ПЕРСПЕКТИВЫ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ

 Детский электромобиль JAGUAR

Детский электромобиль JAGUAR

Гуманитарные науки

У нас студенты зарабатывают деньги

 Дипломы, работы на заказ, недорого

 Контрольные работы

Контрольные работы

 Репетиторы онлайн по английскому

Репетиторы онлайн по английскому

Приглашаем к сотрудничеству преподователей

Приглашаем к сотрудничеству преподователей

Готовые шпаргалки, шпоры

Готовые шпаргалки, шпоры

Отчет по практике

Отчет по практике

Приглашаем авторов для работы

Авторам заработок

Решение задач по математике

Закажите реферат

Закажите реферат

Атомная и традиционная энергетика
Энергетика
ПЕРВЫЙ ПРИНЦИП ТЕРМОДИНАМИКИ
Тепловые конденсационные электрические станции
ТУРБИНЫ
КОНДЕНСАТОРЫ
ПАРОГАЗОВЫЕ УСТАНОВКИ
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ
ВОСПРОИЗВОДСТВО ЯДЕРНОГО ГОРЮЧЕГО
ПЕРСПЕКТИВЫ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ
МАГНИТОГИДРОДИНАМИЧЕСКОЕ ПРЕОБРАЗОВАНИЕ ЭНЕРГИИ
ТЕРМОЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ ГЕНЕРАТОРЫ
ЭЛЕКТРОХИМИЧЕСКИЕ ГЕНЕРАТОРЫ
ГЕОТЕРМАЛЬНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ
ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ВОДНОЙ ЭНЕРГИИ ЗЕМЛИ
НЕТРАДИЦИОННЫЕ ИСТОЧНИКИ
Солнечные электростанции
ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ЭНЕРГИИ
ВРЕДНОЕ ВОЗДЕЙСТВИЕ НА ОРГАНИЗМ

Доля атомной энергетики в производстве электроэнергии в перспективе будет возрастать. Мнения ведущих специалистов в различных странах сильно расходятся в отношении количественной оценки перспектив развития атомной энергетики.

Реакторы, работающие на медленных нейтронах: водо-водяные, кипящие водяные, газографитовые, уран-графитовые, тяжеловодные и др., не позволяют наиболее эффективно использовать ядерное горючее. Реакторы на быстрых нейтронах обладают возможностью воспроизводства ядерного горючего с коэффициентом воспроизводства, достигшим 1,4 и выше, и временем удвоения ядерного горючего менее 10 лет. Но все же это время пока велико. Требуется 8—10 лет, чтобы получить плутоний, необходимый для построения аналогичного реактора на быстрых нейтронах.

Один из важных вопросов ядерной энергетики состоит в выборе природного или обогащенного урана. В СССР применяется обогащенный уран, так как это позволяет лучше использовать ядерное горючее — более полно его выжигать — и осуществлять более широкий выбор конструкционных материалов, замедлителей нейтронов и теплоносителей.

Назовем основные преимущества атомной энергетики:

1) АЭС почти не зависят от месторасположения источников сырья вследствие компактности ядерного топлива и легкой его транспортировки. Однако для охлаждения АЭС необходим мощный источник воды (морской или пресной);

2) сооружение мощных энергетических блоков имеет благоприятные перспективы, так как один реактор может дать электрическую мощность около 2 ГВт;

3) малый расход горючего не требует загрузки транспорта;

4) АЭС практически не загрязняют окружающую среду.

НАДЕЖНОСТЬ АЭС

В связи с широким строительством АЭС возникают естественные вопросы безопасности их работы и возможных вредных влияний на человека и, в первую очередь, влияний радиоактивных излучений. Радиоактивное излучение опасно для людей, в больших дозах оно может вызвать заболевание и даже смерть.

Воздействие радиоактивного излучения на живые организмы в настоящее время достаточно хорошо изучено (табл. 8.1). Исследованиями установлено, что последствия ионизирующего излучения мощными дозами в течение относительно короткого времени более ощутимы, чем при «хроническом» облучении небольшими дозами в течение длительного времени. Ионизирующее облучение человека оказывает соматическое (от греческого слова, означающего «тело») и генетическое действия. Длительное хроническое облучение может повысить статистическую вероятность заболевания раком и другими болезнями.

Действию ионизирующего излучения, так называемого естественного радиационного фона, подвергается каждый живой организм в течение жизни. Источники, создающие естественный радиационный фон, разделяются на внешние и внутренние. Внешние—это источники, находящиеся вне человека, а внутренние—это источники, заключенные в нем самом. Общая доза радиации, получаемая человеком за год от естественного радиационного фона, составляет около 100 мБэр (1 мЭв). Кроме воздействия радиационного фона люди подвергаются действию радиации от искусственных источников, интенсивность которых возрастает. Максимальная доза радиации, которую человеческий организм может безболезненно выдержать, точно не установлена.

