Реферат: Ядерные реакторы

Комсомольск-на-Амуре

KOST

&

AKRED

COST@AMURNET.RU


ПЛАН

 

1.Введение.

2.Общее устройство электростанции.

3.Немного ядерной физики.

4. Ядерный реактор.

5. Устройство различных типов ядерных реакторов.

6.Сравнение.

7. Факторы опасности ядерных реакторов.

8. Заключение.

Список литературы



1.Введение.

Опасна ли ядерная энергетика? Этимвопросом особенно часто стали задаваться в последнее время, особенно послеаварий на атомных электростанциях Тримайл-Айленд и Чернобыльской АЭС. И еслиопасность все же имеется, то каким образом можно уменьшить риск неприятныхпоследствий аварии? И где же причина того или иного фактора опасности? Ответуна эти вопросы и посвящена данная работа.

В данном докладе будут освещены основныевопросы устройства и работы атомных электростанций и ядерных реакторов,проведена сравнительная характеристика различных типов ядерных реакторов,разъяснены причины их опасности.


2.Общее устройство электростанции.

Все аппараты для преобразования различныхвидов энергии в электрическую — электростанции можно условно разделить наследующие виды:

·       Тепловыеэлектростанции — они преобразуют различные виды энергии в энергию нагретоготеплоносителя (в основном воды), который, в свою очередь, передает свою энергиюна турбину, вырабатывающую электрический ток. К этому виду относятся угольные,газовые, атомные электростанции, электростанции, работающие на нефти и еепроизводных, некоторые виды солнечных.

·       Гидроэлектростанции — преобразовывают энергию движущейся воды в электричество, передавая еенепосредственно на турбину. К ним относятся гидроэлектростанции и приливныеэлектростанции.

·       Электростанции,непосредственно вырабатывающие электричество — солнечные на фотоэлементах,ветряные.

Принципиальная схема тепловойэлектростанции представлена на рис.1. Стоит иметь в виду, что в ее конструкцииможет быть предусмотрено несколько контуров — теплоноситель от тепловыделяющегореактора может не идти сразу на турбину, а отдать свое тепло в теплообменникетеплоносителю следующего контура, который уже может поступать на турбину, аможет дальше передавать свою энергию следующему контуру. Также в любойэлектростанции предусмотрена система охлаждения отработавшего теплоносителя,чтобы довести температуру теплоносителя до необходимого для повторного цикла значения.Если поблизости от электростанции есть населенный пункт, то это достигаетсяпутем использования тепла отработавшего теплоносителя для нагрева воды дляотопления домов или горячего водоснабжения, а если нет, то излишнее теплоотработавшего теплоносителя просто сбрасывается в атмосферу в градирнях (ихможно видеть на рисунке обложки: из себя они представляют широкиеконусообразные трубы). Конденсатором отработавшего пара на неатомныхэлектростанциях чаще всего служат именно градирни.

Рис.1

/>

Атомные электростанции относятся ктепловым, так как в их устройстве имеются тепловыделители, теплоноситель игенератор электрического тока — турбина. Существуют как одноконтурные АЭС, таки двух-трех-контурные (это зависит от типа ядерного реактора).

 3.Немного ядерной физики.

Для лучшего уяснения принципов работыядерного реактора и смысла процессов, происходящих в нем, вкратце изложимосновные моменты физики реакторов.

·       Ядерный реактор — аппарат, в котором происходят ядерные реакции — превращения одних химическихэлементов в другие. Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегосявещества, которое при своем распаде выделяет элементарные частицы, способныевызвать распад других ядер.

·       Деление атомного ядраможет произойти самопроизвольно или при попадании в него элементарной частицы.Самопроизвольный распад в ядерной энергетике не используется из-за очень низкойего интенсивности.

·       В качестве делящегосявещества в настоящее время могут использоваться изотопы урана — уран-235 иуран-238, а также плутоний-239.

·       В ядерном реакторепроисходит цепная реакция. Ядра урана или плутония распадаются, при этомобразуются два-три ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяетсяэнергия, излучаются гамма-кванты и образуются два или три нейтрона, которые, всвою очередь, могут прореагировать с другими атомами и, вызвав их деление,продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попаданиев него элементарной частицы с определенной энергией (величина этой энергиидолжна лежать в определенном диапазоне: более медленная или более быстраячастица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него). Наибольшее значение вядерной энергетике имеют нейтроны.

