Реферат: Атомные электростанции и их опасность - текст реферата. Скачать бесплатно.
Банк рефератов, курсовых и дипломных работ. Много и бесплатно. # | Правила оформления работ | Добавить в избранное
 
 
   
Меню Меню Меню Меню Меню
   
Napishem.com Napishem.com Napishem.com

Реферат

Атомные электростанции и их опасность

Банк рефератов / Военная кафедра, гражданская оборона

Рубрики  Рубрики реферат банка

закрыть
Категория: Реферат
Язык реферата: Русский
Дата добавления:   
 
Скачать
Архив Zip, 503 kb, скачать бесплатно
Заказать
Узнать стоимость написания уникального реферата

Узнайте стоимость написания уникальной работы

Атомные электростанции и их опасность Данный доклад был представлен на конференции "Военная токсикология и медицина катастроф " 17 декабря 1998 года на кафедре военной и экстремальной медицины ММА им.Сеченова . 1.Введение. Опасна ли ядерная энергетика ? Этим вопросом особенно часто стали задаваться в последнее время , особенно после аварий на атомных электростанциях Тримайл-Айленд и Чернобыльской АЭС . И если опасность все же имеется , то каким образом можно уменьшить риск неприятных пос л едствий аварии ? И где же причина того или иного фактора опасности ? Ответу на эти вопросы и посвящена данная работа. В данном докладе будут освещены основные вопросы устройства и работы атомных электростанций и ядерных реакторов , проведена сравнительная хар актеристика различных типов ядерных реакторов , разъяснены причины их опасности. 2.Общее устройство электростанции. Все аппараты для преобразования различных видов энергии в электрическую - электростанции можно условно разделить на следующие виды : · Тепло вые электростанции - они преобразуют различные виды энергии в энергию нагретого теплоносителя (в основном воды ), который , в свою очередь , передает свою энергию на турбину , вырабатывающую электрический ток . К этому виду относятся угольные , газовые , атомные электростанции , электростанции , работающие на нефти и ее производных , некоторые виды солнечных. · Гидроэлектростанции - преобразовывают энергию движущейся воды в электричество , передавая ее непосредственно на турбину . К ним относятся гидроэлектростанции и приливные электростанции. · Электростанции , непосредственно вырабатывающие электричество - солнечные на фотоэлементах , ветряные. Принципиальная схема тепловой электростанции представлена на рис .1. Стоит иметь в виду , что в ее конструкции может быть преду смотрено несколько контуров - теплоноситель от тепловыделяющего реактора может не идти сразу на турбину , а отдать свое тепло в теплообменнике теплоносителю следующего контура , который уже может поступать на турбину , а может дальше передавать свою энергию с ледующему контуру . Также в любой электростанции предусмотрена система охлаждения отработавшего теплоносителя , чтобы довести температуру теплоносителя до необходимого для повторного цикла значения . Если поблизости от электростанции есть населенный пункт , т о это достигается путем использования тепла отработавшего теплоносителя для нагрева воды для отопления домов или горячего водоснабжения , а если нет , то излишнее тепло отработавшего теплоносителя просто сбрасывается в атмосферу в градирнях (их можно видеть н а рисунке обложки : из себя они представляют широкие конусообразные трубы ). Конденсатором отработавшего пара на неатомных электростанциях чаще всего служат именно градирни. Рис .1 Атомные электростанции относятся к тепловым , так как в их устройстве имеются тепловыделители , теплоноситель и генератор электрического тока - турбина . Существуют как одноконтурные АЭС , так и двух-трех-контурные (это зависит от типа ядерного р еактора ). 3.Немного ядерной физики. Для лучшего уяснения принципов работы ядерного реактора и смысла процессов , происходящих в нем , вкратце изложим основные моменты физики реакторов. · Ядерный реактор - аппарат , в котором происходят ядерные реакции - п ревращения одних химических элементов в другие . Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегося вещества , которое при своем распаде выделяет элементарные частицы , способные вызвать распад других ядер . · Деление атомного ядра может произойти сам опроизвольно или при попадании в него элементарной частицы . Самопроизвольный распад в ядерной энергетике не используется из-за очень низкой его интенсивности. · В качестве делящегося вещества в настоящее время могут использоваться изотопы урана — уран -235 и уран -238, а также плутоний -239. · В ядерном реакторе происходит цепная реакция . Ядра урана или плутония распадаются , при этом образуются два-три ядра элементов середины таблицы Менделеева , выделяется энергия , излучаются гамма-кванты и образуются два ил и три нейтрона , которые , в свою очередь , могут прореагировать с другими атомами и , вызвав их деление , продолжить цепную реакцию . Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией (величина этой э нергии должна лежать в определенном диапазоне : более медленная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра , не проникнув в него ). Наибольшее значение в ядерной энергетике имеют нейтроны. · В зависимости от скорости элементарной частицы выделяют д ва вида нейтронов : быстрые и медленные . Нейтроны разных видов по-разному влияют на ядра делящихся элементов. · Уран -238 делится только быстрыми нейтронами . При его делении выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых нейтрона . Вследствие того , что эти быст рые нейтроны замедляются в веществе урана -238 до скоростей , неспособных вызвать деление ядра урана -238, цепная реакция в уране -238 протекать не может. · Поскольку в естественном уране основной изотоп - уран -238, то цепная реакция в естественном уране прот екать не может. · В уране -235 цепная реакция протекать может , так как наиболее эффективно его деление происходит , когда нейтроны замедлены в 3-4 раза по сравнению с быстрыми , что происходит при достаточно длинном их пробеге в толще урана без риска быть по глощенными посторонними веществами или при прохождении через вещество , обладающее свойством замедлять нейтроны , не поглощая их . · Поскольку в естественном уране имеется достаточно большое количество веществ , поглощающих нейтроны (тот же уран -238, который при этом превращается в другой делящийся изотоп - плутоний -239), то в современных ядерных реакторах необходимо для замедления нейтронов применять не сам уран , а другие вещества , мало поглощающие нейтроны (например , графит или тяжелая вода ). · Обыкновенна я вода нейтроны замедляет очень хорошо , но сильно их поглощает . Поэтому для нормального протекания цепной реакции при использовании в качестве замедлителя обыкновенной легкой воды необходимо использовать уран с высокой долей делящегося изотопа - урана -235 (обогащенный уран ). Обогащенный уран производят по достаточно сложной и трудоемкой технологии на горнообогатительных комбинатах , при этом образуются токсичные и радиоактивные отходы. · Графит хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает . Поэтому при исп ользовании графита в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран , чем при использовании легкой воды. · Тяжелая вода очень хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает . Поэтому при использовании тяжелой воды в качестве замедлителя можн о использовать менее обогащенный уран , чем при использовании легкой воды . Но производство тяжелой воды очень трудоемко и экологически опасно. · При попадании медленного нейтрона в ядро урана -235 он может быть захвачен этим ядром . При этом произойдет ряд я дерных реакций , итогом которых станет образование ядра плутония -239. (Плутоний -239 в принципе может тоже использоваться для нужд ядерной энергетики , но в настоящее время он является одним из основных компонентов начинки атомных бомб .) Поэтому ядерное топл и во в реакторе не только расходуется , но и нарабатывается . У некоторых ядерных реакторов основной задачей является как раз такая наработка. · Другим способом решить проблему необходимости замедления нейтронов является создание реакторов без необходимости и х замедлять - реакторов на быстрых нейтронах . В таком реакторе основным делящимся веществом является не уран , а плутоний . Уран же (используется уран -238) выступает как дополнительный компонент реакции - от быстрого нейтрона , выпущенного при распаде ядра п л утония , произойдет распад ядра урана с выделением энергии и испусканием других нейтронов , а при попадании в ядро урана замедлившегося нейтрона он превратится в плутоний -239, возобновляя тем самым запасы ядерного топлива в реакторе . В связи с малой величин о й поглощения нейтронов плутонием цепная реакция в сплаве плутония и урана -238 идти будет , причем в ней будет образовываться большое количество нейтронов. · Таким образом , в ядерном реакторе должен использоваться либо обогащенный уран с замедлителем , погло щающем нейтроны , либо необогащенный уран с замедлителем , мало поглощающем нейтроны , либо сплав плутония с ураном без замедлителя . О различных типах ядерных реакторов , реализующих эти три возможности разными способами , будет говориться дальше. 