Реферат на тему: АЭС

Оглавление:

У вас нет времени на реферат или вам не удаётся написать реферат? Напишите мне в whatsapp — согласуем сроки и я вам помогу!

В статье «Как научиться правильно писать реферат», я написала о правилах и советах написания лучших рефератов, прочитайте пожалуйста.

Собрала для вас похожие темы рефератов, посмотрите, почитайте:

Введение

Ядерная энергетика опасна? Этот вопрос задается особенно часто в последнее время, особенно после аварий на острове Тримил и Чернобыльской АЭС. И если опасность все еще существует, как можно снизить риск неприятных последствий несчастных случаев? И в чем причина той или иной опасности? Эта статья посвящена ответам на эти вопросы.

В данном докладе рассматриваются основные вопросы, связанные с проектированием и эксплуатацией атомных электростанций и ядерных реакторов, проводится сравнение различных типов ядерных реакторов и объясняются причины их опасности.

Генеральный план электростанции

Все аппараты для преобразования различных видов энергии в электростанции можно разделить на следующие типы:

Тепловые электростанции — они преобразуют различные виды энергии в энергию нагретого теплоносителя (в основном воды), который, в свою очередь, передает свою энергию турбине, вырабатывающей электроэнергию. Этот тип включает в себя угольные, газовые, атомные электростанции, электростанции, работающие на нефти и ее производных, а также некоторые виды солнечной энергии.
Гидроэлектростанции — преобразуют энергию движения воды в электричество, передавая ее непосредственно в турбину. К ним относятся гидроэлектростанции и приливные электростанции.
Электростанции, вырабатывающие электроэнергию напрямую — солнце на фотогальванических элементах, ветер.

Следует помнить, что может быть несколько контуров — теплоноситель из топливного реактора не может идти непосредственно в турбину, а отдаёт своё тепло в теплообменнике теплоносителю следующего контура, который уже может идти в турбину, а затем может отдавать свою энергию следующему контуру. Каждая электростанция также имеет систему охлаждения для охлаждающей жидкости отработавших газов, чтобы довести температуру охлаждающей жидкости до уровня, необходимого для рециркуляции. Если населенный пункт расположен вблизи электростанции, то это достигается за счет использования тепла отработавшего теплоносителя для подогрева воды для отопления домов или горячего водоснабжения, в противном случае избыточное тепло отработавшего теплоносителя просто выбрасывается в атмосферу в градирне (показано на рисунке на обложке: это широкие конические трубки). Именно градирни чаще всего служат в качестве конденсаторов отработанного пара на неядерных электростанциях.

Атомные электростанции классифицируются как тепловые, потому что у них есть теплоотводы, теплоноситель и электрогенератор, турбина. Существуют как одноконтурные, так и двухконтурные трехконтурные АЭС (в зависимости от типа ядерного реактора).

Немного ядерной физики

Для лучшего понимания принципов работы ядерного реактора и значимости происходящих в нем процессов мы кратко изложим основные моменты физики реактора.

Ядерный реактор — устройство, в котором происходят ядерные реакции — превращение одних химических элементов в другие. Для этих реакций необходимо, чтобы в реакторе находилось расщепляющееся вещество, которое во время распада выделяет элементарные частицы, которые могут вызвать распад других ядер.

Ядерное деление может произойти спонтанно или когда элементарная частица попадает в ядро. Спонтанный распад атомной энергии не используется из-за ее очень низкой интенсивности.

В настоящее время в качестве расщепляющегося материала могут использоваться изотопы урана-235, урана-238 и плутония-239.

В ядерном реакторе происходит цепная реакция. Ядра урана или плутония распадаются, образуя в центре таблицы Менделеева два или три ядра элементов, которые излучают энергию, испускают кванты гамма-излучения и образуют два или три нейтрона, которые, в свою очередь, могут реагировать с другими атомами и продолжать цепную реакцию, вызывая их деление. Для распада атомного ядра необходимо, чтобы в него попала элементарная частица с определенной энергией (величина этой энергии должна быть в определенном диапазоне: более медленная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникая в него). Нейтроны наиболее важны в ядерной энергетике.

