Действии радиации на человека и окружающую среду. Атомные станции Методическое руководство к расчёту Водо-водянных реакторов в курсовом проектировании


Атомная энергетика. Выполнение курсовых проектов по ядерным реакторам

Действующие реакторные технологии

Большинство из действующих атомных энергоблоков используют легководные реакторы (LWR) - 82% от общего числа блоков. На долю тяжёловодных установок приходится 10%, газоохлаждаемых - 4%, и реакторов с водным охлаждением и графитовым замедлителем - 4%. В мире действуют также несколько быстрых реакторов с натриевым теплоносителем [5].

Возраст большинства действующих реакторов превышает 20-30 лет (рис.1). Сроки эксплуатации многих энергоблоков были продлены по сравнению с проектными, причём сроки продления составили до 20 лет. Средняя мощность действующих энергетических реакторов в 2006 году составила 850 МВт(эл.) [6].

Рис 1 - Распределение действующих энергоблоков по их возрасту (по состоянию на 31 декабря 2007) [7]

Рис 2 - Распределение действующих быстрых реакторов по возрасту (по состоянию на 2009 год)

Реакторные технологии, предлагающиеся в наше время на рынках, базируются на предшествующих проектах, однако учитывают следующие дополнительные принципы:

увеличенный срок эксплуатации;

упрощённое обслуживание - online или во время остановок;

упрощение строительства и сокращение его сроков;

включение соображений по безопасности блока на ранних этапах проектирования;

применение современных технологий цифрового управления и человеко-машинного интерфейса;

проектирование систем безопасности, исходя из оценок риска;

упрощение проектов за счёт снижения числа вращающихся компонентов;

повышенное внимание к пассивным системам (гравитация, естественная циркуляция, аккумулированное давление и т.д.);

включение в проект дополнительного оборудования для борьбы с последствиями серьёзных инцидентов;

стандартизация проектов с этапом предварительного лицензирования.

Исторически, атомные отрасли ориентировались на экономию масштаба. Тем не менее, продолжаются работы по созданию малых (менее 300 МВт(эл.)) и средних (300-700 МВт(эл.)) реакторов. Такие установки могут использоваться для следующих целей:

для работы в малых сетях, в том числе, в развивающихся странах;

для обслуживания изолированных регионов;

для снижения финансовых рисков путём постепенного наращивания мощности атомных станций, состоящих из блоков малой мощности.

Планы государств по развитию атомной энергетики

Позиции государств, имеющих АЭС, по отношению к атомной энергетике таковы[8]:

число стран, собирающихся отказаться от атомной энергетики по окончанию срока службы имеющихся у них энергетических реакторов - 6;

число стран, готовых разрешить строительство новых блоков, но не предоставляющих компаниям в этой связи никаких льгот - 5;

число стран, собирающихся поддерживать строительство новых блоков - 6;

число стран, поддерживающих строительство одного нового блока - 4;

число стран, поддерживающих программу по строительству новых блоков и АЭС - 9.

Статистика по странам-новичкам, не располагающим атомными станциями, выглядит следующим образом:

число стран, не планирующих строительство АЭС, но заинтересованных в различных сопутствующих программах - 16;

число стран, имеющих серьёзные намерения по строительству АЭС - 14;

число стран, ведущих активную подготовку к строительству АЭС, но не принявших окончательного решения - 7;

число стран, принявших решение по строительству АЭС и начавших подготовку инфраструктуры - 4;

число стран, стартовавших тендер по выбору генподрядчиков для строительства АЭС - 1;

число стран, ведущих строительство своей первой АЭС - 1.

Прогнозные оценки, дающиеся в МАГАТЭ по масштабам развития атомной энергетики, следующие [8]:

оптимистический прогноз - суммарный атомный парк возрастёт от 372,2 ГВт(эл.) в 2007 году до 747,5 ГВт(эл.) в 2030 году;

пессимистический прогноз - суммарный атомный парк возрастёт от 372,2 ГВт(эл.) в 2007 году до 473,2 ГВт(эл.) в 2030 году.

1. Немного ядерной физики.

 Любой ядерный реактор является основной частью атомной станции. Атомные электростанции относятся к тепловым, так как в их устройстве имеются три основных элемента : тепловыделители, теплоноситель и генератор электрического тока - турбина. Существуют как одноконтурные АЭС, так и двух-трех-контурные (это зависит от типа ядерного реактора). Принципиальная схема атомной станции приведена на рисунке : 

Рисунок  1. Схема тепловой станции

 Вначале, я хотел бы остановиться на основных, самых важных, положениях физики реакторов.