·       В зависимости отскорости элементарной частицы выделяют два вида нейтронов: быстрые и медленные.Нейтроны разных видов по-разному влияют на ядра делящихся элементов.

·       Уран-238 делитсятолько быстрыми нейтронами. При его делении выделяется энергия и образуется 2-3быстрых нейтрона. Вследствие того, что эти быстрые нейтроны замедляются ввеществе урана-238 до скоростей, неспособных вызвать деление ядра урана-238,цепная реакция в уране-238 протекать не может.

·       Поскольку вестественном уране основной изотоп — уран-238, то цепная реакция в естественномуране протекать не может.

·       В уране-235 цепнаяреакция протекать может, так как наиболее эффективно его деление происходит,когда нейтроны замедлены в 3-4 раза по сравнению с быстрыми, что происходит придостаточно длинном их пробеге в толще урана без риска быть поглощеннымипосторонними веществами или при прохождении через вещество, обладающеесвойством замедлять нейтроны, не поглощая их.

·       Поскольку вестественном уране имеется достаточно большое количество веществ, поглощающихнейтроны (тот же уран-238, который при этом превращается в другой делящийсяизотоп — плутоний-239), то в современных ядерных реакторах необходимо длязамедления нейтронов применять не сам уран, а другие вещества, мало поглощающиенейтроны (например, графит или тяжелая вода).

·       Обыкновенная воданейтроны замедляет очень хорошо, но сильно их поглощает. Поэтому длянормального протекания цепной реакции при использовании в качестве замедлителяобыкновенной легкой воды необходимо использовать уран с высокой долейделящегося изотопа — урана-235 (обогащенный уран). Обогащенный уран производятпо достаточно сложной и трудоемкой технологии на горнообогатительныхкомбинатах, при этом образуются токсичные и радиоактивные отходы.

·       Графит хорошозамедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании графита вкачестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем прииспользовании легкой воды.

·       Тяжелая вода оченьхорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использованиитяжелой воды в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран,чем при использовании легкой воды. Но производство тяжелой воды очень трудоемкои экологически опасно.

·       При попаданиимедленного нейтрона в ядро урана-235 он может быть захвачен этим ядром. Приэтом произойдет ряд ядерных реакций, итогом которых станет образование ядраплутония-239. (Плутоний-239 в принципе может тоже использоваться для нуждядерной энергетики, но в настоящее время он является одним из основных компонентовначинки атомных бомб.) Поэтому ядерное топливо в реакторе не толькорасходуется, но и нарабатывается. У некоторых ядерных реакторов основнойзадачей является как раз такая наработка.

·       Другим способом решитьпроблему необходимости замедления нейтронов является создание реакторов безнеобходимости их замедлять — реакторов на быстрых нейтронах. В таком реактореосновным делящимся веществом является не уран, а плутоний. Уран же(используется уран-238) выступает как дополнительный компонент реакции — от быстрогонейтрона, выпущенного при распаде ядра плутония, произойдет распад ядра урана свыделением энергии и испусканием других нейтронов, а при попадании в ядро ураназамедлившегося нейтрона он превратится в плутоний-239, возобновляя тем самымзапасы ядерного топлива в реакторе. В связи с малой величиной поглощениянейтронов плутонием цепная реакция в сплаве плутония и урана-238 идти будет,причем в ней будет образовываться большое количество нейтронов.

·       Таким образом, вядерном реакторе должен использоваться либо обогащенный уран с замедлителем,поглощающем нейтроны, либо необогащенный уран с замедлителем, мало поглощающемнейтроны, либо сплав плутония с ураном без замедлителя. О различных типахядерных реакторов, реализующих эти три возможности разными способами, будетговориться дальше.

 4. Ядерный реактор.

Как уже указывалось, тремя обязательнымиэлементами для реакторов на тепловых нейтронах являются тепловыделитель,замедлитель и теплоноситель. На данном рисунке представлена типичная схемаактивной зоны.

