WWW.REFERATCENTRAL.ORG.UA - Я ТУТ НАВЧАЮСЬ

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

ГоловнаДПЮ, Військова справа → Аварії на АЕС і радіаційно небезпечних об’єктах, їх медико-тактична характеристика - Лекція

Аварії на АЕС і радіаційно небезпечних об’єктах, їх медико-тактична характеристика - Лекція

Основними місцями зосередження радіоактивних відходів на сьогоднішній день є:

  • АЕС (70 тис. м3);

  • уранодобувна та переробна промисловість (65,5 млн. т);

  • зона відчуження АЕС (1,1 млрд. м3).

Основна маса радіоактивних відходів (85-90%), накопичених в Україні, є середньо- та низькоактивними. Високоактивні в основному накопичуються на проммайданчиках АЕС у спеціальних сховищах.

Будова, принципи роботи та класифікація ядерних реакторів

Ядерний реактор – це фізичний пристрій, у якому здійснюється керована ланцюгова реакція ядерного поділу з виділенням і відведенням теплової енергії.

У переважній більшості існуючих ядерних реакторів для підтримання ланцюгової реакції поділу ядер атомі в палива використовуються повільні (теплові) нейтрони. Проте, вже існують ядерні реактори, які працюють і на швидких нейтронах.

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.

В якості ядерного палива використовується природний уран, збагачений ізотопом з масовим числом 235. Ступінь збагачення складає декілька відсотків (максимально до 6%).

До сповільнювачів відносяться речовини, які в значній мірі зменшують енергію, а одночасно і швидкість нейтронів (графіт, легка і важка вода та інші).

Регулюючі стержні та стержні аварійного захисту містять в собі речовини, що добре поглинають нейтрони (бор, кадмій та інші).

Теплоносіями можуть бути вода (легка або важка), гази (гелій, азот, діоксид вуглецю), рідкі метали (натрій) та деякі інші речовини.

За своїм призначенням ядерні реактори поділяються на дослідницькі, експериментальні та енергетичні.

На сьогоднішній день у ядерній енергетиці використовується п'ять основних модифікацій реакторів, що працюють на повільних нейтронах і один тип реактора-розмножувача на швидких нейтронах.

Основні типи ядерних енергетичних реакторів

Тип реактора

Теплоносій

Сповільнювач

Реактори, що працюють на повільних нейтронах

ВВЕР

Легка вода під тиском

Легка вода

Легка вода кипляча

Легка вода

Газ

Графіт

Важка вода

Важка вода

РВПК

Легка вода

Графіт

Реактори, що працюють на швидких нейтронах

ШН

Рідкий метал

Відсутній

На вітчизняних АЕС найбільш широкого застосування набули водоводяні енергетичні реактори (ВВЕР), в яких як теплоносієм, так і сповільнювачем є легка вода, і реактори великої потужності канальні (РВПК), де теплоносієм служить легка вода, а сповільнювачем – графіт.

Принципова відміна цих двох типів реакторів полягає ще і в тому, що в реакторі типу ВВЕР теплоносій прокачується через всю активну зону і під тиском знаходиться весь корпус реактора, а в реакторах типу РВПК теплоносій циркулює по робочих каналах і тільки вони знаходяться під тиском. В зв'язку з цими особливостями теплозйому реактори першого типу прийнято називати корпусними, а реактори другого типу – канальними.

На Чорнобильській АЕС використовувались уран-графітові реактори РВПК-1000, на одному з яких і сталася аварія.

Реактор РВПК –1000 розміщується в бетонній шахті висотою 25,5 м і діаметром 21,6 м. Графітове мурування циліндричної форми виконує роль уповільнювача нейтронів. Його маса становить 1700 т. Для герметизації реакторного простору графітове мурування з боків оточується легким циліндричним металевим кожухом, а згори і знизу – масивними стальними плитами, які забезпечують також кріплення графіту і є компонентом біологічного захисту реактора. Графітове мурування складається з окремих, зібраних у колони, блоків з вертикальними циліндричними отворами, що пронизують його на всю висоту. Ці отвори являють собою технологічні канали, всього їх 1693. Поряд з ними існують ще 211 каналів системи управління і аварійного захисту.