4. Ядерный реактор. Как уже указывалось , тремя обязательными элементами для реакторов на тепловых нейтронах являются тепловыделитель , замедлитель и теплоноситель . На данном рисунке представлена типичная схема активной зоны . Через реактор с помощью насосов (обычно называемых циркуляционными ) прокачивается теплоноситель , поступающий потом или на турбину (в РБМК ) или в теплообменник (в остальных типах реакторов ). Нагретый теплоно ситель теплообменника поступает на турбину , где теряет часть своей энергии на выработку электричества . Из турбины теплоноситель поступает в конденсатор для пара , чтобы в реактор поступал теплоноситель с нужными для оптимальной работы параметрами . Также в р еакторе имеется система управления им (на рисунке не показана ), которая состоит из набора стержней диаметром в несколько сантиметров и длиной , сопоставимой с высотой активной зоны , состоящих из высокопоглощающего нейтроны материала , обычно из соединений б о ра . Стержни располагаются в специальных каналах и могут быть подняты или опущены в реактор . В поднятом состоянии они способствуют разгону реактора , в опущенном - заглушают его . Приводы стержней регулируются независимо друг от друга , поэтому с их помощью м о жно конфигурировать активность реакции в различных частях активной зоны . Реакторы , работающие на быстрых нейтронах , устроены несколько иначе . О них будет сказано ниже. Несколько терминов : Топливная кассета - конструкция из таблеток урана и собирающего их вместе корпуса толщиной 10-20 см и длиной в несколько метров , являющаяся выделителем энергии за счет распада урана . Материалом корпуса обычно является цирконий . ТВС - тепловыделяющая сборка - топливная кассета и ее крепление . ТВС находится в активной зоне реактора. СУЗ - система управления защитой . В основном состоит из нейтронопоглощающих стержней. 5. Устройство различных типов ядерных реакторов. В настоящее время в мире существует пять типов ядерных реакторов . Это реактор ВВЭР (Водо-Водяной Энергетичес кий реактор ), РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный ), реактор на тяжелой воде , реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром , реактор на быстрых нейтронах . У каждого типа реактора есть особенности конструкции , отличающие его от других , хотя , безусловно, отдельные элементы конструкции могут заимствоваться из других типов . ВВЭР строились в основном на территории бывшего СССР и в Восточной Европе , реакторов типа РБМК много в России , странах Западной Европы и Юго-Восточной Азии , реакторы на тяжелой воде в о с новном строились в Америке . Параметры этих реакторов лучше всего представить в виде таблицы. Параметры сравнения ВВЭР РБМК Реактор на тяжелой воде Тепловыделитель 4.5%-й обогащенный уран 2.8%-й обогащенный уран 2-3%-й обогащенный уран Замедлитель и его с войства Легкая вода . Очень хорошо замедляет нейтроны , очень сильно поглощает нейтроны . Очень дешева. Графит . Хорошо замедляет нейтроны , почти не поглощает нейтроны . Достаточно дешев. Тяжелая вода . Очень хорошо замедляет нейтроны , почти не поглощает нейтрон ы . Очень дорога в производстве. Особенности активной зоны , определяемые параметрами замедлителя Тесное расположение тепловыделяющих элементов , необходимость повышенного обогащения урана Достаточно редкое расположение тепловыделяющих элементов , возможность использования низкообогащенного урана или отработанного топлива ВВЭР Достаточно редкое расположение тепловыделяющих элементов , возможность использования низкообогащенного урана или отработанного топлива ВВЭР Количество контуров Два Один Два Теплоносите ль Легкая вода в обоих контурах . Одновременно является замедлителем. Легкая вода . Замедляющий эффект незначителен. Тяжелая вода в первом контуре , легкая вода во втором . Тяжелая вода одновременно является замедлителем. Регулирование Раствор борной кислоты в теплоносителе . Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия. Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия. Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия. Перегрузки топлива 1 раз в 4-6 месяцев , с полной остановкой реактора и вскрытием его корпуса . Каждый тепловыделяющий элемент переставляется внутри реактора трижды до его окончательного извлечения. В процессе работы , с помощью специальной перегрузочной машины , позволяющей перезагружать отдельные тепловыделяющие элементы . Каждый тепловыделяющий элемент переставляется внутри реактора несколько раз до его окончательного извлечения. Раз в несколько месяцев , с полной остановкой реактора. Наружный отражатель Наружный металлический корпус. Графитовая кл адка толщиной 65 см . Наружный корпус не обязателен , но желателен по соображениям безопасности