Атомные электростанции
Общие положения. Атомные электростанции (АЭС) – это по существу тепловые электростанции, которые используют тепловую энергию ядерных реакций.
Возможность использования ядерного топлива, в основном урана 235 U, в качестве источника теплоты связана с осуществлением цепной реакции деления вещества и выделением при этом огромного количества энергии. Самоподдерживающаяся и регулируемая цепная реакция деления ядер урана обеспечивается в ядерном реакторе. Ввиду эффективности деления ядер урана 235 U при бомбардировке их медленными тепловыми нейтронами пока преобладают реакторы на медленных тепловых нейтронах. В качестве ядерного горючего используют обычно изотоп урана 235 U, содержание которого в природном уране составляет 0,714 %; основная масса урана – изотоп 238 U(99,28%). Ядерное топливо используют обычно в твердом виде. Его заключают в предохранительную оболочку. Такого рода тепловыделяющие элементы называют твэлами, их устанавливают в рабочих каналах активной зоны ректора. Тепловая энергия, выделяющиеся при реакции деления, отводится из активной зоны реактора с помощью теплоносителя, который прокачивают под давлением через каждый рабочий канал или через всю активную зону. Наиболее распространенным теплоносителем является вода, которую тщательно очищают.
Реакторы с водяным теплоносителем могут работать в водном или паровом режиме. Во втором случае пар получается непосредственно в активной зоне реактора.
При деление ядер урана или плутония образуются быстрые нейтроны, энергия которых велика. В природном или слабообогащенном уране, где содержание 235 U невелико, цепная реакция на быстрых нейтронах не развивается. Поэтому быстрые нейтроны замедляются до тепловых (медленных) нейтронов. В качестве замедлителей могут используют вещества, которые содержат элементы с малой атомной массой, обладающие низкой поглощающей способностью по отношению к нейтронам. Основными замедлителями являются вода, тяжелая вода, графит.
В настоящее время наиболее освоены реакторы на тепловых нейтронах. Такие реакторы конструктивно проще и легче управляемы по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах. Однако перспективным направлением является использование реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного горючего – плутония; таким образом может быть использована большая часть 238 U.
На атомных станциях России используют ядерные реакторы следующих основных типов:
РБМК (реактор большой мощности, канальный) – реактор на тепловых нейтронах, водо-графитовый;
ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) – реактор на тепловых нейтронах, корпусного типа;
БН – реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем.
Единичная мощность ядерных энергоблоков достигла 1500 Мвт. В настоящее время считается, что единичная мощность энергоблока АЭС ограничивается не столько техническими соображениями, сколько условиями безопасности при авариях с реакторами.
Действующие в настоящее время АЭС по технологическим требованиям работают главным образом в базовой части графика нагрузки энергосистемы с продолжительностью использования установленной мощности 6500 … 7000 ч/год
Схемы АЭС. Технологическая схема АЭС зависит от типа реактора, вида теплоносителя и замедлителя, а также от ряда других факторов. Схема может быть одноконтурной, двухконтурной и трехконтурной. На рисунке 1 в качестве примера представлена (1 – реактор; 2 – парогенератор; 3 – турбина; 4 – трансформатор; 5 – генератор; 6 – конденсатор турбины; 7 – конденсатный (питательный) насос; 8 – главный циркулярный насос.)
двухконтурная схема АЭС для электростанции с реактором типа ВВЭР. Видно, что это схема близка к схеме КЕС , однако вместо парогенератора на органическом топливе здесь используется ядерная установка.
Атомные электростанции так же, как и КЕС , строятся по блочному принципу как в тепломеханической, так и в электрической части.
Ядерное топливо обладает очень высокой теплотворной способностью (1кг 235 U заменяет 2 900 т угля), поэтому АЭС особенно эффективно в районах, бедных топливными ресурсами, на пример в европейской части России.
Атомные электростанции выгодно оснащать энергоблоками большой мощностью. Тогда по своим технико-экономическим показателям они не уступают КЕС, а в ряде случаев и превосходят их. В настоящее время разработаны реакторы электрической мощностью 440 и 1000 МВт типа ВВЭР, а так же 1000 и 1500 МВт типа РБМК. При этом энергоблок формируется следующим образом: реактор сочетается с двумя турбоагрегатами (реактор ВВЭР-440 и два турбоагрегата по 220 МВт; реактор ВВЭР-1000 и два турбоагрегата по 500 МВт; реактор РБМК-1500 и два турбоагрегата по 750 МВт) или с турбоагрегатом одинаковой мощности (реактор 1000 МВт и турбоагрегат 1000 МВт единичной мощности).
Перспективными являются АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, которые могут использоваться для получения теплоты и электроэнергии, а также я для воспроизводства ядерного топлива. Реактор типа БН имеет активную зону (рисунок 2, а),
Схема выполнения активной зоны реактора
где происходит ядерная реакция с выделением потока быстрых нейтронов. Эти нейтроны воздействуют на элементы из 238 U, который обычно в ядерных реакциях не применяется, и превращают его в плутоний 239 Pu , который может быть впоследствии использован на АЭС в качестве ядерного топлива. Теплота ядерной реакции отводится жидким натрием и используется для выработки электроэнергии.
Схема АЭС с реактором типа БН (рис 2, б-)Технологическая Схема – (1 – реактор; 2 – теплообменник первого контура; 3 – теплообменник (барабан) второго контура; 4 – паровая турбина; 5 – повышающий трансформатор; 6 – генератор; 7 – конденсатор; 8,9,10 – насосы)
трехконтурная, в двух из них используется жидкий натрий (в контуре реактора и промежуточном). Жидкий натрий бурно реагирует с водой и водяным паром. Поэтому, чтобы избежать при авариях контакта радиоактивного натрия первого контура с водой или водяным паром, выполняют второй (промежуточный) контур, теплоносителем в котором является нерадиоактивный натрий. Рабочим телом третьего контура являются вода и водяной пар.
В настоящее время в эксплуатации находятся ряд энергоблоков типа БН , из них наиболее крупный БН-600 .
Атомные электростанции не имеют выбросов дымовых газов и не имеют отходов в виде золы и шлаков. Однако удельные тепловыделения в охлаждающую воду у АЭС больше, чем ТЕС, вследствие большего удельногорасхода пара, а следовательно, и больших удельных расходов охлаждающей воды. Поэтому на большинстве новых АЭС предусматривается установка градирен, в которых теплота от охлаждающей воды отводится в атмосферу.
Особенностью АЭС является необходимость захоронения радиоактивных отходов. Это делается в специальных могильниках, которые исключают возможность воздействия радиации на людей.
Чтобы избежать влияния возможным радиоактивных выбросов АЭС на людей при авариях, принимают специальные меры по повышению надежности оборудования (дублирование системы безопасности и др.), а вокруг станции создают санитарно-защитную зону.
Применение атомной энергии позволяет расширить энергетические ресурсы, способствуя этим сохранению ресурсов органического топлива, снизить стоимость электрической энергии, что особенно важно для районов, удельных от источников топлива, снизить загрязнение атмосферы, разгрузить транспорт, занятый перевозкой топлива, помочь в снабжение электроэнергией и теплотой производств, использующих новые технологии (например, занятых опреснением морской воды и расширением ресурсов пресной воды).
Что касается загрязнения, то при использование АЭС отпадает проблема нехватки кислорода среде, которая характерна для тепловой электростанции по причине его использования для горения органического топлива. Отсутствует выброс с дымовыми газами золы. В связи с проблемой борьбы с загрязнением воздушной среды важно отметить целесообразность внедрения также атомных ТЭЦ, так как ТЭЦ обычно располагаются вблизи тепловых потребителей, промышленных узлов и крупных населенных пунктов, где чистота среды особенно необходима.
При работе АЭС, не потребляющих органическое топливо (уголь, нефть, газ), в атмосферу не выбрасываются окислы серы, азота, углекислый газ. Это позволяет снизить парниковый эффект, ведущий к глобальному изменению климата.
Во многих странах атомные станции уже вырабатывают более половины электроэнергии (во Франции – около 75%, в Бельгии – около 65%), в России только 15%.
Уроки аварии на Чернобыльской АЭС (в апреле 1986 г.) потребовали существенно (во много раз) повысить безопасность АЭС и заставили отказаться от строительства АЭС в густонаселенных и сейсмоактивных районах. Тем не менее с учетом экологической ситуации атомную энергетику следует рассматривать как перспективную.
В России на АЭС стабильно вырабатывалось около 120 млрд кВт ч электрической энергии в год.
По данным Росэнергоатома, будет наблюдаться дальнейшие развитие атомной энергетики как по мощности АЭС , так и по количеству вырабатываемой электрической энергии на АЭС России.
Атомные электростанции Общие положения. Атомные электростанции (АЭС) – это по существу тепловые электростанции, которые используют тепловую энергию ядерных реакций. Возможность использования ядерного топлива, в основном урана 235U, вОдной из самых глобальных проблем человечества является энергетика. Гражданская инфраструктура, промышленность, вооруженные силы - все это требует огромного количества электричества, а для его выработки ежегодно выделяется масса полезных ископаемых. Проблема состоит в том, что эти ресурсы не бесконечны, и уже сейчас, пока ситуация более или менее стабильна, нужно задуматься о будущем. Огромные надежды возлагались на альтернативное, чистое электричество, однако, как показывает практика, конечный результат далек от желаемого. Затраты на солнечные или ветряные электростанции огромны, а количество энергии - минимально. И именно поэтому сейчас атомные электростанции считаются самым перспективным вариантом дальнейшего развития.
Первые идеи касательно использования атома для выработки электроэнергии появились в СССР примерно в 40-х годах XX века, почти за 10 лет до создания собственного оружия массового поражения на этой основе. В 1948 году был разработан принцип работы АЭС и тогда же получилось впервые в мире запитать приборы от атомной энергии. В 1950-м США заканчивает строительство небольшого атомного реактора, который можно считать на тот момент единственной электростанцией на планете такого типа. Правда, он был экспериментальным и мощности выдавал всего 800 Вт. В то же время в СССР закладывается фундамент первой в мире полноценной АЭС, хотя после введения в строй она все же не выдавала электричество в промышленных масштабах. Использовался этот реактор больше для оттачивания технологии.
С этого момента началось массовое строительство атомных электростанций по всему миру. Помимо традиционных лидеров в этой «гонке», США и СССР, первые реакторы появлялись в:
Количество возводимых АЭС постоянно увеличивалось, вплоть до Чернобыльской катастрофы, после чего строительство начало замораживаться и постепенно многие страны стали отказываться от атомной энергии. На данный момент новые такие электростанции появляются в основном в России и Китае. Некоторые страны, ранее планировавшие перейти на энергию другого типа, постепенно возвращаются в программу и в ближайшем будущем возможен очередной скачок строительства АЭС. Это обязательный этап развития человечества, по крайней мере до тех пор, пока не будут найдены другие эффективные варианты производства энергии.
Самый главный плюс заключается в выработке огромного количества энергии с минимальными затратами топлива при практически полностью отсутствующих загрязнениях. Принцип работы атомного реактора АЭС основан на простом паровом двигателе и в качестве основного элемента использует воду (не считая самого топлива), потому с точки зрения экологии вред получается минимальным. Потенциальная опасность электростанций такого типа сильно преувеличена. Причины катастрофы в Чернобыле до сих пор достоверно не установлены (об этом ниже) и более того, вся собранная в рамках расследования информация позволила модернизировать уже имеющиеся станции, исключив даже маловероятные варианты выбросов радиации. Экологи иногда говорят, что такие станции являются мощным источником теплового загрязнения, но это тоже не совсем верно. Действительно, горячая вода из второго контура попадает в водоемы, но чаще всего используются их искусственные варианты, созданные специально для этого, а в остальных случаях доля такого повышения температуры не идет ни в какое сравнение с загрязнениями от других источников энергии.
Не последнюю роль в популярности АЭС играет топливо - уран-235. Его требуется значительно меньше, чем любых других видов с одновременным огромным выбросом энергии. Принцип работы реактора АЭС подразумевает использование этого топлива в виде специальных «таблеток», уложенных в стержни. Фактически, единственная сложность в данном случае заключается в создании именно такой формы. Тем не менее в последнее время начинает появляться информация, что текущих мировых запасов тоже не хватит надолго. Но и это уже предусмотрено. Самые новые трехконтурные реакторы работают на уране-238, которого очень много, и проблема дефицита топлива исчезнет надолго.
Как уже было сказано выше, в основе лежит обычный паровой двигатель. Если кратко, принцип работы АЭС заключается в нагреве воды из первого контура, которая в свою очередь нагревает воду второго контура до состояния пара. Он проступает в турбину, вращая лопасти, в результате чего генератор вырабатывает электричество. «Отработанный» пар попадает в конденсатор и вновь превращается в воду. Таким образом получается практически замкнутый цикл. В теории все это могло работать еще проще, при помощи только одного контура, однако это уже действительно небезопасно, так как вода в нем в теории может подвергаться заражению, что исключено при использовании стандартной для большинства АЭС системы с двумя изолированными друг от друга циклами воды.
Это уже более современные электростанции, которые работают на уране-238. Его запасы составляют более 99 % всех радиоактивных элементов в мире (отсюда и следуют огромные перспективы использования). Принцип работы и устройство АЭС такого типа заключается уже в наличии целых трех контуров и активном применении жидкого натрия. В целом, все остается примерно таким же, но с небольшими дополнениями. В первом контуре, нагреваясь непосредственно от реактора, циркулирует этот жидкий натрий при высокой температуре. Второй круг нагревается от первого и также использует ту же самую жидкость, но не настолько разогретую. И только потом, уже в третьем контуре, используется вода, которая нагревается от второго до состояния пара и вращает турбину. Система получается более сложной технологически, но построить такую АЭС нужно только один раз, а потом останется только наслаждаться плодами труда.
