Размещено на http://www.allbest.ru/

Министерство образования и науки Российской Федерации

ФГАОУ ВПО «Северо-Кавказский федеральный университет»

Институт математики и естественных наук

Кафедра общей физики

Курсовая работа

по дисциплине «Физика атомного ядра и элементарных частиц»

на тему «Физика ядерных реакторов и атомных энергетических установок»

Выполнил: Кукота Максим Валерьевич

студент 3 курса группы ФИЗ-б-о-111

специальности физика очной формы обучения

Руководитель работы: Вашкевич Олеся Викторовна

доцент кафедры общей физики

Ставрополь, 2014 г.



УТВЕРЖДАЮ

Заведующий кафедрой общей физики Диканский Ю.И.

Институт математики и естественных наук. Кафедра общей физики. Специальность Физика.

Задание на курсовую работу

студента Кукота Максима Валерьевича

1. Тема работы «Физика ядерных реакторов и атомных энергетических установок»

2. Цель: рассмотреть устройство и принцип работы ядерных реакторов и атомных энергетических установок.

3. Задачи:

1) анализ и описание ядерных реакторов и атомных энергетических установок;

2) описание принципа работы ядерных реакторов и атомных энергетических установок.

4. Перечень подлежащих разработке вопросов:

а) по теоретической части:

- устройство ядерных реакторов;

- типы ядерных реакторов;

- устройство атомных энергетических установок;

б) по аналитической части:

- физическое описание ядерных реакций;

5. Исходные данные:

1. Вейнберг А., Вигнер E., пер. с англ. под ред. Я. В. Шевелева. М. / Физическая теория ядерных реакторов // Изд-во иностр. лит., 2011 г.

2. Цвайфель П.Ф. / Физика реакторов // М., Атомиздат, 2012 г.

3. Ганев И.Х. / Физика и расчет реактора // Учебное пособие для вузов. М, Энергоатомиздат., 2010 г.

4. Матвеев Л.В., Рудик А.П. / Почти все о ядерном реакторе // М., Энергоатомиздат., 2011 г.

5. Вальтер А.К., Залюбовский И.И. / Ядерная физика //Харьков: Основа, 2011 г.

6. Список рекомендуемой литературы:

1. Вейнберг А., Вигнер E., пер. с англ. под ред. Я. В. Шевелева. М. / Физическая теория ядерных реакторов // Изд-во иностр. лит., 2011 г.

2. Цвайфель П.Ф. / Физика реакторов // М., Атомиздат, 2012 г.

3. Ганев И.Х. / Физика и расчет реактора // Учебное пособие для вузов. М, Энергоатомиздат., 2010 г.

4. Вальтер А.К., Залюбовский И.И. / Ядерная физика //Харьков: Основа, 2011 г.

5. Воронько В.А. и др. / Атомная энергия // 1990. Т.68.С.449; 2013г. Т.71.С.563.

6. Адмантиадес А., Кентон Дж., Ран Ф., Браун И. / Справочник по ядерной энерготехнологии, пер. с англ.// М.:Энергоатомиздат, 2011 г.

7. Контрольные сроки представления отдельных разделов курсовой работы:

25 % - Глава 1 - 31.03.2014 г.

50 % - Глава 2 - 30.04.2014 г.

75 % - Глава 3 - 14.05.2014 г.

100 % - Введение, заключение, редактирование недостатков - 21.05.2014 г.

8. Срок защиты студентом курсовой работы 23.05.2014 г.

Дата выдачи задания 09.05.2014 г.

Руководитель курсовой работы

Кандидат физико-математических наук, доцент О.В. Вашкевич

Задание принял к исполнению студент очной формы обучения 3 курса группы ФИЗ-б-о-111 М.В. Кукота.



