Безопасность атомной энергетики

Экология энергетики
Признаки классификации атомных реакторов
Блочный щит управления энергоблока
Разгрузочно-загрузочная машина
ТОПЛИВНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕСУРСЫ
Реакторы на быстрых нейтронах
БН-350
Реактор БН-800
Физические  основы атомной энергетики
Особенности ядерных реакторов
Безопасность современных атомных реакторов
АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения
Основные требования к безопасности АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения
РЕАКТОР БРЕСТ – 300
Анализ безопасности реактора БРЕСТ–300
Энергетика - острейшая проблема цивилизации
Ядерный реактор
РБМК - Реактор Большой Мощности Канальный
Реактор с гелиевым теплоносителем
Реакторы с натриевым теплоносителем
Реакторы со свинцово-висмутовым теплоносителем
ОБЩЕЕ УСТРОЙСТВО ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ
УСТРОЙСТВО РАЗЛИЧНЫХ ТИПОВ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
ВВЭР и РБМК: сравнительные характеристики
ФАКТОРЫ ОПАСНОСТИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
СПИСОК НАИБОЛЕЕ ЗНАЧИТЕЛЬНЫХ ЯДЕРНЫХ АВАРИЙ ХХ СТОЛЕТИЯ
Уиндскейл, Великобритания 10 октября 1957 года
ЧЕРНОБЫЛЬСКАЯ КАТАСТРОФА

Реакторы со свинцово-висмутовым теплоносителем

  В России на базе ядерных реакторов для подводных лодок разработан концептуальный проект модульного свинцово-висмутового быстрого реактора СВБР-75/100 с внутренне присущей безопасностью. В проекте реализованы следующие основные подходы и технические  решения : моноблочная (интегральная) компоновка оборудования первого контура бассейнового типа с полным исключением арматуры и трубопроводов свинцово-висмутового теплоносителя; использование двухконтурной схемы теплоотвода; обеспечение естественной циркуляции теплоносителя в теплоотводящих контурах, достаточной для расхолаживания реактора; размещение реакторного моноблока со страховочным корпусом в баке системы пассивного отвода тепла, заполненного водой и выполняющего также функцию нейтронной защиты; единовременная выгрузка всего топлива по окончании кампании, загрузка свежего топлива в составе собранной вне реактора активной зоны.

 В связи с более высокой по сравнению с другими жидкометаллическими теплоносителями стоимостью свинцово-висмутового теплоносителя в проекте разработаны меры по уменьшению его удельной массы. Для этого выбраны оптимальные размеры активной зоны, обеспечивающие коэффициент воспроизводства около единицы при мощности реактора 100 МВт. Еще одним путем снижения удельной массы теплоносителя является увеличение его средней скорости  и уменьшение длины контура циркуляции, устранение внутриреакторного хранилища отработанного ядерного топлива и внутриреакторных механизмов перегрузки топлива, свойственных быстрым реакторам с натриевым теплоносителем.

 В результате удельная масса висмута для СВБР-75/100 составляет 1100 кг/МВт. Основные характеристики СВБР-75/100 приведены в таблице 3.Гибкость реактора СВБР-75/100 по отношению к технологиям топливного цикла позволяет работать на том виде топлива, который является наиболее эффективным . Габариты реакторного моноблока 4,5x7,5 м и масса с теплоносителем и топливом 495 т позволяют его транспортировку железнодорожным и водным транспортом. Транспортировка топлива в реакторном моноблоке с затвердевшим свинцово-висмутовым теплоносителем исключает риск ядерной и радиационной аварии и создает дополнительный технический барьер на пути хищения топлива. Фактором, сдерживающим использование свинцово-висмутового теплоносителя в крупномасштабной ядерной энергетике, является  его высокая стоимость. Кроме того, сохраняется проблема коррозии конструкционных материалов .В Японии разрабатывается концепция модульного реактора повышенной безопасности на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем LSPR . Реакторный модуль содержит активную зону, два циркуляционных насоса и два змеевиковых парогенератора, размещенных в корпусе реактора. Габариты реакторного модуля – диаметр 5,2 м, высота 15,2 м, что позволяет обеспечить его транспортировку при заводском изготовлении. преимуществам реакторов малой мощности следует отнести то, что такие реакторы значительно менее требовательны в отношении площадок размещения. Область применения таких реакторов шире. Можно ожидать, что они будут обладать более высоким импортным потенциалом, чем реакторы большой мощности, с учетом расширения рынка развивающихся стран.