Принцип работы АЭС «Чернобыль», как считается, стал главной причиной катастрофы. Официально существуют две версии случившегося. По одной проблема возникла из-за неправильных действий операторов реактора. По второй - из-за неудачной конструкции электростанции. Однако принцип работы Чернобыльской АЭС использовался и в других станциях такого типа, которые исправно функционируют и по сей день. Есть мнение, что произошла цепь случайностей, повторить которую практически невозможно. Это и небольшое землетрясение в том районе, проведение эксперимента с реактором, мелкие проблемы самой конструкции и так далее. Все вместе это стало причиной взрыва. Тем не менее до сих пор неизвестна причина, вызвавшая резкое возрастание мощности работы реактора тогда, когда он этого не должен был делать. Было даже мнение о возможной диверсии, но доказать что-либо не удалось и по сей день.
Это еще один пример глобальной катастрофы с участием атомной электростанции. И в данном случае также причиной стала цепь случайностей. Станция была надежно защищена от землетрясений и цунами, которые не редкость на Японском побережье. Мало кто мог предположить, что оба эти события произойдут одновременно. Принцип работы генератора АЭС «Фукусима» предполагал использование внешних источников энергии для поддержания в работоспособности всего комплекса безопасности. Это разумная мера, так как получить энергию от самой станции в процессе аварии было бы затруднительно. Из-за землетрясения и цунами все эти источники вышли из строя, из-за чего реакторы расплавились и произошла катастрофа. Сейчас проводятся меры по устранению ущерба. По оценкам специалистов, на это уйдет еще около 40 лет.
Несмотря на всю свою эффективность, атомная энергия все еще остается достаточно дорогой, ведь принципы работы парогенератора АЭС и остальных ее компонентов подразумевает огромные затраты на строительство, которые нужно окупить. Сейчас электричество от угля и нефти пока еще обходится дешевле, но эти ресурсы уже в ближайшие десятилетия закончатся, и в течение следующих нескольких лет атомная энергия будет обходиться дешевле, чем что-либо. На данный момент экологически чистое электричество из альтернативных источников энергии (ветряные и солнечные электростанции) обходится примерно в 20 раз дороже.
Считается, что принцип работы АЭС не дает строить такие станции быстро. Это неправда. На возведение среднестатистического объекта подобного типа уходит примерно 5 лет.
Станции отлично защищены не только от потенциальных выбросов радиации, но и от большинства внешних факторов. К примеру, если бы террористы вместо башен-близнецов выбрали любую АЭС, то они смогли бы нанести только минимальный вред окружающей инфраструктуре, что никак не повлияет на работу реактора.
Принцип работы АЭС практически не отличается от принципов работы большинства других традиционных электростанций. Везде используется энергия пара. В гидроэлектростанциях применяется напор текущей воды, и даже в тех моделях, которые работают от энергии солнца, также используется жидкость, нагреваемая до состояния кипения и вращающая турбины. Единственное исключение из этого правила - ветряные станции, в которых лопасти крутятся за счет движения воздушных масс.
Уважаемые школьники и студенты!
Уже сейчас на сайте вы можете воспользоваться более чем 20 000 рефератами, докладами, шпаргалками, курсовыми и дипломными работами.Присылайте нам свои новые работы и мы их обязательно опубликуем. Давайте продолжим создавать нашу коллекцию рефератов вместе!!!
Вы согласны передать свой реферат (диплом, курсовую работу и т.п.?
Спасибо за ваш вклад в коллекцию!Дата добавления: март 2006г.
Атомные электростанции
ВСТУПЛЕНИЕ
Опыт прошлого свидетельствует, что проходит не менее 80 лет, прежде чем одни основные источники энергии заменяются другими - дерево заменил уголь, уголь нефть, нефть - газ, химические виды топлива заменила атомная энергетика. История овладения атомной энергией - от первых опытных экспериментов насчитывает около 60 лет, когда в 1939г. была открыта реакция деления урана. В 30-е годы нашего столетия известный ученый И. В. Курчатов обосновывал необходимость развития научно-практических работ в области атомной техники в интересах народного хозяйства страны.
В 1946 г. в России был сооружен и запущен первый на Европейско-Азиатском континенте ядерный реактор. Создается уранодобывающая промышленность. Организовано производство ядерного горючего– урана-235 и плутония-239, налажен выпуск радиоактивных изотопов. В 1954 г. начала работать первая в мире атомная станция в г. Обнинске, а через 3 года на океанские просторы вышло первое в мире атомное судно– ледокол “Ленин”. Начиная с 1970 г. во многих странах мира осуществляются масштабные программы развития ядерной энергетики. В настоящее время сотни ядерных реакторов работают по всему миру.
ОСОБЕННОСТИ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
Энергия - это основа основ. Все блага цивилизации, все материальные сферы деятельности человека - от стирки белья до исследования Луны и Марса - требуют расхода энергии. И чем дальше, тем больше.
На сегодняшний день энергия атома широко используется во многих отраслях экономики. Строятся мощные подводные лодки и надводные корабли с ядерными энергетическими установками. С помощью мирного атома осуществляется поиск полезных ископаемых. Массовое применение в биологии, сельском хозяйстве, медицине, в освоении космоса нашли радиоактивные изотопы.
В России имеется 9 атомных электростанций (АЭС), и практически все они расположены в густонаселенной европейской части страны. В 30-километровой зоне этих АЭС проживает более 4 млн. человек.
Положительное значение атомных электростанций в энергобалансе очевидно. Гидроэнергетика для своей работы требует создание крупных водохранилищ, под которыми затапливаются большие площади плодородных земель по берегам рек. Вода в них застаивается и теряет свое качество, что в свою очередь обостряет проблемы водоснабжения, рыбного хозяйства и индустрии досуга. Теплоэнергетические станции в наибольшей степени способствуют разрушению биосферы и природной среды Земли. Они уже истребили многие десятки тонн органического топлива. Для его добычи из сельского хозяйства и других сфер изымаются огромные земельные площади. В местах открытой добычи угля образуются “лунные ландшафты”. А повышенное содержание золы в топливе является основной причиной выброса в воздух десятков миллионов тонн. Все тепловые энергетические установки мира выбрасывают в атмосферу за год до 250 млн. т золы и около 60 млн. т сернистого ангидрида.
Атомные электростанции –третий “кит” в системе современной мировой энергетики. Техника АЭС, бесспорно, является крупным достижением НТП. В случае безаварийной работы атомные электростанции не производят практически никакого загрязнения окружающей среды, кроме теплового. Правда в результате работы АЭС (и предприятий атомного топливного цикла) образуются радиоактивные отходы, представляющие потенциальную опасность. Однако объем радиоактивных отходов очень мал, они весьма компактны, и их можно хранить в условиях, гарантирующих отсутствие утечки наружу.
АЭС экономичнее обычных тепловых станций, а, самое главное, при правильной их эксплуатации– это чистые источники энергии.
Вместе с тем, развивая ядерную энергетику в интересах экономики, нельзя забывать о безопасности и здоровье людей, так как ошибки могут привести к катастрофическим последствиям.
Всего с момента начала эксплуатации атомных станций в 14 странах мира произошло более 150 инцидентов и аварий различной степени сложности. Наиболее характерные из них: в 1957 г. – в Уиндскейле (Англия), в 1959 г. – в Санта-Сюзанне (США), в 1961 г. – в Айдахо-Фолсе (США), в 1979 г. – на АЭС Три-Майл-Айленд (США), в 1986 г. – на Чернобыльской АЭС (СССР).
РЕСУРСЫ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
Естественным и немаловажным представляется вопрос о ресурсах самого ядерного топлива. Достаточны ли его запасы, чтобы обеспечить широкое развитие ядерной энергетики? По оценочным данным, на всем земном шаре в месторождениях, пригодных для разработки, имеется несколько миллионов тонн урана. Вообще говоря, это не мало, но нужно учесть, что в получивших ныне широкое распространение АЭС с реакторами на тепловых нейтронах практически лишь очень небольшая часть урана (около 1%) может быть использована для выработки энергии. Поэтому оказывается, что при ориентации только на реакторы на тепловых нейтронах ядерная энергетика по соотношению ресурсов не так уж много может добавить к обычной энергетике - всего лишь около 10%. Глобального решения надвигающейся проблемы энергетического голода не получается. Совсем иная картина, иные перспективы появляются в случае применения АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, в которых используются практически весь добываемый уран. Это означает, что потенциальные ресурсы ядерной энергетики с реакторами на быстрых нейтронах примерно в 10 раз выше по сравнению с традиционной (на органическом топливе). Больше того, при полном использовании урана становится рентабельной его добыча и из очень бедных по концентрации месторождений, которых довольно много на земном шаре. А это в конечном счете означает практически неограниченное (по современным масштабам) расширение потенциальных сырьевых ресурсов ядерной энергетики.
Итак, применение реакторов на быстрых нейтронах значительно расширяет топливную базу ядерной энергетики. Однако может возникнуть вопрос: если реакторы на быстрых нейтронах так хороши, если они существенно превосходят реакторы на тепловых нейтронах по эффективности использования урана, то почему последние вообще строятся? Почему бы с самого начала не развивать ядерную энергетику на основе реакторов на быстрых нейтронах?
Прежде всего следует сказать, что на первом этапе развития ядерной энергетики, когда суммарная мощность АЭС была мала и U 235 хватало, вопрос о воспроизводстве не стоял так остро. Поэтому основное преимущество реакторов на быстрых нейтронах - большой коэффициент воспроизводства - еще не являлся решающим.
В то же время вначале реакторы на быстрых нейтронах оказались еще не готовыми к внедрению. Дело в том, что при своей кажущейся относительной простоте (отсутствие замедлителя) они технически более сложны, чем реакторы на тепловых нейтронах. Для их создания необходимо было решить ряд новых серьезных задач, что, естественно, требовало соответствующего времени. Эти задачи связаны в основном с особенностями использования ядерного топлива, которые, как и способность к воспроизводству, по-разному проявляются в реакторах различного типа. Однако в отличие от последней эти особенности сказываются более благоприятно в реакторах на тепловых нейтронах.
Первая из этих особенностей заключается в том, что ядерное топливо не может быть израсходовано в реакторе полностью, как расходуется обычное химическое топливо. Последнее, как правило, сжигается в топке до конца. Возможность протекания химической реакции практически не зависит от количества вступающего в реакцию вещества. Ядерная же цепная реакция не может идти, если количество топлива в реакторе меньше определенного значения, называемогокритической массой. Уран (плутоний) в количестве, составляющем критическую массу, не является топливом в собственном смысле этого слова. Он на время как бы превращается в некоторое инертное вещество наподобие железа или других конструкционных материалов, находящихся в реакторе. Выгорать может лишь та часть топлива, которая загружается в реактор сверх критической массы. Таким образом, ядерное топливо в количестве, равном критической массе, служит своеобразным катализатором процесса, обеспечивает возможность протекания реакции, не участвуя в ней.
Естественно, что топливо в количестве, составляющем критическую массу, физически неотделимо в реакторе от выгорающего топлива. В тепловыделяющихся элементах, загружаемых в реактор, с самого начала помещается топливо как для создания критической массы, так и для выгорания. Значение критической массы неодинаково для различных реакторов и в общем случае относительно велико. Так, для серийного отечественного энергетического блока с реактором на тепловых нейтронах ВВЭР-440 (водо-водяной энергетический реактор мощностью 440 МВт) критическая масса U 235 составляет 700 кг. Это соответствует количеству угля около 2 млн. тонн. Иными словами, применительно к электростанции на угле той же мощности это как бы означает обязательное наличие при ней такого довольно значительного неприкосновенного запаса угля. Ни один кг из этого запаса не расходуется и не может быть израсходован, однако без него электростанция работать не может.
Наличие такого крупного количества "замороженного" топлива, хотя и сказывается отрицательно на экономических показателях, но в силу реально сложившегося соотношения затрат для реакторов на тепловых нейтронах оказывается не слишком обременительным. В случае же реакторов на быстрых нейтронах с этим приходится считаться более серьезно.
Реакторы на быстрых нейтронах обладают существенно большей критической массой, чем реакторы на тепловых нейтронах (при заданных размерах реактора). Это объясняется тем, что быстрые нейтроны при взаимодействии со средой оказываются как бы более "инертными", чем тепловые. В частности, вероятность вызвать деление атома топлива (на единицы длины пути) для них значительно (в сотни раз) меньше, чем для тепловых. Для того чтобы быстрые нейтроны не вылетали без взаимодействия за пределы реактора и не терялись, их "инертность" необходимо компенсировать увеличением количества закладываемого топлива с соответствующим возрастанием критической массы.
Чтобы реакторы на быстрых нейтронах не проигрывали по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах, нужно повышать мощность, развиваемую при заданных размерах реактора. Тогда количество "замороженного" топлива на единицу мощности будет соответственно уменьшаться. Достижение высокой плотности тепловыделения в реакторе на быстрых нейтронах и явилось главной инженерной задачей. Заметим, что сама по себе мощность непосредственно не связана с количеством топлива, находящегося в реакторе. Если это количество превышает критическую массу, то в нем за счет созданной нестационарности цепной реакции можно развить любую требуемую мощность. Все дело в том, чтобы обеспечить достаточно интенсивный теплоотвод из реактора. Речь идет именно о повышении плотности тепловыделения, ибо увеличение, например, размеров реактора, способствующее увеличению теплоотвода, неизбежно влечет за собой и увеличение критической массы, т. е. не решает задачи.