Наружный металлический корпус. ВВЭР Реакторы ВВЭР являются самым распространенным типом реакторов в России . Весьма привлекательны дешевизна используемого в них т еплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации , несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана . Из самого названия реактора ВВЭР следует , что у него и замедлителем , и теплоносителем является обычная легка я вода . В качестве топлива используется обогащенный до 4.5% уран . Принципиальная схема реактора ВВЭР представлена на рис .2. Рис .2 Как видно из схемы , он имеет два кон тура . Первый контур , реакторный , полностью изолирован от второго , что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу . Циркуляционные насосы (насос первого контура на схеме не показан ) прокачивают воду через реактор и теплообменник (питание циркуляционных нас о сов происходит от турбины ). Вода реакторного контура находится под повышенным давлением , так что несмотря на ее высокую температуру (293 градуса - на выходе , 267 - на входе в реактор ) ее закипания не происходит . Вода второго контура находится под обычным д авлением , так что в теплообменнике она превращается в пар . В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель , циркулирующий по первому контуру , отдает тепло воде второго контура . Пар , генеруемый в парогенераторе , по главным паропроводам второго контура поступ а ет на турбины и , отдает часть своей энергии на вращение турбины , после чего поступает в конденсатор . Конденсатор , охлаждаемый водой циркуляционного контура (так сказать , третий контур ), обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара . Конденсат , пройдя систему подогревателей , подается снова в теплообменник. Энергетическая мощность большинства реакторов ВВЭР в нашей стране - 1000 мегаватт (Мвт ). Рис .3 Строение активной зоны реактора ВВЭР показано на рис .3. Она имеет прочный наружный стальной корпус , могущий в случае непредвиденных обстоятельств локализовать возможную аварию . Корпус полностью заполнен водой под высоким давлением . В середине активной зоны расположены ТВС с шагом в 20-25 см . Некоторые ТВС дополнены сверху поглотителем из бороциркониевого сплава и нитрида бора и способны находится в активной зоне или бороциркониевой частью , или урановой - таким образом ос у ществляется регулирование цепной реакции . Вода подается в реактор снизу под давлением . Сверху реактор закрыт стальной крышкой , герметизирующей его корпус и являющейся биозащитой. РБМК РБМК построен по несколько другому принципу , чем ВВЭР . Прежде всего в ег о активной зоне происходит кипение - из реактора поступает пароводная смесь , которая , проходя через сепараторы , делится на воду , возвращающуюся на вход реактора , и пар , который идет непосредственно на турбину . Электричество , вырабатываемое турбиной , трати т ся , как и в реакторе ВВЭР , также на работу циркуляционных насосов . Его принципиальная схема - на рис .4. Рис .4 Основные технические характеристики РБМК следующие . Ак тивная зона реактора — вертикальный цилиндр диаметром 11.8 метров и высотой 7 метров (см.рис .5). По периферии активной зоны , а также сверху и снизу расположен боковой отражатель - сплошная графитовая кладка толщиной 0.65 метра . Собственно активная зона со б рана из графитовых шестигранных колонн (всего их 2488), собранных из блоков сечением 250х 250мм . По центру каждого блока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114мм для размещения технологических каналов и стержней СУЗ . Общее число техно логических каналов в активной зоне 1693. Внутри большинства технологических каналов находятся тепловыделяющие кассеты , имеющие довольно сложную структуру . Кассета состоит из двух последовательно соединенных тепловыделяющих сборок (ТВС ), длина каждой из ко т орых 3,5м . ТВС содержит 18 стержневых твэлов — трубок наружным диаметром 13,5мм с толщиной стенки 0,9 мм , заполненных таблетками диаметром 11,5мм из двуокиси урана (UO 2 ), крепежные детали из сплава циркония и несущий стержень из оксида ниобия . Стенки кассе ты плотно фиксированы к графитовой кладке , а внутри кассет циркулирует вода . В остальных каналах расположены стержни системы управления защитой , которые состоят из поглотителя - бороциркониевого сплава . Некоторые каналы полностью изолированы от теплоносит е ля , и в них расположены датчики радиации . Электрическая мощность РБМК - 1000 Мвт . АЭС с реакторами РБМК составляют заметную долю в атомной энергетике . Так , ими оснащены Ленинградская , Курская , Чернобыльская , Смоленская , Игналинская АЭС. Рис .5. Активная зо на реактора РБМК ВВЭР и