Файл: Контрольная работа по курсу Безопасность жизнедеятельности человека.docx

Таким образом, цепную реакцию деления можно осуществить с использованием разных видов топлива и замедлителя:

1. естественного и слабообогащенного урана с тяжеловодным или графитовым замедлителем на тепловых нейтронах;

2. сильнообогащенного урана или искусственного ядерного топлива (плутония) без замедлителя на быстрых нейтронах.

Понятие о ядерном реакторе и принципе его работы

Ядерный реактор – это устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция деления, сопровождающаяся выделением тепла и используемая для производства электроэнергии.

Атомные реакторы классифицируются по двум основным признакам: по взаимному расположению ядерного топлива и замедлителя (гетерогенные или гомогенные); виду нейтронов, участвующих в реакции деления (реакторы, работающие на тепловых или быстрых нейтронах).

Активная зона представляет собой цилиндрическую кладку, состоящую из отдельных, собранных в вертикальные колонны графитовых блоков, выполняющих роль замедлителя. В графитовых колонах проходит 1660 вертикальных технологических каналов, предназначенных для кассет с ядерным топливом. Ядерное топливо представляет собой таблетки черного цвета диаметром около 1 см и высотой – 1,5 см. Они содержат 2% изотопа 235 и 98% урана-238. Во всех случаях при таком составе ядерного топлива ядерный взрыв произойти не может, так как для лавинообразной стремительной реакции деления, характерной для ядерного взрыва, требуется концентрация урана-235 более 60%.

Двести таблеток ядерного топлива загружаются в трубки длиной 3,5 м, диаметром 1,35 см, изготовленной из циркониевого сплава. Такая трубка называется тепловыделяющим элементом (ТВЭЛ). Тепловыделяющие элементы собираются в кассеты, называемые «сборками».

Общая масса топлива, загружаемого в РБМК, составляет 190 т. В процессе работы реактора ТВЭЛы охлаждаются потоками теплоносителя, проходящими по технологическим каналам. В качестве теплоносителя используется обыкновенная вода.

Активную зону реактора окружают отражателем нейтронов, способствующим уменьшению утечки нейтронов из активной зоны путем их отражения обратно в зону.

Для управления ядерной реакцией, происходящей в ТВЭЛах, в специальные каналы вводятся регулирующие стержни, которые могут свободно перемещаться по специальным каналам.

Вокруг активной зоны реактора располагается биологическая защита от мощных потоков нейтронов, а также от альфа-, бета- и гамма-излучений. В качестве многометрового слоя биологической

---

защиты используется углеродистая сталь, песок, бетон, галька и вода.

Принцип работы реактора типа РБМК состоит в следующем. В результате деления ядер урана-235 вторичные быстрые нейтроны выходят из ТВЭЛов и попадают в графитовый замедлитель. Проходя по замедлителю, они теряют часть своей энергии и, уже являясь тепловыми, вновь попадают в ТВЭЛы и участвуют в дальнейшем процессе деления ядер урана-235. Энергия цепной ядерной реакции выделяется в виде кинетической энергии осколков деления, вторичных нейтронов, альфа- и бета-частиц, гамма-квантов и некоторых других элементарных частиц. В результате этого происходит разогрев ТВЭЛов и графитовой кладки замедлителя. Теплоноситель, в качестве которого используется вода, двигаясь в технологических каналах снизу вверх под давлением 70 атм, охлаждает активную зону реактора. В результате происходит нагрев теплоносителя до 284 ˚С. При этом происходит частичное превращение теплоносителя в пар.

Пароводяная смесь попадает по трубопроводам в сепаратор, который служит для отделения воды от пара (рис. 3.1).



Рис. 3.1. Принципиальная схема АЭС с РБМК: 1 – активная зона реактора; 2 – поток теплоносителя; 3 – сепаратор; 4 – паровая турбина; 5 – генератор электрического тока; 6 – технологический конденсатор; 7 – циркуляционный насос.

Насыщенный пар под давлением попадает на лопасти турбины, связанной с генератором электрического тока. Оставшийся пар направляется в технологический конденсатор, конденсируется, смешивается с теплоносителем, поступающим из сепаратора, и под давлением, создаваемым циркуляционным насосом, вновь поступает в технологические каналы активной зоны реактора.

Состояние реактора с точки зрения критичности (способности к поддержанию цепной реакции деления) характеризуют реактивностью . На реактивность реактора большое влияние оказывают температура и образование новых радиоактивных ядер. При этом наблюдается очень сложное изменение реактивности при нагреве реактора, которое называют температурным эффектом и характеризуют температурным коэффициентом реактивности (α_т). Температурный коэффициент показывает изменение реактивности реактора при нагреве ядерного топлива на 1˚К.

---

Работа реактора в стационарном и переходном режимах устойчива при отрицательном температурном коэффициенте α_т. В этом случае реактор является саморегулирующимся, т.е. способным при температурных возмущениях приходить в стабильное состояние без включения системы регулирования.