 В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей. Считается, что такие реакторы имеют большое будущее.

Жидкосолевые реакторы

  В настоящее время в Японии, России, Франции и США возрастает интерес к жидкосолевым реакторам (Molten Salt Reactors – MSR). В MSR топливо представляет собой расплавленную смесь фторидов лития и бериллия с растворенными в ней фторидами тория и 233U. Активная зона состоит из графита без оболочки, размещенного таким образом, чтобы обеспечить истечение солей при температуре около 700°С. Тепло передается второму солевому контуру и затем пару. Продукты деления растворяются в солевом расплаве, непрерывно удаляются из него в специальной петле и заменяются на 232Тh или 238U. Актиноиды остаются в реакторе, пока не распадутся или не превратятся в высшие, также делящиеся актиноиды. Достоинства топливного цикла MSR: высокоактивные отходы состоят только из короткоживущих продуктов деления; малое количество оружейного делящегося материала; малое потребление топлива; безопасность ввиду пассивного охлаждения при любой мощности системы. В разрабатываемом в США варианте MSR используется топливо, аналогичное топливу в высокотемпературных газовых реакторах, и схожий топливный цикл. Соль служит теплоносителем, что позволяет достичь температур порядка 1000°С при низком давлении. Установка может быть использована в термохимическом производстве водорода. Ядерный взрыв ни в одном реакторе произойти в принципе не может.

Заключение.

 Если подводить итог, то стоит сказать следующее. Реакторы ВВЭР достаточно безопасны в эксплуатации, но требуют высокообогащенного урана. Реакторы РБМК безопасны лишь при правильной их эксплуатации и хорошо разработанных системах защиты, но зато способны использовать малообогащенное топливо или даже отработанное топливо ВВЭР-ов. Реакторы на тяжелой воде всем хороши, но уж больно дорого добывать тяжелую воду. Технология производства реакторов с шаровой засыпкой еще недостаточно хорошо разработана, хотя этот тип реакторов стоило бы признать наиболее приемлемым для широкого применения, в частности, из-за отсутствия катастрофических последствий при аварии с разгоном реактора. За реакторами на быстрых нейтронах - будущее производства топлива для ядерной энергетики, эти реакторы наиболее эффективно используют ядерное топливо, но их конструкция очень сложна и пока еще малонадежна.

 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. В связи с этим необходимо закладывать решение проблемы безопасности (в частности, предупреждение аварий с разгоном реактора, локализацию аварии в пределах биозащиты, уменьшение радиоактивных выбросов и др.) еще в конструкцию реактора, на стадии его проектирования. Стоит также рассматривать другие предложения по повышению безопасности объектов атомной энергетики, как то: строительство атомных электростанций под землей, отправка ядерных отходов в космическое пространство.

Действие ионизирующих излучений на вещество проявляется в ионизации атомов и молекул, входящих в сослав вещества.

Основные дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения, мЗв/юд (бэр/год).

Специальные меры защиты следует предпринимать, когда мощность дозы на расстоянии 0,1 м от источника превышает 10-3 мЗв/ч (0,1 бэ.

Увеличение радиационной активности продуктов деления урана при работе реактора можно иллюстрировать следующим примером.

Потенциальные аварийные ситуации на АЭС.

Последствия радиационной аварии

При оценке доз облучения населения в результате аварии на АЭС различают три типа воздействия:1) острое внешнее a- и g-облучение за счет проходящего облака летучих радионуклидов (минуты, часы после выброса);2) острое и подострое внутреннее облучение вследствие радиоактивных выпадений из облака и потребления воды, молока, свежих овощей и другой пищи из загрязненного района (дни, недели после аварии);3) хроническое облучение в результате потребления зерновых и корнеплодов, загрязненных долгоживущими радионуклидами (месяцы, годы после аварии).

Возникающая при этом упругая волна может быть с помощью пьезопреобразователей превращена в электрические сигналы, несущие объективную информацию о дефекте и степени его развития.

Системы автоматизированного контроля в районе АЭС.

УСТРОЙСТВО РАЗЛИЧНЫХ ТИПОВ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