"аэс: за и против". Аэс особенности

Атомные электростанции

Количество просмотров публикации Атомные электростанции - 365

Принципиальное отличие АЭС от ТЭС состоит лишь в топливе, ĸᴏᴛᴏᴩᴏᴇ используется для получения тепла. Конструктивные же особенности АЭС весьма существенны.

Протекание цепной ядерной реакции с выделением большого количества тепла известно из курса физики. Этот процесс используется на АЭС, где выделяющееся в результате цепной реакции тепло направляется на получение необходимых параметров теплоносителя. Основной вид топлива на АЭС - изотопы урана. Уран-235, содержание которого в природном уране составляет 0,7%, неустойчив, легко делится от бомбардировки нейтронами сравнительно малой энергии (тепловые нейтроны со скоростью до 2 км/с). Уран-238 составляет 99,3% природного урана, но начинает распадаться только под воздействием нейтронов большой энергии (быстрые нейтроны со скоростью 30 км/с). В процессе деления урана-238 воспроизводится плутоний-239, который может служить как топливом для АЭС, так и исходным сырьём для термоядерного оружия. Легко сделать выводы о достоинствах и недостатках каждого из изотопов урана для использования на АЭС.

Первая в нашей стране Обнинская АЭС имела реакторы на тепловых нейтронах и была введена в эксплуатацию в 1951 ᴦ. Почти через 20 лет, в 1973 ᴦ. начала работать Шевченковская АЭС - первая с реакторами на быстрых нейтронах. Мощность Обнинской станции составляла 5 МВт, Шевченковской - 350 МВт. Всего к 1990 ᴦ. в СССР работала 16 АЭС с общей установленной мощностью 34,4 млн кВт, которые вырабатывали около 12,5% всей электроэнергии в стране.

Тепловые схемы АЭС. Основными элементами тепловой схемы АЭС являются: (рис.1.9): ядерный реактор 1 с первичной биологической защитой; вторичная биологическая защита 2; контуры теплоносителя - первый 3, второй 4, третий 5; турбина 6; генератор 7; конденсатор 8 или газоохладитель; насосы 9 или компрессоры; парогенератор 10; теплообменник 11.

Рис.1.9. Схемы работы АЭС:

а- одноконтурная; б- двухконтурная; в- трехконтурная

В системе АЭС различают теплоноситель, отводящий тепло от реактора, и рабочее тело, предназначенное для преобразования тепловой энергии в механическую. В случае если контуры теплоносителя и рабочего тела совпадают, АЭС принято называть одноконтурной. В этом случае среда, отводящая теплоту из реактора, должна совершать работу в турбине. Достоинством одноконтурных АЭС является простота тепловой схемы и относительно высокая тепловая экономичность. При этом, проходя через реактор, теплоноситель активируется и значительная часть активности поступает в паротурбинный тракт, что затрудняет эксплуатацию его агрегатов и усложняет радиационную обстановку на АЭС.

В двухконтурной схеме теплоноситель и рабочее тело разделены. Контур теплоносителя принято называть первым и является радиоактивным. Во втором контуре, где циркулирует рабочее тело, радиоактивность отсутствует. Это упрощает конструкцию и эксплуатацию второго контура и обеспечивает сопоставимые технико-экономические показатели двух- и одноконтурных АЭС.

В качестве теплоносителя может использоваться жидкий металл, к примеру, натрий. Это улучшает отвод тепла из реактора, но повышает вероятность аварийной ситуации (контакт жидкого натрия с водой проходит при бурном химическом взаимодействии с выделением большого количества тепла). Для предотвращения этого вводится дополнительный промежуточный контур, схема становится трехконтурной.

Реактор. Это аппарат, предназначенный для осуществления и поддержания цепной реакции деления тяжёлых ядер при бомбардировке их нейтронами. Примеры конструкции реакторов приведены на рис.1.10. Первым отечественным промышленным реактором был водоводяной реактор корпусного типа ВВЭР. Он состоит из прочного корпуса 1, несущего давление, закрытого крышкой 2 с нажимным кольцом 3 и защитным колпаком 4. Внутри корпуса находится активная зона 5, куда загружается ядерное топливо, размещённое в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛ). Эти элементы объединяются в кассеты шестигранной или квадратной формы. Оболочка ТВЭЛа предотвращает контакт теплоносителя с топливом и выход продуктов деления в теплоноситель.

Для регулирования интенсивности реакции в активную зону вводятся поглотители нейтронов, к примеру, вода или графит. Управление поглотителями производится по специальной программе с помощью стержневых приводов 6. Теплоноситель (лёгкая вода) подводится через нижние патрубки 7, опускается вниз между корпусом и цилиндром подвесной корзины 8 и поступает в нижнюю часть активной зоны, где нагревается до заданной температуры. Отвод теплоносителя происходит через верхние патрубки 9. Тепловой экран 10 служит для защиты корпуса от чрезмерного облучения нейтронами и γ - частицами.

