Спасательные и другие неотложные работы в очагах чрезвычайных ситуаций

МИНИСТЕРСТВООБРАЗОВАНИЯ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ

УЧРЕЖДЕНИЕ  ОБРАЗОВАНИЯ «БЕЛОРУССКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ  ЭКОНОМИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ» 

  

Кафедра технологии важнейших

 отраслей  промышленности 
 
 
 
 
 
 
 

РЕФЕРАТ  

По  курсу: «Основы энергосбережения»

По  теме: «Спасательные и другие неотложные работы в очагах чрезвычайных ситуаций» 
 
 
 
 
 
 
 

     Выполнила студентка

     ФФБД, 1-й курс, РФН-2     Е.В.Кирюхина

        
 

     Руководитель       И.А.Мочальник 
 
 
 
 
 
 

     МИНСК 2010 
СОДЕРЖАНИЕ 
 

     Введение 3

     1 Состояние и перспективы развития атомной энергетики 4

     2 Атомные электростанции 5

        2.1 Общее устройство электростанции 5

        2.2 Основы теории реакторов 6

        2.3 Классификация реакторов 7

        2.4 Основные характеристики реакторов АЭС 8

        2.5 Конструктивная схема реактора 8

        2.6 Перезагрузка атомной электростанции 10

        2.7 Принцип действия атомной электростанции 11 

     3 Строительство атомной электростанции 13

        3.1 Выбор площадки 13

        3.2 Объемно-планировочные решения зданий 15

        3.3 Строительные конструкции зданий и сооружений 15

        3.4 Особенности инженерного оборудования 15

     4 Вопросы техники безопасности на атомной электростанции 16

     5 Достоинства и недостатки атомных электростанций 18

     6 Факторы опасности атомных реакторов 19

     7 Перспективы атомной энергетики 20

     Заключение 21

     Список  используемой литературы 22 

 

      ВВЕДЕНИЕ 

     Опасна  ли ядерная энергетика? Этим вопросом особенно часто стали задаваться в последнее время, особенно после  аварий на атомных электростанциях  Тримайл-Айленд и Чернобыльской  АЭС. И если опасность все же имеется, то каким образом можно уменьшить риск неприятных последствий аварии? И где же причина того или иного фактора опасности? Ответу на эти вопросы и посвящена данная работа. 
В данном реферате будут освещены основные вопросы устройства и работы атомных электростанций и ядерных реакторов, проведена сравнительная характеристика различных типов ядерных реакторов, разъяснены причины их опасности.

 

      
1. СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ 

     Развитие  промышленности, транспорта, сельского  и коммунального хозяйства требует непрерывного увеличения производства электроэнергии.

Мировое увеличение потребления энергии  растёт с каждым годом.

Для примера: в 1952 году оно составляло в условных единицах 540 млн.т., а уже в 1980 году 3567млн.т. практически за 28 лет увеличилось более чем в 6.6 раз. При этом необходимо отметить, что запасы ядерного топлива в 22 раза превышают запасы органического топлива.

     При современном уровне потребления  энергии мировые запасов по разным подсчётам кончатся через 100-400лет.

     По  прогнозам учёных потребление энергии будет разниться 1950 года к 2050 году в 7 раз. Запасы ядерного топлива могут обеспечить нужды населения в энергии на значительно более длительный период.

     Учитывая, что стоимость энергии, получаемая на атомных станциях, ожидается быть ниже, чем на угольных и близка к стоимости энергии на гидроэлектростанциях, актуальность увеличения строительств атомных электростанций становится явной. Несмотря на то, что атомные станции несут в себе повышенную опасность (радиоактивность в случае аварии), все развитые страны, как Европы, так и Америки в последнее время активно ведут наращивания их строительства, не говоря об использовании атомной энергии, как в гражданской, так и военной технике это атомоходы, подводные лодки, авианосцы.

      Решение проблемы непосредственного преобразования энергии расщепления атомного ядра в электрическую энергию позволит значительно снизить стоимость вырабатываемой электроэнергии.

 

2. АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ 

2.1 ОБЩЕЕ УСТРОЙСТВО ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ 

      Все аппараты для преобразования различных видов энергии в электрическую - электростанции можно условно разделить на следующие виды:

• Тепловые электростанции - они преобразуют различные виды энергии в энергию нагретого теплоносителя (в основном воды), который, в свою очередь, передает свою энергию на турбину, вырабатывающую электрический ток. К этому виду относятся угольные, газовые, атомные электростанции, электростанции, работающие на нефти и ее производных, некоторые виды солнечных.
• Гидроэлектростанции - преобразовывают энергию движущейся воды в электричество, передавая ее непосредственно на турбину. К ним относятся гидроэлектростанции и приливные электростанции.
• Электростанции, непосредственно вырабатывающие электричество - солнечные на фотоэлементах, ветряные.