Положение осложняется тем, что для теплоотвода из реактора на быстрых нейтронах такой привычный и хорошо освоенный теплоноситель, как обычная вода, не подходит по своим ядерным свойствам. Она, как известно, замедляет нейтроны и, следовательно, понижает коэффициент воспроизводства. Газовые теплоносители (гелий и другие) обладают в данном случае приемлемыми ядерными параметрами. Однако требования интенсивного теплоотвода приводят к необходимости использовать газ при высоких давлениях (примерно 150 ат, илиПа), что вызывает свои технические трудности. В качестве теплоносителя для теплоотвода из реакторов на быстрых нейтронах был выбран обладающий прекрасными теплофизическими и ядерно-физическими свойствами расплавленный натрий. Он позволил решить поставленную задачу достижения высокой плотности тепловыделения.
Следует указать, что в свое время выбор "экзотического" натрия казался очень смелым решением. Не было никакого не только промышленного, но и лабораторного опыта его использования в качестве теплоносителя. Вызывала опасения высокая химическая активность натрия при взаимодействие с водой, а также с кислородом воздуха, которая, как представлялось, могла весьма неблагоприятно проявиться в аварийных ситуациях.
Потребовалось проведение большого комплекса научно-технических исследований и разработок, сооружение стендов и специальных экспериментальных реакторов на быстрых нейтронах, для того, чтобы убедиться в хороших технологических и эксплутационных свойствах натриевого теплоносителя. Как было при этом показано, необходимая высокая степень безопасности обеспечивается следующими мерами: во-первых, тщательностью изготовления и контроля качества всего оборудования, соприкасающегося с натрием; во-вторых, созданием дополнительных страховочных кожухов на случай аварийной протечки натрия; в-третьих, использованием чувствительных индикаторов течи, позволяющих достаточно быстро регистрировать начало аварии и принимать меры к ее ограничению и ликвидации. Кроме обязательного существования критической массы есть еще одна характерная особенность использования ядерного топлива, связанная с теми физическими условиями, в которых оно находится в реакторе. Под действием интенсивного ядерного излучения, высокой температуры и, в особенности, в результате накопления продуктов деления происходит постепенное ухудшение физико-математических, а также ядерно-физических свойств топливной композиции (смеси топлива и сырья). Топливо, образующее критическую массу, становится непригодным для дальнейшего использования. Его приходится периодически извлекать из реактора и заменять свежим. Извлеченное топливо для восстановления первоначальных свойств должно подвергаться регенерации. В общем случае - это трудоемкий, длительный и дорогой процесс.
Для реакторов на тепловых нейтронах содержание топлива в топливной композиции относительно небольшое - всего несколько процентов. Для реакторов на быстрых нейтронах соответствующая концентрация топлива значительно выше. Частично это связано с уже отмеченной необходимостью увеличивать вообще количество топлива в реакторе на быстрых нейтронах для создания критической массы в заданном объеме. Главное же заключается в том, что отношение вероятностей вызвать деление атома топлива или быть захваченным в атоме сырья различно для разных нейтронов. Для быстрых нейтронов оно в несколько раз меньше, чем для тепловых, и, следовательно, содержание топлива в топливной композиции реакторов на быстрых нейтронах должно быть соответственно больше. Иначе слишком много нейтронов будет поглощаться атомами сырья и стационарная цепная реакция деления в топливе окажется невозможной.
Причем при одинаковом накоплении продуктов деления в реакторе на быстрых нейтронах выгорит в несколько раз меньшая доля заложенного топлива, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это приведет соответственно к необходимости увеличить регенерацию ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах. В экономическом отношении это даст заметный проигрыш.
Но кроме совершенствования самого реактора перед учеными все время встают вопросы о совершенствовании системы безопасности на АЭС, а также изучение возможных способов переработки радиоактивных отходов, преобразования их в безопасные вещества. Речь идет о методах превращения стронция и цезия, имеющих большой период полураспада, в безвредные элементы путем бомбардировки их нейтронами или химическими способами. Теоретически это возможно, но в настоящий момент времени при современной технологии экономически нецелесообразно. Хотя может быть уже в ближайшем будущем будут получены реальные результаты этих исследований, в результате которых атомной энергии станет не только самым дешевым видом энергии, но и действительно экологически чистым.
Воздействие атомных станций на окружающую среду
Техногенные воздействия на окружающую среду при строительстве и эксплуатации атомных электростанций многообразны. Обычно говорят, что имеются физические, химические, радиационные и другие факторы техногенного воздействия эксплуатации АЭС на объекты окружающей среды.
Наиболее существенные факторы
локальное механическое воздействие на рельеф - при строительстве, повреждение особей в технологических системах - при эксплуатации, сток поверхностных и грунтовых вод, содержащих химические и радиоактивные компоненты,
изменение характера землепользования и обменных процессов в непосредственной близости от АЭС,
изменение микроклиматических характеристик прилежащих районов. Возникновение мощных источников тепла в виде градирен, водоемов - охладителей при эксплуатации АЭС обычно заметным образом изменяет микроклиматические характеристики прилежащих районов. Движение воды в системе внешнего теплоотвода, сбросы технологических вод, содержащих разнообразные химические компоненты оказывают травмирующее воздействие на популяции, флору и фауну экосистем.
Особое значение имеет распространение радиоактивных веществ в окружающем пространстве. В комплексе сложных вопросов по защите окружающей среды большую общественную значимость имеют проблемы безопасности атомных станций (АС), идущих на смену тепловым станциям на органическом ископаемом топливе. Общепризнанно, что АС при их нормальной эксплуатации намного - не менее чем в 5-10 раз "чище" в экологическом отношении тепловых электростанций (ТЭС) на угле. Однако при авариях АС могут оказывать существенное радиационное воздействие на людей, экосистемы. Поэтому обеспечение безопасности экосферы и защиты окружающей среды от вредных воздействий АС - крупная научная и технологическая задача ядерной энергетики, обеспечивающая ее будущее. Отметим важность не только радиационных факторов возможных вредных воздействий АС на экосистемы, но и тепловое и химическое загрязнение окружающей среды, механическое воздействие на обитателей водоемов-охладителей, изменения гидрологических характеристик прилежащих к АС районов, т. е. весь комплекс техногенных воздействий, влияющих на экологическое благополучие окружающей среды.
Выбросы и сбросы вредных веществ при эксплуатации АС
Перенос радиоактивности в окружающей среде
Исходными событиями, которые развиваясь во времени, в конечном счете могут привести к вредным воздействиям на человека и окружающую среду, являются выбросы и сбросы радиоактивности и токсических веществ из систем АС. Эти выбросы делят на газовые и аэрозольные, выбрасываемые в атмосферу через трубу, и жидкие сбросы, в которых вредные примеси присутствуют в виде растворов или мелкодисперсных смесей, попадающие в водоемы. Возможны и промежуточные ситуации, как при некоторых авариях, когда горячая вода выбрасывается в атмосферу и разделяется на пар и воду.
Выбросы могут быть как постоянными, находящимися под контролем эксплуатационного персонала, так и аварийными, залповыми. Включаясь в многообразные движения атмосферы, поверхностных и подземных потоков, радиоактивные и токсические вещества распространяются в окружающей среде, попадают в растения, в организмы животных и человека. На рисунке показаны воздушные, поверхностные и подземные пути миграции вредных веществ в окружающей среде. Вторичные, менее значимые для нас пути, такие как ветровой перенос пыли и испарений, как и конечные потребители вредных веществ на рисунке не показаны.
Воздействие радиоактивных выбросов на организм человека
Рассмотрим механизм воздействия радиации на организм человека: пути воздействия различных радиоактивных веществ на организм, их распространение в организме, депонирование, воздействие на различные органы и системы организма и последствия этого воздействия. Существует термин "входные ворота радиации", обозначающий пути попадания радиоактивных веществ и излучений изотопов в организм.
Различные радиоактивные вещества по - разному проникают в организм человека. Это зависит от химических свойств радиоактивного элемента.
Виды радиоактивного излучения
Альфа-частицыпредставляют собой атомы гелия без электронов, т. е. два протона и два нейтрона. Эти частицы относительно большие и тяжелые, и поэтому легко тормозят. Их пробег в воздухе составляет порядка нескольких сантиметров. В момент остановки они выбрасывают большое количество энергии на единицу площади, и поэтому могут принести большие разрушения. Из-за ограниченного пробега для получения дозы необходимо поместить источниквнутрь организма. Изотопами, испускающими альфа- частицы, являются, например, уран (235U и 238U) и плутоний (239Pu).
Бета-частицы- это отрицательно или положительно заряженные электроны (положительно заряженные электроны называются позитроны). Их пробег в воздухе составляет порядка нескольких метров. Тонкая одежда способна остановить поток радиации, и, чтобы получить дозу облучения, источник радиации необходимо поместитьвнутрь организма, изотопы, испускающие бета-частицы - это тритий (3H) и стронций (90Sr). Гамма-радиация- это разновидность электромагнитного излучения, в точности похожая на видимый свет. Однако энергия гамма-частиц гораздо больше энергии фотонов. Эти частицы обладают большой проникающей способностью, и гамма-радиация является единственным из трех типов радиации, способной облучить организмснаружи. Два изотопа, излучающих гамма-радиацию, - это цезий (137Сs) и кобальт (60Со).
Пути проникновения радиации в организм человека
Радиоактивные изотопы могут проникать в организм вместе с пищей или водой. Через органы пищеварения они распространяются по всему организму. Радиоактивные частицы из воздуха во время дыхания могут попасть в легкие. Но они облучают не только легкие, а также распространяются по организму. Изотопы, находящиеся в земле или на ее поверхности, испуская гамма-излучение, способны - облучить организм снаружи. Эти изотопы также переносятся атмосферными осадками.
Ограничение опасных воздействий АС на экосистемы
АС и другие промышленные предприятия региона оказывают разнообразные воздействия на совокупность природных экосистем, составляющих экосферный регион АС. Под влиянием этих постоянно действующих или аварийных воздействий АС, других техногенных нагрузок происходит эволюция экосистем во времени, накапливаются и закрепляются изменения состояний динамического равновесия. Людям совершенно небезразлично в какую сторону направлены эти изменения в экосистемах, насколько они обратимы, каковы запасы устойчивости до значимых возмущений. Нормирование антропогенных нагрузок на экосистемы и предназначено для того, чтобы предотвращать все неблагоприятные изменения в них, а в лучшем варианте направлять эти изменения в благоприятную сторону. Чтобы разумно регулировать отношения АС с окружающей средой нужно конечно знать реакции биоценозов на возмущающие воздействия АС. Подход к нормированию антропогенных воздействий может быть основан на эколого-токсикогенной концепции, т. е. необходимости предотвратить "отравление" экосистем вредными веществами и деградацию из-за чрезмерных нагрузок. Другими словами нельзя не только травить экосистемы, но и лишать их возможности свободно развиваться, нагружая шумом, пылью, отбросами, ограничивая их ареалы и пищевые ресурсы.
Чтобы избежать травмирования экосистем должны быть определены и нормативно зафиксированы некоторые предельные поступления вредных веществ в организмы особей, другие пределы воздействий, которые могли бы вызвать неприемлемые последствия на уровне популяций. Другими словами должны быть известны экологические емкости экосистем, величины которых не должны превышаться при техногенных воздействиях. Экологические емкости экосистем для различных вредных веществ следует определять по интенсивности поступления этих веществ, при которых хотя бы в одном из компонентов биоценоза возникнет критическая ситуация, т. е. когда накопление этих веществ приблизится к опасному пределу, будет достигаться критическая концентрация. В значениях предельных концентраций токсикогенов, в том числе радионуклидов, конечно, должны учитывать и перекрестные эффекты. Однако этого, по-видимому, недостаточно. Для эффективной защиты окружающей среды необходимо законодательно ввести принцип ограничения вредных техногенных воздействий, в частности выбросов и сбросов опасных веществ. По аналогии с принципами радиационной защиты человека, упомянутыми выше, можно сказать, что принципы защиты окружающей среды состоят в том, что
должны быть исключены необоснованные техногенные воздействия, накопление вредных веществ в биоценозах, техногенные нагрузки на элементы экосистем не должны превышать опасные пределы,
поступление вредных веществ в элементы экосистем, техногенные нагрузки должны быть настолько низкими, насколько это возможно с учетом экономических и социальных факторов.
АС оказывают на окружающую среду - тепловое, радиационное, химическое и механическоевоздействие. Для обеспечения безопасности биосферы нужны необходимые и достаточные защитные средства. Под необходимой защитой окружающей среды будем понимать систему мер, направленных на компенсацию возможного превышения допустимых значений температур сред, механических и дозовых нагрузок, концентраций токсикогенных веществ в экосфере. Достаточность защиты достигается в том случае, когда температуры в средах, дозовые и механические нагрузки сред, концентрации вредных веществ в средах не превосходят предельных, критических значений.
