури теплоносія, що приводить до зниження його щільності, падає кількість зіткнень нейтронів з атомами молекул теплоносія, зменшується уповільнення нейтронів, внаслідок чого всі вони йдуть за межі активної зони, не реагуючи з іншими ядрами. Реактор зупиняється.

  • У реакторі РБМК при вскипании води або підвищенні її температури, що приводить до зниження її щільності, йде її нейтронопоглинаючих дію (сповільнювач в цьому реакторі і так вже є, а в пара коефіцієнт поглинання нейтронів набагато нижче, ніж у води). У реакторі наростає ланцюгова реакція і він розганяється., Що, у свою чергу, призводить до подальшого підвищення температури води та її скипанню.

Отже, при виникненні нештатних ситуацій роботи реактора, що супроводжуються його розгоном, реактор ВВЕР затихне, а реактор РБМК продовжить розгін з наростаючою інтенсивністю, що може призвести до дуже інтенсивного тепловиділення, результатом якого буде розплавлення активної зони реактора. Дане наслідок дуже небезпечно, тому що при контакті розплавлених цирконієвих оболонок з водою відбувається розкладання її на водень і кисень, утворюють вкрай вибуховий гримучий газ, при вибуху якого неминуче руйнування активної зони і викид радіоактивних палива і графіту в навколишнє середовище. Саме таким шляхом розвивалися події при аварії на Чорнобильській АЕС. Тому в реакторі РБМК як ніде важлива роль захисних систем, які будуть або запобігати розгін реактора, або екстрено його охолоджувати у випадку розгону, гасячи підйом температури і кипіння теплоносія. Сучасні реактори типу РБМК обладнані досить ефективними подібними системами, практично зводять нанівець ризик розвитку аварії (на Чорнобильській АЕС у ніч аварії по злочинної недбалості в порушення всіх інструкцій і заборон були повністю відключені системи аварійного захисту), але про подібну можливість слід пам'ятати.

Якщо підвести підсумок, то реактор РБМК вимагає меншого збагачення палива, володіє кращими можливостями з напрацювання подільного матеріалу (плутонію), має безперервний експлуатаційний цикл, але більш потенційно небезпечний в експлуатації. Ступінь цієї небезпеки залежить від якості систем аварійного захисту та кваліфікації експлуатаційного персоналу. Крім того, внаслідок відсутності другого контуру у РБМК більше радіаційні викиди в атмосферу протягом експлуатації.

Реактор на важкій воді.

У Канаді та Америці розробники ядерних реакторів при вирішенні проблеми про підтримку в реакторі ланцюгової реакції вважали за краще використовувати в якості уповільнювача важку воду. У важкої води дуже низька ступінь поглинання нейтронів і дуже високі уповільнюють властивості, що перевищують аналогічні властивості графіту. Внаслідок цього реактори на важкій воді працюють на незбагаченому паливі, що дозволяє не будувати складні і небезпечні підприємства зі збагачення урану. В принципі добре спроектований і побудований реактор на важкій воді може працювати довгі роки на природному урані, який потребує лише у виділенні його з руди, і давати дешеву енергію. Але важка вода дуже дорога у виробництві, і тому внаслідок неминучих витоків її з трубопроводів сумарні витрати на експлуатацію реактора зростають і наближаються до аналогічних у РБМК і ВВЕР.

В якості теплоносія першого контуру може використовуватися сповільнювач - важка вода, хоча є реактори, де теплоносій - легка вода, а контури циркуляції теплоносія і сповільнювача розділені.

Конструкція реактора багато в чому аналогічна конструкції реактора ВВЕР.

Реактор з кульової засипкою.

У реакторі з кульової засипкою активна зона має форму кулі, в яку засипані тепловиділяючі елементи, також кулясті. Кожен елемент представляє з себе графітову сферу, у яку вкраплені частки оксиду урану. Через реактор прокачується газ - найчастіше використовується вуглекислота СО 2. Газ подається в активну зону під тиском і згодом надходить на теплообмінник. Регулювання реактора здійснюється стрижнями з поглинача, що вставляються в активну зону.