/>

Через реактор с помощью насосов (обычноназываемых циркуляционными) прокачивается теплоноситель, поступающий потом илина турбину (в РБМК) или в теплообменник (в остальных типах реакторов). Нагретыйтеплоноситель теплообменника поступает на турбину, где теряет часть своейэнергии на выработку электричества. Из турбины теплоноситель поступает вконденсатор для пара, чтобы в реактор поступал теплоноситель с нужными дляоптимальной работы параметрами. Также в реакторе имеется система управления им(на рисунке не показана), которая состоит из набора стержней диаметром внесколько сантиметров и длиной, сопоставимой с высотой активной зоны, состоящихиз высокопоглощающего нейтроны материала, обычно из соединений бора. Стержнирасполагаются в специальных каналах и могут быть подняты или опущены в реактор.В поднятом состоянии они способствуют разгону реактора, в опущенном — заглушаютего. Приводы стержней регулируются независимо друг от друга, поэтому с ихпомощью можно конфигурировать активность реакции в различных частях активнойзоны.

Реакторы, работающие на быстрых нейтронах,устроены несколько иначе. О них будет сказано ниже.

Несколько терминов:

Топливная кассета — конструкция из таблеток урана исобирающего их вместе корпуса толщиной 10-20 см и длиной в несколько метров,являющаяся выделителем энергии за счет распада урана. Материалом корпуса обычноявляется цирконий.

ТВС — тепловыделяющая сборка — топливная кассета и еекрепление. ТВС находится в активной зоне реактора.

СУЗ — система управления защитой. В основном состоит изнейтронопоглощающих стержней.

5. Устройство различных типов ядерныхреакторов.

В настоящее время в мире существует пятьтипов ядерных реакторов. Это реактор ВВЭР (Водо-Водяной Энергетическийреактор), РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный), реактор на тяжелой воде,реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром, реактор на быстрых нейтронах. Укаждого типа реактора есть особенности конструкции, отличающие его от других,хотя, безусловно, отдельные элементы конструкции могут заимствоваться из другихтипов. ВВЭР строились в основном на территории бывшего СССР и в ВосточнойЕвропе, реакторов типа РБМК много в России, странах Западной Европы иЮго-Восточной Азии, реакторы на тяжелой воде в основном 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 свойства 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 нейтроны. 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 Теплоноситель 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 кладка толщиной 65 см. Наружный корпус не обязателен, но желателен по соображениям безопасности Наружный металлический корпус.

ВВЭР

Реакторы ВВЭР являются самымраспространенным типом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизнаиспользуемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность вэксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторахобогащенного урана. Из самого названия реактора ВВЭР следует, что у него изамедлителем, и теплоносителем является обычная легкая вода. В качестве топливаиспользуется обогащенный до 4.5% уран. Принципиальная схема реактора ВВЭРпредставлена на рис.2.

Рис.2

/>

Как видно из схемы, он имеет два контура.Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что уменьшаетрадиоактивные выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы (насос первого контурана схеме не показан) прокачивают воду через реактор и теплообменник (питаниециркуляционных насосов происходит от турбины). Вода реакторного контуранаходится 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 давлением, так что в теплообменникеона 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 поступаетна турбины и, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чегопоступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура(так сказать, третий контур), обеспечивает сбор и конденсацию отработавшегопара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник.

Энергетическая мощность большинствареакторов ВВЭР в нашей стране — 1000 мегаватт (Мвт).


Рис.3

/>

Строение активной зоны реактора ВВЭРпоказано на рис.3. Она имеет прочный наружный стальной корпус, могущий в случаенепредвиденных обстоятельств локализовать возможную аварию. Корпус полностьюзаполнен водой под высоким давлением. В середине активной зоны расположены ТВСс шагом в 20-25 см. Некоторые ТВС дополнены сверху поглотителем избороциркониевого сплава и нитрида бора и способны находится в активной зоне илибороциркониевой частью, или урановой — таким образом осуществляетсярегулирование цепной реакции. Вода подается в реактор снизу под давлением.Сверху реактор закрыт стальной крышкой, герметизирующей его корпус и являющейсябиозащитой.

РБМК

РБМК построен по несколько другомупринципу, чем ВВЭР. Прежде всего в его активной зоне происходит кипение — изреактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делитсяна воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственнона турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реактореВВЭР, также на работу циркуляционных насосов. Его принципиальная схема — нарис.4.

Рис.4

/>

Основные технические характеристики РБМКследующие. Активная зона реактора — вертикальный цилиндр диаметром 11.8 метрови высотой 7 метров (см.рис.5). По периферии активной зоны, а также сверху иснизу расположен боковой отражатель — сплошная графитовая кладка толщиной 0.65метра. Собственно активная зона собрана из графитовых шестигранных колонн(всего их 2488), собранных из блоков сечением 250х250мм. По центру каждогоблока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114мм дляразмещения технологических каналов и стержней СУЗ.