Итак, санитарные нормативы предельно - допустимых концентраций (ПДК), допустимые температуры, дозовые и механические нагрузки должны быть критерием необходимости проведения мероприятий по защите окружающей среды. Система детализированных нормативов по пределам внешнего облучения, пределам содержания радиоизотопов и токсичных веществ в компонентах экосистем, механическим нагрузкам могла бы нормативно закрепить границу предельных, критических воздействий на элементы экосистем для них защиты от деградации. Другими словами должны быть известны экологические емкости для всех экосистем в рассматриваемом регионе по всем типам воздействий.
Разнообразные техногенные воздействия на окружающую среду характеризуются их частотой повторения и интенсивностью. Например, выбросы вредных веществ имеют некоторую постоянную составляющую, соответствующую нормальной эксплуатации, и случайную составляющую, зависящую от вероятностей аварий, т. е. от уровня безопасности рассматриваемого объекта. Ясно, что чем тяжелее, опаснее авария, тем вероятность ее возникновения ниже. Нам известно сейчас по горькому опыту Чернобыля, что сосновые леса имеют радиочувствительность похожую на то, что характерно для человека, а смешанные леса и кустарники - в 5 раз меньшую. Меры предупреждения опасных воздействий, их предотвращения при эксплуатации, создания возможностей для их компенсации и управления вредными воздействиями должны приниматься на стадии проектирования объектов. Это предполагает разработку и созданиесистем экологического мониторинга регионов, разработку методов расчетного прогнозирования экологического ущерба, признанных методов оценивания экологических емкостей экосистем, методов сравнения разнотипных ущербов. Эти меры должны создать базу для активного управления состоянием окружающей среды.
Уничтожение опасных отходов
Особое внимание следует уделять такому мероприятиям, как накопление, хранение, перевозка и захоронение токсичных и радиоактивных отходов.
Радиоактивные отходы, являются не только продуктом деятельности АС но и отходами применения радионуклидов в медицине, промышленности, сельском хозяйстве и науке. Сбор, хранение, удаление и захоронение отходов, содержащих радиоактивные вещества, регламентируются следующими документами: СПОРО-85 Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами. Москва: Министерство здравоохранения СССР, 1986; Правила и нормы по радиационной безопасности в атомной энергетике. Том 1. Москва: Министерство здравоохранения СССР (290 страниц), 1989; ОСП 72/87 Основные санитарные правила.
Для обезвреживания и захоронения радиоактивных отходов была разработана система "Радон", состоящая из шестнадцати полигонов захоронения радиоактивных отходов. Руководствуясь Постановлением Правительства Российской Федерации №1149-г от 5. 11. 91г. ,Министерство атомной промышленности Российской Федерации в сотрудничестве с несколькими заинтересованными министерствами и учреждениями разработало проект государственной программы по обращению с радиоактивными отходами с целью создания региональных автоматизированных систем учета радиоактивных отходов, модернизации действующих средств хранения отходов и проектирования новых полигонов захоронения радиоактивных отходов. Выбор земельных участков для хранения, захоронения или уничтожения отходов осуществляется органами местного самоуправления по согласованию с территориальными органами Минприроды и Госсанэпиднадзора.
Вид тары для хранения отходов зависит от их класса опасности: от герметичных стальных баллонов для хранения особо опасных отходов до бумажных мешков для хранения менее опасных отходов. Для каждого типа накопителей промышленных отходов (т. е. хвосто- и шламохранилища, накопители производственных сточных вод, пруды-отстойники, накопители-испарители) определены требования по защите от загрязнения почвы, подземных и поверхностных вод, по снижению концентрации вредных веществ в воздухе и содержанию опасных веществ в накопителях в пределах или ниже ПДК. Строительство новых накопителей промышленных отходов допускается только в том случае, когда представлены доказательства того, что не представляется возможным перейти на использование малоотходных или безотходных технологий или использовать отходы для каких-либо других целей. Захоронение радиоактивных отходов происходит на специальных полигонах. Такие полигоны должны находиться в большом удалении от населенных пунктов и крупных водоемов. Очень важным фактором защиты от распространения радиации является тара, в которой содержатся опасные отходы. Ее разгерметизация или повышенная проницаемость может способствовать отрицательное воздействие опасных отходов на экосистемы.
О нормировании уровня загрязнения окружающей среды
В Российском законодательстве имеются документы, определяющие обязанности и ответственность организаций по сохранности, защите окружающей среды. Такие акты, какЗакон об охране окружающей природной среды, Закон о защите атмосферного воздуха, Правила охраны поверхностных водот загрязнения сточными водами играют определенную роль в сбережении экологических ценностей. Однако в целом эффективность природоохранных мероприятий в стране, мер по предотвращению случаев высокого или даже экстремально- высокого загрязнения окружающей среды оказывается очень низкой. Природные экосистемы обладают широким спектром физических, химических и биологических механизмов нейтрализации вредных и загрязняющих веществ. Однако при превышении значений критических поступлений таких веществ, возможно наступление деградационных явлений - ослабление выживаемости, снижение репродуктивных характеристик, уменьшение интенсивности роста, двигательной активности особей. В условиях живой природы, постоянной борьбы за ресурсы такая потеря жизнестойкости организмов грозит потерей ослабленной популяции, за которой может развиться цепь потерь других взаимодействующих популяций. Критические параметры поступления веществ в экосистемы принято определять с помощью понятия экологических емкостей. Экологическая емкость экосистемы максимальная вместимость количества загрязняющих веществ, поступающих в экосистему за единицу времени, которая может быть разрушена, трансформирована и выведена из пределов экосистемы или депонирована за счет различных процессов без существенных нарушений динамического равновесия в экосистеме. Типичными процессами, определяющими интенсивность "перемалывания" вредных веществ, являются процессы переноса, микробиологического окисления и биоседиментации загрязняющих веществ. При определении экологической емкости экосистем должны учитываться как отдельные канцерогенные и мутагенные эффекты воздействий отдельных загрязнителей, так и их усилительные эффекты из-за совместного, сочетанного действия.
Какой же диапазон концентраций вредных веществ надлежит контролировать? Приведем примеры предельно допустимых концентраций вредных веществ, которые будут служить ориентирами в анализе возможностей радиационального мониторинга окружающей среды. В основном нормативном документе по радиационной безопасности -Нормах радиационной безопасности (НРБ-76/87)даны значения предельно-допустимых концентраций радиоактивных веществ в воде и воздухе для профессиональных работников и ограниченной части населения. Данные по некоторым важным, биологически активным радионуклидам приведены в таблице. Значения допустимых концентраций для радионуклидов.
Нуклид, N
Период полураспада, Т1/2 лет
Выход при делении урана, %
Допустимая концентрация, Ku/л
Допустимая концентрация
в воздухе
в воздухе
в воздухе, Бк/м3
в воде, Бк/кг
Тритий-3 (окись)
12, 35
3*10-10
4*10-6
7, 6*103
3*104
Углерод-14
5730
1, 2*10-10
8, 2*10-7
2, 4*102
2, 2*103
Железо-55
2, 7
2, 9*10-11
7, 9*10-7
1, 8*102
3, 8*103
Кобальт-60
5, 27
3*10-13
3, 5*10-8
1, 4*101
3, 7*102
Криптон-85
10, 3
0, 293
3, 5*102
2, 2*103
Стронций-90
29, 12
5, 77
4*10-14
4*10-10
5, 7
4, 5*101
Иод-129
1, 57*10+7
2, 7*10-14
1, 9*10-10
3, 7
1, 1*101
Иод-131
8, 04 сут
3, 1
1, 5*10-13
1*10-9
1, 8*101
5, 7*101
Цезий-135
2, 6*10+6
6, 4
1, 9*102
6, 3*102
Свинец-210
22, 3
2*10-15
7, 7*10-11
1, 5*10-1
1, 8
Радий-226
1600
8, 5*10-16
5, 4*10-11
8, 6*10-3
4, 5
Уран-238
4, 47*10+9
2, 2*10-15
5, 9*10-10
2, 8*101
7, 3*10-1
Плутоний-239
2, 4*10+4
3*10-17
2, 2*10-9
9, 1*10-3
5
Видно, что все вопросы защиты окружающей среды составляют единый научный, организационно - технический комплекс, который следует называть экологической безопасностью. Следует подчеркивать, что речь идет о защите экосистем и человека, как части экосферы от внешних техногенных опасностей, т. е. что экосистемы и люди являются субъектом защиты. Определением экологической безопасности может быть утверждение, чтоэкологическая безопасность - необходимая и достаточная защищенность экосистем и человека от вредных техногенных воздействий
Обычно выделяют защиту окружающей среды как защищенность экосистем от воздействий АС при их нормальной эксплуатации и безопасность как систему защитных мер в случаях аварий на них. Как видно, при таком определении понятия"безопасность"круг возможных воздействий расширен, введены рамки для необходимой и достаточной защищенности, которые разграничивают области незначимых и значимых, допустимых и недопустимых воздействий. Отметим, что в основе нормативных материалов по радиационной безопасности (РБ) лежит идея о том, что слабейшим звеном биосферы является человек, которого и нужно защищать всеми возможными способами. Считается, что если человек будет должным образом защищен от вредных воздействий АС, то и окружающая среда также будет защищена, поскольку радиорезистентность элементов экосистем как правило существенно выше человека. Ясно, что это положение не является абсолютно бесспорным, поскольку биоценозы экосистем не имеют таких возможностей, какие есть у людей - достаточно быстро и разумно реагировать на радиационные опасности. Поэтому для человека в нынешних условиях основная задача–сделать все возможное для восстановления нормального функционирования экологических систем и не допускать нарушений экологического баланса.
Последние публикации
Тайная миссия атомных станций. Информационное сообщение.
Северо-Кавказский научный центр высшей школы и Ростовский государственный университет 29 февраля–1 марта провел вторую научно-практическую конференцию “Проблемы развития атомной энергетики на Дону”. В работе конференции приняли участие около 230 ученых из одиннадцати городов РФ, в том числе из Москвы, С. -Петербурга, Н. -Новгорода, Новочеркасска, Волгодонска и др. На конференции присутствовали депутаты Законодательного собрания РО, представители областной Администрации, Минатома РФ, концерна “Росэнергоатом”, Ростовской атомной станции, а также экологических организаций и средств массовой информации области. Работа конференции прошла в деловой конструктивной обстановке. На пленарном заседании с вступительным словом выступил первый зам. главы Администрации области И. А. Станиславов. С докладами выступили академик РАН В. И. Осипов, директор “Ростовэнерго” Ф. А. Кушнарев, зам. директора концерна “Росэнергоатом” А. К. Полушкин, председатель южно-российского общества “Здоровье человека - XXI век” В. И. Русаков и другие. На шести секциях было представлено более 130 докладов по направлениям, связанным со строительством и эксплуатацией атомной станции.
На заключительном пленарном заседании руководители секций подвели итоги, которые в самое ближайшее время будут доведены до сведения депутатов Законодательного собрания и общественности Дона. Все представленные материалы будут опубликованы в сборнике докладов.
Вопрос: “Быть или не быть Ростовской атомной? ” сейчас стоит особенно остро. Атомщики получили добро на проект строительства РоАЭС. С мнением государственной экологической экспертизы о возможности возобновления строительства не согласилась экспертиза общественная.
У части жителей нашего региона сложилось мнение о том, что от атомных станций “нет никакой пользы, кроме вреда”. Чернобыльский синдром мешает посмотреть на положение дел объективно. Если же отбросить эмоции, то мы окажемся перед весьма неприятными фактами. Уже сегодня ростовские энергетики говорят о надвигающемся энергетическом кризисе региона. Оборудование электростанций на органическом топливе не способно справляться с возрастающими нагрузками. В западных странах, на которые сейчас принято ссылаться, на душу населения в год производится 5-6 тысяч киловатт-часов. Мы в настоящее время имеем меньше трех. Впереди маячит перспектива остаться с одной тысячей. Что это означает? Совсем недавно мы возмущались очередным внезапным повышением цен на электроэнергию. И уже как-то позабылись пресловутые “веерные” отключения. Но ведь все это отнюдь не прихоть энергетиков. Это наша с вами будущая жизнь. Энергетический кризис в настоящее время испытывает Приморье. Люди зимовали в неотапливаемых квартирах. Электричество включается один раз в сутки на непродолжительное время. Можно ли представить нормальную жизнь без электроэнергии? Что значит оставить без электричества крупное промышленное предприятие?
Увы, наша жизнь прочно связана с розетками, проводами, рубильниками. Выработка электроэнергии - это тоже ПРОИЗВОДСТВО, требующее современных, сильных мощностей. Противники мирного атома предлагают перепрофилировать строящуюся РоАЭС для работы на органическом топливе. Но продукты жизнедеятельности таких станций по вредности воздействия на окружающую среду ничуть не уступают, а по отдельным показателям даже превышают воздействие атомных станций. К тому же мощности органических станций не идут ни в какое сравнение с мощностями их атомных сестер.
Звучат предложения о переводе российской экономики на безвредную солнечную энергию. Это конечно хорошо. Но, увы, технический прогресс в мире не шагнул настолько далеко, чтобы всерьез говорить об использовании такого вида энергии. Можно, конечно, подождать внедрение солнечных батарей в экономику. В ожидании становятся предприятия, рухнет вся экономика, и нам с вами придется жечь костры, чтобы обогреть жилище и приготовить пищу.
Сегодня солнечная энергия - это скорее мечта, нежели практическая реальность. К тому же в освоении солнечной энергетики не последнюю роль играют атомные станции. Именно на этих станциях происходит переработка физического кремния в амфорный. Последний как раз и является основой для производства солнечных батарей. Кроме того, на атомных станциях происходит выращивание монокристаллов кремния с их последующим радиационным легированием. Кристалл опускается в ядерный реактор и под воздействием облучения превращается в стабильный фосфор. Именно такой фосфор идет на изготовление приборов ночного видения, различного рода транзисторов, высоковольтных приборов и оборудования.
