Главная страница Случайная страница
КАТЕГОРИИ:
АвтомобилиАстрономияБиологияГеографияДом и садДругие языкиДругоеИнформатикаИсторияКультураЛитератураЛогикаМатематикаМедицинаМеталлургияМеханикаОбразованиеОхрана трудаПедагогикаПолитикаПравоПсихологияРелигияРиторикаСоциологияСпортСтроительствоТехнологияТуризмФизикаФилософияФинансыХимияЧерчениеЭкологияЭкономикаЭлектроника
АЭС. Реактор. Возможные риски
|
|
Атомные электростанции используют для парообразования энергию, получающуюся при радиоактивной распаде. В качестве топлива используется обогащенная руда урана или плутоний.
Основной процесс, идущий на атомной электростанции - управляемое расщепление урана-235 или плутония, при котором выделяется большое количество тепла. Главная часть атомной электростанции - ядерный реактор, роль которого заключается в поддержании непрерывной реакции расщепления, которая не должна переходить в ядерный взрыв.
Тепло, выделяемое реактором, используется для кипячения воды и получения пара, который приводит в движение турбину атомной электростанции, вырабатывающую электричество.
Принцип действия АЭС показан на рис.1.
Рис.1. Схема АЭС.
В зависимости от вида ядерного реактора АЭС бывают одно-, двух-, трёх-контурными.
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 различают водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР), реакторы на тепловых нейтронах или реактор большой мощности канальный (РБМК) и реакторы на быстрых нейтронах (РБН). Их основные характеристики приведены в таблице 2.
Таблица 2
Основные характеристики реакторов АЭС
| 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 | |
| Количество контуров циркуляции теплоносителя | |||
| Давление пара перед турбиной, МПа | 4, 0-6, 0 | 6, 0-6, 5 | 6, 0-6, 5 |
| КПД АЭС | ≈ 30% | 30-33% | ≈ 35% |
В нашей стране и в мире наиболее распространены реакторы типа ВВЭР и РБМК. Сравнение этих реакторов приведено в таблице 3.
Таблица 3
Сравнительная таблица
| Параметр | Критерий | ВВЭР | РБМК |
| Устройство активных зон | устройство | корпусной реактор (давление держится корпусом реактора) | канальный реактор (давление держится независимо в каждом канале) |
| Теплоноситель, замедлитель | теплоноситель и замедлитель — одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится) | замедлитель — графит, а теплоноситель — вода | |
| Количество контуров | пар образуется во втором корпусе парогенератора | пар образуется в непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину — нет второго контура | |
| Коэффициент реактивности (величина, показывающая как изменения того или иного другого параметра реактора повлияет на интенсивность цепной реакции в нем). | Паровой (при наличии пара в активной зоне) | — (при появлении в активной зоне пара реактор глохнет) | + (при появлении в активной зоне пара реактор разгоняется) |
| Температуры теплоносителя | — (при повышении температуры теплоносителя реактор глохнет) | +(при повышении температуры теплоносителя реактор разгоняется) | |
| Плотности теплоносителя | — (при снижении плотности теплоносителя, (в частности, при повышении его температуры) реактор глохнет) | +(при снижении плотности теплоносителя, (в частности, при повышении его температуры) реактор разгоняется) |
Анализируя данные таблиц 2 и 3, можно сделать следующие выводы:
- реакторы ВВЭР достаточно безопасны в эксплуатации, но требуют высокообогащенного урана;
- реакторы РБМК способны использовать малообогащенное топливо или даже отработанное топливо ВВЭР-ов;
- реактор РБМК обладает лучшими возможностями по наработке делящегося материала (плутония), имеет непрерывный эксплуатационный цикл, но более потенциально опасен в эксплуатации. Степень этой опасности зависит от качества систем аварийной защиты и квалификации эксплуатационного персонала. Кроме того, вследствие отсутствия второго контура у РБМК больше радиационные выбросы в атмосферу в течение эксплуатации.
Необходимо отметить реакторы на быстрых нейтронах, так как за ними будущее производства топлива для ядерной энергетики. Данные реакторы наиболее эффективно используют ядерное топливо, но их конструкция очень сложна и пока еще малонадежна.
Какие же факторы указывают на опасность ядерных реакторов и можно ли их избежать? Конечно этих факторов очень много, но основываясь на вышесказанном, остановимся на следующих.
- Возможность аварии с разгоном реактора.
В данном случае, из-за огромного тепловыделения может произойти расплавление активной зоны реактора и попадание радиоактивных веществ в окружающую среду. Если в реакторе имеется вода, то в случае такой аварии она будет разлагаться на водород и кислород, что приведет к взрыву гремучего газа в реакторе и достаточно серьезному разрушению не только реактора, но и всего энергоблока с радиоактивным заражением местности.
Но данные аварии можно предотвратить, применив специальные технологии конструкции реакторов, систем защиты, подготовки персонала.
- Возможность радиоактивных выбросов в окружающую среду.
Достаточно использовать исправные очистные сооружения, кроме того, у атомной станции, работающей в нормальном режиме, эти выбросы меньше, чем у угольной станции, так как в угле тоже содержатся радиоактивные вещества, и при его сгорании они выходят в атмосферу.
- Необходимость захоронения отработавшего реактора.
На сегодняшний день есть множество разработок в этой области.
- Радиоактивное облучение персонала.
Необходимо соблюдать меры радиационной безопасности.
Таким образом, работа АЭС не представляет опасности при соблюдении определенных требований и условий, кроме того на любой АЭС предусмотрена система безопасности ядерных реакторов, которая постоянно совершенствуется.