Рис.1.10. Конструкция ядерных реакторов:

а- реактор ВВЭР; б- реактор РБМК

1 – корпус; 2 – крышка; 3 - нажимное кольцо; 4 - защитный колпак; 5 - активная зона; 6 – стержневой привод; 7 – нижние патрубки; 8 – подвесная корзина; 9 – верхние патрубки; 10 – тепловой экран; 11 – тракт теплоносителя; 12 – замедлитель; 13 - плита нижняя; 14 - плита верхняя; 15 - бак биологической защиты; 16 - трубы технологических каналов; 17 – ТВЭЛ.

В реакторах большой мощности канального типа с кипящим слоем РБМК теплоносителем является лёгкая вода, а замедлителем - графит 12. Нижняя опорная железобетонная плита 13 поддерживает графит. Верхняя плита 14 опирается на бак 15 биологической защиты, заполненный водой. Обе плиты объединены цилиндрической стальной обечайкой и вместе представляют из себягерметичный корпус. В графите находятся трубы 16 технологических каналов, внутри которых размещены ТВЭЛы 17 и принудительно циркулирует теплоноситель.

Реактор РБМК больше по габаритам, чем ВВЭР, т.к.замедляющая способность графита меньше, чем у лёгкой воды. Но РБМК не имеют ограничений но мощности, связанных с наличием корпуса и корпусным давлением в реакторах ВВЭР. Некоторые сравнительные характеристики этих реакторов приведены в табл.1.8.

Кроме рассмотренных водоводяных и водографитовых реакторов на АЭС работают газографитовые реакторы, у которых теплоносителем является газ (гелий, углекислый газ), а замедлителем -графит.

В реакторах на быстрых нейтронах, отсутствует замедлитель. Поскольку быстрые нейтроны слабо поглощаются ядерным топливом, используется высокообогащенное топливо, а концентрация делящегося вещества в единице объёма в 4...5 раз больше, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это требует интенсивного отвода тепла, что осуществляется путем использований в качестве теплоносителя жидких металлов, к примеру, натрия.

Таблица 1.8. Характеристики ядерных реакторов

Тип реактора	Мощность, МВт	Давление в реакторе, МПа	Температура теплоносителя на выходе, С	Размеры активной зоны, м
тепловая	электрическая
диаметр	высота
ВВЭР-1000 РБМК-1000	3000 3200				3,12 11, 8	3,5 7,0

Парогенератор. На одноконтурных АЭС эта установка отсутствует, т.к. теплоноситель одновременно является рабочим телом. В многоконтурных схемах парогенераторы необходимы. Конструкции их многообразны. Для реакторов ВВЭР, к примеру, наибольшее распространение имеют парогенераторы горизонтального типа с многократной естественной циркуляцией. Их поверхность нагрева выполнена нержавеющими стальными трубками диаметром 14. .15 мм. Трубки находятся внутри корпуса, являющегося резервуаром для воды и пара. Теплоноситель движется внутри трубок, а рабочее тело - в объёме корпуса парогенератора. Пар, образующийся внутри корпуса, выводится по патрубкам и направляется в турбину. Парогенератор реактора ВВЭР имеет паропроизводителъностъ 1470 т/ч, давление пара 6,4 МПа, мощность 250 МВт.

Турбина. Выбор турбины АЭС в значительной степени зависит от типа ядерного реактора. В случае если реактор выдаёт пар высоких начальных рабочих параметров, то турбины АЭС идентичны турбинам ТЭС при условии, что поступающий в них пар нерадиоактивен. На АЭС с реакторами, выдающими воду под высоким давлением с дальнейшей генерацией пара в парогенераторе, в турбину поступает насыщенный или слабо перегретый пар. Размещено на реф.рфВ этом случае турбина имеет конструктивные особенности, связанные с организацией сепарации и промежуточного перегрева пара. Такие особенности имеют, к примеру, турбины одноконтурных АЭС.

Надежность АЭС. Строительство и эксплуатация АЭС невозможны без всеобъемлющего разрешения вопросов надёжности. Радиоактивное излучение опасно. В определённых дозах оно вызывает серьезные заболевания и смерть людей, приводит к негативному генетическому воздействию. Основной источник радиоактивности на АЭС содержится внутри ТВЭЛов. Отработанное ядерное топливо также весьма радиоактивно. В процессе работы АЭС образуются радиоактивные жидкости, газы, твердые вещества. Все это требует принятия особых мер защиты от возможного облучения и обеспечения высокой надёжности работы АЭС.

Важнейшим элементом обеспечения радиоактивной безопасности является биологическая защита реактора и первого контура. Она выполняется в виде толстого слоя бетона (несколько метров) с внутренними каналами, по которым циркулирует вода или газ.

Существенным фактором надёжности АЭС является автоматизация управления режимами работы основного оборудования дублирование этого оборудования, постоянная готовность и автоматическое включение аварийных систем при возникновении соответствующих ситуаций.