Общее число технологических каналов вактивной зоне 1693. Внутри большинства технологических каналов находятсятепловыделяющие кассеты, имеющие довольно сложную структуру. Кассета состоит издвух последовательно соединенных тепловыделяющих сборок (ТВС), длина каждой изкоторых 3,5м. ТВС содержит 18 стержневых твэлов — трубок наружным диаметром13,5мм с толщиной стенки 0,9 мм, заполненных таблетками диаметром 11,5мм издвуокиси урана (UO2), крепежные детали из сплава циркония и несущийстержень из оксида ниобия. Стенки кассеты плотно фиксированы к графитовойкладке, а внутри кассет циркулирует вода. В остальных каналах расположеныстержни системы управления защитой, которые состоят из поглотителя — бороциркониевого сплава. Некоторые каналы полностью изолированы от теплоносителя,и в них расположены датчики радиации.

Электрическая мощность РБМК — 1000 Мвт.АЭС с реакторами РБМК составляют заметную долю в атомной энергетике. Так, имиоснащены Ленинградская, Курская, Чернобыльская, Смоленская, Игналинская АЭС.

Рис.5. Активная зона реактора РБМК

/>

ВВЭР и РБМК: сравнительные характеристики.

Проводя сравнение различных типов ядерныхреакторов, стоит остановится на двух наиболее распространенных в нашей стране ив 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-- канальныйреактор (давление держится независимо в каждом канале); в ВВЭР теплоноситель изамедлитель — одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится), вРБМК замедлитель — графит, а теплоноситель — вода; в ВВЭР пар образуется вовтором корпусе парогенератора, в РБМК пар образуется в непосредственно вактивной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину — нет второгоконтура. Из-за различного строения активных зон параметры работы у этихреакторов также разные. Для безопасности реактора имеет значение такойпараметр, как коэффициент реактивности — его можно образно представитькак величину, показывающую, как изменения того или иного другого параметрареактора повлияет на интенсивность цепной реакции в нем. Если этот коэффициентположительный, то при увеличении параметра, по которому приводится коэффициент,цепная реакция в реакторе при отсутствии каких-либо других воздействий будетнарастать и в конце станет возможным переход ее в неуправляемую и каскаднонарастающую — произойдет разгон реактора. При разгоне реактора происходитинтенсивное тепловыделение, приводящее к расплавлению тепловыделителей,стеканию их расплава в нижнюю часть активной зоны, что может привести кразрушению корпуса реактора и выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду.

В данной таблице приведены коэффициентыреактивности для РБМК и ВВЭР.

Коэффициенты реактивности реакторов ВВЭР иРБМК.

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 теплоносителя, (в частности, при повышении его температуры) реактор глохнет) +(при снижении плотности теплоносителя, (в частности, при повышении его температуры) реактор разгоняется)

Пояснение.

·       В реакторе ВВЭР припоявлении в активной зоне пара или при повышении температуры теплоносителя,приводящего к снижению его плотности, падает количество столкновений нейтроновс атомами молекул теплоносителя, уменьшается замедление нейтронов, вследствиечего все они уходят за пределы активной зоны, не реагируя с другими ядрами.Реактор останавливается.

·       В реакторе РБМК привскипании воды или повышении ее температуры, приводящее к снижению ееплотности, уходит ее нейтронопоглощающее действие (замедлитель в этом реактореи так уже есть, а у пара коэффициент поглощения нейтронов гораздо ниже, чем уводы). В реакторе нарастает цепная реакция и он разгоняется., что, в своюочередь, приводит к дальнейшему повышению температуры воды и ее вскипанию.

Следовательно, при возникновении нештатныхситуаций работы реактора, сопровождающихся его разгоном, реактор ВВЭРзаглохнет, а реактор РБМК продолжит разгон с нарастающей интенсивностью, чтоможет привести к очень интенсивному тепловыделению, результатом которого будетрасплавление активной зоны реактора. Данное последствие очень опасно, так какпри контакте расплавленных циркониевых оболочек с водой происходит разложениеее на водород и кислород, образующих крайне взрывчатый гремучий газ, при взрывекоторого неизбежно разрушение активной зоны и выброс радиоактивных топлива играфита в окружающую среду. Именно по такому пути развивались события приаварии на Чернобыльской АЭС. Поэтому в реакторе РБМК как нигде важна рользащитных систем, которые будут или предотвращать разгон реактора, или экстренноего охлаждать в случае разгона, гася подъем температуры и вскипаниетеплоносителя. Современные реакторы типа РБМК оборудованы достаточноэффективными подобными системами, практически сводящими на нет риск развитияаварии (на Чернобыльской АЭС в ночь аварии по преступной халатности в нарушениевсех инструкций и запретов были полностью отключены системы аварийной защиты),но о подобной возможности следует помнить.