В зависимости от скорости элементарной частицы выделяются два типа нейтронов: быстрый и медленный. Нейтроны разных видов по-разному влияют на ядра элементов деления.

Уран-238 разделяет только быстрые нейтроны. Когда она делится, высвобождается энергия и создаются 2-3 быстрых нейтрона. В связи с тем, что эти быстрые нейтроны замедляются в веществе урана-238 до скоростей, которые не способны вызвать деление ядра урана-238, цепная реакция не может произойти в уране-238.

Поскольку основным изотопом в природном уране является уран-238, цепная реакция не может происходить в природном уране.

В уране-235 цепная реакция может происходить потому, что его деление наиболее эффективно, когда нейтроны замедляются в 3-4 раза по сравнению с быстрыми нейтронами, что происходит, когда они достаточно долго работают в толстом уране без риска поглощения инородными веществами, или когда они проходят через вещество, обладающее свойством замедлять нейтроны, не поглощая их.

Поскольку в природном уране содержится довольно большое количество веществ, поглощающих нейтроны (тот же самый уран-238, который превращается в другой расщепляющийся изотоп — плутоний-239), то для замедления нейтронов в современных ядерных реакторах необходимо использовать другие вещества, лишь незначительно поглощающие нейтроны (например, графит или тяжелая вода), а не сам уран.

Обычная нейтронная вода очень хорошо замедляется, но сильно поглощает их. Поэтому для нормального протекания цепной реакции с использованием в качестве замедлителя обычной легкой воды необходимо использовать уран с высоким содержанием делящегося изотопа — уран-235 (обогащенный уран). Обогащенный уран производится на горнодобывающих и перерабатывающих предприятиях по достаточно сложной и трудоемкой технологии, в результате чего образуются токсичные и радиоактивные отходы.

Графит хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании графита в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды.

Тяжелая вода очень хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании тяжелой воды в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды. Но производство тяжелой воды очень трудоемко и экологически вредно.

Когда медленный нейтрон попадает в ядро урана-235, он может быть захвачен этим ядром. Это вызовет ряд ядерных реакций, которые приведут к образованию ядер плутония-239. (Плутоний-239 в принципе может использоваться и в атомной энергетике, но в настоящее время он является одним из основных компонентов при заполнении атомных бомб). Поэтому ядерное топливо в реакторе не только потребляется, но и накапливается. В некоторых атомных реакторах основной задачей является именно такое накопление.

Другой способ решения проблемы необходимости замедления нейтронов — создание реакторов без их замедления — быстрых реакторов. В таком реакторе основным расщепляющимся веществом является не уран, а плутоний. Уран (используется уран-238) действует как дополнительная реакционная составляющая — из быстрых нейтронов, которые высвобождаются при распаде ядра плутония, при разложении ядра урана, высвобождая энергию и выделяя другие нейтроны, а при поступлении в ядро замедленного нейтрона превращаются в плутоний-239, обновляя запас ядерного топлива в реакторе. В связи с малыми размерами поглощения нейтронов плутонием, в плутонии и сплаве уран-238 произойдет цепная реакция, в которой образуется большое количество нейтронов.

Поэтому в ядерном реакторе следует использовать либо обогащенный уран с замедлителем, поглощающим нейтроны, либо сырой уран с замедлителем, плохо поглощающим нейтроны, либо плутониевый сплав с ураном без замедлителя. Далее обсуждаются различные типы ядерных реакторов, которые реализуют эти три варианта по-разному.

Четвертый ядерный реактор

Как уже упоминалось, тремя обязательными элементами для тепловых нейтронных реакторов являются сепаратор топлива, замедлитель и теплоноситель. На этом рисунке показана типичная диаграмма ядра.

Теплоноситель перекачивается через реактор (обычно называемый циркуляционными насосами), а затем перекачивается либо в турбину (в РБМК), либо в теплообменник (в реакторах других типов). Теплообменный теплоноситель поступает в турбину, где теряет часть энергии для выработки электроэнергии. Из турбины теплоноситель поступает в паровой конденсатор, так что теплоноситель поступает в реактор с параметрами, необходимыми для оптимальной работы. В реакторе имеется также система управления (не показанная на рисунке), которая состоит из набора стержней диаметром несколько сантиметров и длиной, сравнимой с высотой активной зоны, изготовленных из высоко нейтронопоглощающего материала, обычно соединений бора. Стержни расположены в специальных каналах и могут подниматься или опускаться в реактор. При подъеме они способствуют ускорению реактора, при опускании — заглушают его. Приводы стержней управляются независимо друг от друга, так что с их помощью можно конфигурировать реакционную активность в различных частях активной зоны реактора.