Верхня та нижня частини технологічних каналів виготовлені з нержавіючої сталі, центральна – зі сплаву ніобію з цирконієм. В кожному такому каналі розміщується касета з 36-ма тепловиділяючими елементами (твелами), які представляють собою цирконієві трубки , всередині яких знаходиться диоксид урану у вигляді пігулок. Загальна висота активної зони реактора становить 7,0 м, діаметр – 11,5 м. Теплоносієм є звичайна вода, яка підводиться знизу до кожного технологічного каналу. Піднімаючись догори і омиваючи твели, вона нагрівається та частково випаровується. Далі пароводяна суміш трубопроводами відводиться до сепараторів, звідки відокремлена пара подається на турбіну. Після цього пара конденсується і повертається знову в реактор. Температура теплоносія становить 280°с при тиску -65 атм.

Для ослаблення потоку гама-нейтронного випромінювання навколо реактора існує біологічний захист: залізобетонна конструкція товщиною 2-3 м (для ослаблення гама-випромінювання) та кільцеподібний водяний резервуар (для ослаблення нейтронного випромінювання).

2. Коротка характеристика радіонуклідів, особливості їх біологічної дії

Ядерні реактори є генераторами величезної кількості штучних радіонуклідів, які за своїм походженням поділяються на продукти ядерного поділу (ПЯП), продукти наведеної активності (ПНА) та ізотопи трансуранових елементів (ІТЕ).

Продукти ядерного поділу виникають у процесі розщеплення ядер урану або плутонію під дією нейтронів. До них відносяться близько 200 радіоактивних ізотопів 35 хімічних елементів, що знаходяться в середині таблиці Д.І.Менделєєва – від цинку (порядковий номер 30) до гадолінію (порядковий номер 64). ПЯП є, як правило, бета- і гама-випромінювачами. Періоди їх напіврозпаду знаходяться в межах від кількох секунд до десятків років.

Продукти наведеної активності (ПНА) з'являються при опроміненні нейтронами елементів конструкції активної зони, теплоносія, що циркулює через неї. До ПНА відносяться близько 400 радіонуклідів, які, як і ПЯП, є, в основному, бета- і гама-випромінювачами з періодами напіврозпаду від секунд до десятків і тисяч років.

Ізотопи трансуранових елементів (ІТЕ) виникають при опроміненні урану-238 повільними нейтронами. До ІТЕ відносяться близько 60 радіонуклідів, які в переважній більшості є альфа-випромінювачами з великими періодами напіврозпаду.

Таким чином, під час роботи ядерного реактора в ньому утворюється близько 700 різних радіонуклідів.

Науковий комітет з дії атомної радіації Організації об'єднаних націй (НКДАР ООН) вважає, що головне значення в опроміненні людей мають тільки 20 радіоізотопів 14 хімічних елементів. Це або тритій, вуглець-14, магній-54, залізо-55, криптон-85, стронцій-89,стронцій-90, цирконій-95, рутеній-103, рутеній-106, йод-131, цезій-134, цезій-137, барій-140, церій-141, церій-144, плутоній-238, плутоній-239, плутоній-241, америцій-241. З цього переліку можна виділити 8 радіонуклідів, вклад кожного з яких в ефективну еквівалентну дозу перевищує 1%. До них відносяться водень-3, вуглець-14, цезій-137, стронцій-90, цирконій-95, рутеній-103, йод-131, церій-144.

При ядерній аварії реактора радіоактивні викиди можуть складатись із двох компонентів:

  • газоаерозольного, до складу якого входять леткі радіонукліди (радіоізотопи криптону, ксенону, йоду, цезію і телуру);

  • паливного у виді дрібнодисперсного пилу, до складу якого входять радіонукліди з високою температурою кипіння (радіоізотопи молібдену, цирконію, церію, плутонію і в значній мірі стронцію).

Співвідношення цих компонентів залежить від ступеню перегрівання палива і механічного руйнування активної зони реактора. Слід зауважити, що в процесі постійного розпаду радіонуклідів, які надійшли в оточуюче середовище, утворюються та накопичуються нові (дочірні) радіонукліди. В свою чергу, це приводить до відповідних змін радіонуклідного складу забруднення об'єктів навколишнього середовища.

Оскільки до складу аварійних викидів ядерних реакторів входять як нетривкі радіонукліди (періоди напіврозпаду до 15 діб), так і тривкі (періоди напіврозпаду більше 15 діб), то з часом кількість нетривких значно зменшуватиметься в порівнянні з тривкими. А тому зі збільшенням періоду, що пройшов з моменту аварії, дози опромінення формуватимуться в основному за рахунок тривких радіонуклідів.

Основні радіонукліди, що потрапили у довкілля внаслідок аварії на Чорнобильській АЕС, та їх дозоформуюча роль у різні терміни після аварії

Loading...

 
 

Цікаве