Если подвести итог, то реактор РБМКтребует меньшего обогащения топлива, обладает лучшими возможностями по наработкеделящегося материала (плутония), имеет непрерывный эксплуатационный цикл, ноболее потенциально опасен в эксплуатации. Степень этой опасности зависит откачества систем аварийной защиты и квалификации эксплуатационного персонала.Кроме того, вследствие отсутствия второго контура у РБМК больше радиационныевыбросы в атмосферу в течение эксплуатации.

Реактор на тяжелой воде.

В Канаде и Америке разработчики ядерныхреакторов при решении проблемы о поддержании в реакторе цепной реакциипредпочли использовать в качестве замедлителя тяжелую воду. У тяжелой водыочень низкая степень поглощения нейтронов и очень высокие замедляющие свойства,превышающие аналогичные свойства графита. Вследствие этого реакторы на тяжелойводе работают на необогащенном топливе, что позволяет не строить сложные иопасные предприятия по обогащению урана. В принципе хорошо спроектированный ипостроенный реактор на тяжелой воде может работать долгие годы на естественномуране, нуждающемся лишь в выделении его из руды, и давать дешевую энергию. Нотяжелая вода очень дорога в производстве, и поэтому вследствие неизбежныхутечек ее из трубопроводов суммарные затраты на эксплуатацию реакторавозрастают и приближаются к аналогичным у РБМК и ВВЭР.

/>

В качестве теплоносителя первого контураможет использоваться замедлитель — тяжелая вода, хотя имеются реакторы, гдетеплоноситель — легкая вода, а контуры циркуляции теплоносителя и замедлителяразделены.

Конструкция реактора во многом аналогичнаконструкции реактора ВВЭР.

Реактор с шаровой засыпкой.

В реакторе с шаровой засыпкой активнаязона имеет форму шара, в который засыпаны тепловыделяющие элементы, такжешарообразные. Каждый элемент представляет из себя графитовую сферу, в которуювкраплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ — чаще всегоиспользуется углекислота СО2. Газ подается в активную зону поддавлением и впоследствии поступает на теплообменник. Регулирование реактораосуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону.

/>

Экстренное глушение реактораосуществляется путем выстреливания в активную зону клина из поглотителя (рядомс реактором устраивают некое подобие короткой пушки, которая в экстраординарнойситуации выстреливает в реактор через его корпус клинообразный кусокпоглотителя, при этом реактор сразу останавливается). Реактор с шаровойзасыпкой выгодно отличается тем, что в нем принципиально не может произойтивзрыв гремучего газа, и в случае разгона реактора сомым неприятным последствиембудет лишь расплавление тепловыделяющих элементов и невозможность дальнейшейэксплуатации реактора. Взрыва такого реактора при его разгоне произойти неможет 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 засыпкой внезначительном количестве строились в Восточной Европе и Америке.

Реактор на быстрых нейтронах.

Реактор на быстрых нейтронах очень сильноотличается от реакторов всех остальных типов. Его основное назначение — обеспечение расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана-238 сцелью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихсязапасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрыхнейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом.

/>

Прежде всего, в реакторе на быстрыхнейтронах нет замедлителя. В связи с этим в качестве топлива используется неуран-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 быстрыхнейтронах в десять-пятнадцать раз превосходит тепловыделение реакторов намедленных нейтронах, в связи с чем вместо воды (которая просто не справится стаким объемом энергии для передачи) используется расплав натрия (еготемпература на входе — 370 градусов, а на выходе — 550, что в десять раз вышеаналогичных показателей, скажем, для ВВЭР — там температура воды на входе — 270градусов, а на выходе — 293). Опять-таки в связи с большим тепловыделениемприходится оборудовать даже не два, а три контура (объем теплоносителя накаждом последующем, естественно, больше), причем во втором контуре используетсяопять-таки натрий. При работе такого реактора происходит очень интенсивноевыделение нейтронов, которые поглощаются слоем урана-238, расположенного вокругактивной зоны. При этом этот уран превращается в плутоний-239, который, в своюочередь, может использоваться в реакторе как делящийся элемент. Плутонийиспользуется также в военных целях.