Содержание

• Введение
• 1. Основные моменты физики реакторов
• 1.1 Схема реактора
• 1.2 Устройство различных типов ядерных реакторов
• 2. Цепная реакция в ядерном реакторе
• 2.1 Физическое описание цепной реакции в атомном реакторе
• 3. Атомная энергетическая установка

Заключение

Список использованной литературы



Введение

Основным прикладным результатом фундаментальных исследований в ядерной физике явилось становление атомной энергетики. Производимая в ядерных реакторах энергия составляет около 6% всего мирового производства энергии. Однако развитие атомной энергетики породило и общественные проблемы, которые наиболее ярко проявились в трагической Чернобыльской катастрофе. После Чернобыля опасность для здоровья людей и окружающей среды, связанная с ядерной энергетикой, вызвала обоснованная негативную реакцию общественного мнения. Возникшие при этом вопросы относились не только к промышленникам и политикам, но и к научному сообществу физиков, работающих в области ядерной физики и физики элементарных частиц. В конце концов, выяснилось, что физики разработали ядерный реактор, который, как оказалось, может выйти из-под контроля. Поэтому задача развития безопасной ядерной энергетики, проведение фундаментальных исследований по этой тематике в последние годы привлекают повышенное внимание.

Ядра урана, особенно ядра изотопа²³⁵U, наиболее эффективно захватывают медленные нейтроны. Вероятность захвата медленных нейтронов с последующим делением ядер в сотни раз больше, чем быстрых. Поэтому в ядерных реакторах, работающих на естественном уране, используются замедлители нейтронов для повышения коэффициента размножения нейтронов. Эти реакторы получили название гетерогенных реакторов. Уже давно известен возможный вариант безопасной ядерной энергетики - освоение управляемого термоядерного синтеза. Однако, несмотря на принципиальную осуществимость этой программы, до сих пор перед исследователями стоят ещё не преодолённые технологические трудности. Для завершения программы исследований по управляемому термоядерному синтезу необходимы большие материальные вложения и значительное время. В то же время также достаточно давно известен и другой вариант безопасной энергетики, основанный на работе ядерного реактора в подкритическом режиме, для чего требуется облучение реактора потоком нейтронов. Эти нейтроны могут быть получены с помощью интенсивных пучков протонов или более тяжелых ядер. В последние годы работа в этом направлении значительно активизировалась как в область фундаментальных исследований, так и в разработке конкретных проектов установок, производящих энергию.

Цель данной курсовой работы - изучить устройство атомных реакторов и процессы, в них происходящие.



1. Основные моменты 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 -- ²³⁵U и ²³⁸U, а также ²³⁹Pu.

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.

²³⁸U делится только быстрыми нейтронами. При его делении выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых нейтрона. Вследствие того, что эти быстрые нейтроны замедляются в веществе до скоростей, неспособных вызвать деление ядра ²³⁸U. Поскольку в естественном уране основной изотоп - ²³⁸U, то цепная реакция в естественном уране протекать не может.

В ²³⁵U цепная реакция протекать может. 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, то в современных ядерных реакторах необходимо для замедления нейтронов применять не сам уран, а другие вещества, мало поглощающие нейтроны.

При попадании медленного нейтрона в ядро ²³⁵U он может быть захвачен этим ядром. При этом произойдет ряд ядерных реакций, итогом которых станет образование ядра ²³⁹Pu. Поэтому ядерное топливо в реакторе не только расходуется, но и нарабатывается.

Другим способом решить проблему необходимости замедления нейтронов является создание реакторов без необходимости их замедлять - реакторов на быстрых нейтронах. В таком реакторе основным делящимся веществом является не уран, а плутоний. Уран же выступает как дополнительный компонент реакции - от быстрого нейтрона, выпущенного при распаде ядра плутония, произойдет распад ядра урана с выделением энергии и испусканием других нейтронов, а при попадании в ядро урана замедлившегося нейтрона он превратится в ²³⁹Pu, возобновляя тем самым запасы ядерного топлива в реакторе.

Таким образом, в ядерном реакторе должен использоваться либо обогащенный уран с замедлителем, поглощающем нейтроны, либо необогащенный уран с замедлителем, мало поглощающем нейтроны, либо сплав плутония с ураном без замедлителя.



1.1 Схема реактора

Обязательными элементами для реакторов на тепловых нейтронах являются тепловыделитель, замедлитель и теплоноситель. На рис. 2.1 представлена типичная схема активной зоны.

Рис. 2.1. Схема активной зоны реактора

Через реактор с помощью насосов прокачивается теплоноситель, поступающий потом или на турбину или в теплообменник. Нагретый теплоноситель теплообменника поступает на турбину, где теряет часть своей энергии на выработку электричества. Из турбины теплоноситель поступает в конденсатор для пара, чтобы в реактор поступал теплоноситель с нужными для оптимальной работы параметрами. Также в реакторе имеется система управления, которая состоит из набора стержней диаметром в несколько сантиметров и длиной, сопоставимой с высотой активной зоны, состоящих из высокопоглощающего нейтроны материала. Стержни располагаются в специальных каналах и могут быть подняты или опущены в реактор. В поднятом состоянии они способствуют разгону реактора, в опущенном - заглушают его. Приводы стержней регулируются независимо друг от друга, поэтому с их помощью можно конфигурировать активность реакции в различных частях активной зоны.