Атомная энергетика - это целый пласт наукоемкого производства, позволяющий значительно улучшить экономическую ситуацию в регионе.
Неверным является представление о том, что на Западе отказываются от строительства атомных станций. В одной только Японии работает 51 ядерный энергоблок и ведется строительство двух новых. Технологии обеспечения безопасности атомной энергетики настолько шагнули вперед, что позволяют строить станции даже в сейсмически опасных зонах. Атомщики всего мира, в том числе и нашей страны, работают под девизом: “Безопасность впереди экономики”. Потенциальную опасность для жизни представляет большинство промышленных объектов. Недавнюю трагедию в Центральной Европе, когда река Дунай была отравлена цианидами, по масштабам сравнивают с чернобыльской катастрофой. Там всему виной оказались именно люди, нарушившие технику безопасности. Да, ядерная энергия требует особого к себе отношения, особого контроля. Но ведь это не повод для полного отказа от нее. Опасно запускать в космос спутники любой из них может упасть на Землю, опасно ездить на автомобиле - в автокатастрофах ежегодно гибнут тысячи людей, опасно пользоваться газом, опасно летать на самолетах, вредно и опасно пользоваться компьютерами. Как сказал классик: “Все приятное либо незаконно, либо аморально, либо ведет к ожирению”. Но мы запускаем спутники, ездим в автомобилях, не представляем свою жизнь без природного газа и электричества. Мы привыкли к цивилизации, которая в настоящий момент невозможна без использования атомной энергии. И с этим надо считаться. “Газета Дона”, №10(65), 07. 03. 2000 г.
Елена Мокрикова
На атомной станции в Японии произошло ЧП
В Японии вновь сложилась чрезвычайная ситуация на одной из атомных электростанций. На этот раз зафиксирована утечка воды из системы охлаждения АЭС, расположенной в центральной части страны, сообщает РБК. Однако власти Японии заявили, что никакой угрозы радиоактивного заражения окружающей среды нет. Причина утечки пока не выяснена.
После произошедшего в прошлом году несчастного случая на АЭС в городе Токамура правительство страны недавно приняло решение сократить число вновь строящихся ядерных реакторов, сообщает немецкое агентство Deutsche Presse Agentur. 22 человека облучились в результате аварии на южнокорейской АЭС 22 человека подверглись облучению в результате аварии на АЭС в Южной Корее. Как сообщается сегодня, при ремонте охлаждающего насоса в понедельник произошла утечка тяжелой воды, сообщает агентство Reuters со ссылкой на Yonhap news. По информации Yonhap news agency, авария на АЭС в северной провинции Кьонгсанг произошла в понедельник примерно в 19. 00.
Как сообщает Reuters, утечку удалось остановить. К этому моменту во внешнюю среду вылилось около 45 литров тяжелой воды.
Напомним, что в прошлый вторник аналогичная авария произошла в Японии, где 55 человек, - главным образом, рабочие завода, - подверглись радиоактивному облучению. Тем не менее, власти Южной Кореи не ожидали ничего подобного. Город ответил "нет": против АЭС высказалось 4156 волгодонцев РоАЭС: газетная акция "Давайте спросим город"
В течение рабочей недели - с понедельника по пятницу - газеты "Вечерний Волгодонск" и "Волгодонская неделя" проводили совместную акцию "Давайте спросим город".
В опросе "Вечернего Волгодонска" приняло участие 3333 человека. Большинство из них позвонило по телефону, некоторые принесли заполненные купоны (отправить по почте - нет конвертов и марок). Другие просто составили и принесли списки. Голоса распределились следующим образом: за существование РоАЭС высказалось 55 человек, против - 3278.
"Волгодонской неделе" высказали свое мнение 899 волгодонцев, 21 из которых проголосовал за атомную станцию, 878 - против.
Опрос показал, что далеко не все наши сограждане в связи с экономическими трудностями утратили активную жизненную позицию и, что называется, махнули на все рукой. Многие не только высказались сами, но не поленились опросить соседей, родственников, сослуживцев.
Обширный список противников АЭС - 109 фамилий - был передан в редакцию "ВВ" в последний день акции. Причем, "авторство" установить не удалось - сборщики работали явно не ради славы, а за идею. Еще один список, в котором были мнения как "за", так и "против", тоже оказался без "автора".
Другое дело - списки из организаций. 29 сотрудников Волгодонского противотуберкулезного диспансера высказались против строительства РоАЭС. Их поддержали 17 учеников 11"а" класса школы N10 во главе с классным руководителем, 54 работника ВПЧ-16.
Очень многие не просто выражали свое мнение, но и приводили аргументы "за" и "против". Те, кто считает, что АЭС городу нужна, видят в ней, прежде всего, источник новых рабочих мест. Те, кто высказывается против, считают, что самое важное - экологическая безопасность станции, а при отсутствии такой безопасности все остальные аргументы - второстепенны.
"Мы пережили геноцид сталинский, потом - гитлеровский. Атомная станция на нашей земле - не что иное, как тот же геноцид, только более современный, - считает Лидия Константиновна Рябкина. Наши правители одной рукой восстанавливают храмы, а другой убивают нас, свой народ, в том числе и путем строительства АЭС в густонаселенных районах"
Были среди участников опроса и те, кто знает о возможных последствиях жизни рядом с "мирным" атомом не только по газетным публикациям. Мария Алексеевна Ярема, приехавшая в Волгодонск с Украины, не могла сдержать слез, рассказывая о своей родне, оставшейся там.
"После Чернобыля все родственники очень болеют. Кладбище растет не по дням, а по часам. Умирают, в основном, молодые и дети. Никому они там не нужны". "А кому будем нужны мы, если, не дай Бог, что-то случится на Ростовской АЭС? " спрашивали горожане. Заверениям атомщиков о том, что ничего серьезного случиться не может, мало кто верит. Да и береженого, как известно, Бог бережет. Убережет ли нас?
В вопросах освещения проблем РоАЭС оппоненты часто обвиняют нашу газету в тенденциозности и предвзятости. Но мы всего лишь отражаем общественное мнение по данному вопросу. Оно, разумеется, не может устраивать всех. Атомщиков, например, или городскую думу, сказавшую год назад свое "да" станции. Но оно существует - и от этого никуда не деться.
Конечно, газетный опрос - не референдум. Но разве не повод для размышлений тот факт, что из всех принявших участие в опросе высказавшиеся за строительство РоАЭС составляют менее двух процентов от общего количества? Или сторонники АЭС не звонили нам потому, что знают позицию газеты и не уверены в ее объективности? Но тут есть один нюанс. Чтобы избежать взаимных обвинений в необъективности, мы, по договоренности с информационным центром РоАЭС, "обменялись" на время своими дежурными на телефонах (информационный центр через несколько дней после начала газетной акции решил, в противовес, провести свою). То есть, их сотрудница "села" на редакционный телефон, наша - в информационном центре. Работница РоАЭС получила возможность собственноручно записывать мнения горожан(за 20 минут ей пришлось это делать восемь раз, все - против). Наша дежурная провела полтора часа в информационном центре фактически напрасно - за это время не позвонили ни разу. А в списках позвонивших ранее сиротливо значились три фамилии: двое - "против", один -"за".
В подлинности высказываний волгодонцев любой желающий, включая представителей власти - как местной, так и областной- может убедиться лично. Достаточно обратиться по любому из указанных адресов(все они - в редакции). И вот что опять непонятно: на каком основании снова и снова вырастает миф о том, что настроение в городе изменилось, что большинство населения буквально мечтает о скорейшем пуске АЭС? И этот миф настойчиво выдается за действительность и именно так преподносится отдельными руководителями города Законодательному собранию и администрации области.
"Давайте спросим город" - сказал губернатор Дона Владимир Чуб. Мы спросили. Город ответил. Последуют ли за этим какие-либо выводы со стороны донских властей?
Есть только один, может, не очень простой и не самый дешевый, но абсолютно достоверный способ выяснить истинное положение вещей - областной опрос. И если наши власти действительно интересуются нашим мнением, то другого пути узнать его просто нет. Но это - если интересуются. А если им дела нет до нашего мнения, то пора перестать лицемерить и сказать раз и навсегда: атомная станция будет пущена, что бы вы ни думали по этому поводу, будь вас хоть трижды большинство. Только не нужно делать вид, что мнение города совпадает с мнением избранных им же руководителей. РоАЭС - их выбор. И добавить к этому нечего.
Заключение
В конечном итоге можно сделать следующие выводы:
Факторы “За” атомные станции:
Атомная энергетика является на сегодняшний день лучшим видом получения энергии. Экономичность, большая мощность, экологичность при правильном использовании. Атомные станции по сравнению с традиционными тепловыми электростанциями обладают преимуществом в расходах на топливо, что особо ярко проявляется в тех регионах, где имеются трудности в обеспечении топливно-энергетическими ресурсами, а также устойчивой тенденцией роста затрат на добычу органического топлива.
Атомным станциям не свойственны также загрязнения природной среды золой, дымовыми газами с CO2, NOх, SOх, сбросными водами, содержащими нефтепродукты. Факторы “Против” атомных станций:
Ужасные последствия аварий на АЭС.
Локальное механическое воздействие на рельеф - при строительстве. Повреждение особей в технологических системах - при эксплуатации. Сток поверхностных и грунтовых вод, содержащих химические и радиоактивные компоненты.
Изменение характера землепользования и обменных процессов в непосредственной близости от АЭС.
Изменение микроклиматических характеристик прилежащих районов.
Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.
Размещено на http://www.allbest.ru/
Доклад по физике на тему:
Атомная э лектростанция
Атомная электростанция (АЭС) - электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор. Тепло, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обычных тепловых электростанциях (ТЭС), преобразуется в электроэнергию, В отличие от ТЭС, работающих на органическом топливе, АЭС работает на ядерном горючем (в основе 233 U, 235 U, 239 Pu) При делении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается 22 500 квт * ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного топлива.
Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического, топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущих потребностей в топливе. Кроме того, необходимо учитывать всё увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологических целей мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений органического топлива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относительному, увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, края уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда промышленных стран мира.
Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева).
атомная электростанция реактор
В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 Мвт (полная проектная мощность 600 Мвт). В том же году развернулось строительство Белоярской АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 Мвт) выдал ток в Свердловскую энергосистему, 2-й блок мощностью 200 Мвт сдан в эксплуатацию в октябре 1967. Отличительная особенность Белоярской АЭС -- перегрев пара (до получения нужных параметров) непосредственно в ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычные современные турбины почти без всяких переделок.
Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение. Тепло, выделяется в активной зоне реактора, теплоносителем вбирается водой (теплоносителем) 1-г контура, которая прокачивается через реактор циркуляционным насосом г Нагретая вода из реактора поступав в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образуется пар поступает в турбину 4.
Наиболее часто на АЭС применяют 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.
Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным образом накопленным опытом в реактороносителе а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. л. В России строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.
В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создается тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допустимой темп-рой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее, допустимой темп-рой собственно ядерного горючего, а также свойствами теплоносителя, принятого для данного типа реактора. На АЭС. тепловой реактор которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и темп-рой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур -- пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева.
В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сгорания.
При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, и топливо выгорает. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшее топливо переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.
К реактору и обслуживающим его системам относятся: собственно реактор с биологической защитой, теплообменники, насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура циркуляции контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.
В зависимости от конструктивного исполнения реакторы имеют отличит, особенности: в корпусных реакторах топливо и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах топливо, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в спец. трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух. Такие реакторы применяются в России (Сибирская, Белоярская АЭС и др.),
Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реактор окружают биологической защитой, основным материалом для которой служат бетон, вода, серпантиновый песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герметичным. Предусматривается система контроля мест возможной утечки теплоносителя, принимают меры, чтобы появление не плотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружающей местности. Оборудование реакторного контура обычно устанавливают в герметичных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслуживаются, Радиоактивный воздух и небольшое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС спец. системой вентиляции, в которой для исключения возможности загрязнения атмосферы предусмотрены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС следит служба дозиметрического контроля.
При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система расхолаживания имеет автономные источники питания.
Наличие биологической защиты, систем спец. вентиляции и аварийного расхолаживания и службы дозиметрического контроля позволяет полностью обезопасить обслуживающий персонал АЭС от вредных воздействий радиоактивного облучения.
Оборудование машинного зала АЭС аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличит, особенность большинства АЭС -- использование пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабо перегретого.
При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливают сепарирующие устройства. Иногда необходимо применение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В связи с тем что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоносителя. На двухконтурных АЭС с высокими параметрами пара подобные требования к оборудованию машинного зала не предъявляются.
В число специфичных требований к компоновке оборудования АЭС входят: минимально возможная протяжённость коммуникаций, связанных с радиоактивными средами, повышенная жёсткость фундаментов и несущих конструкций реактора, надёжная организация вентиляции помещений. показан разрез главного корпуса Белоярской АЭС с канальным графито-водным реактором. В реакторном зале размещены: реактор с биологической защитой, запасные ТВЭЛы и аппаратура контроля. АЭС скомпонована по блочному принципу реактор--турбина. В машинном зале расположены турбогенераторы и обслуживающие их системы. Между машинным II реакторным залами размещены вспомогательные оборудование и системы управления станцией.
