С данным автором приятно иметь дело. Спасибо в очередной раз!
Информация о работе
Подробнее о работе
Радиационно опасные объекты
- 18 страниц
- 2017 год
- 37 просмотров
- 0 покупок
Гарантия сервиса Автор24
Уникальность не ниже 50%
Фрагменты работ
Во всем мире стремительно растут энергозатраты. Производство электроэнергии удваивается каждые 10-15 лет. Мировые запасы нефти и газа могут быть исчерпаны за 50 лет. Запасы твердых топлив также не безграничны. После нефтяного кризиса 60-х годов, когда цена на нефть подскочила в 15 раз, начался интенсивный поиск альтернативных источников энергии. Но пока использование энергии ветра, волн и солнца дает неутешительные результаты.
Сегодня потребление первичных энергоресурсов на душу населения составляет в РФ 6,1 тонн условного топлива в год, в Западной Европе - 5, в США - 11 тонн. Более 75% энергии на нашей планете получается в результате переработки ископаемых топлив, при этом в атмосферу выбрасывается 21 млрд. тонн двуокиси углерода, что грозит глобальной экологической катастрофой. Единственный путь, который может отвести угрозу энергетического кризиса в настоящее время, это использование энергии атомного ядра.
В настоящее время практически во всех отраслях народного хозяйства и науки используются радиоактивные вещества и источники ионизирующего излучения. Особенно быстро развивается ядерная энергетика.
Общие сведения об энергетике России. Около 60 % электроэнергии России вырабатывается ТЭС, для чего расходуется 211 млн. тонн условного топлива, или 41 % потребляемого в России газа, 14 % нефти, 37 % угля. Специфика экономики России такова, что основные энергоресурсы расположены в восточных регионах, а 70 % производства и потребления электроэнергии - в европейской части страны, и на доставку энергоносителей расходуется около 20 % всего добываемого топлива. При выработке электроэнергии ТЭС в атмосферу выбрасывается огромное количество золы и ядовитых газов - порядка 70 млн. тонн, и это наносит природе ущерб, суммарная стоимость которого сравнима, а иногда и превышает стоимость полученной электроэнергии. АЭС в этом отношении имеют неоспоримое преимущество - ни золы, ни газообразных выбросов.
Несколько слов о физических основах ядерной энергетики. Зависимость энергии связи частиц ядра (нуклонов) от массового числа такова, что превращение элементов конца периодической системы в более лёгкие должно сопровождаться выделением ядерной энергии. В конце 1938 г. при изучении процессов, происходящих при облучении урана нейтронами, было установлено, что изотоп урана , захвативший медленный нейтрон, претерпевает следующее ядерное превращение: тяжелое ядро разрывается на две примерно одинаковые части, которые разлетаются в стороны под действием электростатических сил отталкивания. Эти части (осколки) являются - радиоактивными ядрами, и после ряда радиоактивных превращений они становятся ядрами элементов с М=70 - 160, Z=30 - 100. При этом выделяется энергия порядка 200 Мэв. Энергия, выделяемая при делении всех ядер 1 г урана равна энергии от сжигания трёх тонн угля. Ф. Жолио - Кюри установил, что наряду с осколками образуются нейтроны в количестве 2.5 шт. (в среднем) на одно деление. Эти нейтроны, в свою очередь, могут вызывать дальнейшее деление ядер, поэтому становится возможной цепная реакция; однажды начавшись, реакция охватывает всё новые и новые ядра урана. 02.12.1942 под руководством Э. Ферми в США была впервые осуществлена управляемая цепная реакция деления в уран - графитовом реакторе. Природная смесь изотопов урана содержит 99.3% изотопа и 0.7% изотопа , процесс обогащения (с помощью диффузии, например,) является весьма трудоёмким.
Для поддержания цепной реакции необходимо, чтобы по крайней мере 1 нейтрон из образовавшихся при делении данного ядра урана был вновь захвачен другим ядром урана . Если работать на необогащённом уране, то большое количество нейтронов поглощается . Для поддержания цепной реакции в этом случае используют замедлитель нейтронов - графит или другой материал, поскольку с уменьшением энергии нейтрона вероятность захвата нейтрона ядром возрастает.
