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

У 1996 році виповнилось 100 років з дня відкриття А.Беккерелем явищарадіоактивності, яке А.Енштейн назвав найбільш революційною силою технічного прогресу з часів, як доісторична людина відкрила вогонь. Проте відомо, що будь-який технічний прогрес, з одного боку, приносить користь, а з іншого - небезпеку.

Значні досягнення у створенні радіаційних технологій та опанування ядерної енергії, даючи людству багато корисного, висунули ряд нових проблем. Однією з цих проблем є радіоактивне забруднення довкілля при аваріях та його негативний вплив на здоров'я населення. Хоча частота аварій при дотриманні безпеки невелика, однак вірогідність іх підвищується через те, що збільшується кількість радіаційно- і ядерно-небезпечних об'єктів.

Ядерна енергетика бере свій початок з першої в світі атомної електростанції, яка була споруджена в СРСР під керівництвом І.В.Курчатова і введена в експлуатацію 27 червня 1954 року (м. Обнінськ Калужської області).

За станом на кінець 1998 року в 33 країнах світу працювало на атомних електростанціях 440 ядерних енергетичних реактори загальною потужністю 351 ГВт і 36 реакторів загальною потужністю 28 ГВт будувалось.

У 1996 році, за даними МАГАТЕ, на долю АЕС приходилось 18% виробництва електроенергії. Це перевищує об'єм електроенергії, виробленої у світі всіма типами електростанцій за 1960 рік.

Значного розвитку ядерна енергетика досягла і в колишньому Радянському Союзі. Виходячи з даних, які наведені в таблиці 16.I, потужності, що вводились на АЕС Радянського Союзу, подвоювались кожні 5 років.

У 1985 році частка електроенергії, що вироблялась на АЕС, складала 14% сумарного виробництва електроенергії в СРСР.

Сьогодні в Україні працює 5 АЕС, які забезпечують біля 40% валового виробництва електроенергії в країні (таб.16.2).

Таблиця 16.1

Розвиток ядерної енергетики в СРСР

Роки

Потужності, що вводились

на АЕС, ГВт

1971 - 1975

1976 - 1980

1981 - 1985

7 - 8

13- 15

24 - 25

Таблиця 16.2

Атомні електростанції України

Назва станції

Кількість і тип ядерних

ревкторів

Сумарна потужність

всіх енергоблоків

ГВт

Рік пуску першого блоку АЕС

Запорізька АЕС

6 ВВЕР*

6,0

1983

Південно-Українська

2 ВВЕР

2,0

1983

Рівненська АЕС

4 ВВЕР

3,0

1980

Хмельницька АЕС

2 ВВЕР

2,0

1984

Чорнобильська АЕС

3 РВПК**

3,0

1977

*ВВЕР - водоводяні енергетичні реактори

**РВПК - реактори великої потужності канальні.

Такий значний розвиток атомної енергетики зумовлений перш за все економічними чинниками. 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.

Крім економічних існують також екологічні причини. Теплові електростанції є найпотужнішими джерелами надходження в атмосферу вуглекислого газу, оксидів сірки та азоту. Крім того вони самі є радіоактивними забруднювачами довкілля. Так теплова електростанція середньої потужності (1млн. кВт/год) за рік споживає 4-5 млн. тон вугілля, в якому містяться певні концентрації радіонуклідів і зокрема урану 1-2,5 г/т вугілля, технецію 2-5 г/т вугілля.

Разом з тим серед техногенних джерел надзвичайних ситуацій й аварій найбільшу небезпеку по важкості ушкоджень, масштабам та тривалості дії ушкоджуючих факторів є радіаційні катастрофи.

Радіаційно небезпечні технології та об'єкти

ядерно-паливного циклу

Поняття "ядерно-паливний цикл" характеризує послідовність операцій з радіоактивними матеріалами у ядерній енергетиці і включає до себе такі технології і відповідні їм об'єкти, (мал. 16.1) як:

видобування, подрібнення і концентрування уранової руди - уранові рудники збагачувальні фабрики;

вилучення урану із уранової руди та його збагачування ізотопом з масовим числом 235 - радіохімічні підприємства;

перетворення урану в паливо і виготовлення паливних елементів - підприємства атомного машинобудування;

використання паливних елементів у ядерних реакторах: - атомні електростанції, атомні теплоелектроцентралі, атомні станції побутового теплозабезпечення (АСТ), атомні станції промислового теплозабезпечення, атомні надводні кораблі (АНК), атомні підводні човни, космічні апарати, дослідницькі реактори;

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 - радіохімічні підприємства та підприємства атомного машинобудування;

перевезення свіжого і відпрацьованого 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.

Мал. 16.1 Схема ядерно-паливного циклу.

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: видобуток, подрібнення і концентрування 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.

16.2 Будова, принцип 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 атомів палива використовуються повільні (теплові) нейтрони. Проте, вже є 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 нейтроно-поглинаючі стержні, за допомогою яких здійснюється управління ланцюговою реакцією ядерного поділу. Для відведення тепла від тепловидільних елементів через активну зону безперервно прокачується теплоносій.

Як ядерне паливо у більшості реакторів використовується природний уран, збагачений ізотопом з масовим числом 235 у вигляді діоксиду. Ступінь збагачення складає декілька відсотків (максимально до 6 %).

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

Таблиця 16.3

Основні типи ядерних енергетичних реакторів

Тип реактора

Теплоносій

Сповільнювач

Реактори, що працюють на повільних нейтронах

ВВЕР

РВПК

Легка вода під тиском

Легка вода кипляча

Газ

Важка вода

Легка вода

Легка вода

Легка вода

Графіт

Важка вода

Графіт

Реактори, що працюють на швидких нейтронах

ШН

Рідкий метал

Відсутній

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

Теплоносіями можуть служити вода (легка або важка), газ (гелій, азот, двоокис вуглецю), рідкий метал (натрій) та деякі інші речовини.

Класифікація ядерних реакторів. За своїм призначенням ядерніреактори 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 (табл. 16.3).

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. Основні технічні показники цих реакторів приведені в табл. 16.4

Loading...

 
 

Цікаве