РБМК : сравнительные характеристики. Проводя сравнение различных типов ядерных реакторов , стоит остановится на двух наиболее распространенных в нашей стране и в мире типах этих аппаратов : ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор ) и РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный ). Наиболее принципиальные различия : ВВЭР — корпусной реактор (давление держится корпусом реактора ); РБМК -- канальный реакто р (давление держится независимо в каждом канале ); в ВВЭР теплоноситель и замедлитель — одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится ), в РБМК замедлитель — графит , а теплоноситель — вода ; в ВВЭР пар образуется во втором корпусе парогенератора , в РБМК пар образуется в непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор ) и прямо идет на турбину — нет второго контура . Из-за различного строения активных зон параметры работы у этих реакторов также разные . Для безопасности реактора имеет значени е такой параметр , как коэффициент реактивности - его можно образно представить как величину , показывающую , как изменения того или иного другого параметра реактора повлияет на интенсивность цепной реакции в нем . Если этот коэффициент положительный , то при ув еличении параметра , по которому приводится коэффициент , цепная реакция в реакторе при отсутствии каких-либо других воздействий будет нарастать и в конце станет возможным переход ее в неуправляемую и каскадно нарастающую - произойдет разгон реактора . При р а згоне реактора происходит интенсивное тепловыделение , приводящее к расплавлению тепловыделителей , стеканию их расплава в нижнюю часть активной зоны , что может привести к разрушению корпуса реактора и выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду. В данн ой таблице приведены коэффициенты реактивности для РБМК и ВВЭР . Коэффициенты реактивности реакторов ВВЭР и РБМК . Коэффициенты реактивности ВВЭР РБМК Паровой (при наличии пара в активной зоне ) — (при появлении в активной зоне пара реактор глохнет ) + (при появлении в активной зоне пара реактор разгоняется ) Температуры теплоносителя — (при повышении температуры теплоносителя реактор глохнет ) +(при повышении температуры теплоносителя реактор разгоняется ) Плотности теплоносителя — (при снижении плотности т еплоносителя , (в частности , при повышении его температуры ) реактор глохнет ) +(при снижении плотности теплоносителя , (в частности , при повышении его температуры ) реактор разгоняется ) Пояснение. · В реакторе ВВЭР при появлении в активной зоне пара или при повышении температуры теплоносителя , приводящего к снижению его плотности , падает количество столкновений нейтронов с атомами молекул теплоносителя , уменьшается замедление нейтронов , вследствие чего все они уходят за пределы активной зоны , не реагируя с д ругими ядрами . Реактор останавливается . · В реакторе РБМК при вскипании воды или повышении ее температуры , приводящее к снижению ее плотности , уходит ее нейтронопоглощающее действие (замедлитель в этом реакторе и так уже есть , а у пара коэффициент поглощ ения нейтронов гораздо ниже , чем у воды ). В реакторе нарастает цепная реакция и он разгоняется ., что , в свою очередь , приводит к дальнейшему повышению температуры воды и ее вскипанию . Следовательно , при возникновении нештатных ситуаций работы реактора , со провождающихся его разгоном , реактор ВВЭР заглохнет , а реактор РБМК продолжит разгон с нарастающей интенсивностью , что может привести к очень интенсивному тепловыделению , результатом которого будет расплавление активной зоны реактора . Данное последствие о ч ень опасно , так как при контакте расплавленных циркониевых оболочек с водой происходит разложение ее на водород и кислород , образующих крайне взрывчатый гремучий газ , при взрыве которого неизбежно разрушение активной зоны и выброс радиоактивных топлива и г рафита в окружающую среду . Именно по такому пути развивались события при аварии на Чернобыльской АЭС . Поэтому в реакторе РБМК как нигде важна роль защитных систем , которые будут или предотвращать разгон реактора , или экстренно его охлаждать в случае разго н а , гася подъем температуры и вскипание теплоносителя . Современные реакторы типа РБМК оборудованы достаточно эффективными подобными системами , практически сводящими на нет риск развития аварии (на Чернобыльской АЭС в ночь аварии по преступной халатности в н арушение всех инструкций и запретов были полностью отключены системы аварийной защиты ), но о подобной возможности следует помнить. Если подвести итог , то реактор РБМК требует меньшего обогащения топлива , обладает лучшими