1.2 Устройство различных типов ядерных реакторов

В настоящее время в мире существует пять типов ядерных реакторов. Это реактор ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор), РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный), реактор на тяжелой воде, реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром, реактор на быстрых нейтронах

a) ВВЭР.

Реакторы ВВЭР являются самым распространенным типом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Из самого названия реактора следует, что у него и замедлителем, и теплоносителем является обычная легкая вода. В качестве топлива используется обогащенный до 4.5% уран. Принципиальная схема реактора ВВЭР представлена на рис. 2.2.

Рис. 2.2. Схема ВВЭР



Он имеет два контура. Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы прокачивают воду через реактор и теплообменник. Вода реакторного контура находится под повышенным давлением, так что несмотря на ее высокую температуру, закипания не происходит. Вода второго контура находится под обычным давлением, так что в теплообменнике она превращается в пар. В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генеруемый в парогенераторе, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура, обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник.

b) РБМК.

РБМК построен по несколько другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего, в его активной зоне происходит кипение - из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов (рис. 2.3).

ядерный реактор атомный цепной



Рис. 2.3. Схема РБМК

Активная зона реактора -- вертикальный цилиндр диаметром 11.8 метров и высотой 7 метров (рис. 2.4). По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель - сплошная графитовая кладка толщиной 0.65 метра. Собственно активная зона собрана из графитовых шестигранных колонн (всего их 2488), собранных из блоков сечением 250х250мм. По центру каждого блока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114мм для размещения технологических каналов и стержней СУЗ(система управления защитой).

Рис. 2.4. Активная зона РБМК



Общее число технологических каналов в активной зоне 1693. Внутри большинства технологических каналов находятся тепловыделяющие кассеты. Кассета состоит из двух последовательно соединенных тепловыделяющих сборок (ТВС), длина каждой из которых 3,5м. ТВС содержит 18 стержневых твэлов -- трубок наружным диаметром 13,5мм с толщиной стенки 0,9 мм, заполненных таблетками диаметром 11,5мм из двуокиси урана, крепежные детали из сплава циркония и несущий стержень из оксида ниобия. Стенки кассеты плотно фиксированы к графитовой кладке, а внутри кассет циркулирует вода. В остальных каналах расположены стержни системы управления защитой, которые состоят из поглотителя - бороциркониевого сплава. Некоторые каналы полностью изолированы от теплоносителя, и в них расположены датчики радиации.

c) Реактор на тяжелой воде.

У тяжелой воды очень низкая степень поглощения нейтронов и очень высокие замедляющие свойства, превышающие аналогичные свойства графита. Вследствие этого реакторы на тяжелой воде работают на необогащенном топливе, что позволяет не строить сложные и опасные предприятия по обогащению урана.

В качестве теплоносителя первого контура может использоваться замедлитель - тяжелая вода, хотя имеются реакторы, где теплоноситель - легкая вода, а контуры циркуляции теплоносителя и замедлителя разделены. Конструкция реактора во многом аналогична конструкции реактора ВВЭР (Рис. 2.5).



Рис. 2.5. Схема реактора на тяжёлой воде

d) Реактор с шаровой засыпкой.

В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара, в который засыпаны тепловыделяющие элементы, также шарообразные. Каждый элемент представляет из себя графитовую сферу, в которую вкраплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ - чаще всего используется углекислота СО₂. Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник. Регулирование реактора осуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону (Рис.2.6).



Рис. 2.6. Схема реактора с шаровой засыпкой

e) Реактор на быстрых нейтронах.

Реактор на быстрых нейтронах очень сильно отличается от реакторов всех остальных типов. Его основное назначение - обеспечение расширенного воспроизводства делящегося плутония из ²³⁸U с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом (Рис. 2.7).