Екстрене глушіння реактора здійснюється шляхом вистрілювання в активну зону клина з поглинача (поруч з реактором влаштовують якусь подобу короткої гармати, яка в екстраординарній ситуації вистрілює в реактор через його корпус клиноподібний шматок поглинача, при цьому реактор відразу стає). Реактор з кульової засипкою вигідно відрізняється тим, що в ньому принципово не може статися вибух гримучого газу, і в разі розгону реактора сомим неприємним наслідком буде лише розплавлення тепловиділяючих елементів і неможливість подальшої експлуатації реактора. Вибуху такого реактора при його розгоні відбутися не може в принципі. З іншого боку, у разі попадання води в активну зону (наприклад, з другого контуру у разі прориву труби в теплообміннику) руйнування реактора і викид радіоактивного газу-теплоносія неминуче.

Реактори з кульової засипкою в незначній кількості будувалися у Східній Європі та Америці.

Реактор на швидких нейтронах.

Реактор на швидких нейтронах дуже сильно відрізняється від реакторів всіх інших типів. Його основне призначення - забезпечення розширеного відтворення ділиться плутонію з урану-238 з метою спалювання всього або значної частини природного урану, а також наявних запасів збідненого урану. При розвитку енергетики реакторів на швидких нейтронах може бути вирішена задача самозабезпечення ядерної енергетики паливом.

Перш за все, в реакторі на швидких нейтронах немає сповільнювача. У зв'язку з цим в якості палива використовується не уран-235, а плутоній і уран-238, які можуть ділиться від швидких нейтронів. Плутоній необхідний для забезпечення достатньої щільності нейтронного потоку, яку не може забезпечити один уран-238. Тепловиділення реактора на швидких нейтронах в десять-п'ятнадцять разів перевершує тепловиділення реакторів на повільних нейтронах, у зв'язку з чим замість води (яка просто не впорається з таким обсягом енергії для передачі) використовується розплав натрію (його температура на вході - 370 градусів, а на виході - 550, що в десять разів вище аналогічних показників, скажімо, для ВВЕР - там температура води на вході - 270 градусів, а на виході - 293). Знову ж таки у зв'язку з великим тепловиділенням доводиться обладнати навіть не два, а три контури (обсяг теплоносія на кожному наступному, природно, більше), причому в другому контурі використовується знову-таки натрій. При роботі такого реактора відбувається інтенсивне виділення нейтронів, які поглинаються шаром урану-238, розташованого навколо активної зони. При цьому цей уран перетворюється на плутоній-239, який, у свою чергу, може використовуватися в реакторі як подільний елемент. Плутоній використовується також у військових цілях.

В даний час реактори на швидких нейтронах широкого розповсюдження не отримали, в основному з-за складності конструкції і проблеми отримання досить стійких матеріалів для конструкційних деталей. У Росії є тільки один реактор такого типу (на Белоярской АЕС). Вважається, що такі реактори мають велике майбутнє.

6.Сравненіе.

Якщо підводити підсумок, то варто сказати наступне. Реактори ВВЕР досить безпечні в експлуатації, але потребують високозбагаченого урану. Реактори РБМК безпечні лише при правильній їх експлуатації і добре розроблених системах захисту, але зате здатні використовувати малообогащенное паливо або навіть відпрацьоване паливо ВВЕР-ів. Реактори на важкій воді всім хороші, але дуже боляче дорого добувати важку воду. Технологія виробництва реакторів з кульової засипкою ще недостатньо добре розроблена, хоча цей тип реакторів варто було б визнати найбільш прийнятним для широкого застосування, зокрема, через відсутність катастрофічних наслідків при аварії з розгоном реактора. За реакторами на швидких нейтронах - майбутнє виробництва палива для ядерної енергетики, ці реактори найбільш ефективно використовують ядерне паливо, але їх конструкція дуже складна і поки ще мало надійними.