 Ядерный реактор - аппарат, в котором происходят ядерные реакции - превращения одних химических элементов в другие. Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегося вещества, которое при своем распаде выделяет элементарные частицы, способные вызвать распад других ядер. Деление атомного ядра может произойти самопроизвольно или при попадании в него элементарной частицы. Самопроизвольный распад в ядерной энергетике не используется из-за очень низкой его интенсивности. В качестве делящегося вещества в настоящее время могут использоваться изотопы урана — уран-235 и уран-238, а также плутоний-239. В ядерном реакторе происходит цепная реакция. Ядра урана или плутония распадаются, при этом образуются два-три ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяется энергия, излучаются гамма-кванты и образуются два или три нейтрона, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией (величина этой энергии должна лежать в определенном диапазоне: более медленная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него). Наибольшее значение в ядерной энергетике имеют нейтроны. В зависимости от скорости элементарной частицы выделяют два вида нейтронов: быстрые и медленные. Нейтроны разных видов по-разному влияют на ядра делящихся элементов. Уран-238 делится только быстрыми нейтронами. При его делении выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых нейтрона. Вследствие того, что эти быстрые нейтроны замедляются в веществе урана-238 до скоростей, неспособных вызвать деление ядра урана-238, цепная реакция в уране-238 протекать не может. Поскольку в естественном уране основной изотоп - уран-238, то цепная реакция в естественном уране протекать не может. В уране-235 цепная реакция протекать может, так как наиболее эффективно его деление происходит, когда нейтроны замедлены в 3-4 раза по сравнению с быстрыми, что происходит при достаточно длинном их пробеге в толще урана без риска быть поглощенными посторонними веществами или при прохождении через вещество, обладающее свойством замедлять нейтроны, не поглощая их. Поскольку в естественном уране имеется достаточно большое количество веществ, поглощающих нейтроны (тот же уран-238, который при этом превращается в другой делящийся изотоп - плутоний-239), то в современных ядерных реакторах необходимо для замедления нейтронов применять не сам уран, а другие вещества, мало поглощающие нейтроны (например, графит или тяжелая вода). Обыкновенная вода нейтроны замедляет очень хорошо, но сильно их поглощает. Поэтому для нормального протекания цепной реакции при использовании в качестве замедлителя обыкновенной легкой воды необходимо использовать уран с высокой долей обогащения.

Перспективы развития быстрых реакторов Главными факторами, влияющими на развитие ядерно-энергетических систем нового поколения в XXI веке, будут: экономика, безопасность, устойчивость с точки зрения нераспространения и защита окружающей среды, включая улучшение использования ресурсов и сокращение образования отходов. Многие будущие инновации будут сосредоточены на системах на быстрых нейтронах, которые могут производить больше делящегося материала в форме плутония-239, чем они потребляют

Международное сотрудничество в области сохранения знаний по быстрым реакторам В последние годы наблюдается международная кооперация в области ядерной энергетики. При активном участии российских специалистов МАГАТЭ развивает крупный международный проект INPRO [1]. Его цель – выработка принципов обеспечения безопасности и эффективности крупномасштабной ядерной энергетики, а также объединение обладателей ядерных технологий и будущих пользователей для совместных действий, направленных на усовершенствование ядерных реакторов и их топливных циклов.

Технико-экономические показатели быстрых реакторов Пока запасы органического топлива продолжали стремительно иссякать, миллиарды долларов в развитых странах были истрачены на разработку альтернативных способов получения энергии, но эффективных технологий так и не нашли. Американцы, например, потратили несколько миллиардов долларов на развитие ветряных станций, но в итоге признали, что их доля едва ли когда-нибудь превысит 5% от общего объема производимого в стране электричества.

Сложности, связанные с быстрыми реакторами Удивляться тому, что внедрение столь привлекательного на первый взгляд ноу-хау в массовое производство так и не состоялось, не стоит.

Источники знаний по быстрым реакторам МАГАТЭ не ставит своей целью собирать и накапливать все знания по быстрым реакторам как таковые. Цель другая - аккумулировать информацию о том, какие знания по быстрым реакторам существуют в мире, и где они могут быть получены или приобретены. Иными словами, накапливаться будет информация об информации – метаданные, а при возможности и сами документы.

Российская программа по быстрым реакторам Первый отечественный демонстрационный энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 тепловой мощностью 1000 МВт был введен в строй в 1973 году на восточном побережье Каспийского моря [14]. Он имел традиционную для атомной энергетики петлевую схему передачи теплоты и паротурбинный комплекс для преобразования тепловой энергии. Часть тепловой мощности реактора использовалась для выработки электроэнергии, остальная шла на опреснение морской воды. Одна из отличительных особенностей схемы этой и последующих реакторных установок с натриевым теплоносителем - наличие промежуточного контура передачи теплоты между реактором и пароводяным контуром, продиктованное соображениями безопасности.

Система организации знаний по быстрым реакторам Одним из результатов, достигнутых человечеством в начале 21 века, является осознание того, что знания - это ресурс, необходимый для его дальнейшего развития. Ядерные знания - это тот особый значимый ресурс, без которого невозможно устойчивое развитие ядерной энергетики.

Исследование метаданных технических документов Главной целью Системы Организации Знаний по Быстрым Реакторам (СОЗ БР) является гарантированное сохранения знаний и опыта по быстрым реакторам, полученных в различных странах, в той форме, которая будет содействовать эффективному поиску и использованию информации.

Разработка системы поиска документов по таксономии СОЗ БР Подразделение по Управлению Знаниями Департамента Ядерной Энергетики МАГАТЭ проводит активную работу, которая, по моему мнению, способна изменить ситуацию и помочь коллективной работе по созданию единого хранилища знаний по быстрым реакторам на основе таксономии СОЗ БР


Атомная энергетика Задачи по курсу "Ядерная и нейтронная физика"