Таблица 8.1.

Следует учесть, что мБэр — это единица излучения, которая оказывает на человека такое же биологическое действие, как облучение в 1 рентген.

При этом под рентгеном понимается единица экспозиционной дозы рентгеновского излучения. Один рентген (2,58-10-4 Кл/кг) — это такая доза рентгеновского излучения или гамма-излучения, при которой в 1 г воздуха поглощается энергия, равная 87,7 эрг; в 1 мл мягких тканей человека — 96 эрг. Если от радия массой 1 г на расстоянии 1 м поместить 1 г воды или 1 г мягкой ткани человека, то за 1 ч вода и ткани получат дозу около 1 Р. При медицинском рентгеновском обследовании часть тела человека получает дозу 0,15 Р, а при лечении рентгеновскими лучами (рентгенотерапия) тело человека получает дозу от 1 до 10Р.

Исследования биологического воздействия радиоактивного излучения показали, что знание абсолютного количества поглощаемой веществом энергии недостаточно для того, чтобы объяснить наблюдаемые биологические изменения. При этом большое значение имеет плотность ионизации, т. е. количество ионов, возникающих при облучении в единице объема вещества. Поэтому для измерения радиоактивных излучений ввели коэффициент, названный относительной биологической эффективностью данного вида излучения, и понятие дозы, эквивалентной с точки зрения биологического воздействия.

Получая ежегодную дозу естественного фона 100 мБэр, человек, не связанный с источниками излучения профессионально, получает к 70 годам дозу примерно 7 бэр, однако за последние годы эта доза у всего населения повысилась за счет искусственных источников в среднем на 30—40%.

Это объясняется увеличением суммарной экспозиционной дозы в связи с широким использованием излучающих промышленных изделий, например телевизоров, а также с периодическими обследованиями с помощью рентгеноскопии.

Доза естественного облучения в разных местах планеты и разных городах различна. Например, в Лондоне эта доза составляет 67 мБэр/год, а в Абердине— 106 мБэр/год. Еще больше различаются дополнительные дозы за счет естественных строительных материалов: в кирпичных домах—30 мБэр/год, в домах, сооруженных из гранита,— 150 мБэр/год. В некоторых районах земли поверхностные слои почвы содержат до 10% фтора. Так, в Индии из-за этого, в штате Керала уровни облучения достигают 2000 мБэр/год. Важнейшим источником естественного внутреннего облучения являются радиоактивные элементы, входящие в состав мышц человеческого тела. Доза облучения, обусловленная этим фактором, составляет около 20 мБэр/год. Сэр Джон Хилл, глава английской программы ядерной энергетики, в своей лекции отметил, что супруги, предпочитающие спать вместе, получают за счет внешнего облучения, исходящего от партнера, дополнительную дозу 1 мБэр/год.

В результате поглощения в атмосфере космическое излучение достигает поверхности земли сильно ослабленным, обусловленная им доза облучения составляет на уровне моря около 28 мБэр/год. На больших высотах экранирующий эффект атмосферы снижается и, например, в Мексике (2500 м над уровнем моря) космическое излучение примерно вдвое больше, чем на уровне моря.

При многочасовом полете на авиалайнере дополнительная доза составляет примерно 3 мБэр за время полета.

Предполагается, что когда мощность АЭС в нашей стране достигнет 200 млн. кВт, дополнительная доза облучения населения составит менее 0,01% от облучения за счет естественной радиации. Такая небольшая доза облучения даже полезна, так как человек всегда жил и развивался в условиях радиации.

Для того чтобы АЭС не вызывали слишком больших излучений, необходимо выполнять требования безопасности. Понятие безопасности включает в себя несколько аспектов:

1) безопасность обслуживающего персонала;

2) отсутствие распространения радиоактивности в атмосферу и воду;

3) обеспечение безаварийной работы реакторов станций;

4) переработка и хранение радиоактивных отходов.

 Для выполнения требований безопасности прежде всего необходимо произвести надлежащий выбор места строительства АЭС. Так, согласно последним решениям, их нельзя размещать ближе чем на 180—200 км от крупных городов. На определенном расстоянии от станции должна проходить санитарно-защитная зона, запрещенная для проживания, район строительства должен быть безопасен в сейсмическом отношении. Главное здание станции в соответствии с требованиями безопасности разделяется на зоны строгого и свободного режима. В зоне строгого режима на обслуживающий персонал могут воздействовать зараженные воздух и поверхности технологического оборудования и приборов. Зона строгого режима, в свою очередь, разделяется на помещения, где персонал может присутствовать постоянно, и помещения, куда во время работы реактора вход строго воспрещен. В зоне свободного режима радиации нет. Обе зоны изолированы одна от другой и попасть в зону строгого режима можно только через санитарный отсек. Создание таких зон направлено на то, чтобы уберечь людей от воздействия продуктов радиоактивного распада и осколков деления не только при нормальной эксплуатации, но и в случаях так называемых проектных аварий.

