Название: Экологическая безопасность - Гринин А.С.

Жанр: Экология

Рейтинг:

Просмотров: 1558

Обогащенное ядерное топливо размешается в активной зоне реактора в виде правильной решетки из связок тепловыделяющих элементов (примерно 700 шт.). ТВЭЛ - это стержень диаметром 10 мм, длиной 4 м, с оболочкой из циркония, постоянно омываемый водой. Вода выполняет роль охладителя и поглотителя нейтронов (если используется «тяжелая вода», то она только замедляет нейтроны, но не поглощает их, то есть в этом случае можно использовать природный уран. Такой тип реактора использует лишь 1% выделенной энергии).

Существуют ядерные реакторы на медленных и быстрых нейтронах. Реакторы на медленных нейтронах могут охлаждаться обычной водой, как, например, РБМК - реактор большой мощности, канальный; ВВЭР - водо-водяной реактор, либо «тяжелой» водой или газом, как, например, ВТГР - высокотемпературный с гелиевым охлаждением реактор. Реакторы на быстрых нейтронах называются реакторами-размножителями (Р-Р). Если ВВЭР использует 5% ядерного топлива, то реактор на быстрых нейтронах, например БН-600, - до 55%.

Работой реактора, то есть движением стержней в активной зоне относительно вещества, поглощающего нейтроны, управляет оператор или автоматическая система.

Реактор (рис. 5.2) имеетдва контура движения воды. В первом контуре (где обеспечивается давление 7 кПа) вода остается в жидком состоянии даже при температуре 330°С и, проходя через теплообменник (парогенератор), отдает тепло воде второго контура. Первый и второй контуры реактора надежно изолированы друг от друга. Во втором контуре реактора вода находится в парообразном состоянии, поскольку давление здесь атмосферное. Этот пар вращает турбогенератор, который вырабатывает электроэнергию.

В реакторе с гелиевым охлаждением (ВТГР) для замедления нейтронов используют графитовые блоки, а в качестве теплоносителя - углекислый газ или гелий при температуре б70°С (эти газы не допускают коррозии металла). Тепло через теплообменник передается во второй контур, где температура пара достигает 540°С.

Рис. 5.1. Принцип устройства АЭС:

1 - турбина; 2 - генератор переменного тока; 3 - бетонная защита; 4 - конденсатор; 5 - циркуляционный насос; 6 - урановые стержни; 7 - реактор; 8 - гамма-излучение, исходящее из активной зоны; 9 - замедлитель; 10 - управляющие стержни; 11 - теплоноситель; 12 - парогенератор

Рис. 5.2. Принцип действия ядерного реактора

Для аварийной остановки реактора его активная зона может быть без вмешательства оператора залита водой с поглотителем нейтронов (бор, либо отличное от воды водородосодержащее вещество) из специального водоема. Такая вода в обычном режиме не смешивается с рабочим теплоносителем, а «глушит» реактор только при резком развитии аварии. (В обычном режиме трубы с водой погружены на определенную глубину. С появлением в них пара трубы всплывают, что увеличивает производительность насосов. Если насосы не способны справиться с глушением, то активная зона реактора заливается составом из аварийного спецводоема: происходит «глушение» реактора.) Вероятность нанесения ущерба здоровью персонала АЭС в год составляет 5х10-6 от рака и 10'6 от лучевой болезни.

Для обеспечения защиты на АЭС имеется соответствующая охрана, механические препятствия, электронная охранная сигнализация, электрическое самообеспечение. Чтобы не отстать от мирового сообщества, Россия должна развивать свою атомную энергетику. Перспективы развития АЭС в России показаны в табл. 5.1.

Таблица 5.1