Реакторы на быстрых нейтронах немного отличаются. Они описаны ниже.

Топливная кассета представляет собой структуру урановых гранул и тело, которое их объединяет, толщиной 10-20 см и длиной в несколько метров, что является источником энергии из-за распада урана. Материалом тела обычно является цирконий.

TVS — топливная сборка — топливная кассета и ее крепление. Топливный элемент находится в активной зоне реактора.

CMS — система управления защитой. Он состоит в основном из стержней, поглощающих нейтроны.

Оборудование различных типов ядерных реакторов

В настоящее время в мире существует пять типов ядерных реакторов. Это реактор ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор), РБМК (высокомощный канальный реактор), тяжеловодный реактор, реактор с шаровым наполнением и газовым циклом, реактор с быстрыми нейтронами. Каждый тип реактора имеет свои конструктивные особенности, которые отличают его от других типов, хотя некоторые конструктивные элементы, безусловно, могут быть заимствованы у других типов. ВВЭР строились в основном на территории бывшего СССР и Восточной Европы, в России много реакторов типа РБМК, в странах Западной Европы и Юго-Восточной Азии, тяжеловодные реакторы строились в основном в Америке. Параметры этих реакторов лучше всего представить в виде таблицы.

Реакторы PWR являются наиболее распространенным типом реакторов в России. Дешевизна теплоносителя для замедлителя, используемого в этих реакторах, и относительная эксплуатационная безопасность очень привлекательны, несмотря на необходимость использования обогащенного урана в этих реакторах. Из самого названия реактора PWR следует, что обычная легкая вода является и замедлителем, и теплоносителем. В качестве топлива используется уран, обогащенный до 4,5%.

Как видно из диаграммы, она имеет два контура. Первый контур, контур реактора, полностью изолирован от второго, что снижает выбросы радиоактивных веществ в атмосферу. Циркуляционные насосы (первый циркуляционный насос не показан на диаграмме) перекачивают воду через реактор и теплообменник (циркуляционные насосы приводятся в движение турбиной). Вода в контуре реактора находится под повышенным давлением, чтобы она не закипела, несмотря на высокую температуру (293 градуса — на выходе, 267 градусов — на входе в реактор). Вода второго контура находится под нормальным давлением, поэтому в теплообменнике она превращается в пар. В парогенераторе теплообменника теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, передает тепло воде второго контура. Выработанный в парогенераторе пар поступает в турбины по основным паропроводам второго контура, отдает часть своей энергии на вращение турбины, а затем поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой в циркуляционном контуре (так сказать, в третьем контуре), обеспечивает сбор и конденсацию отработанного пара. Конденсат возвращается в теплообменник после прохождения через систему предварительного подогрева.

Энергетическая мощность большинства реакторов ВВЭР в нашей стране составляет 1000 мегаватт (МВт).

Структура активной зоны реактора ВВЭР показана на рис.3. Он имеет прочный внешний стальной сосуд, который в случае непредвиденных обстоятельств может локализовать возможную аварию. Сосуд полностью заполнен водой под высоким давлением. В центре ядра расположены топливные элементы с шагом 20-25 см. Некоторые топливные элементы дополняются сверху абсорбером из бор-циркониевого сплава и нитрида бора и могут находиться в активной зоне либо в бор-циркониевой, либо в урановой части — так контролируется цепная реакция. Вода подается в реактор снизу под давлением. Сверху реактор закрыт стальной крышкой, которая герметизирует его контейнер и является биозащитным.

РБМК

РБМК основан на несколько ином принципе, чем WWER. Прежде всего, кипение происходит в его активной зоне — из реактора выходит водно-паровая смесь и, проходя через сепараторы, расщепляется на воду, которая возвращается на вход в реактор, и пар, который поступает непосредственно в турбину. Электроэнергия, вырабатываемая турбиной, используется, как и в PWR, для работы циркуляционных насосов. Его основная схема показана на рисунке 4.