возможностями по наработке делящего ся материала (плутония ), имеет непрерывный эксплуатационный цикл , но более потенциально опасен в эксплуатации . Степень этой опасности зависит от качества систем аварийной защиты и квалификации эксплуатационного персонала . Кроме того , вследствие отсутствия второго контура у РБМК больше радиационные выбросы в атмосферу в течение эксплуатации . Реактор на тяжелой воде. В Канаде и Америке разработчики ядерных реакторов при решении проблемы о поддержании в реакторе цепной реакции предпочли использовать в качеств е замедлителя тяжелую воду . У тяжелой воды очень низкая степень поглощения нейтронов и очень высокие замедляющие свойства , превышающие аналогичные свойства графита . Вследствие этого реакторы на тяжелой воде работают на необогащенном топливе , что позволяет не строить сложные и опасные предприятия по обогащению урана . В принципе хорошо спроектированный и построенный реактор на тяжелой воде может работать долгие годы на естественном уране , нуждающемся лишь в выделении его из руды , и давать дешевую энергию . Но тяжелая вода очень дорога в производстве , и поэтому вследствие неизбежных утечек ее из трубопроводов суммарные затраты на эксплуатацию реактора возрастают и приближаются к аналогичным у РБМК и ВВЭР . В качестве теплоносителя первого контура может использоваться замедлитель - тяжелая вода , хотя имеются реакторы , где теплоноситель - легкая вода , а контуры циркуляции теплоносителя и замедлителя разделены. Конструкция ре актора во многом аналогична конструкции реактора ВВЭР. Реактор с шаровой засыпкой. В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара , в который засыпаны тепловыделяющие элементы , также шарообразные . Каждый элемент представляет из себя графитовую сферу , в которую вкраплены частицы оксида урана . Через реактор прокачивается газ - чаще всего используется углекислота СО 2 . Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник . Регулирование реактора осуществляется стержня ми из поглотителя , вставляемыми в активную зону. Экстренное глушение реактора осуществляется путем выстреливания в активную зону клина из поглотителя (рядом с реакто ром устраивают некое подобие короткой пушки , которая в экстраординарной ситуации выстреливает в реактор через его корпус клинообразный кусок поглотителя , при этом реактор сразу останавливается ). Реактор с шаровой засыпкой выгодно отличается тем , что в нем принципиально не может произойти взрыв гремучего газа , и в случае разгона реактора сомым неприятным последствием будет лишь расплавление тепловыделяющих элементов и невозможность дальнейшей эксплуатации реактора . Взрыва такого реактора при его разгоне про и зойти не может в принципе . С другой стороны , в случае попадания воды в активную зону (например , из второго контура в случае прорыва трубы в теплообменнике ) разрушение реактора и выброс радиоактивного газа-теплоносителя неизбежно . Реакторы с шаровой засыпк ой в незначительном количестве строились в Восточной Европе и Америке. Реактор на быстрых нейтронах. Реактор на быстрых нейтронах очень сильно отличается от реакторов всех остальных типов . Его основное назначение - обеспечение расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана -238 с целью сжигания всего или значительной части природного урана , а также имеющихся запасов обедненного урана . При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетик и топливом. Прежде всего , в реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя . В связи с этим в качестве топлива используется не уран -235, а плутоний и уран -238, которые могут делится от быстрых нейтронов . Плутоний необходим для обеспечения достаточной плотности нейтронного потока , которую не может обеспечить один уран -238. Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в десять-пятнадцать раз превосходит тепловыделение реа к торов на медленных нейтронах , в связи с чем вместо воды (которая просто не справится с таким объемом энергии для передачи ) используется расплав натрия (его температура на входе - 370 градусов , а на выходе - 550, что в десять раз выше аналогичных показател е й , скажем , для ВВЭР - там температура воды на входе - 270 градусов , а на выходе - 293). Опять-таки в связи с большим тепловыделением приходится оборудовать даже не два , а три контура (объем теплоносителя на каждом последующем , естественно , больше ), причем во втором контуре используется опять-таки натрий . При работе такого реактора происходит очень интенсивное выделение нейтронов , которые поглощаются слоем урана -238, расположенного вокруг активной зоны . При этом этот уран превращается в плутоний -239, которы й , в свою очередь , может использоваться в реакторе как делящийся элемент . Плутоний используется также в военных целях. В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили , в основном из-за сложности конструкции и проблемы по лучения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей . В России имеется только один реактор такого типа (на Белоярской АЭС ). Считается , что такие реакторы имеют большое будущее. 