В настоящее время реакторы на быстрыхнейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложностиконструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов дляконструкционных деталей. В России имеется только один реактор такого типа (наБелоярской АЭС). Считается, что такие реакторы имеют большое будущее.

 6.Сравнение.

Если подводить итог, то стоит сказатьследующее. Реакторы ВВЭР достаточно безопасны в эксплуатации, но требуютвысокообогащенного урана. Реакторы РБМК безопасны лишь при правильной ихэксплуатации и хорошо разработанных системах защиты, но зато способныиспользовать малообогащенное топливо или даже отработанное топливо ВВЭР-ов.Реакторы на тяжелой воде всем хороши, но уж больно дорого добывать тяжелуюводу. Технология производства реакторов с шаровой засыпкой еще недостаточнохорошо разработана, хотя этот тип реакторов стоило бы признать наиболееприемлемым для широкого применения, в частности, из-за отсутствиякатастрофических последствий при аварии с разгоном реактора. За реакторами набыстрых нейтронах — будущее производства топлива для ядерной энергетики, этиреакторы наиболее эффективно используют ядерное топливо, но их конструкцияочень сложна и пока еще малонадежна.

 7. Факторы опасности ядерныхреакторов.

Факторы опасности ядерных реакторовдостаточно многочисленны. Перечислим лишь некоторые из них.

·       Возможность аварии сразгоном реактора. При этом вследствие сильнейшего тепловыделения можетпроизойти расплавление активной зоны реактора и попадание радиоактивных веществв окружающую среду. Если в реакторе имеется вода, то в случае такой аварии онабудет разлагаться на водород и кислород, что приведет к взрыву гремучего газа вреакторе и достаточно серьезному разрушению не только реактора, но и всегоэнергоблока с радиоактивным заражением местности.

Аварии с разгоном реактора можнопредотвратить, применив специальные технологии конструкции реакторов, системзащиты, подготовки персонала.

·       Радиоактивные выбросыв окружающую среду. Их количество и характер зависит от конструкции реактора икачества его сборки и эксплуатации. У РБМК они наибольшие, у реактора с шаровойзасыпкой наименьшие. Очистные сооружения могут уменьшить их.

Впрочем, у атомной станции, работающей внормальном режиме, эти выбросы меньше, чем, скажем, у угольной станции, так какв угле тоже содержатся радиоактивные вещества, и при его сгорании они выходят ватмосферу.

·       Необходимостьзахоронения отработавшего реактора.

На сегодняшний день эта проблема нерешена, хотя есть много разработок в этой области.

·       Радиоактивноеоблучение персонала.

Можно предотвратить или уменьшитьприменением соответствующих мер радиационной безопасности в процессеэксплуатации атомной станции.

Ядерный взрыв ни в одном реакторепроизойти в принципе не может.

 

8. Заключение.

Атомная энергетика — активно развивающаясяотрасль. Очевидно, что ей предназначено большое будущее, так как запасы нефти,газа, угля постепенно иссякают, а уран — достаточно распространенный элемент наЗемле. Но следует помнить, что атомная энергетика связана с повышеннойопасностью для людей, которая, в частности, проявляется в крайненеблагоприятных последствиях аварий с разрушением атомных реакторов. В связи сэтим необходимо закладывать решение проблемы безопасности (в частности,предупреждение аварий с разгоном реактора, локализацию аварии в пределахбиозащиты, уменьшение радиоактивных выбросов и др.) еще в конструкцию реактора,на стадии его проектирования.

Стоит также рассматривать другиепредложения по повышению безопасности объектов атомной энергетики, как то:строительство атомных электростанций под землей, отправка ядерных отходов вкосмическое пространство.

Целью настоящей работы было всего лишьрассказать о современной атомной энергетике, показать устройство и основныетипы ядерных реакторов. К сожалению, объем доклада не позволяет более подробноостановиться на вопросах физики реактора, тонкостях конструкции отдельных типови 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 оядерном реакторе. М., 1990, Энергоатомиздат.

еще рефераты
Еще работы по безопасности жизнедеятельности