WWW.REFERATCENTRAL.ORG.UA - Я ТУТ НАВЧАЮСЬ

... відкритий, безкоштовний архів рефератів, курсових, дипломних робіт

ГоловнаДПЮ, Військова справа → Ядерні аварії - Реферат

Ядерні аварії - Реферат


Реферат на тему:
Ядерні аварії
ВСТУП
Ядерна енергетика бере свій початок з першої у світі атомної електростанції, яка була споруджена в колишньому СРСР під керівництвом І.В. Курчатова і введена до експлуатації 27 червня 1954 року (м. Обнінськ Калузької області).
Сьогодні в Україні працює 4 АЕС, які забезпечують понад 40 % валового виробництва електроенергії в країні. Україна, де відсутні великі нафто-газові родовища, а вугілля, яке добувається в східних регіонах з великих глибин і має велику собівартість навряд, чи колись зможе відмовитись від атомної енергетики як досить стабільного енергоджерела.
Але серед техногенних джерел надзвичайних ситуацій і аварій найбільшу небезпеку за тяжкістю ушкоджень, масштабами та тривалістю дії ушкоджуючих факторів є радіаційні катастрофи.
За час існування ядерної енергетики виникло більше 300 значимих аварій, їх наслідки в основному не виходили за межі самих ядерних об'єктів. Проте були випадки, коли наслідки аварій носили поширений і навіть глобальний характер.
Враховуючи потенційну небезпеку ядерних об'єктів для навколишнього середовища, оволодіння основами знань про атомну енергетику, ядерні аварії та їх наслідки необхідне фахівцям різних професійних груп, включаючи і медичних працівників.
ЗАГАЛЬНА ХАРАКТЕРИСТИКА ЯДЕРНО-ПАЛИВНОГО ЦИКЛУ ТА ЯДЕРНИХ РЕАКТОРІВ.
Ядерно-паливний цикл характеризує послідовність операцій з радіоактивними матеріалами, що використовуються в ядерній енергетиці, і складається з таких технологічних процесів і відповідних їм об'єктів, як:
" видобування, подрібнення і концентрування уранової руди - уранові рудники збагачувальні фабрики;
" вилучення урану із уранової руди та його збагачення ізотопом з масовим числом 235 - радіохімічні підприємства;
" перетворення урану в паливо і виготовлення термовиділяючих паливних елементів (твелів) - підприємства атомного машинобудування;
" використання паливних елементів у ядерних реакторах;
" виділення з відпрацьованого палива накопиченого плутонію, невикористаного урану та інших радіонуклідів, які застосовуються в різних галузях виробництва (наука, техніка, медицина, тощо) - радіохімічні заводи;
" регенерація палива і виготовлення паливних елементів (твелів) - радіохімічні підприємства та підприємства атомного машинобудування;
" перевезення свіжого і відпрацьованого ядерного палива, радіоактивних матеріалів та відходів - спеціалізовані транспортні підприємства;
" зберігання палива, радіоактивних матеріалів та відходів - тимчасові сховища на окремих підприємствах та постійні сховища на пунктах захоронення радіоактивних відходів.
Слід відзначити, що в Україні, як в багатьох інших країнах світу, немає повного (замкнутого) ядерно-паливного циклу. Проте окремі елементи його функціонують. До них відносяться: видобування, подрібнення і збагачення уранової руди (уранові рудники), використання ядерного палива (енергетичні та дослідницькі реактори), зберігання відпрацьованого палива (сховища), перевезення свіжого та відпрацьованого палива і радіоактивних відходів (спеціальні транспортні підприємства), зберігання радіоактивних відходів (пункти їх захоронення) та деякі інші.
Підприємства по видобуванню та переробці уранових руд знаходяться в Дніпропетровській, Кіровоградській та Миколаївській областях.
Переробка уранових руд з метою отримання окису-закису урану проводиться на спецкомбінаті в м. Жовті Води.
