ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Контрольная работа по энергетике greatships.ru:club vulkan net отзывы - жизнь! Устраните препятствия и отправляйтесь к своей цели!
ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
  • СОЗДАНИЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
  • ЭФФЕКТИВНЫЙ КОЭФФИЦИЕНТ РАЗМНОЖЕНИЯ
  • НЕЙТРОННЫЙ ПОТОК
  • УСТРОЙСТВО РЕАКТОРА
  • ОТВОД ТЕПЛОТЫ В РЕАКТОРЕ
  • ТЕМПЕРАТУРНЫЙ РЕЖИМ
    ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО ЭЛЕМЕНТА
  • УПРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРОМ РЕГУЛИРОВАНИЕ
    МОЩНОСТИ РЕАКТОРА
  • АКТИВНАЯ ЗОНА В ПРОЦЕССЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ
  • ОСНОВЫ РАДИАЦИАННЫЙ БЕЗОПАСНОСТИ
  • МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ К ПРОВЕДЕНИЮ
    ПРАКТИЧЕСКИХ ЗАНЯТИЙ
  • Изменение нейтронного потока во времени
  • Мощность и кампания реактора
  • Контрольная работа № 1
  • Контрольная работа № 2
  •  

    ОСНОВЫ РАДИАЦИАННЫЙ БЕЗОПАСНОСТИ

    ПРОБЛЕМА БЕЗОПАСНОСТИ ЯЭУ

    Обеспечению безопасности ЯЭУ придается особое значение. Это объясняется тем, что в процессе работы в ядерном реакторе накапливается большое количество радиоактивных продуктов деления (в реакторе тепловой мощностью 3000 МВт суммарная активность продуктов деления достигает 1019 Бк, или 1010 Ки), становятся радиоактивными теплоноситель и другие материалы, расположенные как в самой активной зоне, так и вблизи нее, образуются радиоактивные отходы и, наконец, реактор является мощным источником ионизирующего излучения. Все это представляет собой потенциальную опасность для людей и окружающей среды. Поэтому все специфические вопросы обеспечения безопасности АЭУ или АЭС связаны с радиационной безопасностью.

    Безопасность ЯЭУ — это способность обеспечить защиту обслуживающего персонала и населения от радиационного воздействия, а защиту окружающей среды - от загрязнения радиоактивными веществами в пределах допустимых норм как при ее нормальной эксплуатации, так и в аварийных режимах [3, 7, 14].

    Для защиты от ионизирующего излучения реактор и технологические контуры ЯЭУ окружаются мощной биологической защитой, за пределами которой создаются безопасные условия работы персонала. Предусматриваются специальные меры безопасности при обращении с радиоактивными отходами. проститутки москвы

    Необходимыми условиями надежной и безаварийной работы ЯЭУ являются качественное выполнение систем и устройств, обеспечивающих нормальную эксплуатацию ЯЭУ, повышение контроля качества оборудования при его изготовлении, монтаже и ремонте, проведение наблюдения и периодического контроля в процессе эксплуатации за состоянием металла и оборудования, и прежде всего за корпусом реактора, местами его соединения с патрубками и трубопроводами контура циркуляции теплоносителя, сварными соединениями трубопроводов; выполнение комплекса профилактических противоаварийных мероприятий по всем технологическим системам ЯЭУ, наличие в ЯЭУ и АЭС надежных и эффективных предохранительных устройств и защит, проведение специальных противоаварийных мероприятий как на территории АЭС, так и на окружающей местности.

    В условиях нормальной эксплуатации ЯЭУ или АЭС выходу радиоактивных продуктов в окружающую среду препятствует несколько защитных барьеров: топливная композиция в ТВЭЛ, удерживающая продукты деления там, где они образовались, герметичная оболочка ТВЭЛ, герметичный контур циркуляции теплоносителя, который удерживает продукты деления, поступившие в него из негерметичных ТВЭЛ, и, наконец, герметичные ограждения реакторной установки, например герметичные боксы с оборудованием, которые удерживают продукты деления при нарушении герметичности контура циркуляции теплоносителя. На случай нарушения защитных барьеров на АЭС предусмотрены локализующие устройства, предотвращающие распространение радиоактивных веществ в окружающую среду: защитные оболочки, системы охлаждения и снижения давления в помещениях.

