На головну

АЕС з водо-водяними енергетичними реакторами з водою під тиском

  1.  II. Технологічні трубопроводи з умовним тиском до 10 МПа
  2.  РЕЧОВИНИ, що ізолюються з досліджуваних ОБ'ЄКТІВ настоювання З ВОДОЮ З наступним діалізом.
  3.  Взаємодія з іншими енергетичними структурами
  4.  Взаємодія солей з водою, в результаті якого утворюються кислота (або кисле сіль) і підстава (або основна сіль), називається гідролізом солей.
  5.  Водойм та підземних вод
  6.  Екологічний стан водойм України

Водо-водяний енергетичний реактор (ВВЕР) - найпоширеніший тип реактора для АЕС. Це легководні корпусні реактори на теплових нейтронах, в яких вода є сповільнювачем і теплоносієм. Вода знаходиться під тиском, тому не кипить, циркулюючи через реактор і парогенератор. Утворений в парогенераторі пар по другому контуру потрапляє в турбіну. Розміри активних зон водо-водяних реакторів вельми помірні, що дозволяє розташовувати їх в міцних корпусах, які беруть на себе тиск теплоносія. В реакторах цього типу застосовуються стрижневі тепловиділяючі елементи (твели) з паливом з діоксиду урану і покриттям з цирконієвих сплавів. Збагачення урану ураном-235 становить 3-4%. Російські реактори ВВЕР-440 та ВВЕР-1000 мають активні зони, виконані з набору шестигранних касет. У реакторі ВВЕР-1000 активну зону становить 151 касета з розміром під ключ 238 мм, в кожній з яких знаходиться 317 твелів. Зовнішній діаметр корпусу 4,5 м, висота 10,8 м.

АЕС З уран-графітовими канальними реакторами (РБМК, або РБМК)

Реактор розміщується в залізобетонній шахті на спеціальній опорної конструкції. Навколо нього, зверху і знизу, розташована біологічний захист (Захист від іонізуючого випромінювання). Реактори цього типу працюють на теплових нейтронах, як сповільнювач використовується графіт, а як теплоносій - звичайна вода.

Малюнок Е.2 - Схема РБМК

Активну зону реактора заповнює графітова кладка (Тобто певним чином складені блоки графіту розміром 25x25x50 см) циліндричної форми. По всій висоті зроблені вертикальні отвори (рис. Е.2). У них поміщають металеві труби, звані каналами (Звідси назва «канальний»). В канали встановлюють або конструкції з паливом (ТВЕЛ - тепловиділяючих елемент), або стрижні для управління реактором. перші називаються паливними каналами, другі - каналами управління і захисту. Діаметр активної зони сучасного peaктора РБМК близько 12 м, висота 7 м. В активній зоні знаходиться, як правило, 1 693 paбочіх каналу, що містять близько 200 т урану.

Ядерним паливом в реакторі РБМК (реактор великої потужності, канальний) служить діоксид урану із збагаченням урану-235 до 2-2,4% в трубках з корозійностійких цирконієвих сплавів діаметром 13,6 мм. Змонтовані в тепловидільних збірках (ТВС) 18 трубок з паливом поміщають в вертикально розташований канал, по якому прокачується охолоджуюча вода, що перетворюється в пар безпосередньо в реакторі. Кожен канал є самостійною герметичній конструкцією. Управління реактором здійснюється зануренням у канал стрижнів, що поглинають нейтрони (для цієї мети використовуються такі матеріали, як кадмій, бор, европий). Чим глибше такий стрижень входить в активну зону, тим більше нейтронів поглинається, отже, число ядер, що діляться зменшується, енерговиділення падає. Сукупність відповідних механізмів називається системою управління і захисту (СУЗ).

До кожного паливному каналу знизу підводиться вода, яка подається в реактор спеціальним потужним насосом, - він називається головний циркуляційний насос (ГЦН). Омиваючи ТВС, вода закипає, і на виході з каналу утворюється пароводяна суміш. Вона надходить в барабан-сепаратор (БС) - Апарат, що дозволяє відокремити (сепарувати) сухий пар від води. Відокремлена вода прямує головним циркуляційним насосом назад в реактор, замикаючи тим самим контур «реактор - барабан-сепаратор - ГНЦ - реактор ». Він називається контуром багатократної примусової циркуляції (КМПЦ). Таких контурів в РБМК два.

Теплоносій знаходиться в замкнутомуконтурі, ізольованому від зовнішнього середовища, виключаючи скільки-небудь значущу радіаційне забруднення. Це підтверджується дослідженнями радіаційної обстановки навколо АЕС як самими службами станцій, так і контролюючими органами, екологами, міжнародними організаціями.