7. Фактори небезпеки ядерних реакторів.

Фактори небезпеки ядерних реакторів досить численні. Перерахуємо лише деякі з них.

  • Можливість аварії з розгоном реактора. При цьому внаслідок сильного тепловиділення може відбутися розплавлення активної зони реактора і потрапляння радіоактивних речовин у навколишнє середовище. Якщо в реакторі є вода, то у випадку такої аварії вона буде розкладатися на водень і кисень, що приведе до вибуху гримучого газу в реакторі і досить серйозного руйнування не тільки реактора, але і всього енергоблоку з радіоактивним зараженням місцевості.

Аварії з розгоном реактора можна запобігти, застосувавши спеціальні технології конструкції реакторів, систем захисту, підготовки персоналу.

  • Радіоактивні викиди в навколишнє середовище. Їх кількість і характер залежить від конструкції реактора і якості його складання і експлуатації. У РБМК вони найбільші, у реактора з кульової засипкою найменші. Очисні споруди можуть зменшити їх.

Втім, у атомної станції, що працює в нормальному режимі, ці викиди менше, ніж, скажімо, у вугільній станції, так як у вугіллі теж містить радіоактивні речовини, і при його згорянні вони виходять в атмосферу.

  • Необхідність поховання відпрацьованого реактора.

На сьогоднішній день ця проблема не вирішена, хоча є багато розробок у цій області.

  • Радіоактивне опромінення персоналу.

Можна запобігти або зменшити застосуванням відповідних заходів радіаційної безпеки в процесі експлуатації атомної станції.

Ядерний вибух ні в одному реакторі відбутися в принципі не може.


8. Висновок.

Атомна енергетика - активно розвивається. Очевидно, що їй призначено велике майбутнє, тому що запаси нафти, газу, вугілля поступово вичерпуються, а уран - досить поширений елемент на Землі. Але слід пам'ятати, що атомна енергетика пов'язана з підвищеною небезпекою для людей, яка, зокрема, проявляється у вкрай несприятливі наслідки аварій з руйнуванням атомних реакторів. У зв'язку з цим необхідно закладати рішення проблеми безпеки (зокрема, попередження аварій з розгоном реактора, локалізацію аварії в межах біозахисту, зменшення радіоактивних викидів та ін) ще в конструкцію реактора, на стадії його проектування.

Варто також розглядати інші пропозиції щодо підвищення безпеки об'єктів атомної енергетики, як то: будівництво атомних електростанцій під землею, відправка ядерних відходів в космічний простір.

Метою цієї роботи було всього лише розповісти про сучасну атомній енергетиці, показати пристрій і основні типи ядерних реакторів. На жаль, обсяг доповіді не дозволяє більш детально зупинитися на питаннях фізики реактора, тонкощах конструкції окремих типів і випливають із них проблем експлуатації, надійності і безпеки.

Список літератури


1. І. Х. Ганєв. Фізика і розрахунок реактора. Навчальний посібник для вузів. М, 1992, Вища.

2. Л. В. Матвєєв, А. П. Рудик. Майже все про ядерному реакторі. М., 1990, Вища.

Додати в блог або на сайт

Цей текст може містити помилки.

Безпека життєдіяльності та охорона праці | Реферат
61.6кб. | скачати


Схожі роботи:
Дугогасильны реактори
Ядерні сили
Ядерні реакції
Ефір структура і ядерні сили
Ядерні реакції і сучасна енергетика
Ядерні сверхматеріали доля невипадкових міфів
Ядерні відходи отрутна спадщина для 12 тисяч майбутніх поколінь
Стратегічні ядерні озброєння Концепції розвитку СЯС СРСР у 40-90 роках
Ядерні вибухові технології коли з ними краще ніж без них

Нажми чтобы узнать.
© Усі права захищені
написати до нас
Рейтинг@Mail.ru