    До тех пор, пока в активной зоне обеспечен достаточный теплосъем, до 98 % радиоактивных веществ удерживается в ТВЭЛ. Значительный выход этих веществ в контур циркуляции теплоносителя возможен только в тех случаях, когда ядерное топливо сильно перегрето и происходит частичное расплавление оболочек ТВЭЛ и самого топлива, а это происходит только тогда, когда энерговыделение в активной зоне превышает теплоотвод из нее. Аварийные режимы работы ЯЭУ, при которых это возможно, сводятся к двум характерным ситуациям: внезапное повышение энерговыделения при неизменном теплоотводе и внезапное ухудшение теплоотвода при постоянной мощности. Рост энерговыделения выше допустимого является ядерной аварией, а ухудшение теплоотвода - аварией, связанной с отказом оборудования и потерей теплоносителя. Первая ситуация возникает в результате бесконтрольного увеличения реактивности (например при заклинивании регулирующих стержней СУЗ или невозможности ввода их в активную зону), резкого изменения температуры и состава теплоносителя и т. д. Основные причины внезапного ухудшения теплоотвода - отключение ГЦН или газодувок, разгерметизация контура охлаждения с истечением теплоносителя, уменьшение проходного сечения для теплоносителя в параллельных каналах активной зоны из-за разрушения каких-либо узлов внутрикорпусных устройств, в результате чего возможна полная или частичная закупорка отдельных каналов.

    Сохранность других защитных барьеров, и прежде всего герметичности контура циркуляции теплоносителя препятствует дальнейшему распространению радиоактивных веществ. В этом случае после извлечения поврежденных негерметичных ТВЭЛ теплоноситель (вода) очищается с помощью байпасных фильтров.

    Наиболее серьезные аварии в ЯЭУ - это аварии с потерей теплоносителя (АПТ) при разгерметизации трубопроводов контура охлаждения реактора, включая мгновенный разрыв самого крупного трубопровода с двусторонним истечением теплоносителя из разрыва. Следует отметить, что сразу же после разрыва реактор немедленно автоматически останавливается путем сброса стержней аварийной защиты. Например, в реакторах типа ВВЭР это делается по сигналу уменьшения давления в контуре. Аварии, связанные с разгерметизацией трубопроводов, сопровождаются значительной или полной потерей теплоносителя в контуре. Ситуация еще более усугубляется, если одновременно происходит обесточивание ЯЭУ. В результате резко ухудшается охлаждение активной зоны, возможно повреждение ТВЭЛ и расплавление топлива из-за остаточного тепловыделения. Попавшие в теплоноситель радиоактивные продукты могут через разрыв проникнуть в помещение АЭС. Пар, образующийся при истечении вскипающего теплоносителя из разрыва, вызывает повышение давления в боксах и под защитной оболочкой ЯЭУ. Если эти помещения локализации будут разрушены, то газообразные продукты деления попадут в окружающую среду. Хотя вероятность разрыва самого крупного трубопровода контура охлаждения реактора оценивается очень маленькой величиной — один случай на 106 реакторо-лет, при проектировании АЭС такой разрыв рассматривается как максимальная проектная авария (МПА), и все защитные и локализующие устройства на АЭС рассчитываются на предотвращения МПА или локализацию ее последствий. Следует отметить, что большие разрывы сосудов давления, таких как корпус реактора или ПГ, обычно не рассматриваются при оценке безопасности ЯЭУ (кроме реактора ACT). Это связано с тем, что требования высокого качества, предъявляемые к корпусам на стадии проектирования, изготовления и эксплуатации, а также постоянный контроль за состоянием их металла обусловливают пренебрежимо малую вероятность разрыва этих корпусов [3, 7, 14].

    ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ И НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

    В нашей стране основными нормативными документами, определяющими условия работы при воздействии ионизирующих излучений, являются: «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности» ОСПОРБ-99, регламентирующие требования по обеспечению радиационной безопасности, и «Нормы радиационной безопасности НРБ-99, определяющие уровни воздействия ионизирующих излучений на организм человека. Эти документы периодически перерабатываются и утверждаются Минздравом. На основании их разрабатываются ведомственные и отраслевые Правила, «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (БП-О88/97) ПНАЭГ-011-97», «Правила ядерной безопасности атомных электростанций (ПБЯРУАС-89) ПНАЭГ -1-024-90», «Правила ядерной безопасности атомных электростанций ПБЯ-04-74 с изменением №1, утвержденным постановлением Госатомнадзора от 27.12.99 № 6».

    В действующих в настоящее время нормативных документах положены в основу следующие основные принципы: непревышение установленного основного дозового предела; исключение всякого необоснованного облучения; снижение дозы облучения до минимально возможного уровня. При определении основных дозовых пределов в НБР-99 установлены три категории облучаемых лиц: категория А - персонал; категория Б - ограниченная часть населения, т. е. отдельные лица, проживающие вблизи предприятия с источниками излучения и которые могут подвергаться воздействию ионизирующего излучения от этих источников или от сбросов и выбросов радиоактивных веществ, применяемых на предприятии; категория В - население в целом.

    Основным дозовым пределом для лиц категории А является предельно допустимая доза (ПДД), для лиц категории Б - предел дозы (ПД); облучение всего населения (категории В) не нормируется. По отношению ко всему населению основной принцип радиационной защиты сводится к необходимости ограничить уровни возможного облучения.

    При внешнем облучении всего тела или облучении наиболее радиочувствительных органов (красный костной мозг, гонады) годовые значения ПДД и ПД установлены равными 50 и 5 мЗв/год соответственно. Риск, связанный с облучением ПДД, не превышает риска смерти от профессиональных причин на нетрадиационных производствах с низкой степенью опасности работ, а риск смерти от ПД соответствует риску смерти от таких редких природных явлений, как наводнение или землетрясение.

    Отметим, что индивидуальные дозы облучения персонала АЭС повсеместно существенно ниже ПДД и, как отмечалось выше, 10 мЗв/год, а фактическое облучение населения, проживающего около АЭС, из-за выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду оказывается в несколько десятков раз меньше, чем допустимые уровни, установленные НРБ -99. Поэтому в санитарных правилах ОСПОРБ-99 введены новые ПД для населения, проживающего около АЭС, которые ужесточены в 20 раз по сравнению с ПД в НРБ-76.

    В соответствии с ПНАЭГ-03-33-93 для каждой АЭС предусматриваются санитарно-защитная зона (СЗЗ) и зона наблюдения (ЗН). В СЗЗ (обычно радиусом 3 - 5 км вокруг промышленной площадки АЭС) возможно облучение выше ПД, поэтому в пределах этой зоны запрещается проживание населения. Внутри ЗН (до 20 - 30 км от АЭС) облучение может достигнуть ПД.

    Для предотвращения облучения населения при чрезвычайно маловероятном событии - аварии на АЭС с выходом радиоактивных продуктов деления в окружающую среду, промышленная площадка АЭС электрической мощностью 440 МВт и выше должна располагаться не ближе 25 км от городов с населением 0,3 млн человек и не ближе 40 км от городов с населением 1 млн человек и более.

    Для обеспечения радиационной безопасности ЯЭУ или АЭС необходимо проведение радиационного технологического, дозиметрического и радиационного контроля внешней среды. К первому виду относится контроль за источниками излучений, источниками образования радиоактивных отходов и возможными путями распространения радиоактивных нуклидов. Ко второму виду относится контроль за радиационной обстановкой на АЭС или ЯЭУ и индивидуальный дозиметрический контроль персонала (определение уровня облучаемости персонала). Третий вид - контроль за радиационной обстановкой внешней среды, окружающей АЭС в пределах зоны наблюдения.