До особливостей уранодобування та переробки слід віднести те, що всі відходи цього технологічного процесу є радіоактивними і представляють певну небезпеку в плані забруднення навколишнього середовища. В урановій руді крім природного урану міститься також торій-232 та продукти їх радіоактивного перетворення, в тому числі радіоактивний газ радон.
Атомна електростанція є одним з підприємств ядерного паливного циклу.
Ядерний реактор - це фізичний пристрій, у якому здійснюється керована ланцюгова реакція ядерного поділу з виділенням і відведенням теплової енергії. Основною частиною ядерного реактора є активна зона, в якій певним чином розташовані тепловиділяючі елементи з ядерним паливом, сповільнювач нейтронів та нейтронно-поглинаючі стержні, за допомогою яких здійснюється управління ланцюговою реакцією ядерного поділу. Для відведення тепла від тепловиділяючих елементів через активну зону безперервно прокачується теплоносій.
Як ядерне паливо у більшості реакторів використовується уран - природний чи збагачений ізотопом з масовим числом 235. Ступінь збагачення знаходиться в межах від десяток часток проценту до декількох процентів. Природний уран складається із трьох ізотопів: U238, U235 та U234 з їх відсотковим вмістом: 99,284; 0,711 і 0,0055 % відповідно. Серед них тільки уран-235 має здатність поділяться під дією теплових нейтронів. Його відсоток у суміші ізотопів урану можна збільшити методами газодифузійного розподілу ізотопів або із застосуванням спеціальних ультрацентрифуг. Уран із збагаченням по U235 до 20 % має назву - низькозбагачений уран. При збагаченні у діапазоні 3-5 % уран є енергетичним, оскільки він слугує паливною сировиною для енергетичних реакторів діючих АЕС. Уран з 20 % та більшим вмістом U235 класифікується як високозбагачений уран. Він використовується, в основному, у складі тепловиділяючих елементів (ТВЕЛів) усіх корабельних ядерних реакторів і реакторів-розмножувачів на швидких нейтронах, а також реакторів, які виробляють тритій і в завантаженні деяких дослідницьких реакторів. І, нарешті, уран, що збагачений по U235 більше за 90 % - є так званим збройовим ураном.
У зв'язку з тим, що металевий уран при взаємодії з водою і повітрям займається, для виготовлення ТВЕЛів використовують оксид урану (IV) (UO2). У ТВЕЛах оксид урану (IV) знаходиться у оболонках з цирконію, нержавіючий сталі чи спеціальних сплавах. Це запобігає контакту палива з теплоносієм та виходу у нього продуктів поділу. ТВЕЛи виготовляють у вигляді стержнів, трубок або пластинок, які зібрано у касети і мають назву тепловиділяючі складання.
У реакторах, що працюють на повільних нейтронах, необхідно зменшувати енергію, яка утворюється внаслідок поділу нейтронів (до енергії меншій за 1 еВ). Для цього між ТВЕЛами розташовують сповільнювач. В якості сповільнювача використовують матеріали з низьким атомним номером (наприклад, графіт, легку і важку воду та інші), а також органічні сполуки.
Реактори, що працюють на швидких нейтронах, не мають сповільнювача, так як експлуатація їх базується на поділі урану під впливом швидких нейтронів (з енергією більшою за 100 кеВ).
Потужність реактора, який працює на повільних нейтронах, регулюється за допомогою керуючих стержнів. Ці стержні містять матеріали, які поглинають нейтрони (наприклад, карбід бору). При введенні таких стержнів в активну зону кількість нейтронів, що беруть участь у поділі, зменшується, а відповідно знижується і потужність реактору. Крім цього, в реакторі є стержні аварійного захисту, якімістять в собі речовини, що добре поглинають нейтрони. При вводі їх в активну зону відбувається зупинка реактору.
Для відводу тепла від ТВЕЛів застосовують всілякі системи охолодження реактору. Теплоносіями можуть бути вода (легка або важка), гази (гелій, азот, діоксид вуглецю), рідкі метали (натрій) та деякі інші речовини.

 
 

Цікаве

Загрузка...