 
 

      Принципиальная схема тепловой электростанции выглядит следующим образом: в ее конструкции может быть предусмотрено несколько контуров - теплоноситель от тепловыделяющего реактора может не идти сразу на турбину, а отдать свое тепло в теплообменнике теплоносителю следующего контура, который уже может поступать на турбину, а может дальше передавать свою энергию следующему контуру. Также в любой электростанции предусмотрена система охлаждения отработавшего теплоносителя, чтобы довести температуру теплоносителя до необходимого для повторного цикла значения. Если поблизости от электростанции есть населенный пункт, то это достигается путем использования тепла отработавшего теплоносителя для нагрева воды для отопления домов или горячего водоснабжения, а если нет, то излишнее тепло отработавшего теплоносителя просто сбрасывается в атмосферу в градирнях. Конденсатором отработавшего пара на неатомных электростанциях чаще всего служат именно градирни.

     Атомные электростанции относятся к тепловым, так как в их устройстве имеются  тепловыделители, теплоноситель и генератор электрического тока - турбина. Существуют как одноконтурные АЭС, так и двух-трех-контурные

(это  зависит от типа ядерного реактора).

 

2.2. ОСНОВЫ ТЕОРИИ РЕАКТОРОВ

      Ядерным энергетическим реактором называют агрегат, предназначенный для получения тепла из ядерного горючего путём самоподдерживающийся управляемой цепной реакции, деления атомов этого горючего.

      При работе ядерного реактора, для исключения возникновения цепной реакции, для  искусственного гашения реакции  используют замедлители, методом автоматического ввода в реактор элементов замедлителей. Чтобы поддерживать мощность реактора на постоянном уровне, необходимо соблюдать условие постоянства средней скорости деления ядер, так называемый коэффициент размножения нейтронов.

      Атомный реактор характеризуется критическими размерами активной зоны, при которых  коэффициент размножения нейтронов  К=1. Задаваясь составом ядерного делящего материала, конструкционными материалами, замедлителем и теплоносителем, выбирают вариант, при котором К  имеет максимальное значение.

      Эффективный коэффициент размножения представляет собой отношение числа рождений нейтронов к числу актов их гибели в результате поглощения и  утечки.

      Реактор с использованием отражателя уменьшает  критические размеры активной зоны, выравнивает распределение потока нейтронов и увеличивает удельную мощность реактора, отнесённую к 1кг загруженного в реактор ядерного горючего. Расчёт размеров активной зоны производится сложными методами. 

Реакторы  характеризуются  циклами и типами реакторов. 

     Топливным циклом или циклом ядерного горючего называются совокупность последовательных превращений топлива в реакторе, а так же при переработке облученного топлива после его извлечения из реактора с целью выделения вторичного топлива и невыгоревшего первичного топлива.

Топливный цикл определяет тип ядерного реактора: реактор - конвектор; реактор-размножитель; реакторы на быстрых, промежуточных и тепловых нейтронах, реактор на твёрдом, жидком и газообразном топливе; гомогенные реакторы и гетерогенные реакторы и другие. 

Принципы  регулирования мощности реактора. 

      Энергетический  реактор должен работать устойчиво  на различных уровнях мощности. Изменения  уровня тепловыделения в реакторе должно происходить достаточно быстро, но плавно, без скачков разгона мощности.

Система регулирования призвана компенсировать изменения коэффициент К (реактивности), возникающие при изменениях в  режиме, включая пуск и остановку. Для этого в процессе работы в  активную зону вводят по мере необходимости  графитовые стержни, материал которых сильно поглощает тепловые нейтроны. Для уменьшения или увеличения мощности соответственно выводят или вводят указанные стержни, регулируя тем самым коэффициент К. Стержни используются как регулирующие, так и компенсирующие, а в целом их можно назвать управляющими или защитными. 
 

2.3. КЛАССИФИКАЦИЯ РЕАКТОРОВ 

      Ядерные реакторы могут классифицироваться по различным признакам:

      1) по назначению: реакторы, предназначенные для выработки электрической или тепловой энергии называются энергетическими, так же реакторы бывают технологические и двухцелевые;

      2) по уровню энергии нейтронов, вызывающих большинство делений ядер топлива реакторы подразделяются: на тепловых нейтронах, на быстрых нейтронах, на промежуточных нейтронах;

      3) по виду замедлителей нейтронов: на водяные, тяжёловодные, графитовые, органические, бериллиевые.

      4) по виду и агрегатному состоянию теплоносителя: на водяные, тяжёловодные, жидкометаллические, органические, газовые;

      5) по принципу воспроизводства ядерного топлива:

Реакторы  на чистом делящем изотопе. С воспроизводством ядерного топлива (регенеративные) с  расширенным воспроизводством (реакторы-размножители);

      6) по принципу ядерного горючего: гетерогенные и гомогенные;

      7) по принципу агрегатного состояния делящего материала: в форме твердого тела, реже в виде жидкости и газа. 

      Если  ограничиться основными признаками, то может быть предложена следующая  система обозначения типов реакторов: 

1. Реактор с водой в качестве замедлителя и теплоносителя на слабо обогащённом уране (ВВР- Уно) или водо-водяной реактор (ВВР).