При захвате нейтрона ядром образуется радиоактивный изотоп урана , который после двух - распадов превращается в новый элемент плутоний , не существующий в природе. Плутоний также может быть использован как ядерное топливо в мирных и военных целях. Для его производства строят реакторы на быстрых нейтронах и природной смеси изотопов урана.
Различают три вида реакторов:
1. Воспроизводящие (регенеративные) реакторы, работающие на естественном уране или тории, которые производят искусственное ядерное горючее взамен расходуемого урана - 235. Для энергетических целей при этом используется тепло, получаемое в процессе развития цепной реакции.
2. Энергетические реакторы работают на достаточно чистых или обогащённых расщепляющихся материалах, они предназначены в основном для производства энергии.
3. Реакторы - размножители работают на чистом или обогащённом уране, они производят не только энергию, но и искусственное ядерное горючее в количествах, больших, чем расходуется при их работе.
Исторически первыми начали эксплуатироваться газографитные реакторы, в настоящее время они все остановлены по возрасту. Используются реакторы большой мощности канальные (РБМК), водо - водяные энергетические реакторы (ВВЭР) и реакторы на быстрых нейтронах (размножители). КПД РБМК и ВВЭР чуть больше 30 %, электрическая мощность 440 и 1000 МВт для ВВЭР, 1000 и 1500 МВт для РБМК. Оба этих реактора работают на медленных (тепловых) нейтронах (скорость нейтронов порядка тепловой скорости частиц).
ВВЭР - двухконтурный реактор, вода в нём служит и теплоносителем, и замедлителем нейтронов. В первом контуре, т.е. в активной зоне реактора, давление достигает 160 атмосфер. В парогенераторе происходит разогрев воды второго контура, из-за разности давлений вода второго контура превращается в пар и вращает турбину. Оба контура замкнутые. Для замены ядерного горючего реактор останавливают и охлаждают раз в полгода. По этой схеме работают Балаковская, Нововоронежская, Кольская и др. АЭС.
В РБМК замедлителем служит графит, теплоносителем - вода. Пар для турбины получается непосредственно в реакторе, туда же возвращается после использования в турбине. Реактор одноконтурный, топливо можно заменять, не останавливая реактора. К в абревиатуре означает канальный - теплоноситель в активной зоне РБМК движется по отдельным каналам, их в реакторе 1661, в этих же каналах размещены кассеты с ядерным топливом. Общая масса урана в реакторе - 190 тонн. В других 211 каналах перемещаются стержни - поглотители, которыми регулируется скорость реакции. РБМК имеет одну особенность, отличающую его от ВВЭР: у этого реактора при некоторых режимах работы температурный коэффициент становится положительным. Это означает, что при повышении температуры в активной зоне реактора поток нейтронов увеличивается, что вызывает дальнейшее повышение температуры, и т.д. Именно поэтому в данном реакторе среди систем обеспечения безопасности одной из самых важных является система аварийного охлаждения реактора САОР. РБМК установлены на Обнинской АЭС, Ленинградской, Курской, Смоленской, Чернобыльской.
В реакторах на быстрых нейтронах (размножителях) ни в первом, ни во втором контурах нет высокого давления. Теплоносителем служит жидкий натрий, он греется в первом контуре, передаёт тепло натрию второго контура, который нагревает воду в паровом контуре, превращая её в пар. Теплообменники изолированы от реактора. Такая станция построена на побережье Японского моря в 400 км от Токио, в курортной зоне. Тепловая мощность реактора 714 МВт.
Введение.
1. Наиболее опасные радионуклиды.
2. Радиационно-опасные объекты (РОО).
3. Основные опасности при авариях на РОО.
4. Зонирование территории вокруг РОО на этапах развития аварии.
5. Профилактика возникновения аварий на РОО.
Заключение.
реферат
«Выживание в городе, выживание на море». Яцек Е. Палкевич. Москва, «Карвет», 1992.
Форма заказа новой работы
Не подошла эта работа?
Закажи новую работу, сделанную по твоим требованиям