Экономичность АЭС определяется её основным техническим показателями: единичная мощность реактора, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэффецента использования установленной мощности АЭС за год. С ростом мощности АЭС удельные капиталовложения в псе (стоимость установленного кет) снижаются более резко, чем это имеет место для ТЭС. В этом главная причина стремления к сооружению крупных АЭС с большой единичной мощностью блоков. Для экономики АЭС характерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30 - 40% (на ТЭС 60--70%). Поэтому крупные АЭС наиболее распространены в промышленно развитых районах с ограниченными запасами обычного топлива, а АЭС небольшой мощности -- в труднодоступных или отдалённых районах, напр. АЭС в пос. Билибино (Якутия) с электрической мощностью типового блока 12 Мвт. Часть тепловой мощности реактора этой АЭС (29 Мвт) расходуется на теплоснабжение. Наряду с выработкой электроэнергии АЭС используются также для опреснения морской воды. Так, Шевченковская АЭС у нас в Казахстане электрической мощностью 150 Мвт рассчитана на опреснение (методом дистилляции) за сутки до 150 000 т воды из Каспийского м.
В большинстве промышленно развитых стран (Россия, США, Англия, Франция, Канада, ФРГ, Япония, ГДР и др.) мощность действующих и строящихся АЭС к 1980 доведена до десятков ГВт. По данным Международного атомного агентства ООН, опубликованным в 1967, установленная мощность всех АЭС в мире к 1980 достигла 300 ГВт.
На 3-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (1964, Женева) было отмечено, что широкое освоение ядерной энергии стало ключевой проблемой для большинства стран. Состоявшаяся в Москве в августе 1968 7-я Мировая энергетическим конференция (МИРЭК-УП) подтвердила актуальность проблем выбора направления развития ядерной энергетики на следующем этапе (условно 1980--2000), когда АЭС станет одним из оси. производителей электроэнергии.
За годы, прошедшие со времени пуска в эксплуатацию первой АЭС, было создано несколько конструкций ядерных реакторов, на основе которых началось широкое развитие атомной энергетики в нашей стране.
Персонал 9 российских АЭС составляет 40.6 тыс. человек или 4% от общего числа населения занятого в энергетике. 11.8% или 119.6 млрд. КВт.час. всей электроэнергии, произведенной в России выработано на АЭС. Только на АЭС рост производства электроэнергии сохранился: в 2000 году произве 118% от объема 1999 года.
АЭС, являющиеся наиболее современным видом электростанций имеют ряд существенных преимуществ перед другими видами электростанций: при нормальных условиях функционирования они обсолютно не загрязняют окружающую среду, не требуют привязки к источнику сырья и соответственно могут быть размещены практически везде, новые энергоблоки имеют мощность практичеки равную мощности средней ГЭС, однако коэффициэнт использования установленной мощности на АЭС (80%) значительно превышает этот показатель у ГЭС или ТЭС. Об экономичности и эффективности атомных электростанций может говорить тот факт, что из 1 кг урана можно получить столько же теплоты, сколько при сжигании примерно 3000 т каменного угля.
Значительных недостатков АЭС при нормальных условиях функционирования практически не имеют. Однако нельзя не заметить опасность АЭС при возможных форс-мажорных обстоятельствах:землетрясениях, ураганах, и т. п. - здесь старые модели энергоблоков представляют потенциальную опасность радиационного заражения территорий из-за неконтролируемого перегрева реактора.
Литература
1. Баланчевадзе В. И., Барановский А. И. и др.; Под ред. А. Ф. Дьякова. Энергетика сегодня и завтра. - М.: Энергоатомиздат, 1990. - 344 с.
2. Более чем достаточно. Оптимистический взгляд на будущее энергетики мира/ Под ред. Р. Кларка: Пер. с англ. - М.: Энергоатомиздат, 1994. - 215 с.
3. Источники энергии. Факты, проблемы, решения. - М.: Наука и техника, 1997. - 110 с.
4. Кириллин В. А. Энергетика. Главные проблемы: В вопросах и ответах. - М.: Знание, 1997. - 128 с.
5. Мировая энергетика: прогноз развития до 2020 г./ Пер. с англ. под ред. Ю. Н. Старшикова. - М.: Энергия, 1990. - 256 с.
6. Нетрадиционные источники энергии. - М.: Знание, 1982. - 120 с.
7. Подгорный А. Н. Водородная энергетика. - М.: Наука, 1988.- 96 с.
8. Энергетические ресурсы мира/ Под ред. П.С.Непорожнего, В.И. Попкова. - М.: Энергоатомиздат, 1995. - 232 с.
9. Юдасин Л. С.. Энергетика: проблемы и надежды. - М.: Просвещение, 1990. - 207с.
Размещено на Allbest.ru
Устройство атомной электростанции (АЭС), в которой атомная энергия преобразуется в электрическую. Особенности преобразования в электроэнергию тепла, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых элементов.
презентация , добавлен 17.02.2013
Гидравлическая электростанция (ГЭС) как комплекс сооружений и оборудования, посредством которых энергия потока воды преобразуется в электрическую энергию. Характеристика тепловой электростанции (ТЭС). Особенности работы атомной электростанции (АЭС).
контрольная работа , добавлен 10.11.2009
Принцип работы атомной электростанции, ее достоинства и недостатки. Классификация по типу реакторов, по виду отпускаемой энергии. Получение электроэнергии на атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Крупнейшие АЭС РФ.
презентация , добавлен 22.11.2011
Описание работы Запорожской атомной электростанции. Принцип действия энергетических реакторов. Технология выработки электроэнергии. Подсистемы контроля: внутриреакторного и нейтронного потока. Определение объектов анализируемой измерительной информации.
реферат , добавлен 06.05.2014
Атомная энергия. Мощность Преобразование энергии. Ее виды и источники. История развития атомной энергетики. Радиационная безопасность атомных станций с опредленными типами реакторов. Модернизация и продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС.
реферат , добавлен 24.06.2008
Схема работы атомных электростанций. Типы и конструкции реакторов. Проблема утилизации ядерных отходов. Принцип действия термоядерной установки. История создания и разработка проекта строительства первой океанской электростанции, перспективы применения.
реферат , добавлен 22.01.2011
Атомная энергетика Японии. Причины и последствия катастрофы на атомной электростанции Фукусима-1. Рассмотрение повреждений реактора. Утечка радиации, эвакуационные мероприятия. Меры для уменьшения экологического риска после аварии на АЭС Фукусима-1.
реферат , добавлен 15.12.2015
Введение в экспуатацию Белоярской атомной электростанции - станции, имеющей энергоблоки разных типов. Необходимость расширения топливной базы атомной энергетики и минимизации радиоактивных отходов за счёт организации замкнутого ядерно-топливного цикла.
презентация , добавлен 29.09.2013
Назначение вентиляционных установок и воздуховодов атомных электростанций. Основы проектирования и примерная схема специальной технологической вентиляции реакторного отделения. Обеспечение допустимых температур воздуха в производственных помещениях.
курсовая работа , добавлен 25.01.2013
Характеристика атомных электростанций России, их месторасположение, суммарная мощность блоков. Схема работы АЭС. Основной элемент реактора. Ведущие факторы, обеспечивающие высокую степень безопасности АЭС России. Описание остановки цепной реакции.
1. Введение ……………………………………………………. Стр.1
2.Физические основы ядерной энергетики…………………Стр.2
3. Ядро атома……………………………………………………Стр.4
4. Радиоактивность…………………………………………….Стр.4
5. Ядерные реакции…………………………………………… Стр.4
6. Деление ядер…………………………………………………… Стр.4
7. Цепные ядерные реакции………………………………… Стр.5
8. Основы теории реакторов………………………………… Стр.5
9. Принципы регулирования мощности реакторов……… Стр.6
10. Классификация реакторов………………………………… Стр.7
11.Конструктивные схемы реакторов…………………………Стр.9
13.Конструкции оборудования АЭС………………………… Стр.14
14. Схема трёхконтурной АЭС …………………………………Стр.16
15.Теплообненники АЭС……………………………………… Стр.19
16.Турбомашины АЭС………………………………………… Стр.20
17. Вспомогательное оборудование АЭС……………………… Стр. 20
18. Компоновка оборудования АЭС…………………………… Стр.21
19. Вопросы техники безопасности на АЭС…………………… Стр.21
20. Передвижные АЭС …………………………………………Стр. 24
21. Используемая литература…………………………………… Стр.26
Введение.
Состояние и перспективы развития атомной энергетике.
Развитие промышленности, транспорта, сельского и коммунального хозяйства требует непрерывного увеличения производства электроэнергии.
Мировое увеличение потребления энергии растёт с каждым годом.
Для примера: в 1952году оно составляло в условных единицах 540 млн.т., а уже в 1980году 3567млн.т. практически за 28 лет увеличилось более чем в 6.6 раз. При этом необходимо отметить, что запасы ядерного топлива в 22 раза превышают запасы органического топлива.
На 5-ой мировой энергетической конференции запасы топлива были оценены следующими величинами:
1. Ядерное топливо…………………………..520х106
2. Уголь………………………………………55,5х106
3. Нефть………………………………………0,37х106
4. Натуральный газ ………………………….0,22х106
5. Нефтяные сланцы…………………………0,89х106
6. Гудрон……………………………………..1,5х 106
7. Торф………………………………………. 0,37х 10
Всего 58,85х106
При современном уровне потребления энергии мировые запасов по разным подсчётам кончутся через 100-400лет.
По прогнозам учёных потребление энергии будет разниться 1950 года к 2050 году в 7 раз. Запасы ядерного топлива могут обеспечить нужды населения в энергии на значительно более длительный период.
Не смотря на богатые природные ресурсы России, в органическом топливе, а так же гидроэнергоресурсы крупных рек (1200млрд. КВт час) или 137 млн. кВт. час уже сегодня президент страны обратил особое внимание на развитии атомной энергетики. Учитывая, что уголь, нефть, газ, сланцы, торф являются ценным сырьём для различных отраслей химической промышленности. Из угля получают кокс для металлургии. Поэтому стоит задача сохранить для некоторых отраслей промышленностей органические запасы топлива. Таких тенденций придерживается и мировая практика.
Учитывая, что стоимость энергии получаемая на атомных станциях ожидается быть ниже, чем на угольных и близка к стоимости энергии на гидроэлектростанциях, актуальность увеличения строительств атомных электростанций становится явной. Несмотря на то, что атомные станции несут в себе повышенную опасность, (радиоактивность в случае аварии)
Все развитые страны, как Европы, так и Америки в последнее время активно ведут наращивания их строительства, не говоря об использовании атомной энергии, как в гражданской, так и военной технике это атомоходы, подводные лодки, авианосцы.
Как в гражданской так и в военных направлениях пальма первенства принадлежала и принадлежит России.
Решение проблемы непосредственного преобразования энергии расщепления атомного ядра в электрическую энергию позволить значительно снизить стоимость вырабатываемой электроэнергии.
Физические основы ядерной энергетики.
Все вещества в природе состоят из мельчайших частиц – молекул, находящих в непрерывном движении. Теплота тела является результатом движения молекул.
Состояние полного покоя молекул соответствует абсолютный нуль температуры.
Молекулы вещества состоят из атомов одного или несколько химических элементов.
Молекула самая мельчайшая частица данного вещества. Если разделить молекулу сложного вещества на составляющие части, то получатся атомы других веществ.
Атом – мельчайшая частица данного химического элемента. Он не может делиться дальше химическим способом на ещё более мелкие частицы, хотя и атом имеет свою внутреннею структуру и состоит из положительно заряженного ядра и отрицательно заряженной электронной оболочке.
Число электронов в оболочке лежит в пределах от одного до ста одного. Последнее число электронов имеет элемент название Менделевий.
Этот элемент назван Менделевий именем Д.И. Менделеева открывшего в 1869 году периодический закон, согласно которому физико-химические свойства всех элементов зависят от атомного веса, причём через определённые периоды встречаются элементы со схожими физико-химическими свойствами.
Ядро атома.
В ядре атома сосредоточена основная часть его массы. Масса электронной оболочки составляет лишь доля процента массы атома. Атомные ядра представляют сложные образования, состоящие из элементарных частиц-протонов обладающих положительным электрическим зарядом, и не имеющих электрического заряда частиц - нейтронов.
Положительно заряженные частицы- протоны и электрически нейтральные частицы-нейтроны носят общее название нуклоны. Протоны и нейтроны в ядре атома связаны так называемыми ядерными силами.
Энергией связи ядра называют количество энергии, требующей для разделения ядра на отдельные нуклоны. Поскольку ядерные силы в миллионы раз превышают силы химических связей, то из этого следует, что ядро является соединением, прочность которого неизмеримо превышает прочность соединения атомов в молекуле.
При синтезе 1кг гелия из атома водорода выделяется количество тепла эквивалентное количеству тепла при сгорании 16000 т. угля, тогда как при расщеплении 1кг урана выделяется количества тепла, равное теплу выделяемому при сгорании 2700т угля.
Радиоактивность.
Радиоактивностью называют способность спонтанного превращения неустойчивых изотопов одного химического элемента в изотопы другого элемента сопровождающего испусканием альфа, бета и гамма лучей.
Превращение элементарных частиц (нейтронов, мезонов) так же иногда называют радиоактивностью.
Ядерные реакции.
Ядерными реакциями называют превращения атомных ядер в результате их взаимодействия с элементарными частицами и друг с другом.