В реакторах с положительным α_т случайное повышение температуры вызывает рост мощности реактора и требуется ее регулировка.

Во время работы реактора состав активной зоны значительно изменяется за счет появления новых радионуклидов, разнообразных радиоактивных превращений. Эти процессы приводят к снижению реактивности реактора. Если снижение реактивности обусловлено появлением в активной зоне нуклидов, хорошо поглощающих нейтроны, то такое снижение реактивности называют отравлением реактора. Если в реакторе появляются нуклиды, сравнительно слабо поглощающие нейтроны, то образуются шлаки, а сопутствующий процесс снижения реактивности называют шлакованием.

Процессы отравления и шлакования непосредственно связаны с дополнительной потерей нейтронов в активной зоне, поэтому для компенсации происходящего снижения реактивности необходимо увеличить начальную загрузку ядерного топлива по сравнению с критическим значением.

Оперативное изменение коэффициента размножения нейтронов, удержание реактора в критическом и подкритическом режимах осуществляется системой управления и защиты (СУЗ), которая выполняет три основные функции:

1. 
   компенсацию избыточной реактивности;
   
2. 
   изменение мощности реактора, включая его пуск и остановку, а также поддержание мощности при случайных колебаниях параметров;
   
3. 
   аварийную защиту реактора (быстрое и надежное гашение цепной реакции деления).
   

В соответствии с функциями СУЗ поглощающие стержни разделяют на три группы: стержни автоматического регулирования, компенсирующие стержни и стержни аварийной защиты.

Стержни автоматического регулирования предназначены для регулировки тепловой мощности реактора. Если температурный коэффициент становится положительным, тогда стержни автоматической регулировки вводятся в активную зону.

Компенсирующие стержни предназначены для компенсации избыточной реактивности в реакторе. Во время работы реактора эти стержни введены в активную зону и по мере его эксплуатации выводятся из нее. Полностью будут выведены из зоны после того, когда ядерное топливо потеряет реактивность и необходима будет его замена.

---

Стержни аварийной защиты вводятся в активную зону с максимальной скоростью для остановки реактора в аварийной ситуации.

Достоинством реактора РБМК является возможность замены ТВЭЛов без остановки реактора и возможность поканального контроля его состояния. К недостаткам реактора РБМК следует отнести низкую стабильность работы на малых ядерных уровнях мощности; недостаточное быстродействие системы управления и использование одноконтурной схемы.

Задача (II тип). Рассчитать ИЗВ, степень разбавления сточных вод, сбрасываемых в водоемы и водотоки, используемые для рыбохозяйственных целей. Исходные данные приведены в табл. 2.1., 2.2. и 2.3
Таблица 2.1

Исходные гидрологические данные

Номер варианта	Расход воды в русле реки, м3/с	Средняя глубина Н, м	Vср, м/с	Коэфф. извилистости
1	1,05	0,85	0,45	1,06

Таблица 2.2

Данные для расчета ИЗВ

Наименование показателей, мг/дм3	Варианты	ПДК, мг/дм3
	1
	Расход сточных вод, м3/с
	0,015
	Концентрация загрязняющих веществ в выпускаемых сточных водах, мг/дм3/ до вы
1. Растворенный кислород	0,03	6,0
2. БПК (биохимическое потребление кислорода)	1,8	3,0
3. Азот аммонийный	0,11	0,39
4. Азот нитратный	0,01	0,08
5.Фосфор фосфатный	0,2	0,89
6. Нефтепродукты	-	0,05

---

Таблица 2.3

Данные для расчета степени разбавления п сточных вод

Наименование показателей, мг/дм3	Варианты	ПДК, мг/дм3
	1
	Расход сточных вод, м3/с
	0,015
	Концентрация загрязняющих веществ в выпускаемых сточных водах, мг/дм3/ до вы до выпуска, мг/дм3
Cульфат меди (СuSO4)	5,5/0,05	0,5

Решение:

1. 
   Рассчитываем значение ИЗВ, по формуле 
   

Делаем вывод, что вода умеренно загрязненная.

2. 
   Для определения степени разбавления nсточных вод, сбрасываемых в непроточные водоемы, используется уравнение:
   

где – концентрация загрязняющего вещества в выпускаемых сточных водах;

 и (С = ПДК) – концентрация загрязняющих веществ в водоеме до и после выпуска соответственно.

Найдем степень разбавления nсточных вод, сбрасываемых в непроточные водоемы:



Разбавление сточных вод, сбрасываемых в водотоки, определяется по формуле:



где Q  расход воды в водотоке, м³ / с,

q – расход сбрасываемых сточных вод, м³/с,

а – коэффициент смешения сточных вод с водой водотока, который рассчитывается по формуле:



где  коэффициент, учитывающий гидравлические факторы смешения сточных вод с водой водотока, определяется по формуле:



где

---