Основными техническими особенностями РБМК являются следующая активная зона реактора — вертикальный цилиндр диаметром 11,8 м и высотой 7 м (см. рис. 5). На периферии сердечника, а также на верхней и нижней стороне находится боковой отражатель — сплошная графитовая кладка толщиной 0,65 м. Фактическое ядро состоит из шестиугольных графитовых колонн (всего 2488), которые состоят из блоков сечением 250х250 мм. В центре каждого блока имеются сквозные отверстия диаметром 114 мм по всей колонне для размещения технологических каналов и стержней КПС.

Общее количество технологических каналов в активной зоне — 1693, внутри большинства технологических каналов находятся топливные кассеты достаточно сложной структуры. Кассета состоит из двух топливных элементов (топливный элемент последовательно), каждый из которых имеет длину 3,5 метра. Топливный элемент содержит 18 стержневых топливных стержней — трубки наружным диаметром 13.5 мм и толщиной стенки 0.9 мм, заполненные гранулами диаметром 11.5 мм из диоксида урана (UO2), крепежи из циркониевого сплава и стержень-носитель из оксида ниобия. Стены кассеты прочно прикреплены к графитовой кладке, и вода циркулирует в кассетах. Остальные каналы имеют защитные стержни управления, изготовленные из абсорбирующего борциркониевого сплава. Некоторые каналы полностью изолированы от охлаждающей жидкости и имеют датчики излучения.

Электрическая мощность РБМК составляет 1000 МВт. АЭС с реакторами РБМК составляют значительную долю в атомной энергетике. Таким образом, ими оснащены Ленинградская, Курская, Чернобыльская, Смоленская и Игналинская АЭС.

ВВЭР и РБМК: сравнительные характеристики

Сравнивая различные типы ядерных реакторов, стоит отметить два наиболее распространенных типа этих установок в нашей стране и в мире: ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) и РБМК (высокомощный канальный реактор). Основные отличия: в ВВЭР — реактор-бак (давление поддерживается баком реактора); в РБМК — канальный реактор (давление поддерживается независимо в каждом канале); в теплоносителе и замедлителе ВВЭР — одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится); в замедлителе РБМК — графит и теплоноситель — вода; в ВВЭР пар образуется во втором баке парогенератора, в РБМК пар образуется непосредственно в активной зоне реактора (кипящего реактора) и поступает непосредственно в турбину — второго цикла не вводится. Из-за различной структуры активных зон рабочие параметры этих реакторов также различны. Для безопасности реактора такой параметр как коэффициент реактивности имеет значение — его можно визуализировать как величину, показывающую, как изменения того или иного параметра реактора будут влиять на интенсивность цепной реакции в нем. Если этот коэффициент положительный, то при увеличении параметра, на который дается коэффициент, цепная реакция в реакторе будет увеличиваться при отсутствии других воздействий и, в конце концов, можно будет перевести его на неконтролируемое и каскадное увеличение — реактор будет ускоряться. При рассеянии реактора происходит интенсивный тепловой выброс, который приводит к плавлению топливных элементов, при этом их расплав течет в нижнюю часть активной зоны, что может привести к разрушению корпуса реактора и выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду.

В этой таблице приведены коэффициенты реактивности для РБМК и ВВЭР.

Объяснение.

В реакторе ВВЭР, когда в активной зоне образуется пар или температура теплоносителя повышается, что приводит к уменьшению его плотности, количество столкновений нейтронов с атомами молекул теплоносителя уменьшается, замедление нейтронов уменьшается, в результате чего все нейтроны выходят из активной зоны, не реагируя с другими ядрами. Реактор останавливается.

В реакторе РБМК при закипании воды или повышении температуры, что приводит к уменьшению ее плотности, эффект поглощения нейтронов (замедлитель уже присутствует в этом реакторе, а у пара коэффициент поглощения нейтронов значительно ниже, чем у воды). Цепная реакция увеличивается и ускоряется в реакторе, что, в свою очередь, приводит к дальнейшему повышению температуры воды и ее кипению.