Прежде всего, в реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя. В связи с этим в качестве топлива используется не ²³⁵U, а плутоний и ²³⁸U, которые могут делиться от быстрых нейтронов. Плутоний необходим для обеспечения достаточной плотности нейтронного потока. Тепловыделение реактора 10-15 раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах, в связи с чем вместо воды используется расплав натрия.



Рис. 2.7. Схема реактора на быстрых нейтронах



2. Цепная реакция в ядерном реакторе

Ядерный реактор представляет собой сборку, содержащую такое количество делящихся изотопов, например ²³⁵U или ²³⁹Рu, что становится возможной самоподдерживающаяся цепная реакция. Принципы работы реактора весьма просты. Когда делящееся ядро поглощает нейтрон, оно может испытать деление. Например,

(3.1);

При поглощении ядром ²³⁵U нейтрона оно делится на два более легких ядра, называемых обычно осколками деления (они обозначены в уравнении (1.1) символами А и В) с образованием дополнительных нейтронов, среднее число которых обозначено . Величина слабо зависит от энергии нейтрона, вызвавшего деление, и сильно зависит от типа делящегося изотопа. Так, в рассматриваемой реакции в случае нейтронов низкой энергии (тепловые нейтроны) .

Помимо реакции (3.1) может иметь место радиационный захват:

(3.2);

Отношение числа радиационных захватов нейтронов к числу вызванных нейтронами делений обычно обозначается символом б. В действительности эта величина равна отношению микроскопических сечений захвата и деления:

(3.3);



Другая величина, часто используемая в литературе по физике реакторов, -- среднее число нейтронов, испускаемых на один нейтрон, поглощенный делящимся изотопом, обозначаемое обычно ?.

Из предыдущих определений следует, что

, (3.4a)

(3.4b)

(3.4c)

Здесь введено полное сечение поглощения

(3.5)

Цепная реакция имеет место, если какой-нибудь из нейтронов, испускаемых при делении, поглощается другим делящимся ядром, снова вызывая деление, и т.д. Для реактора, число делений в котором постоянно во времени (т.е. для критического реактора), необходимо, чтобы существовало точное равенство числа исчезающих и вновь появляющихся при делении нейтронов. В число исчезающих нейтронов следует включать не только те, которые вызывают деление или захватываются по реакции (3.2), но и поглощенные в ядрах других элементов, которые присутствуют в системе, и утекающие из системы. Одна из задач реакторной физики -- определение размеров и состава системы, которые обеспечивают условия критичности.

2.1 Физическое описание цепной реакции в атомном реакторе

В предыдущем пункте были сделаны довольно общие замечания о цепной реакции деления и ее особенностях в реакторах. На основе этих замечаний можно выразить в символической форме условие критичности реактора.

Введём величину k - коэффициент размножения. Для критического реактора k = 1. Если k > 1 реактор надкритичен и число нейтронов убывает. Физически k есть отношение числа нейтронов в данном поколении к числу нейтронов в предыдущем.

Удобно рассмотреть реактор таких больших размеров, что из него не утекают нейтроны. Для такого бесконечного реактора коэффициент размножения обозначают k_?. Очевидно,

(3.6)

Рассмотрим историю нейтрона, поглощенного делящимся ядром. Если реактор критический, то в следующем поколении в топливе должен также поглотиться один нейтрон. В результате поглощения первого нейтрона образуется ? новых нейтронов. Ограничимся на время одногрупповым рассмотрением бесконечного реактора. Тогда из ? нейтронов доля будет снова поглощена в топливе (здесь -- макроскопическое сечение поглощения топлива; -- сечение поглощения всех материалов в реакторе, включая топливо). Таким образом, в этой упрощенной модели

(3.7)

Здесь введена величина f-- коэффициент использования тепловых нейтронов:

(3.8)

Если рассматривать реактор конечных размеров, то

(3.9)

где -- вероятность того, что нейтрон не покинет пределов реактора (вероятность избежать утечки).

Рассмотрим теперь случай немоноэнергетических нейтронов. Предположим, что появляющиеся в результате делений быстрые нейтроны замедляются до тепловых энергий и затем вызывают деление (такая упрощенная модель применима только для реакторов на тепловых нейтронах). Некоторые быстрые нейтроны вызывают деление ²³⁸U. Отношение числа нейтронов, замедляющихся ниже порога деления ²³⁸U (около 1,2 Мэв), к числу первоначально появляющихся в системе обозначается е и называется коэффициентом размножения на быстрых нейтронах. При замедлении этих нейтронов через область резонансов доля нейтронов с избежит резонансного поглощения. Величина с называется вероятностью избежать резонансного поглощения. Таким образом,

(3.10)

Это выражение называют формулой четырех сомножителей. С учетом утечки нейтронов:

(3.11)

где -- вероятность того, что быстрый нейтрон не покинет пределов реактора.