Необходимо соблюдать все предписанные меры безопасности и предосторожности при транспортировке ядерного топлива, загрузке его в реактор и выгрузке из реактора.

Особой проблемой является хранение радиоактивных отходов АЭС. Эту задачу пока нельзя считать полностью разрешенной.

Кроме того крайне важно своевременно, полно и объективно информировать население о состоянии АЭС, в т.ч. и о возникающих аварийных ситуациях.

Перспективы развития атомной энергетики. Сегодня в промышленно развитых странах до 60% (во Франции, к примеру) всей электроэнергии вырабатывается на АЭС. Это говорит о том, что несмотря, на ряд серьезных проблем, возникающих при строительстве и эксплуатации АЭС, сегодня пока нет альтернативы их использованию.

Достоинства АЭС очевидны. Ядерная энергетика способна сгладить остроту реально надвигающегося мирового энергетического кризиса. По оценкам учёных запасов органического топлива на планете в необходимых человечеству количествах хватит примерно до середины следующего столетия. Ядерное же горючее, например, для реакторов на быстрых нейтронах, практически неисчерпаемо. Кроме того сжигание одного грамма каменного угля дает 3...7 калорий, а деление одного грамма урана-235 в три миллиона раз больше. Это почти пропорционально снижает расходы по транспортировке топлива, позволяет строить АЭС без привязки к его месторождениям, достигать большой единичной мощности блоков -1000 МВт и более. Все это обеспечивает высокую экономичность атомных станций. АЭС, в отличие от ТЭС, не загрязняют окружающую среду выбросами серы, азота͵ золы и целого ряда других вредных веществ. Атомные ТЭЦ (АТЭЦ) снабжают потребителей и тепловой энергией. Первая в СССР АТЭЦ работает с 1973 ᴦ. (Билибинская). Радиационная безопасность на АТЭЦ достигается за счёт трехконтурной схемы. Для получения высоких параметров рабочего пара в качестве теплоносителя первого контура на АТЭЦ применяют жидкие металлы. В этом случае защитная зона составляет 30 км от крупных городов, что требует большой длины теплотрасс, влечёт за собой избыточный расход труб, потери тепла и дополнительные затраты. Проблема во многом решается строительством атомных станций теплоснабжения (АСТ), на которых используется отработавшее топливо АЭС. Трехконтурная АСТ может располагаться на расстоянии 2...3 км от города, т.к. использует ядерное горючее пониженной активности. Τᴀᴋᴎᴍ ᴏϬᴩᴀᴈᴏᴍ, ядерная энергетика может обеспечивать потребности как в электрической, так и в тепловой энергии.

Вместе с тем необходимы жесткие меры по предотвращению возможного радиоактивного заражения в зоне станции. Ограничен и срок эксплуатации АЭС (в настоящее время около 30 лет), после чего крайне важно решать вопросы их закрытия. Потребность АЭС в больших количествах охлаждающей воды может приводить к нарушению экологического баланса водоёмов. Требуют решения проблемы захоронения радиоактивных отходов АЭС.

Объективное сопоставление достоинств и недостатков АЭС позволяет выработать оптимальную стратегию развития ядерной энергетики. Оптимальным представляется подход, предусматривающий не закрытие действующих и прекращение строительства новых АЭС, а действенные усилия по улучшению технико-экономических характеристик атомных станций и в первую очередь по обеспечению безопасности их работы.

referatwork.ru

"аэс: за и против"

Томский Государственный Университет

Реферат

Тема: "АЭС: за и против"

Выполнила студентка

955 группы

Байгулова Евгения

Томск-2006

Содержание:

Введение

Особенности атомной энергетики
Ресурсы атомной энергетики
Воздействие атомных станций на окружающую среду
Выбросы и сбросы вредных веществ при эксплуатации АС
1. Перенос радиоактивности в окружающей среде
2. Воздействие радиоактивных выбросов на организм человека
Плюсы и минусы атомной энергетики
Заключение
Список используемой литературы

Введение

Опыт прошлого свидетельствует, что проходит не менее 80 лет, прежде чем одни основные источники энергии заменяются другими - дерево заменил уголь, уголь - нефть, нефть - газ, химические виды топлива заменила атомная энергетика. История овладения атомной энергией - от первых опытных экспериментов - насчитывает около 60 лет, когда в 1939г. была открыта реакция деления урана.

В 30-е годы нашего столетия известный ученый И.В. Курчатов обосновывал необходимость развития научно-практических работ в области атомной техники в интересах народного хозяйства страны.

В 1946 г. в России был сооружен и запущен первый на Европейско-Азиатском континенте ядерный реактор. Создается уранодобывающая промышленность. Организовано производство ядерного горючего – урана-235 и плутония-239, налажен выпуск радиоактивных изотопов.