6.Сравнение. Если подводить итог , то стоит сказать следующее. Реакторы ВВЭР достаточно безопасны в эксплуатации , но требуют высокообогащенного урана . Реакторы РБМК безопасны лишь при правильной их эксплуатации и хорошо разработанных системах защиты , но зато способны использовать малообогащенное топливо или даже отр а ботанное топливо ВВЭР-ов . Реакторы на тяжелой воде всем хороши , но уж больно дорого добывать тяжелую воду . Технология производства реакторов с шаровой засыпкой еще недостаточно хорошо разработана , хотя этот тип реакторов стоило бы признать наиболее приемл е мым для широкого применения , в частности , из-за отсутствия катастрофических последствий при аварии с разгоном реактора . За реакторами на быстрых нейтронах - будущее производства топлива для ядерной энергетики , эти реакторы наиболее эффективно используют я д ерное топливо , но их конструкция очень сложна и пока еще малонадежна. 7. Факторы опасности ядерных реакторов. Факторы опасности ядерных реакторов достаточно многочисленны . Перечислим лишь некоторые из них. · Возможность аварии с разгоном реактора . При э том вследствие сильнейшего тепловыделения может произойти расплавление активной зоны реактора и попадание радиоактивных веществ в окружающую среду . Если в реакторе имеется вода , то в случае такой аварии она будет разлагаться на водород и кислород , что при в едет к взрыву гремучего газа в реакторе и достаточно серьезному разрушению не только реактора , но и всего энергоблока с радиоактивным заражением местности . Аварии с разгоном реактора можно предотвратить , применив специальные технологии конструкции реактор ов , систем защиты , подготовки персонала. · Радиоактивные выбросы в окружающую среду . Их количество и характер зависит от конструкции реактора и качества его сборки и эксплуатации . У РБМК они наибольшие , у реактора с шаровой засыпкой наименьшие . Очистные с ооружения могут уменьшить их . Впрочем , у атомной станции , работающей в нормальном режиме , эти выбросы меньше , чем , скажем , у угольной станции , так как в угле тоже содержатся радиоактивные вещества , и при его сгорании они выходят в атмосферу. · Необходимо сть захоронения отработавшего реактора . На сегодняшний день эта проблема не решена , хотя есть много разработок в этой области. · Радиоактивное облучение персонала . Можно предотвратить или уменьшить применением соответствующих мер радиационной безопаснос ти в процессе эксплуатации атомной станции. Ядерный взрыв ни в одном реакторе произойти в принципе не может. 8. Заключение. Атомная энергетика - активно развивающаяся отрасль . Очевидно , что ей предназначено большое будущее , так как запасы нефти , газа , уг ля постепенно иссякают , а уран - достаточно распространенный элемент на Земле . Но следует помнить , что атомная энергетика связана с повышенной опасностью для людей , которая , в частности , проявляется в крайне неблагоприятных последствиях аварий с разрушени е м атомных реакторов . В связи с этим необходимо закладывать решение проблемы безопасности (в частности , предупреждение аварий с разгоном реактора , локализацию аварии в пределах биозащиты , уменьшение радиоактивных выбросов и др .) еще в конструкцию реактора, на стадии его проектирования. Стоит также рассматривать другие предложения по повышению безопасности объектов атомной энергетики , как то : строительство атомных электростанций под землей , отправка ядерных отходов в космическое пространство. Целью настоящей работы было всего лишь рассказать о современной атомной энергетике , показать устройство и основные типы ядерных реакторов . К сожалению , объем доклада не позволяет более подробно остановиться на вопросах физики реактора , тонкостях конструкции отдельных тип о в и вытекающих из них проблем эксплуатации , надежности и безопасности . Список литературы 1. И.Х.Ганев . Физика и расчет реактора . Учебное пособие для вузов . М , 1992, Энергоатомиздат. 2. Л.В.Матвеев , А.П.Рудик . Почти все о ядерном реакторе . М ., 1990, Энерг оатомиздат . Орлов Антон Александрович , 1998 г ., ММА им.Сеченова
1Архитектура и строительство
2Астрономия, авиация, космонавтика
 