Потужність більшості реакторів РБМК складає 1000 МВт. Перевагою цього реактора є можливість без зупинки, в процесі експлуатації, виконувати щодобовий заміну двох-п'яти ТВС. Недолік реактора РБМК - велика розгалуженість системи контуру багаторазової примусової циркуляції: 22 розподільних колектора, 836 нижніх водних комунікацій, 836 пароводних комунікацій, 4 барабана-сепаратора і т. П Крім цього, в реакторах цього типу існує тільки один бар'єр, який запобігає витік радіоактивних речовин за межі АЕС, - оболонки твелів.

Для гетерогенних уран-графітових ядерних реакторів мінімальну необхідну кількість природного урану становить близько 45 т, а графіту (сповільнювач і відбивач) - 450 т (передбачається, що уран і графіт не містить домішок, активно поглинають нейтрони).

Фізико-хімічні основи ядерних реакцій. Створення ядерного реактора стало можливим завдяки зробленому в 1939 р німецькими вченими О. Ганом і Ф. Штрассмана відкриття ділення ядер урану-235 під дією нейтронів будь-якої енергії. Ядра всіх важких елементів відносяться до категорії подільних, т. Е. Здатних розділитися під дією нейтронів, що знаходяться в ядерному реакторі. Однак ланцюгова реакція поділу може бути здійснена лише за наявності в ядерному реакторі нуклідів, які здатні ділитися під дією нейтронів з довільної кінетичної енергією. До таких нуклідів відносяться уран-235, уран-233, плутоній-239 і плутоній-241. З них лише уран-235 зустрічається в природі, а плутоній-239 і уран-233 - штучні, вони утворюються в ядерному реакторі (в результаті захоплення нейтронів ядрами урану-238 і торію-232 з двома наступними бета-розпадами).

При розподілі ядра важкого елемента утворюються дві приблизно рівні частини (осколки), що представляють собою ядра нових елементів. Відштовхуючись друг від друга, вони розлітаються в протилежні сторони, набираючи значну по атомних масштабах енергію - близько 170 МеВ. Кількість утворилися нових нейтронів значно перевищує кількість поглинених нейтронів, при цьому виникають так звані запізнілі нейтрони. Основна кількість нейтронів, що утворюються при діленні (більше 99%), випускається негайно після поділу ядра (т. Н. Миттєві нейтрони). Запізнілі ж нейтрони (менше 1%) випускаються через деякий час (близько 0,1 с) при радіоактивному розпаді деяких типів ядер, які є продуктами поділу ядер вихідного важкого елементу. Тільки завдяки запізнілих нейтронів можливо здійснювати управління ланцюговою реакцією поділу в ядерному реакторі.

Принцип роботи. Схема роботи атомної електростанції з двоконтурним водо-водяним енергетичним реактором показана на малюнку Е.3.

Малюнок Е.3 - Схема атомної електростанції

На малюнку Е.3 показана схема роботи атомної електростанції з двоконтурним водо-водяним енергетичним реактором. Енергія, що виділяється в активній зоні реактора, передається теплоносія першого контуру. Далі теплоносій надходить в теплообмінник (парогенератор), де нагріває до кипіння воду другого контуру. Отриманий при цьому пар надходить в турбіни, обертаючі електрогенератори. На виході з турбін пар надходить в конденсатор, де охолоджується великою кількістю води, що надходить з водосховища. При цьому забирається вода має природну температуру, а надходить назад у водойму - приблизно на 10 ° С вище. Існують суворі нормативи по температурі нагріву, які додатково посилюються з урахуванням місцевих екосистем, але так зване «теплове забруднення» водойми є, ймовірно, найбільш значущим екологічними збитками від атомних електростанцій. Цей недолік не є принциповим і непереборним. Щоб уникнути його, поряд з водоймами-охолоджувачами (або замість них) використовуються градирні. Вони являють собою величезні споруди у вигляді конічних труб великого діаметру. Охолоджуюча вода, після нагрівання в конденсаторі, подається в численні трубки, розташовані всередині градирні. Ці трубки мають невеликі отвори, через які вода витікає, утворюючи всередині градирні «гігантський душ». Падаюча вода охолоджується за рахунок атмосферного повітря і збирається під градирнею в басейні, звідки забирається для охолодження конденсатора. Над градирнею в результаті випаровування води утворюється біла хмара.

Компенсатор тиску являє собою досить складну і громіздку конструкцію, яка служить для вирівнювання коливань тиску в контурі під час роботи реактора, що виникають за рахунок теплового розширення теплоносія.