В 1954 г. начала работать первая в мире атомная станция в г. Обнинске, а через 3 года на океанские просторы вышло первое в мире атомное судно – ледокол «Ленин».

Начиная с 1970 г. во многих странах мира осуществляются масштабные программы развития ядерной энергетики. В настоящее время сотни ядерных реакторов работают по всему миру.

Атомная энергетика - активно развивающаяся отрасль. Очевидно, что ей предназначено большое будущее, так как запасы нефти, газа, угля постепенно иссякают, а уран - достаточно распространенный элемент на Земле. Но следует помнить, что атомная энергетика связана с повышенной опасностью для людей, которая, в частности, проявляется в крайне неблагоприятных последствиях аварий с разрушением атомных реакторов.

Насколько опасна ядерная энергетика? Этим вопросом особенно часто стали задаваться в последнее время, особенно после аварий на атомных электростанциях Тримайл-Айленд и Чернобыльской АЭС.^

Энергия - это основа основ. Все блага цивилизации, все материальные сферы деятельности человека - от стирки белья до исследования Луны и Марса - требуют расхода энергии. И чем дальше, тем больше.

На сегодняшний день энергия атома широко используется во многих отраслях экономики. Строятся мощные подводные лодки и надводные корабли с ядерными энергетическими установками. С помощью мирного атома осуществляется поиск полезных ископаемых. Массовое применение в биологии, сельском хозяйстве, медицине, в освоении космоса нашли радиоактивные изотопы.

В России имеется 9 атомных электростанций (АЭС), и практически все они расположены в густонаселенной европейской части страны. В 30-километровой зоне этих АЭС проживает более 4 млн. человек.

Положительное значение атомных электростанций в энергобалансе очевидно. Гидроэнергетика для своей работы требует создание крупных водохранилищ, под которыми затапливаются большие площади плодородных земель по берегам рек. Вода в них застаивается и теряет свое качество, что в свою очередь обостряет проблемы водоснабжения, рыбного хозяйства и индустрии досуга.

Теплоэнергетические станции в наибольшей степени способствуют разрушению биосферы и природной среды Земли. Они уже истребили многие десятки тонн органического топлива. Для его добычи из сельского хозяйства и других сфер изымаются огромные земельные площади. В местах открытой добычи угля образуются «лунные ландшафты». А повышенное содержание золы в топливе является основной причиной выброса в воздух десятков миллионов тонн . Все тепловые энергетические установки мира выбрасывают в атмосферу за год до 250 млн. т золы и около 60 млн. т сернистого ангидрида.

Атомные электростанции – третий «кит» в системе современной мировой энергетики. Техника АЭС, бесспорно, является крупным достижением НТП. В случае безаварийной работы атомные электростанции не производят практически никакого загрязнения окружающей среды, кроме теплового. Правда в результате работы АЭС (и предприятий атомного топливного цикла) образуются радиоактивные отходы, представляющие потенциальную опасность. Однако объем радиоактивных отходов очень мал, они весьма компактны, и их можно хранить в условиях, гарантирующих отсутствие утечки наружу.

АЭС экономичнее обычных тепловых станций, а, самое главное, при правильной их эксплуатации – это чистые источники энергии.

Вместе с тем, развивая ядерную энергетику в интересах экономики, нельзя забывать о безопасности и здоровье людей, так как ошибки могут привести к катастрофическим последствиям.

Всего с момента начала эксплуатации атомных станций в 14 странах мира произошло более 150 инцидентов и аварий различной степени сложности. Наиболее характерные из них: в 1957 г. – в Уиндскейле (Англия), в 1959 г. – в Санта-Сюзанне (США), в 1961 г. – в Айдахо-Фолсе (США), в 1979 г. – на АЭС Три-Майл-Айленд (США), в 1986 г. – на Чернобыльской АЭС (СССР).^ Естественным и немаловажным представляется вопрос о ресурсах самого ядерного топлива. Достаточны ли его запасы, чтобы обеспечить широкое развитие ядерной энергетики? По оценочным данным, на всем земном шаре в месторождениях, пригодных для разработки, имеется несколько миллионов тонн урана. Вообще говоря, это не мало, но нужно учесть, что в получивших ныне широкое распространение АЭС с реакторами на тепловых нейтронах практически лишь очень небольшая часть урана (около 1%) может быть использована для выработки энергии. Поэтому оказывается, что при ориентации только на реакторы на тепловых нейтронах ядерная энергетика по соотношению ресурсов не так уж много может добавить к обычной энергетике - всего лишь около 10%. Глобального решения надвигающейся проблемы энергетического голода не получается.

Совсем иная картина, иные перспективы появляются в случае применения АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, в которых используются практически весь добываемый уран. Это означает, что потенциальные ресурсы ядерной энергетики с реакторами на быстрых нейтронах примерно в 10 раз выше по сравнению с традиционной (на органическом топливе). Больше того, при полном использовании урана становится рентабельной его добыча и из очень бедных по концентрации месторождений, которых довольно много на земном шаре. А это в конечном счете означает практически неограниченное (по современным масштабам) расширение потенциальных сырьевых ресурсов ядерной энергетики.