Такое описание цепной реакции чрезвычайно упрощает истинную картину. Прежде всего, величины сильно зависят от конструкции реактора и могут быть легко рассчитаны лишь для очень идеализированных моделей. Во-вторых, в рамках этого описания предполагается, что все деления вызываются тепловыми (²³⁵U) или быстрыми (²³⁸U) нейтронами. Поэтому формулы такого типа полезны только для качественного рассмотрения. Тем не менее, они дают некоторое представление о физике происходящих в реакторе процессов. Кроме того, вычисление некоторых величин, входящих в приведенные выше формулы, полезно для определения некоторых параметров, используемых для расчета реакторов.



3. Атомная энергетическая установка

Атомную энергетическую установку, которая в основном является модификацией паротурбинной, начали применять на судах в конце 50-х гг. XX в. К энергетической установке судна с атомным двигателем относятся реактор, парогенератор и турбинная установка, приводящая в движение судовой движитель. Реактор - это установка для получения ядерных цепных реакций, во время которых возникает энергия, преобразуемая далее в механическую. В ядерном реакторе созданы такие условия, что число расщеплений ядра за единицу времени является величиной постоянной, т. е. цепная реакция происходит постоянно.

Ядерное топливо содержит делящийся материал, как правило, уран или плутоний. При расщеплении ядер атомов, которые распадаются на так называемые фрагменты - или на свободные нейтроны высоких энергий, освобождается очень много энергии. Для уменьшения высокой энергии нейтронов служит замедлитель: графит, бериллий или вода (Рис. 5.1).

Рис. 5.1. Конструкция ядерного реактора.

1 -- стальной корпус; 2 -- замедлитель; 3 -- отражатель; 4 -- защита; 5 -- тепловыделяющие элементы; 6 -- вход теплоносителя; 7 -- выход теплоносителя; 8 -- регулирующие стержни.

Для того чтобы свести к минимуму возможность потери нейтронов, устанавливают отражатель. Он состоит в основном из бериллия или графита. Во избежание слишком сильного потока нейтронов в реакторе на соответствующей глубине устанавливают регулирующие стержни из поглощающих нейтроны материалов (кадмия, бора, индия). Энергообмен в реакторе происходит с помощью теплоносителей, воды, органических жидкостей, сплавов из легкоплавких металлов и т. д. В настоящее время на судах применяют, как правило, реакторы, охлаждаемые водой под давлением (Рис. 5.2).

Рис. 5.2. Схема атомной энергетической установки с реактором, охлаждаемым водой под давлением. 1 -- реактор; 2 -- первичная биологическая защита; 3 -- вторичная биологическая защита; 4 -- парогенератор; 5 -- нагревательный змеевик первого контура; 6 -- циркуляционный насос первого контура; 7 -- турбина высокого давления; 8 -- турбина низкого давления; 9 -- редуктор; 10 -- конденсатор; 11 -- насос вторичного контура; 12 -- вход морской воды; 13 -- выход морской воды

Эта установка имеет два контура циркуляции. Первый контур - циркуляция воды под высоким давлением. Вода первого контура служит одновременно теплоносителем ядерного реактора и имеет давление приблизительно от 5,8 до 9,8 МПа. Она протекает через реактор и нагревается, например на судах «Отто Хан» (ФРГ) и «Мутсу» (Япония), до 278°С. При этом давление воды противодействует испарению. Горячая вода первого контура, протекая через нагревательный змеевик, отдает свое тепло парогенератору, затем она снова возвращается к реактору. К парогенератору из второго контура низкого давления подается конденсат. Нагреваемая в парогенераторе вода испаряется. Этот пар с относительно низким давлением (например, на американском судне «Саванна» оно составляет 3,14 МПа) служит для питания турбин, которые через редуктор приводят во вращение гребной винт.