    Основной задачей радиационного технологического контроля является определение состояния активной зоны и герметичности оболочек ТВЭЛ - первого защитного барьера, препятствующего попаданию в теплоноситель радиоактивных продуктов деления. По измерению концентрации продуктов деления в теплоносителе можно оценить степень разгерметизации оболочек ТВЭЛ и прогнозировать состояние активной зоны в процессе эксплуатации. Допустимое по проекту количество дефектных ТВЭЛ в реакторах типа ВВЭР и РБМК составляет 1 % - с дефектами типа газовой неплотности и 0,1 % от числа ТВЭЛ – среды, окружающей АЭС.

    Кроме того в задачу радиационного технологического контроля входит наблюдение за активными продуктами коррозии в теплоносителе и отложениями на поверхностях оборудования — основными источниками излучения на АЭС, определяющих радиационную обстановку и уровень облучаемости персонала в условиях нормальной эксплуатации. Все виды контроля осуществляются службой радиационной безопасности АЭС с помощью специальной дозиметрической и радиометрической аппаратуры [14].

    КОМПЛЕКС СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ И ЗАЩИТЫ ЯЭУ

    Комплекс систем безопасности представляет собой совокупность приборов и устройств, предназначенных для поддержания состояния ЯЭУ или АЭС в предусмотренных безопасных пределах, а если эти пределы нарушены, то для уменьшения последствий аварий. Этот комплекс условно можно разделить на две группы: средства предупреждения аварии и средства ограничения масштаба аварии [3, 7].

    К средствам предупреждения аварии относится многоканальная система контроля нейтронно-физических и теплотехнических параметров активной зоны и САЗ. Система контроля параметров регистрирует период реактора, распределение плотности потока нейтронов по активной зоне и в отражателе, уровень радиоактивности в помещениях АЭС и вне ее, температуру топлива и теплоносителя (например в реакторе ВВЭР-1000 — на входе в каждую ТВС и выходе из неё), расход и давление теплоносителя в каждой из петель, расход, давление и температуру рабочего тела во втором контуре, тепловую мощность ЯЭУ в целом, уровень воды в компенсаторе объема, ПГ или барабанах-сепараторах, наличие электропитания для работы ГЦН. К средствам предупреждения аварии относятся также следующие системы: контроля герметичности оболочек ТВЭЛ, контроля целостности технологических каналов в реакторе РБМК, контроля металла и оборудования, надежного электропитания на собственные нужды, а также другие системы, предупреждающие об отклонении работы АЭС от нормального режима или предотвращающие развитие аварии. В случае отклонения любого из перечисленных выше параметров за допустимые пределы, а также обесточивания ГЦН система контроля вырабатывает управляющий электрический импульс, вызывающий быстрый ввод стержней аварийной защиты, остановку реактора и введение в действие соответствующей противоаварийной системы, например при обесточивании ГЦН — автоматическое подключение ГЦН к независимому источнику питания — внешней электрической сети или к резервному дизель-генератору. Время запуска последнего до момента приема нагрузки составляет около 20 с. В течение этого времени ГЦН обычно работают за счет инерции маховых масс.

    Одно из основных условий обеспечения безопасности ЯЭУ или АЭС — надежное электропитание собственных нужд, так как возможен аварийный режим полного обесточивания станции. Все потребители АЭС по допустимости перерыва в электропитании по условиям безопасности делятся на четыре группы. К первой группе относятся приводы СУЗ, системы питания контрольно-измерительных приборов и автоматики, аварийное освещение. Потребители этой группы практически не допускают обесточивания. Ко второй группе относятся потребители, требующие обязательного электропитания после срабатывания аварийной защиты реактора. Сюда входят все механизмы, обеспечивающие расхолаживание реактора. Здесь допускается перерыв в электропитании на несколько десятков секунд. Безопасность ЯЭУ обеспечивается потребителями первых двух групп. Для них кроме обычного электроснабжения от сети собственных нужд дополнительно предусматривается система надежного электропитания. К ней относятся: аккумуляторные батареи, дизель-генераторы, являющиеся одним из важнейших элементов системы безопасности ЯЭУ, основные и резервные секции распределительных устройств и щитов, основные и резервные трансформаторы, система автоматического ввода резервного электропитания.