В химических реакциях происходит перестройка внешних электронных оболочек атомов, и энергия этих реакций измеряется электрон-вольтами.
В ядерных реакциях происходит перестройка ядра атома, причём во многих случаях результатом перестройки является превращение одного химического элемента в другой. Энергия ядерных реакций измеряется миллионами электрон-вольт.
Деление ядер .
Открытие деления ядер урана, его экспериментальное подтверждение в 1930 дало возможность увидеть неисчерпаемые возможности применения в различных сферах народного хозяйства и в том числе получения энергии при строительстве атомных установок.
Цепная ядерная реакция.
Цепной ядерной реакцией называется реакция деления ядер атомов тяжёлых элементов под действием нейтронов, в каждом акте которой число нейтронов возрастает, в результате чего возрастает самоподдерживающийся процесс деления.
Цепные ядерные реакции относятся к классу экзотермических, то есть сопровождающихся выделением энергии.
Основы теории реакторов.
Ядерным энергетическим реактором называют агрегат, предназначенный для получения тепла из ядерного горючего путём самоподдерживающийся управляемой цепной реакции, деления атомов этого горючего.
При работе ядерного реактора, для исключения возникновения цепной реакции, для искусственного гашения реакции используют замедлители, методом автоматического ввода в реактор элементов замедлителей. Чтобы поддерживать мощность реактора на постоянном уровне, необходимо соблюдать условие постоянства средней скорости деления ядер, так называемый коэффициент размножения нейтронов.
Атомный реактор характеризуется критическими размерами активной зоны, при которых коэффициент размножения нейтронов К=1. Задаваясь составом ядерного делящего материала, конструкционными материалами, замедлителем и теплоносителем, выбирают вариант, при котором К = ∞ имеет максимальное значение.
Эффективный коэффициент размножения представляет собой отношение числа рождений нейтронов к числу актов их гибели в результате поглощения и утечки.
Реактор с использованием отражателя уменьшает критические размеры активной зоны, выравнивает распределение потока нейтронов и увеличивает удельную мощность реактора, отнесённую к 1кг загруженного в реактор ядерного горючего. Расчёт размеров активной зоны производится сложными методами.
Реакторы характеризуются циклами и типами реакторов.
Топливным циклом или циклом ядерного горючего называются совокупность последовательных превращений топлива в реакторе, а так же при переработке облученного топлива после его извлечения из реактора с целью выделения вторичного топлива и невыгоревшего первичного топлива.
Топливный цикл определяет тип ядерного реактора: реактор –конвектор;
Реактор-размножитель; реакторы на быстрых, промежуточных и тепловых нейтронах, реактор на твёрдом, жидком и газообразном топливе; гомогенные реакторы и гетерогенные реакторы и другие.
Принципы регулирования мощности реактора.
Энергетический реактор должен работать устойчиво на различных уровнях мощности. Изменения уровня тепловыделения в реакторе должно происходить достаточно быстро, но плавно, без скачков разгона мощности.
Система регулирования призвана компенсировать изменения коэффициент К (реактивности), возникающие при изменениях в режиме, включая пуск и остановку. Для этого в процессе работы в активную зону вводят по мере необходимости графитовые стержни, материал которых сильно поглощает тепловые нейтроны. Для уменьшения или увеличения мощности соответственно выводят или вводят указанные стержни, регулируя тем самым коэффициент К. Стержни используются как регулирующие, так и компенсирующие, а в целом их можно назвать управляющими или защитными.
Классификация реакторов.
Ядерные реакторы могут классифицироваться по различным признакам:
1) По назначению
2) По уровню энергии нейтронов, вызывающих большинство делений ядер топлива;
3) По виду замедлителя нейтронов
4) По виду и агрегатному состоянию теплоносителя;
5) По признаку воспроизводства ядерного топлива;
6) По принципу размещения ядерного топлива в замедлителе,
7) По агрегатному состоянию ядерного топлива.
Реакторы, предназначенные для выработки электрической или тепловой энергии называются энергетическими, так же реакторы бывают технологические и двухцелевые.
По уровню энергии реакторы подразделяются: на тепловых нейтронах, на быстрых нейтронах, на промежуточных нейтронах.
По виду замедлителей нейтронов: на водяные, тяжёловодные, графитовые, органические, бериллиевые.
По виду теплоносителя: на водяные, тяжёловодные, жидкометаллические, органические, газовые.
По принципу воспроизводства ядерного топлива:
Реакторы на чистом делящем изотопе. С воспроизводством ядерного топлива (регенеративные) с расширенным воспроизводством (реакторы-размножители).
По принципу ядерного горючего: гетерогенные и гомогенные
По принципу агрегатного состояния делящего материала:
В форме твердого тела, реже в виде жидкости и газа.
Если ограничиться основными признаками, то может быть предложена следующая система обозначения типов реакторов
1. Реактор с водой в качестве замедлителя и теплоносителя на слабообогащённом уране (ВВР- Уно) или водо-водяной реактор (ВВР).
2. Реактор с тяжёлой водой в качестве замедлителя и обычной водой в качестве теплоносителя на природном уране. Обозначение: тяжёло-водяной реактор на природном уране (ТВР-Уп) или тяжёловодно-водяной реактор (ТВР) При использовании тяжёлой воды и в качестве
Теплоносителя будет (ТТР)
3. Реактор с графитом в качестве замедлителя и водой в качестве теплоносителя на слабо обогащённом уране будет называться граффито-водяной на слабо обогащённом уране (ГВР-Уно) или граффито-водяной реактор (ГВР)
4. Реактор с графитом в виде замедлителя и газом в качестве теплоносителя на природном уране (ГГР-Уп) или граффито-газовый реактор (ГГР)
5. Реактор с кипящей водой в качестве замедлителя теплоносителя может быть обозначен ВВКР, такой же реактор на тяжёлой воде – ТТКР.
6. Реактор с графитом в качестве замедлителя и натрием в качестве теплоносителя может быть обозначен ГНР
7. Реактор с органическим замедлителем и теплоносителем может быть обозначен ООР
Основные характеристики реакторов АЭС
| АЭС | |||
| Характеристики реакторов | С реакторами на | тепловых нейтронах | С реакторами на быстрых нейтронах |
| Тип реактора | ВВЭР | РБМК | РБН |
| Теплоноситель | Вода | вода | Жидкий Na, K, вода |
| Замедлитель | Вода | графит | отсутствует |
| Вид ядерного топлива | Слабо обогащённый уран | Слабо обогащённый уран | Высоко обогащённый уран или Pu-239 |
| Обогащение ядерного топлива по U-235, % | 3-4 | 2-3 | 90 |
| Количество контуров циркуляции теплоносителя | 2 | 1 | 3 |
| Давление пара перед турбиной, МПа | 4,0-6,0 | 6,0-6,5 | 6,0-6,5 |
| КПД АЭС | ≈30% | 30-33% | ≈35% |
Конструктивная схема реактора.
Основными конструктивными узлами гетерогенного ядерного реактора являются: корпус; активная зона, состоящая из тепловыделяющих элементов, замедлителя и системы управления и защиты; отражатель нейтронов; система отвода тепла; тепловая защита; биологическая защита; система загрузки и выгрузки тепловыделяющих элементов. В реакторах - размножителях имеется также зона воспроизводства ядерного горючего со своей системой отвода тепла. В гомогенных реакторов вместо тепловыделяющих элементов имеется резервуар с раствором солей или взвесью делящихся материалов теплоносителя.
1-ый тип(а) – реактор, в котором замедлителем и отражателем нейтронов является графит. Графитовые блоки (параллепипеды призмы с внутренними каналами и размещёнными в них тепловыделяющими элементами образуют активную зону, обычно имеющую форму цилиндра или многогранной призмы. Каналы в графитовых блоках проходят по всей высоте активной зоны. В эти каналы вставляются трубы для размещения тепловыделяющих элементов. По кольцевой щели между тепловыделяющими элементами и направляющими трубами протекает теплоноситель. В качестве теплоносителя может использоваться вода, жидкие металл или газ. Часть каналов активной зоны, используется для размещения стержней системы управления и защиты. Вокруг активной зоны расположен отражатель нейтронов, также в виде кладки графитовых блоков. Каналы тепловыделяющих элементов проходят как через кладку активной зоны, так и через кладку отражателя.
При работе реактора графит нагревается до температуры при которой может окисляться. Для предотвращения окисления графитовая кладка заключается в стальной герметичный кожух, заполняемый нейтральным газом (азот, гелий). Каналы тепловыделяющих элементов могут размещаться как вертикально, так и горизонтально. Снаружи стального кожуха размещается биологическая защита – специальный бетон. Между кожухом и бетоном может быть предусмотрен канал охлаждения бетона по которому циркулирует охлаждающая среда (воздух, вода). В случае применения натрия в качестве теплоносителя, графитовые блоки покрываются защитной оболочкой (например из циркония). Для предотвращения пропитывания графита натрием при протечке его из контура циркуляции. Автоматические приводы регулирующих стержней получают импульс от ионизационных камер или счётчиков нейтронов. В ионизационной камере, заполненной газом, быстрые заряженные частицы вызывают падение напряжения между электродами к которым приложено разность потенцалов. Падении напряжение в цепи электродов пропорционально изменению плотности потока частиц, ионизирующих газ. Поверхности электродов ионизационных камер, покрытые бором поглощают нейтроны, вызывая поток альфа-частиц также производящих ионизацию. В таких приборах изменения силы тока в цепи пропорционально изменению плотности потока нейтронов. Слабый ток, возникающий в цепи ионизационной камеры усиливается электронными или другими усилителями. При увеличении потока нейтронов в реакторе сила тока в цепи, ионизационной камеры увеличивается и сервомотор автоматического регулирования опускает регулирующий стержень в активную зону на соответствующую глубину. При ослаблении потока нейтронов в реакторе происходит уменьшение силы тока в цепи ионизационной камеры и привод регулирующих стержней автоматически поднимает их на соответствующую высоту.
Графитово-водяной реактор при охлаждении некипящей водой имеет относительно низкую температуру воды на выходе, что обуславливает также относительно низкие начальные параметры генерируемого пара и соответственно низкий КПД установки.
В случае перегрева пара в активной зоне реактора КПД установки может быть значительно повышено. Применение газа или жидких металлов реактора по схеме 1 также позволит получить более высокие параметры вырабатывания пара и соответственно более высокий КПД установки. Граффито-водяные, водо-водяные и граффито-жидкометаллические реакторы требуют применения обогащённого урана.
На рисунке 1 показана принципиальная схема АЭС РБМК.
1 Рис.1
1-Графитовые блоки
(Замедлитель)
2-активная зона реактора
2.Тяжёловодно-газовый реактор 2 может работать на природном уране. Тепловыделяющий элемент такого реактора покружено в стальной или алюминиевый бак, заполненный до определённого уровня тяжёлой водой. Вокруг бака расположен графитовый отражатель – биологическая защита. Тепловыделяющие элементы имеют внутренние каналы для прохода газа, отводящего тепло. Тяжёлая вода, служащая замедлителем также нагревается и требует своей системы охлаждения. Это осуществляется циркуляцией тяжёлой воды с помощью специального насоса и охлаждением её в теплообменнике проточной водой. Такой реактор имеет достаточно высокий КПД и относительно низкую топливную составляющую стоимость вырабатываемой электроэнергии.
Поскольку топливом служит природный уран, высокая стоимость тяжёлой воды и потери тепла, связанной её охлаждением являются его недостатками.
3. На рис в) изображён водо-водяной или тяжёловодный реактор в котором замедлителем и теплоносителем служит вода или тяжёлая вода.(ВВЭР).
4 Рис г) даёт представление о конструктивной схеме реактора кипящего типа. Этот тип даёт возможность изготавливать их с меньшей толщиной стенки, а так же их положительным свойством является возможность саморегулирования.
5. реактор- размножитель работает на быстрых нейтронах т.е. на обогащённом уране. Данные типы реакторы требует более высокой биологической защиты, и соответственно применение более дорогих материалов.
6. гомогенный реактор где при использовании природного урана замедлителем может быть только тяжёлая вода, при обогащённом уране обычная вода. Здесь деление ядер на быстрых нейтронах отсутствует. Относительно низкая плотность урана и резонансное поглощение требуют более высокой степени обогащения топлива делящимся изотопом.
Все конструкции реакторов имеют как и положительные, так и отрицательные стороны, которые всегда необходимо учитывать при проектировании с учётом привязки строительства к конкретным региональным условиям исходя из возможностей доставки сырья, опасностью загрязнения окружающей среды, источников водоснабжения и грунтовых вод.
При проектировании АЭС используется сложные математические расчёты, которые не смотря на современные аналитические возможности вычислительной техники не могут дать гарантированной правильности всех параметров. Поэтому все расчёты перепроверяются экспериментальной проверкой.
Это особенно важно при проверке критических размеров реактора на природном уране. Если довериться только теоретическим расчётом, то можно допустить серьёзный просчёт, исправить который будет весьма дорого и сложно.
Периодическая перезагрузка АЭС требует очень тщательной подготовке и проводится как правило при остановленном реакторе, так как повышенная радиоактивность требует отсутствия персонала в период загрузки и выгрузки, не смотря на то, что схема перезагрузки происходит в автоматическом режиме с использованием специальных контейнеров обеспечивающих не только автоматический режим, но и все требования техники безопасности с постоянным охлаждением.
Контейнера имеют толстые свинцовые оболочки, обеспечивающие допустимый фон радиации
Конструкции оборудования АЭС.
Граффито-водяные реакторы.