3Безопасность жизнедеятельности
4Биология
 
5Военная кафедра, гражданская оборона
 
6География, экономическая география
7Геология и геодезия
8Государственное регулирование и налоги
 
9Естествознание
 
10Журналистика
 
11Законодательство и право
12Адвокатура
13Административное право
14Арбитражное процессуальное право
15Банковское право
16Государство и право
17Гражданское право и процесс
18Жилищное право
19Законодательство зарубежных стран
20Земельное право
21Конституционное право
22Конституционное право зарубежных стран
23Международное право
24Муниципальное право
25Налоговое право
26Римское право
27Семейное право
28Таможенное право
29Трудовое право
30Уголовное право и процесс
31Финансовое право
32Хозяйственное право
33Экологическое право
34Юриспруденция
 
35Иностранные языки
36Информатика, информационные технологии
37Базы данных
38Компьютерные сети
39Программирование
40Искусство и культура
41Краеведение
42Культурология
43Музыка
44История
45Биографии
46Историческая личность
47Литература
 
48Маркетинг и реклама
49Математика
50Медицина и здоровье
51Менеджмент
52Антикризисное управление
53Делопроизводство и документооборот
54Логистика
 
55Педагогика
56Политология
57Правоохранительные органы
58Криминалистика и криминология
59Прочее
60Психология
61Юридическая психология
 
62Радиоэлектроника
63Религия
 
64Сельское хозяйство и землепользование
65Социология
66Страхование
 
67Технологии
68Материаловедение
69Машиностроение
70Металлургия
71Транспорт
72Туризм
 
73Физика
74Физкультура и спорт
75Философия
 
76Химия
 
77Экология, охрана природы
78Экономика и финансы
79Анализ хозяйственной деятельности
80Банковское дело и кредитование
81Биржевое дело
82Бухгалтерский учет и аудит
83История экономических учений
84Международные отношения
85Предпринимательство, бизнес, микроэкономика
86Финансы
87Ценные бумаги и фондовый рынок
88Экономика предприятия
89Экономико-математическое моделирование
90Экономическая теория

 Анекдоты - это почти как рефераты, только короткие и смешные Следующий
Везде пишут: через 3 дня в России выборы.
Протестую, это ложь.
Через 3 дня в России голосование.
А выборы в России будут неизвестно когда.
Anekdot.ru

Узнайте стоимость курсовой, диплома, реферата на заказ.

Обратите внимание, реферат по военному делу, гражданской обороне "Атомные электростанции и их опасность", также как и все другие рефераты, курсовые, дипломные и другие работы вы можете скачать бесплатно.

Смотрите также:


Банк рефератов - РефератБанк.ру
© РефератБанк, 2002 - 2016
Рейтинг@Mail.ru