Атомные электростанции

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РФ

ГОСУДАРСТВЕННОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ

ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ

ТЮМЕНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ

ИНСТИТУТ ДИСТАНЦИОННОГО ОБРАЗОВАНИЯ

Контрольная работа по дисциплине

РПС и регионалистика

Тема  «РАЗМЕЩЕНИЕ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ» 
 
 

Выполнил: Студент специальности  «Финансы и кредит» 
 
 
 
 
 

СОДЕРЖАНИЕ 

 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

1. Атомные электростанции

     Атомные электростанции (АЭС) – это по существу тепловые электростанции, которые используют тепловую энергию ядерных реакций.

     Ядерное топливо используют обычно в твердом  виде. Его заключают  в предохранительную  оболочку. Такого рода тепловыделяющие  элементы называют твэлами, их устанавливают в рабочих каналах активной зоны ректора. Тепловая энергия, выделяющиеся  при реакции деления, отводится из активной зоны реактора с помощью теплоносителя, который прокачивают под давлением через каждый рабочий канал или через всю активную зону. Наиболее распространенным теплоносителем является вода, которую тщательно очищают.

     Реакторы  с водяным теплоносителем могут  работать в водном или паровом режиме. Во втором случае пар получается непосредственно в активной зоне реактора.

     При деление ядер урана или плутония образуются быстрые нейтроны, энергия которых велика. В природном или слабообогащенном уране, где содержание ²³⁵U невелико, цепная реакция на быстрых нейтронах не развивается. Поэтому быстрые нейтроны замедляются до тепловых (медленных) нейтронов. В качестве замедлителей используют вещества, которые содержат элементы с малой атомной массой, обладающие низкой поглощающей способностью по отношению к нейтронам. Основными замедлителями являются вода, тяжелая вода, графит.

     В настоящее время наиболее освоены реакторы на тепловых нейтронах. Такие реакторы конструктивно проще и легче управляемы по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах. Однако перспективным направлением является использование реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного горючего – плутония; таким образом, может быть использована большая часть ²³⁸U.

     В России сейчас работают 10 АЭС, на которых  установлен 31 энергоблок. Их суммарная  электрическая мощность (около 23200 МВт) делится примерно поровну между двумя группами реакторов: водо-водяными (ВВЭР-440, ВВЭР-1000) и кипящими канальными водо-графитовыми (РБМК-1000, ЭГП-6). На Белоярской АЭС работает единственный в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-600.

     На  атомных станциях России используют ядерные реакторы следующих основных типов:

     РБМК (реактор большой мощности, канальный) – реактор на тепловых нейтронах, водо-графитовый;

     ВВЭР  (водо-водяной энергетический реактор) – реактор на тепловых нейтронах, корпусного типа;

     БН  – реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем.

     Проводя сравнение различных типов ядерных  реакторов, стоит остановиться на двух наиболее распространенных в нашей стране и в мире типах этих аппаратов: ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор) и РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный).

     Наиболее  принципиальные различия: ВВЭР — корпусной  реактор (давление держится корпусом реактора); РБМК- канальный реактор (давление держится независимо в каждом канале); в ВВЭР теплоноситель и замедлитель — одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится), в РБМК замедлитель — графит, а теплоноситель — вода; в ВВЭР пар образуется во втором корпусе парогенератора, в РБМК пар образуется непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину — нет второго контура. Из-за различного строения активных зон параметры работы у этих реакторов также разные.

     Для безопасности реактора имеет значение такой параметр, как коэффициент реактивности - его можно образно представить как величину, показывающую, как изменения того или иного другого параметра реактора повлияет на интенсивность цепной реакции в нем. Если этот коэффициент положительный, то при увеличении параметра, по которому приводится коэффициент, цепная реакция в реакторе при отсутствии каких-либо других воздействий будет нарастать и в конце станет возможным переход ее в неуправляемую и каскадно нарастающую - произойдет разгон реактора. При разгоне реактора происходит интенсивное тепловыделение, приводящее к расплавлению тепловыделителей, стеканию их расплава в нижнюю часть активной зоны, что может привести к разрушению корпуса реактора и выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду.

     В реакторе ВВЭР при появлении в  активной зоне пара или при повышении температуры теплоносителя, приводящего к снижению его плотности, падает количество столкновений нейтронов с атомами молекул теплоносителя, уменьшается замедление нейтронов, вследствие чего все они уходят за пределы активной зоны, не реагируя с другими ядрами. Реактор останавливается.

     В реакторе РБМК при вскипании воды или повышении ее температуры, приводящее к снижению ее плотности, уходит ее нейтронопоглощающее действие (замедлитель в этом реакторе и так уже есть, а у пара коэффициент поглощения нейтронов гораздо ниже, чем у воды). В реакторе нарастает цепная реакция, и он разгоняется, что в свою очередь, приводит к дальнейшему повышению температуры воды и ее вскипанию.

     Следовательно, при возникновении нештатных  ситуаций работы реактора, сопровождающихся его разгоном, реактор ВВЭР заглохнет, а реактор РБМК продолжит разгон с нарастающей интенсивностью, что может привести к очень интенсивному тепловыделению, результатом которого будет расплавление активной зоны реактора. Данное последствие очень опасно, так как при контакте расплавленных циркониевых оболочек с водой происходит разложение ее на водород и кислород, образующих крайне взрывчатый гремучий газ, при взрыве которого неизбежно разрушение активной зоны и выброс радиоактивных топлива и графита в окружающую среду. Именно по такому пути развивались события при аварии на Чернобыльской АЭС.