Крім води, в різних реакторах як теплоносій можуть застосовуватися також розплави металів: натрій, свинець, евтектичних сплав свинцю з вісмутом і ін. Використання жидкометаллических теплоносіїв дозволяє спростити конструкцію оболонки активної зони реактора (на відміну від водяного контуру, тиск в жідкометалліческім контурі не перевищує атмосферний), позбутися від компенсатора тиску.

Загальна кількість контурів може змінюватися для різних реакторів, схема на малюнку приведена для реакторів типу ВВЕР. Реактори типу РБМК використовує один водяний контур.

відходи. До радіоактивних відходів (РАВ) відносяться не підлягають подальшому використанню речовини в будь-якому агрегатному стані, матеріали, вироби, обладнання, об'єкти біологічного походження, газоподібне середовище, грунт, а також породи, руди і відходи збагачення і вилуговування руд, в яких вміст радіонуклідів перевищує рівень , встановлений нормативними правовими актами. До РАО відносять і відпрацювали свій ресурс або пошкоджені радіонуклідні джерела - речовини, що містять один або декілька радіонуклідів, укладені в оболонку або зафіксовані іншим способом в обсязі або на поверхні будь-якого матеріалу.

Відпрацьоване ядерне паливо (ВЯП) - опромінені тепловиділяючі елементи, вилучені з реактора після їх відпрацювання, в деяких країнах (США, Швеція, Канада, Іспанія, Фінляндія) відносять до категорії РАВ та в подальшому не переробляють. У Росії частину ВЯП не підлягає подальшому використанню та, отже, є РАО, а частина надходить на переробку для вилучення з нього ряду складових.

Сукупність усіх видів діяльності, пов'язаних зі збором, транспортуванням, переробкою, зберіганням і захороненням РАВ, називається зверненням з радіоактивними відходами.

Витягнуте з активної зони реактора відпрацьоване ядерне паливо в тепловидільних збірках зберігають в басейні витримки на АЕС протягом 5-10 років для зниження в них тепловиділення і розпаду короткоживучих радіонуклідів. Цією операцією, обов'язкової для всіх АЕС, завершується паливний цикл реактора.

Подальші операції з відпрацьованим ядерним паливом в Росії мають два напрямки: безпосереднє поховання в якості відходів (поки забезпечується довгострокове зберігання), реалізуючи схему разомкнутого ядерного паливного циклу, і переробка ВЯП для вилучення матеріалів, що діляться (плутоній-239, уран-235) і паливної сировини (уран-238) для повторного використання - схема замкнутого ядерного паливного циклу.

Переробка (репроцессінг) ВЯП полягає в добуванні урану, накопиченого плутонію і фракцій осколкових елементів (96% ВЯП - це уран-235 і уран-238, близько 1% - плутоній, 2-3% - радіоактивні осколки поділу). В результаті радиохимической переробки відпрацьованого ядерного палива утворюється великий об'єм РАВ, тому багато країн (США, Канада, Швеція, Іспанія) орієнтуються на довгострокове (до 50 років) зберігання ВЯП, що дає можливість підготуватися до остаточного захоронення. Основна маса ВЯП розміщується в сховищах на майданчиках АЕС або централізованих сховищах. Розрізняють т. Н. «Мокре» зберігання (в басейнах витримки під водою) і «сухе» (в середовищі інертного газу або повітря в контейнерах або камерах).

Утворені високоактивні рідкі РАВ спочатку випарюють (до 3,0-4,5 м3 на 1 т ВЯП), а потім піддаються осклування, т. е. переводяться в твердий стан. Ємності з осклованими відходами після охолодження поміщаються в сталеві пенали, які герметично заварюють і встановлюють у тимчасове сховище з регульованим теплоотводом. Контрольований тепловідвід необхідно вести 20 і більше років перед остаточним захороненням РАВ.

Найскладніший процес - захоронення РАВ, т. Е. Розміщення радіоактивних відходів у сховищі без подальшого вилучення. Надійність ізоляції РАВ у таких сховищах або могильниках повинна бути забезпечена на сотні, а іноді і тисячі років.




 РОЗРАХУНОК І ОЦІНКА 1 сторінка |  РОЗРАХУНОК І ОЦІНКА 2 сторінка |  РОЗРАХУНОК І ОЦІНКА 3 сторінка |  РОЗРАХУНОК І ОЦІНКА 4 сторінка |  Хабарова Є.І., Роздін І. А., Нікітіна С. В., Леонтьєва С. В., Ковальова Л. А. |  Вступ |  З урахуванням середньодобового рівня забруднення атмосфери |  Завдання до роботи |  Вступ |  Визначення загальносанітарного індексу якості |

© um.co.ua - учбові матеріали та реферати