Граффито-водяной реактор АЭС АН является первым реактором, созданным для производства электроэнергии.
В центральной части графитовой кладки, высотой 4,6 м и диаметром 3м имеется 157 вертикальных отверстий диаметром 65 мм расположенных по треугольной решётке шагом 120 мм. В них расположены каналы с ТВЕ. Активная зона, в которой размещены каналы с ТВЕ, имеет диаметр 1.6метра и высоту 1.7 метра. Она окружена со всех сторон графитовым отражателем толщиной 0.7 м, графитовая кладка заключена в стальной корпус, приваренный к нижней стальной плите. Сверху кладка закрыта массивной чугунной плитой, через которую проходят каналы ТВЕ и системы регулирования. Стальной корпус заполнен инертным газом, предохраняющим графит от окисления. Вокруг корпуса расположен кольцеобразный резервуар водяной защиты с толщиной слоя воды 1м. Реактор расположен в бетонной шахте с толщиной стен 3м, служащий внешним слоем биологической защиты. В водяной защите расположено 12 вертикальных труб, в которых на высоте активной зоны расположены ионизационные камеры. В активной зоне имеется 128 каналов с ТВЕ. Конструкция такого канала показана на рисунке 2.
Цилиндрический канал диаметром 65 мм собран из графитовых втулок с пятью отверстиями, через которые проходят трубчатые ТВЕ. Вода опускается по центральной трубке сверху вниз и возвращается вверх по 4-ём трубчатым ТВЕ. Уран расположен снаружи этих трубок на высоте 1.7м. Тепловой поток каналов в центральной части активной зоны достигает 1.8 * 106 Ккал/м2 в час.
24 канала заняты стержнями регулирования из карбида бора. Четыре стержня автоматического регулирования мощности реактора размещены по переферии активной зоны. Восемнадцать стержней ручного регулирования размещены в центре активной зоны (6шт) по переферии (12шт.) Они служат для компенсировании запаса реактивности.
Имеются так же аварийный стержни для экстренного останова реактора. Все каналы стержней охлаждаются водой под давлением 5атм. И температурой от3 0 до 60 градусов. Тепловая мощность такого реактора равна 30 Мвт. Общая загрузка реактора составляет 550 кг урана содержащего 5% урана 235 т.е.количество урана 235 загружаемого в реактор составляет 27,5 кг. Расход урана за сутки составляет около 30 гр.
Водоводяной реактор АЭС (ВВЭР)
Водоводяные реакторы с водой под давлением имеют корпус, выдерживающий рабочее давление теплоносителя (рис.3) В активную зону реактора загружаются тепловыделяющие сборки с ядерным топливом. Тепло, выделяющееся при делении ядерного топлива, нагревает воду, находящуюся в корпусе реактора, образуется слаборадиактивный, насыщенный пар, поступающий в парогенератор второго контура. В парогенераторе слаборадиоактивный пар отдаёт тепло воде, образуется насыщенный нерадиоактивный пар, направляемый в паровую турбину. При передпче тепла радиоактивного пара нерадиоактивной воде второго контура в парогенераторе возникают дополнительные (По сравнению с РБМК), потери тепла, что снижает КПД АЭС с реакторами ВВЭР до 30%.
АЭС с реакторами на быстрых нейтронах имеют трёхмерную схему: в первом контуре теплоносителем является радиоактивный натрий (или калий), во втором – нерадиоактивная натрий (или калий), в третьем – нерадиоактивная вода, нагреваемая в парогенераторе теплом нерадиоактивного натрия второго контура. Нерадиоактивный насыщенный пар третьего контура поступает в паровую турбину. КПД АЭС с реакторами на быстрых нейтронах составляет около 35%.
1 контур 2 контур
ЭГ Рис.3
ГЦН 1 Принципиальная тепловая схема
ГЦН1, ГЦН2 -
Главные циркуляционные
Насосы первого и АЭС. 1-металлический корпус
Второго контуров ГЦН 2реактора; 2-активная зона;
3-вода; 4-парогенератор.
На схеме обозначены:
1. Ядерный реактор с первичной биологической защитой.
2. Вторичная биологическая защита.
3. Турбина.
4. Генератор.
5. Конденсатор.
6. Циркуляционные насосы.
7. Регенеративный теплообменник.
8. Резервуар с водой.
9. Парогенератор.
10. Промежуточный теплообменник.
ТСН – трансформатор собственных нужд.
I; II; III – контуры АЭС.
Установка, в которой происходит управляемая цепная ядерная реакция, называется ядерным реактором 1 . В него загружается ядерное топливо, например – уран –238. Ядерный реактор служит для нагрева теплоносителя и представляет из себя, в принципе, котёл.
Биологическая защита 2 выполняет функции изолятора реактора от окружающего пространства для того, чтобы в него не проникли мощные потоки нейтронов, альфа-, бета-, гамма- лучи и осколки деления. Биологическая защита предназначена для создания безопасных условий работы обслуживающего персонала.
Турбина 3 предназначена для преобразования энергии пара в механическую энергию вращения ротора электрического генератора. Генератор 4 вырабатывает электрическую энергию, которая поступает на повышающий трансформатор Т , где преобразуется до необходимых величин для дальнейшей передачи в линии электропередач. Часть энергии также передаётся на ТСН – понижающий трансформатор собственных нужд.
Отработанный в турбине пар поступает в конденсатор. Конденсатор 5 служит для охлаждения пара, который, конденсируясь, затем подаётся циркуляционным насосом 6 через регенеративный обменник 7 в парогенератор 9 . В регенеративном обменнике вода охлаждается до исходной величины.
Разогретый в реакторе теплоноситель первого контура (Na ) отдаёт тепло в промежуточном теплообменнике 10 теплоносителю второго контура (Na ). А тот, в свою очередь, отдаёт тепло рабочему телу(H2 O ) в парогенераторе.
Циркуляционные насосы служат для движения теплоносителя в контурах схемы, а также для подачи охлаждающей воды в конденсатор из резервуара 8 .
Таким образом, принципиально АЭС отличаются от ТЭС только тем, что рабочее тело на них получает тепло в парогенераторе при сжигании ядерного топлива в ядерном реакторе, а не органического топлива в котлах, как это имеет место на ТЭС.
Многоконтурная схема АЭС обеспечивает радиационную безопасность и создаёт удобства для обслуживания оборудования. Выбор числа контуров определяется в зависимости от типа реактора и свойств теплоносителя, характеризующих его пригодность для использования в качестве рабочего тела в турбине.
Теплообменники АЭС.
Теплообменник атомных электростанций имеют специфические конструктивные особенности и значительно большие удельные тепловые нагрузки по сравнению с теплообменниками обычных электростанций. Уменьшение габаритов теплообменников реакторной установки позволяет уменьшить размеры и вес биологической защиты, а следовательно, и капиталовложения в строительство АЭС.
Теплообменники, по которым протекает радиоактивная и коррозирующая среда, выполняются из сравнительно дорогой нержавеющей стали. В целях экономии этой стали поверхности нагрева, трубные доски и корпуса теплообменников стремятся выполнять с минимальными толщинами, не допуская излишних запасов прочности, но обеспечивая необходимую надёжность длительной их работы.
Парогенераторная установка состоит из горизонтальных парогенераторов насыщенного пара давлением 32 а и 231о С.
Вода из реактора с температурой 275оС подаётся в вертикальный коллектор диаметром 750 мм из которого распределяется по пакетам трубок, далее поступает к циркулярному насосу контура охлаждения.
Трубные пакеты погружены в водяной объём второго контура, заполняющая межтрубное пространство вода, испаряется, полученный пар проходит через паросепарирующие устройства и далее поступает в сборный паропровод к турбине.
Поверхность нагрева парогенератора 1290 м2. Она состоит из двух коридорных пакетов по 975 трубок диаметром 21 мм с толщиной стенок 1,5мм. Шаг трубок в пакете 36 мм. В трубном пакете имеется 5 вертикальных коридоров, улучшающих естественную циркуляцию.
Турбомашины АЭС.
На действующих, строящих и проектируемых атомных электростанциях применяются конденсационные паровые турбины.
На АЭС с высокотемпературными реакторами применяются специальные типы турбин, работающих на насыщенном или слабо перегретом паре.
В корпусе турбины есть специальные выточки для улавливания капельной влаги. Сепараторы капельной влаги могут выполняться центробежными и инерционными. Проходя по каналам двухходового винта в потоке пара, капли влаги центробежными силами отбрасываются на стенки корпуса и стекают к дренажному отверстию.
При повороте потока пара на 180о, при входе во внутреннею трубу сепаратора также развивается центробежная сила, отбрасывающая капли влаги вниз.
В сепараторах инерционного типа отделение капельной влаги от потока происходит при ударе потока о решётку полос.
Вспомогательное оборудование.
Вспомогательное оборудование АЭС газодувки, насосы, арматура, измерительные приборы имеют специфические особенности, которые должны обеспечивать более высокую надежность обеспечивающие более длительный срок работы без профилактики. Обеспечивающие исключение утечки радиоактивного газа. Повышенную стойкость к коррозии. Насосы безсальниковой конструкции, должны обеспечивать высокую герметичность.
Вся арматура выполняется с сильфонным уплотнением штока.
Вся измерительная аппаратура имеет так же свои конструктивные особенности, обеспечивающие более высокую точность и надёжность.
Компоновка оборудования АЭС.
Основные требования к компоновке оборудования:
1.Простота технологической схемы обеспечивающая прямые и короткие трубопроводы, магистрали водяные и газовые. Трассы кабелей
2.Удобство и простота обслуживания, удобный доступ ко всем агрегатам.
3.Хорошее освещение.
4. Компактное расположение агрегатов
5. Вентиляция обеспечивающая быстрое и захватывающие все объёмы здания.
6. Повышенная жёсткость фундамента.
7. Должны быть предусмотрены транспортные передвижные устройства, обеспечивающие дезактивацию помещений своим оборудованием и приспособлениями.
Вопросы техники безопасности на АЭС.
Вопросам техники безопасности на АЭС отводится крайне большое внимание. Безопасность персонала АЭС и населения прилегающих к её территории районов обеспечивается системой мероприятий, предусматриваемых проектирование АЭС и выборе площадки для её строительства. Максимальная допустимая радиоактивность воды и степень загрязнения водоёмов регламентируются «Санитарными правилами перевозки, хранения, учёта и работы с радиоактивными веществами», утверждёнными Главным санинспектором России.
Этими правилами установлены временные пределы допустимых уровней излучения.
Система биологической безопасности и дозиметрического контроля АЭС, принятая для АЭС АН России строго контролируется вышестоящими органами.
Основными источниками радиоактивных загрязнений на АЭС являются вода контура охлаждения реактора и азот, заполняющий графитовую кладку.
Активность выбрасываемого воздуха в атмосферу определяется активностью аргона.
Жестко проверяется на допустимые дозы активности вода с её долгоживущими сухими остатками натрия, марганца, кальция и другими составляющими
Радиоактивный воздух из надреактного пространства разбавляется в общей вентиляционной системе, пока активность не упадёт до допустимой нормы.
Выбрасываемая радиоактивная вода проходит обработку в специальном цехе, подвергаясь выдержке, разбавлению и очистке примесей включая выпаривание.
Сбрасываемая вода первого контура имеет малую активность и содержит короткоживущие изотопы. Она подвергается выдержке и разбавлению. Время выдержки составляет 10-15суток. За этот период радиоактивность снижается до допустимой нормы питьевой воды и спускается в канализацию. В частности в здании АЭС АН России имеется 28 вентиляционных систем вентиляции воздуха из одного помещения в другое.
Особое внимание уделено пространству над реактором, откуда радиоактивный газ может проникать в реакторный зал. Воздух между кожухом реактора и водяной защитой не вентилируется, так он является высоко радиоактивным и выброс его в атмосферу через трубу не допустим, во избежания загрязнения окружающей среды.
Имеется система дозиметрического контроля как стационарная, так и индивидуальная. Кроме этого, постоянно ведётся забор воздуха из различных помещений с проверкой его на радиоактивность в отдельных лабораториях дозиметрического контроля. Весь работающий персонал имеет карманные фотокассеты и карманные дозиметры.
При ремонте и обслуживании оборудования, вводится регламентируемое время работы персонала. При работе используются: пневмокостюмы, противогазы, перчатки, очки и другие средства индивидуальной защиты.
Производится предварительная дезактивация оборудования и мест намечаемых работ.
Для избежания выноса радиоактивности на спецодежде организуются спецсанпосты.
При выходе из зоны радиоактивности, персонал снимает защитную спецодежду, принимает душ и переодевается в чистую одежду.
Использованная одежда отдаётся в специальную прачечную или уничтожается.
Нарушения правил дозиметрического контроля может привести к непоправимым последствиям.
Мировая история эксплуатации АЭС знает много примеров, которые имели место в странах Канады, США. Франции, Англии. Югославии. Свежи ещё события Чернобыльской аварии. Все случаи приводившее к тем или сложным, а зачастую и тяжёлым последствием были причиной определённых не доработок, подчас халатности или игнорирования правил эксплуатации АЭС.
Литература.
1. Атомные энергетические станции………………… А.А. Канаев 1961 г.
2. Почти всё о цепном реакторе………………………… Л.Матвеев 1990 г.
3. Атомная энергетика…………………………… А.П. Александров 1978 г.
4. Энергия будущего……………………………………А И.Проценко 1985 г.
5. Экономика электроэнергетики …………………… Фомина 2005 г.