Итак, применение реакторов на быстрых нейтронах значительно расширяет топливную базу ядерной энергетики. Однако может возникнуть вопрос: если реакторы на быстрых нейтронах так хороши, если они существенно превосходят реакторы на тепловых нейтронах по эффективности использования урана, то почему последние вообще строятся? Почему бы с самого начала не развивать ядерную энергетику на основе реакторов на быстрых нейтронах?

Прежде всего следует сказать, что на первом этапе развития ядерной энергетики, когда суммарная мощность АЭС была мала и U 235 хватало, вопрос о воспроизводстве не стоял так остро. Поэтому основное преимущество реакторов на быстрых нейтронах - большой коэффициент воспроизводства - еще не являлся решающим.

В то же время вначале реакторы на быстрых нейтронах оказались еще не готовыми к внедрению. Дело в том, что при своей кажущейся относительной простоте (отсутствие замедлителя) они технически более сложны, чем реакторы на тепловых нейтронах. Для их создания необходимо было решить ряд новых серьезных задач, что, естественно, требовало соответствующего времени. Эти задачи связаны в основном с особенностями использования ядерного топлива, которые, как и способность к воспроизводству, по-разному проявляются в реакторах различного типа. Однако в отличие от последней эти особенности сказываются более благоприятно в реакторах на тепловых нейтронах.

Первая из этих особенностей заключается в том, что ядерное топливо не может быть израсходовано в реакторе полностью, как расходуется обычное химическое топливо. Последнее, как правило, сжигается в топке до конца. Возможность протекания химической реакции практически не зависит от количества вступающего в реакцию вещества. Ядерная же цепная реакция не может идти, если количество топлива в реакторе меньше определенного значения, называемого критической массой.

Уран (плутоний) в количестве, составляющем критическую массу, не является топливом в собственном смысле этого слова. Он на время как бы превращается в некоторое инертное вещество наподобие железа или других конструкционных материалов, находящихся в реакторе. Выгорать может лишь та часть топлива, которая загружается в реактор сверх критической массы. Таким образом, ядерное топливо в количестве, равном критической массе, служит своеобразным катализатором процесса, обеспечивает возможность протекания реакции, не участвуя в ней.

Естественно, что топливо в количестве, составляющем критическую массу, физически неотделимо в реакторе от выгорающего топлива. В тепловыделяющихся элементах, загружаемых в реактор, с самого начала помещается топливо как для создания критической массы, так и для выгорания. Значение критической массы неодинаково для различных реакторов и в общем случае относительно велико.

Техногенные воздействия на окружающую среду при строительстве и эксплуатации атомных электростанций многообразны. Обычно говорят, что имеются физические, химические, радиационные и другие факторы техногенного воздействия эксплуатации АЭС на объекты окружающей среды. Наиболее существенные факторы -

локальное механическое воздействие на рельеф - при строительстве,
повреждение особей в технологических системах - при эксплуатации,
сток поверхностных и грунтовых вод, содержащих химические и радиоактивные компоненты,
изменение характера землепользования и обменных процессов в непосредственной близости от АЭС,
изменение микроклиматических характеристик прилежащих районов.

Возникновение мощных источников тепла в виде градирен, водоемов - охладителей при эксплуатации АЭС обычно заметным образом изменяет микроклиматические характеристики прилежащих районов. Движение воды в системе внешнего теплоотвода, сбросы технологических вод, содержащих разнообразные химические компоненты оказывают травмирующее воздействие на популяции, флору и фауну экосистем.

Особое значение имеет распространение радиоактивных веществ в окружающем пространстве. В комплексе сложных вопросов по защите окружающей среды большую общественную значимость имеют проблемы безопасности атомных станций (АС), идущих на смену тепловым станциям на органическом ископаемом топливе. Общепризнанно, что АС при их нормальной эксплуатации намного - не менее чем в 5-10 раз "чище" в экологическом отношении тепловых электростанций (ТЭС) на угле. Однако при авариях АС могут оказывать существенное радиационное воздействие на людей, экосистемы. Поэтому обеспечение безопасности экосферы и защиты окружающей среды от вредных воздействий АС - крупная научная и технологическая задача ядерной энергетики, обеспечивающая ее будущее.

Отметим важность не только радиационных факторов возможных вредных воздействий АС на экосистемы, но и тепловое и химическое загрязнение окружающей среды, механическое воздействие на обитателей водоемов-охладителей, изменения гидрологических характеристик прилежащих к АС районов, т.е. весь комплекс техногенных воздействий, влияющих на экологическое благополучие окружающей среды.^ Исходными событиями, которые, развиваясь во времени, в конечном счете, могут привести к вредным воздействиям на человека и окружающую среду, являются выбросы и сбросы радиоактивности и токсических веществ из систем АС.