Для задержки радиоактивности, излучаемой при работе реактора, устанавливается несколько защитных барьеров:

кристаллическая решетка топлива, которой поглощаются радиоактивные продукты деления и превращения тяжелых ядер;

металлическая оболочка тепловыделяющих элементов (твэлов);

корпус реактора и система циркуляции теплоносителя (первого контура);

железобетонные или металлические защитные оболочки, предотвращающие распространение радиоактивности при нарушении прочности корпуса реактора или контура с теплоносителем.

Построенные и строящиеся АЭС с водо-водяными реакторами мощностью 1000 МВт снабжаются защитными оболочками. Здесь предусматривается кольцевой бак биологической защиты и газгольдер с высокой трубой, через которую выбрасывается воздух из помещений. Высота трубы рассчитана так, что радиоактивные ядра успевают частично распасться, прежде чем достигнут поверхности земли (при нормальной работе станции в атмосферу попадает лишь небольшое количество газообразных и летучих элементов типа криптона, ксенона, йода). На АЭС протекает самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов. При этом масса ядерного топлива должна быть не менее некоторого определенного значения, но топливо «выгорает» и коэффициент размножения делящихся нейтронов постепенно (хотя и медленно) уменьшается. Для компенсации этого эффекта в реактор загружают несколько больше топлива, чем это необходимо. Безопасность работы при этом обеспечивают подвижные компенсирующие стержни, поглощающие нейтроны деления. Однако если по ошибке стержни окажутся поднятыми, начнется неуправляемый «разгон мощности». Тогда начинает действовать аварийная защита, включающая сначала сигнализацию, а затем мгновенно вводящая в активную зону дополнительные аварийные стержни. Чтобы исключить самопроизвольный пуск реактора, в систему первого контура вводится борная кислота, активно поглощающая нейтроны.

Максимальная проектная авария предусматривает мгновенный разрыв главного трубопровода первого контура. Давление в контуре теплоносителя резко уменьшится и мгновенно закипит вода, которая в эксплуатационных условиях нагрета до 300°С. Аварийная защита, вступив в действие, понизит мощность реактора, но теплота в активной зоне будет по-прежнему выделяться и если ее не отводить (из-за разрушения системы охлаждения), то могут расплавиться оболочки твэлов.

Хотя теоретически аварии на АЭС маловероятны, тем не менее за период с 1971 по 1985 г. в 14 странах мира случалась 151 авария разной степени сложности и с разными, в том числе с тяжелыми, исходами для людей и окружающей среды.

Авария 26 апреля 1986 г. на четвертом блоке Чернобыльской АЭС в СССР привела к тяжелым последствиям. В результате аварии погибли 28 человек и нанесен ущерб здоровью многих людей. Разрушение РБМК (реактора большой мощности канального типа) привело к радиоактивному  загрязнению территории около 1 тыс. км2. Выведены из строя сельскохозяйственные угодья, остановлена работа предприятий, а из 30-километровой зоны от центра аварии выселено несколько десятков тысяч человек. Авария на Чернобыльской АЭС произошла из-за ряда допущенных работниками этой станции грубых нарушений правил эксплуатации реакторной установки. Вследствие несоблюдения персоналом технологического регламента эксплуатации реактор попал в опасное нерасчетное состояние.

По плану реактор нужно было вывести в ремонт, и перед его остановкой администрация решила провести испытание турбогенератора в режиме совместного выбега с нагрузкой собственных нужд. Однако руководители станции не подготовились к эксперименту должным образом, не обеспечили должный контроль и надлежащих требований безопасности.

Авария на Чернобыльской АЭС показала необходимость конкретных мер по усилению безопасности атомный станций. Здесь прежде всего необходимо дальнейшее повышение технологической надежности в период эксплуатации, своевременный демонтаж и консервация станций по исчерпании ими ресурса основного оборудования (средний срок службы АЭС примерно 30 лет), изыскание более совершенных способов захоронения, складирования и применения радиоактивных отходов.

В связи с чернобыльской аварией, которая хотя и является очень крупной и тяжелой, но отнюдь не приостанавливающей дальнейшее развитие атомной энергетики, разрабатывается ряд международных мер для предотвращения аварий и уменьшения их возможных последствий. К таким мерам относится разработка механизмов для своевременного оповещения о выбросах радиоактивных элементов за пределы национальной территории, получение информации об уровне радиоактивности в странах, возможных дополнительных технических мерах на ядерных установках.

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