     К средствам ограничения масштаба аварии относятся аварийные системы расхолаживания, защитные оболочки с различными системами снижения давления в них, система фильтров для улавливания радиоактивных продуктов деления и т. д. Эти средства предназначены для ограничения масштаба аварии с потерей теплоносителя. Они выполняют следующие функции:

    1) остановку реактора – прекращение процесса деления, что резко снижает выделение теплоты в активной зоне; 2) аварийное охлаждение активной зоны для уменьшения выхода радиоактивных веществ из топлива в боксы и другие помещения ЯЭУ или АЭС; 3) сбор и удаление радиоактивных веществ после аварии из помещений АЭС; 4)предотвращение выхода радиоактивных веществ в окружающую среду, для чего сооружаются герметичная защитная оболочка или герметичные боксы; 5) охлаждение помещений АЭС и объема под защитной оболочкой для предотвращения повышения давления в них выше допустимого предела.

    ВОПРОСЫ ДЛЯ САМОПРОВЕРКИ

    1. В каких единицах измеряется активность радионуклидов?

    2. Каковы источники поступления радиоактивных загрязнений в помещения АЭС, атмосферу и водный бассейн?

    3. Что такое поглощенная доза радиоизлучения, в каких единицах она измеряется?

    4. Что такое экспозиционная доза радиоизлучения, в каких единицах она измеряется?

    5. Что такое эквивалентная доза радиоизлучения, в каких единицах она измеряется?

    6. В чем состоит биологическое действие радиоизлучения?

    7. Что такое допустимая мощность дозы и предельнодопустимое поступление радионуклидов в организм человека?

    8. Как обеспечивается защита персонала АЭС от радиоактивного облучения?

    9. В чем состоит проблема переработки и захоронения радиоактивных отходов АЭС?

    10. На каких физических принципах основаны приборы для измерения радиоактивности?

    Впервые возможность получения электроэнергии из ядерного топлива была реализована в нашей стране в 1954 г. пуском первой в мире АЭС мощностью 5 МВт в г. Обнинске. С тех пор энергетика прошла огромный путь становления, совершенствования и развития.

    АЭС России дают в настоящее время более 18 % всей производимой в стране электроэнергии. Подсчитано, что остановка всех АЭС России потребует выделение ежегодно дополнительно не менее 100 млн т органического топлива.

    Возлагать надежды на развитие ГЭС и ТЭЦ с использованием органического топлива не следует, поскольку физические объемы и занимаемые площадки под устройства очистки дымовых газов примерно соизмеримы с теми, которые требуются под техническое обслуживание основной технологии.

    Расчеты показывают, что эксплуатация одного энергоблока мощностью 1000 МВт на АЭС вместо угольной ТЭС той же мощности позволяет:

    - избежать годовых выбросов 4700 т серы, 26 т оксидов серы, и оксидов азота;

    - сберечь 3000 т кислорода, затраченного на горение органического топлива.

    Все вышеизложенное в главах лекций показывает, что удовлетворение потребностей в энергии лежит на пути развития АЭС. Этот путь включает в себя следующие направления:

    - увеличение единичной мощности реактора;

    - унификация оборудования;

    - совершенствования топлива;

    - частичная перезагрузка топлива без остановки реактора;

    - улучшение конструкции и качества изготовления ТВЭЛ и всей активной зоны;

    - увеличение глубины выгорания топлива и повышение коэффициента воспроизводства;

    - размещение всего радиоактивного контура в специальной камере, сооруженной из предварительно напряженного железобетона, и многие другие усовершенствования.

     Все они будут способствовать снижению стоимости энергии, вырабатываемой  на АЭС, повышению надежности и безопасности эксплуатации АЭС при соблюдении жестких требований ядерной радиационной безопасности ЯЭУ и защиты окружающей среды от ионизирующего излучения.

    АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ (АЭС)