^ Рассмотрим механизм воздействия радиации на организм человека: пути воздействия различных радиоактивных веществ на организм, их распространение в организме, депонирование, воздействие на различные органы и системы организма и последствия этого воздействия. Существует термин "входные ворота радиации", обозначающий пути попадания радиоактивных веществ и излучений изотопов в организм.

Различные радиоактивные вещества по - разному проникают в организм человека. Это зависит от химических свойств радиоактивного элемента. ^

Альфа-частицы представляют собой атомы гелия без электронов, т.е. два протона и два нейтрона. Эти частицы относительно большие и тяжелые, и поэтому легко тормозят. Их пробег в воздухе составляет порядка нескольких сантиметров. В момент остановки они выбрасывают большое количество энергии на единицу площади, и поэтому могут принести большие разрушения. Из-за ограниченного пробега для получения дозы необходимо поместить источник внутрь организма. Изотопами, испускающими альфа- частицы, являются, например, уран (235U и 238U) и плутоний (239Pu).

Бета-частицы - это отрицательно или положительно заряженные электроны (положительно заряженные электроны называются позитроны). Их пробег в воздухе составляет порядка нескольких метров. Тонкая одежда способна остановить поток радиации, и, чтобы получить дозу облучения, источник радиации необходимо поместить внутрь организма, изотопы, испускающие бета-частицы - это тритий (3H) и стронций (90Sr).

Гамма-радиация - это разновидность электромагнитного излучения, в точности похожая на видимый свет. Однако энергия гамма-частиц гораздо больше энергии фотонов. Эти частицы обладают большой проникающей способностью, и гамма-радиация является единственным из трех типов радиации, способной облучить организм снаружи. Два изотопа, излучающих гамма-радиацию, - это цезий (137Сs) и кобальт (60Со).

Радиоактивные изотопы могут проникать в организм вместе с пищей или водой. Через органы пищеварения они распространяются по всему организму.

Радиоактивные частицы из воздуха во время дыхания могут попасть в легкие. Но они облучают не только легкие, а также распространяются по организму.

Изотопы, находящиеся в земле или на ее поверхности, испуская гамма-излучение, способны - облучить организм снаружи. Эти изотопы также переносятся атмосферными осадками.

За 40 лет развития атомной энергетики в мире построено около 400 энергоблоков в 26 странах мира с суммарной энергетической модностью около 300 млн. кВт. Основными преимуществами атомной энергетики являются высокая конечная рентабельность и отсутствие выбросов в атмосферу продуктов сгорания (с этой точки зрения она может рассматриваться как экологически чистая), основными недостатками потенциальная опасность радиоактивного заражения окружающей среды продуктами деления ядерного топлива при аварии (типа Чернобыльской или на американской станции Тримайл Айленд) и проблема переработки использованного ядерного топлива.

Остановимся сначала на преимуществах. Рентабельность атомной энергетики складывается из нескольких составляющих. Одна из них независимость от транспортировки топлива. Если для электростанции мощностью 1 млн. кВт требуется в год около 2 млн. т.у.т. (или около 5 млн. низкосортного угля), то для блока ВВЭР-1000 понадобится доставить не более 30 т. обогащенного урана, что практически сводит к нулю расходы на перевозку топлива (на угольных станциях эти расходы составляют до 50% себестоимости). Использование ядерного топлива для производства энергии не требует кислорода и не сопровождается постоянным выбросом продуктов сгорания, что, соответственно, не потребует строительства сооружений для очистки выбросов в атмосферу. Города, находящиеся вблизи атомных станций, являются в основном экологически чистыми зелеными городами во всех странах мира, а если это не так, то это происходит из-за влияния других производств и объектов, расположенных на этой же территории. В этом отношении ТЭС дают совсем иную картину. Анализ экологической ситуации в России показывает, что на долю ТЭС приходится более 25% всех вредных выбросов в атмосферу. К недостаткам ядерной энергетики следует отнести потенциальную опасность радиоактивного заражения окружающей среды при тяжелых авариях типа Чернобыльской. Сейчас на АЭС, использующих реакторы типа Чернобыльского (РБМК), приняты меры дополнительной безопасности, которые, по заключению МАГАТЭ (Международного агентства по атомной энергии), полностью исключают аварию подобной тяжести: по мере выработки проектного ресурса такие реакторы должны быть заменены реакторами нового поколения повышенной безопасности. Тем не менее, в общественном мнении перелом по отношению к безопасному использованию атомной энергии произойдет, по-видимому, не скоро. Проблема утилизации радиоактивных отходов стоит очень остро для всего мирового сообщества. Сейчас уже существуют методы остекловывания, битумирования и цементирования радиоактивных отходов АЭС, но требуются территории для сооружения могильников, куда будут помещаться эти отходы на вечное хранение. Страны с малой территорией и большой плотностью населения испытывают серьезные трудности при решении этой проблемы