     Если  подвести итог, то реактор РБМК требует  меньшего обогащения топлива, 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.

     Схемы АЭС. Технологическая схема АЭС зависит от типа реактора, вида теплоносителя и замедлителя, а также от ряда других факторов. Схема может быть одноконтурной, двухконтурной и трехконтурной. На рисунке 1 в качестве примера представлена (1 – реактор; 2 – парогенератор; 3 – турбина; 4 – трансформатор; 5 – генератор; 6 – конденсатор турбины; 7 – конденсатный (питательный) насос; 8 – главный циркулярный насос

     

     двухконтурная схема АЭС для электростанции с реактором типа ВВЭР.

     Атомные электростанции строятся по блочному принципу как в тепломеханической, так и в электрической части.

     Ядерное топливо обладает очень высокой  теплотворной способностью (1кг ²³⁵U заменяет 2 900 т угля), поэтому АЭС особенно эффективно в районах, бедных топливными ресурсами, на пример в европейской части России.

     Перспективными  являются АЭС с реакторами на быстрых  нейтронах, которые могут использоваться для получения теплоты и электроэнергии, а также я для воспроизводства ядерного топлива.

     Применение  атомной энергии позволяет расширить энергетические ресурсы. Тем самым способствуя сохранению ресурсов органического топлива, снизить стоимость электрической энергии, что особенно важно для районов, удаленных от источников топлива, снизить загрязнение атмосферы, разгрузить транспорт, занятый перевозкой топлива, помочь в снабжение электроэнергией и теплотой производств, использующих новые технологии (например, занятых опреснением морской воды и расширением ресурсов пресной воды).

   Экологические преимущества атомной  энергии. Их много, и главные из них – несжигание в процессе производства энергии кислорода, а также отсутствие выбросов токсичных и парниковых веществ (рис. 2). Совокупность негативных клинических, санитарно-гигиенических и экологических последствий реализации любой технологии объединяется понятием ее «внешней цены», определяемой уровнем затрат на ликвидацию этих последствий. По оценкам отечественных специалистов, «внешняя цена» различных энерготехнологий может быть оценена следующими величинами (евроцент/кВт в час): уголь – 15, мазут – 4,5, газ – 3, атомная энергия – 0,2.  

2. Воздействие атомных станций на окружающую среду

   Техногенные воздействия на окружающую среду  при строительстве и эксплуатации атомных электростанций многообразны. Обычно говорят, что имеются физические, химические, радиационные и другие факторы техногенного воздействия эксплуатации АЭС на объекты окружающей среды. Наиболее существенные факторы:

• локальное механическое воздействие на рельеф - при строительстве,
• повреждение особей в технологических системах - при эксплуатации,
• сток поверхностных и грунтовых вод, содержащих химические и радиоактивные компоненты,
• изменение характера землепользования и обменных процессов в непосредственной близости от АЭС,
• изменение микроклиматических характеристик прилежащих районов.

   Возникновение мощных источников тепла в виде градирен, водоемов - охладителей при эксплуатации АЭС обычно заметным образом изменяет микроклиматические характеристики прилежащих районов. Движение воды в системе внешнего теплоотвода, сбросы технологических вод, содержащих разнообразные химические компоненты оказывают травмирующее воздействие на популяции, флору и фауну экосистем.

     Особое  значение имеет распространение  радиоактивных веществ в окружающем пространстве. В комплексе сложных вопросов по защите окружающей среды большую общественную значимость имеют проблемы безопасности атомных станций (АС), идущих на смену тепловым станциям на органическом ископаемом топливе. Общепризнанно, что АС при их нормальной эксплуатации намного - не менее чем в 5-10 раз "чище" в экологическом отношении тепловых электростанций (ТЭС) на угле. Однако при авариях АС могут оказывать существенное радиационное воздействие на людей, экосистемы. Поэтому обеспечение безопасности экосферы и защиты окружающей среды от вредных воздействий АС - крупная научная и технологическая задача ядерной энергетики, обеспечивающая ее будущее.

     Отметим важность не только радиационных факторов возможных вредных воздействий АС на экосистемы, но и тепловое и химическое загрязнение окружающей среды, механическое воздействие на обитателей водоемов-охладителей, изменения гидрологических характеристик прилежащих к АС районов, т.е. весь комплекс техногенных воздействий, влияющих на экологическое благополучие окружающей среды

     Даже  когда АЭС работает нормально, она обязательно выбрасывает изрядное количество радиоактивных изотопов (углерод-14, криптон-85, стронций-90, йод-129 и 131). Нужно отметить, что состав радиоактивных отходов и их активность зависят от типа и конструкции реактора, от вида ядерного горючего и теплоносителя. Так, в выбросах водоохлаждаемых реакторов превалируют радиоизотопы криптона и ксенона, в графитогазовых реакторах – радиоизотопы криптона, ксенона, йода и цезия, в натриевых быстрых реакторах – инертные газы, йод и цезий.