Ядерный реактор изолирован от окружающей среды защитным экраном, не пропускающим вредные радиоактивные лучи. Обычно применяются двойные экраны. Первый (первичный) экран окружает реактор и изготовляется из свинцовых пластин с полиэтиленовым покрытием и из бетона. Вторичный экран окружает парогенератор и заключает внутри себя весь первый контур высокого давления. Этот экран в основном изготовляют из бетона толщиной от 500 мм («Отто Хан») до 1095 мм («Мутсу»), а также из свинцовых пластин толщиной 200 мал и полиэтилена толщиной 100 мм. Оба экрана требуют много места и имеют очень большую массу. Например, первичный экран на судне «Саванна» весит 665 т, а вторичный -- 2400 т. Наличие таких экранов является большим недостатком атомных энергетических установок. Другим, еще более существенным недостатком, является, несмотря на все защитные меры, опасность заражения окружающей среды как во время нормального функционирования энергетической установки вследствие отходов использованного топлива, выпуска трюмной воды из реакторного отсека и т. д., так и во время случайных аварий судна и атомной энергетической установки.

К неоспоримым преимуществам относятся очень низкий расход топлива и практически неограниченная дальность плавания. Например, судно «Отто Хан» (ФРГ) за три года не израсходовало даже 20 кг урана, в то время как расход топлива обычной паротурбинной энергетической установкой на судне таких размеров составил 40 тыс. т. Дальность плавания японского судна «Мутсу» составляет 145 тыс. миль. Несмотря на эти преимущества, атомные энергетические установки широко применяются только на боевых кораблях. Особенно выгодно их использовать на крупных подводных лодках, которые долгое время могут находиться под водой, так как для получения тепловой энергии в реакторе воздуха не требуется. Кроме того, атомными энергетическими установками оснащаются мощные ледоколы, используемые в северных широтах земного шара (Рис. 5.3).

Рис. 5.3. Атомная энергетическая установка на морском судне.

1 -- машинное отделение; 2 -- контейнер с реактором; 3 -- отсек вспомогательных механизмов; 4 -- хранилище отработавших ТВЭЛ.



Заключение

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. Целью настоящей работы было всего лишь рассказать о современной атомной энергетике, показать устройство и основные типы ядерных реакторов. К сожалению, объем доклада не позволяет более подробно остановиться на вопросах физики реактора, тонкостях конструкции отдельных типов и вытекающих из них проблем эксплуатации, надежности и безопасности.



Список использованной литературы

1. Вейнберг А., Вигнер E., пер. с англ. под ред. Я. В. Шевелева. М. / Физическая теория ядерных реакторов // Изд-во иностр. лит., 2011 г.

2. Цвайфель П.Ф. / Физика реакторов // М., Атомиздат, 2012 г.

3. Ганев И.Х. / Физика и расчет реактора // Учебное пособие для вузов. М, Энергоатомиздат., 2010 г.

4. Матвеев Л.В., Рудик А.П. / Почти все о ядерном реакторе // М., Энергоатомиздат., 2011 г.

5. Вальтер А.К., Залюбовский И.И. / Ядерная физика //Харьков: Основа, 2011 г.

6. Воронько В.А. и др. / Атомная энергия // 1990. Т.68.С.449; 2013г. Т.71.С.563.

7. Арбузов Б.А. / Физика подкритического ядерного реактора //Соросовский общеобразовательный журнал. №1, 2010г.

8. Абрамов А.И. / Измерение «неизмеримого» 4-е издание // М.: Энергоатомиздат, 2011 г.

9. Блинкин, В.Л., Новиков В.М / Жидкосолевые ядерные реакторы // М.:Атомиздат, 2012 г.

10. Вильдермут, К. / Единая теория ядра // М. - 2013 г.

11. Вальтер, А.К., Залюбовский И.И / Ядерная физика // Харьков: Основа, 2010 г.

12. Ганев, И.Х. / Физика и расчет реактора // М.: Энергоатомиздат, 2013 г.

13. Ионайтис, Р.Р. / Нетрадиционные средства управления ядерными реакторами // М.: Изд-во МГТУ, 2012 г.

14. Климов, А.Н. / Ядерная физика и ядерные реакторы // М.: Атомиздат,2011 г.

15. Адмантиадес А., Кентон Дж., Ран Ф., Браун И. / Справочник по ядерной энерготехнологии, пер. с англ.// М.:Энергоатомиздат, 2011 г.

Размещено на Allbest.ru

...