Заключение В конечном итоге можно сделать следующие выводы:

Атомная энергетика является на сегодняшний день лучшим видом получения энергии. Экономичность, большая мощность, экологичность при правильном использовании.
Атомные станции по сравнению с традиционными тепловыми электростанциями обладают преимуществом в расходах на топливо, что особо ярко проявляется в тех регионах, где имеются трудности в обеспечении топливно-энергетическими ресурсами, а также устойчивой тенденцией роста затрат на добычу органического топлива.
Атомным станциям не свойственны также загрязнения природной среды золой, дымовыми газами с CO2, NOх, SOх, сбросными водами, содержащими нефтепродукты.

Факторы «Против» атомных станций:

Ужасные последствия аварий на АЭС.
Локальное механическое воздействие на рельеф - при строительстве.
Повреждение особей в технологических системах - при эксплуатации.
Сток поверхностных и грунтовых вод, содержащих химические и радиоактивные компоненты.
Изменение характера землепользования и обменных процессов в непосредственной близости от АЭС.
Изменение микроклиматических характеристик прилежащих районов.

Список используемой литературы

Ольсевич О.Я., Гудков А.А. Критика экологической критики. - М.: Мысль, 1990. - 213с.
Ядерная и термоядерная энергетика будущего/Под ред. Чуянова В.А. - М.: Энергоатомиздат, 1987. - 192с.
Ядерный след/ Губарев В.С., Камиока И., Лаговский И.К. и др.; сост. Малкин Г. - М.: ИздАТ, 1992. - 256с.
Д. Никитин, Ю. Новиков "Окружающая среда и человек", 1986 г.
Ю.А. Израэль "Проблемы всестороннего анализа окружающей среды и принципы комплексного мониторинга" Ленинград, 1988 г.
В.В. Бадев, Ю.А. Егоров, С.В. Казаков "Охрана окружающей среды при эксплуатации АЭС", Москва, Энергоатомиздат, 1990 г.
http://doki.tomsk.ru

dogend.ru

ОСОБЕННОСТИ ВЛАЖНО-ПАРОВЫХ ТУРБИН АЭС

Подавляющее большинство турбин АЭС работает на насыщенном паре. Особенности использования влажного пара в турбинах АЭС существенным образом влияют на их расчет и конструкцию. Рассмотримнекоторыеиз этих особенностей.

Малый располагаемый теплоперепад.В большинстве турбин насыщенного пара располагаемый теплоперепад приблизительно в 2 раза меньше, чем в турбинах на высокие начальные параметры пара. Так, например, в современных турбинах насыщенного пара с внешней сепарацией при ро=6,0 МПа располагаемый теплоперепад составляет менее 60% располагаемого теплоперепада турбины с ро =23 МПа и tо = tпп =550 °С. Следствием этого являются: 1) отсутствие ЦСД в большинстве влажно-паровых турбин; 2) выработка в ЦНД примерно 50—60% всей мощности турбины, поэтому влияние ЦНД на экономичность оказывается весьма существенным; 3) заметное влияние на экономичность турбины потерь с выходной скоростью ΔHв.с, эффективности выходного патрубка, потерь от дросселирования в паровпускных органах, в ресиверах, в тракте внешнего сепаратора-перегревателя.

Объемные пропуски пара. В турбинах насыщенного пара из-за пониженных начальных параметров, меньшего располагаемого теплоперепада и пониженного КПД объемные пропуски пара примерно на 60—90% больше, чем в турбинах высоких параметров той же мощности. В связи с этим для конструкции турбин АЭС характерны следующие особенности: 1) повышенные габариты паровпуска; 2) двухпоточное исполнение ЧВД турбин мощностью выше 500—800 МВт; 3) из-за больших высот лопаток уже первые ступени выполняют с переменным профилем лопаток по высоте; 4) большие высоты лопаток регулирующей ступени, что затрудняет применение парциального подвода пара, т. е. соплового парораспределения из-за значительных изгибающих напряжений в лопатках; 5) большие пропуски пара в ЦНД, что требует увеличения числа потоков, применения пониженной частоты вращения.

Влажность пара. Для турбин АЭС особо важна проблема влажности, так как все ступени таких турбин работают в зоне влажного пара. Приближенно можно считать, что увеличение средней влажности пара на 1% приводит к уменьшению внутреннего относительного КПД турбины на 1%.

Образование влаги в паре относительно высокой плотности в начале его расширения вызывает эрозионное разрушение элементов проточной части. В турбинах, работающихна

влажном паре, существуют различные виды эрозии: ударная, межщелевая эрозия, эрозия вымывания, встречающаяся в ресиверах, сепараторах и других частях, на которые действует влага в виде струй.

