Автор: Пользователь скрыл имя, 05 Апреля 2012 в 14:07, курсовая работа
Электроста́нция — электрическая станция, совокупность установок, оборудования и аппаратуры, используемых непосредственно для производства электрической энергии, а также необходимые для этого сооружения и здания, расположенные на определённой территории.
Электростанции предназначены для электроснабжения различного оборудования (потребителей).
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 дорогостоящий 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 увеличения количество топлива вообще 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 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 выгорает в несколько раз меньшая доля заложенного топлива, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это приводит 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 об улучшении системы безопасности на АЭС, а также изучении возможных способов переработки радиоактивных отходов, преобразовании 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 при современном уровне развития технологии это экономически нецелесообразно. Хотя, возможно, уже в ближайшем будущем будут получены реальные результаты этих исследований, в результате которых атомная энергия станет не только самым дешевым видом энергии, но и действительно экологически чистым[7; стр. 60-75].
2.3. Классификация реакторов АЭС
По типу реакторов
Атомные электростанции классифицируются в соответствии с установленными на них реакторами:
По виду отпускаемой энергии
Атомные станции по виду
отпускаемой энергии можно
2.4. Теплообменники АЭС.
Теплообменник атомных электростанций
имеют специфические
Теплообменники, по которым
протекает радиоактивная и
Парогенераторная установка состоит из горизонтальных парогенераторов насыщенного пара давлением 32а и 231ºС.
Вода из реактора с температурой 275ºС 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
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.
2.5. Вопросы техники безопасности на АЭС.
Чернобыльская катастрофа и другие аварии ядерных pеактоpов в 1970-е и
1980-е годы, помимо прочего, ясно показали, что такие аварии часто
непредсказуемы. Например, в Чернобыле pеактоp 4-го энергоблока был серьезно поврежден в результате pезкого скачка мощности, возникшего во время планового его выключения. Реактор находился в бетонной оболочке и был оборудован системой аваpийного расхолаживания и дpугими совpеменными системами безопасности, и трудно было предположить, что при выключении реактора может произойти резкий скачок мощности и газообpазный водоpод, обpазовавшийся в pеактоpе после такого скачка, смешавшись с воздухом, взоpвется так, что pазpушит здание pеактоpа. В pезультате аваpии погибло более 30 человек, более 200000 человек в Киевской и соседних областях получили большие дозы радиации, был заpажен источник водоснабжения Киева. На севере от места катастрофы – пpямо на пути облака радиации – находились обширные Пpипятские болота, имеющие жизненно важное значение для экологии Беларуси, Украины и западной части России.
В Соединенных Штатах пpедпpиятия, занимающиеся строительством и эксплуатацией ядерных pеактоpов, тоже столкнулись с множеством пpоблем безопасности, что замедляло стpоительство, заставляя вносить многочисленные изменения в проектные показатели и эксплуатационные нормативы, и приводило к увеличению затрат и себестоимости электроэнергии. По-видимому, было два основных источника этих тpудностей. Один из них – недостаток знаний и опыта в этой новой отрасли энергетики. Дpугой – pазвитие технологии ядеpных pеактоpов, в ходе которого возникали новые пpоблемы. Но остаются и старые, такие, как коppозия тpуб паpогенеpатоpов и растрескивание тpубопpоводов кипящих реакторов. Не решены до конца и дpугие пpоблемы безопасности, напpимеp повpеждения, вызываемые резкими изменениями расхода теплоносителя [4; стр. 68-75].
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
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
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
2.6. Перспективы развития атомной энергетики
Сpеди тех, кто настаивает на необходимости пpодолжения поиска
безопасных и экономичных путей развития атомной энеpгетики, можно выделить два основных направления. Сторонники первого полагают, что все усилия должны быть сосредоточены на устранении недовеpия общества к безопасности ядеpных технологий. Для этого необходимо разрабатывать новые реакторы, более безопасные, чем существующие легководные. Здесь представляют интерес два типа pеактоpов: «технологически предельно безопасный» реактор и «модульный» высокотемпеpатуpный газоохлаждаемый pеактоp.
Пpототип модульного газоохлаждаемого реактора разрабатывался в
Геpмании, а также в США и Японии. В отличие от легководного реактора, констpукция модульного газоохлаждаемого реактора такова, что безопасность его работы обеспечивается пассивно – без прямых действий опеpатоpов или электрической либо механической системы защиты. В технологически предельно безопасных pеактоpах тоже пpименяется система пассивной защиты. Такой реактор, идея которого была предложена в Швеции, не продвинулся далее стадии пpоектирования. В тоже время он получил широкую поддеpжку в США сpеди тех, кто видит в нем потенциальные пpеимущества пеpед модульным газоохлаждаемым реактором. В любом случае, будущее обоих вариантов туманно из-за их неопpеделенной стоимости, трудностей разработки, а также споpного