Одним из эффективных методов снижения потерь от влажности пара является проектирование ступеней и решеток турбины с учетом особенностей течения влажного пара. В частности, увеличение зазора между сопловыми и рабочими решетками ведет к выравниванию потока при входе на рабочее колесо и дополнительному разгону капель влаги. Однако за счет этого уменьшается кинетическая энергия потока на входе в рабочую решетку. Поэтому в каждой ступени существуют оптимальное соотношение размеров и оптимальный осевой зазор. Опыты показали, что увеличение осевого зазора существенно не сказывается на экономичности ступени. В некоторых турбинах осевой зазор в периферийной части последних ступеней доходит до 100 мм и более. Существуют и другие методы рационального проектирования ступени: уменьшение окружной скорости на периферии лопаток, достигаемое сокращением высоты лопаток, переходом на пониженную частоту вращения, уменьшением числа сопловых лопаток, благодаря чему сокращается количество крупной влаги, срывающейся с выходных кромок сопловых лопаток и попадающей на рабочие лопатки.

Единичная мощность. Из-за уменьшенного располагаемого теплоперепада турбины влажного пара ее мощность составляет лишь часть мощности турбины на сверхкритические параметры пара при одинаковом давлении в конденсаторе и равном числе однотипных выхлопов.

Вопрос о целесообразной предельной единичной мощности быстроходных турбин АЭС (п=50 с-1) решается главным образом в зависимости от допустимого числа цилиндров в одновальном агрегате, значений вакуума и выходных потерь. Например, конструктивная схема турбины мощностью 500 МВт включает пять цилиндров, в том числе четыре ЦНД.

Для повышения предельной мощности быстроходных турбин АЭС существуют следующие пути:

1. Увеличение пропускной способности выхлопа. В настоящее время накоплен опыт эксплуатации турбин, имеющих площадь единичного выхлопа не более 9 м2.

Предельная мощность турбины на 50 с-1, рассчитанной для работы на насыщенном паре давлением на входе 6,0—7,0 МПа, на выходе до 4 кПа и имеющей восемь выхлопов на базе последней ступени с высотой рабочей лопатки около 1000 мм, оценивается в 700 МВт, а мощность 1000 МВт может быть достигнута при ухудшении вакуума.

2. Ухудшение экономичности турбины за счет повышения конечного давления рк или увеличения потери с выходной скоростью. Переход от рк =3,5 кПа к 5 кПа при тех же размерах последней ступени повышает мощность турбины на 43%, снижая КПД на Δηэ/ηэ=0,9%. Увеличение ΔHв.с в 1,5 раза повышает мощность в 1,22 раза, снижая экономичность турбины на Δηэ/ηэ =1,3%.

3. Уменьшение частоты вращения вдвое. Турбины насыщенного и слабоперегретого пара для АЭС в настоящее время выполняют тихоходными (п=25 с-1), начиная с мощности 500-1000 МВт .

Надежность. К турбинам АЭС предъявляются повышенные требования по надежности. Причиной этого является невозможность немедленной остановки реактора при аварийном останове турбины. В связи с этим при проектировании турбин АЭС предусматривают большие запасы прочности, применяют более качественные материалы, по возможности используют уже апробированные сопловые и рабочие решетки. Радикальным средством повышения надежности является уменьшение частоты вращения, позволяющее снизить напряжения в элементах ротора, увеличить его жесткость, сократить число цилиндров.

Влияние аккумулированной в турбине влаги на разгонные характеристики турбоагрегата. Как и в турбинах с промежуточным перегревом пара для ТЭС, в турбинах АЭС из-за большого объема и протяженности паропроводов между цилиндрами при сбросе нагрузки может увеличиться скорость вращения ротора. В турбинах насыщенного пара к этому добавляется вскипание и испарение влаги, сконденсировавшейся на поверхностях ротора, неподвижных деталях турбины, в сепараторе и т. д.

Расчеты и опыты показали, что за счет этого при сбросе нагрузки частота вращения может возрасти на 15—25%. Для уменьшения разгона в турбинах АЭС используют следующие средства: 1) устанавливают специальную арматуру на входе в ЦНД после СПП;

2) сокращают размеры тракта между ЦВД и ЦНД, т. е. увеличивают разделительное давление, объединяют сепараторы и подогреватели; 3) улучшают дренаж из турбины и тракта.

Биологическая защита. Специфические особенности имеют турбины АЭС, работающие по одноконтурным схемам с радиоактивным паром в качестве рабочего тела. В таких условиях должна предусматриваться биологическая защита. На некоторых АЭС ограничиваются герметической обшивкой агрегата или герметизацией всей установки. Паропроводы радиоактивного пара прокладывают ниже отметки обслуживания.

Особые требования предъявляют к устранению утечек пара из турбины. Фланцевые соединения должны быть абсолютно плотными, иногда горизонтальные фланцы завариваются тонкой лентой. Широко применяют сварку трубопроводов. Предусматривают подвод нерадиоактивного пара в уплотнения из специальных котлов.