Поэтому в случае возникновения аварийных ситуаций при работе реактора, связанных с его разгоном, реактор ВВЭР останавливается и реактор РБМК продолжает разгон с возрастающей интенсивностью, что может привести к очень интенсивному тепловыделению, в результате чего происходит плавление активной зоны реактора. Это следствие очень опасно, так как при контакте расплавленных циркониевых оболочек с водой они распадаются на водород и кислород и образуют сильнодействующий дребезжащий газ, взрыв которого неизбежно разрушает ядро и выбрасывает в окружающую среду радиоактивное топливо и графит. Так развивались события, связанные с аварией на Чернобыльской АЭС. Поэтому в реакторе РБМК системы безопасности играют такую же роль, как нигде, что и в аварийной ситуации: либо предотвращают слив теплоносителя из реактора, либо охлаждают его, гасят повышение температуры и доводят теплоноситель до точки кипения. Современные реакторы типа РБМК оснащены достаточно эффективными такими системами, которые практически исключают риск развития аварии (на Чернобыльской АЭС системы аварийной безопасности были полностью отключены в ночь аварии по преступной халатности, с нарушением всех инструкций и запретов), но такую возможность следует иметь в виду.

Таким образом, реактор РБМК требует меньшего обогащения топлива, обладает лучшими возможностями для производства расщепляющегося материала (плутония), имеет непрерывный рабочий цикл, но потенциально более опасен в эксплуатации. Степень этой опасности зависит от качества систем аварийной защиты и квалификации обслуживающего персонала. Кроме того, РБМК имеет больше выбросов радиации в атмосферу во время работы из-за отсутствия второго цикла.

Реактор на тяжелой воде

В Канаде и Америке проектировщики ядерных реакторов предпочли использовать тяжелую воду в качестве замедлителя, когда они решили поддерживать цепную реакцию в реакторе. Тяжелая вода обладает очень низким поглощением нейтронов и очень высокими тормозящими свойствами, превосходящими свойства графита. В результате тяжеловодные реакторы работают на сыром топливе, что позволяет избежать строительства сложных и опасных заводов по обогащению урана. В принципе, хорошо спроектированный и построенный тяжеловодный реактор может работать в течение многих лет с природным ураном, который нужно только отделить от руды, и обеспечить дешевой энергией. Однако производство тяжелой воды обходится очень дорого, и поэтому общая стоимость эксплуатации реактора увеличивается из-за неизбежной утечки из трубопроводов и близка к аналогичным затратам для РБМК и ВВЭР.

В качестве теплоносителя первого контура можно использовать тяжелый замедлитель воды, хотя существуют реакторы, в которых теплоносителем является легкая вода, а контуры отделены от контура охлаждающей жидкости и замедлителя.

Конструкция реактора во многом схожа с конструкцией реактора ВВЭР.

Реактор с засыпкой мяча

В реакторе со сферической засыпкой активная зона имеет сферическую форму, при этом засыпаются также и сферические топливные элементы. Каждый элемент представляет собой графитовую сферу, в которую встраиваются частицы окиси урана. Газ закачивается через реактор — чаще всего используется углекислый газ CO2. Газ под давлением подается в сердечник, а затем поступает в теплообменник. Реактор управляется стержнями из поглотителя, вставленного в активную зону.

Аварийное торможение реактора достигается выстрелом клина из поглотителя в активную зону реактора (рядом с реактором находится своего рода короткая пушка, которая в исключительной ситуации простреливает клиновидный кусок поглотителя через его контейнер в реактор, после чего реактор немедленно останавливается). Реактор с шаровым наполнителем выгодно отличается тем, что в принципе он не может взорваться гремучим газом, а в случае ускорения реактора единственным неприятным последствием будет расплавление топливных элементов и невозможность дальнейшей работы реактора. Взрыв такого реактора во время его разгона может в принципе не произойти. С другой стороны, при проникновении воды в активную зону реактора (например, из второго контура в случае разрыва трубопровода в теплообменнике) неизбежны разрушение реактора и выброс теплоносителя радиоактивного газа.

В Восточной Европе и Америке были построены реакторы с засыпкой баллонов в небольших количествах.

Это реактор на быстрых нейтронах.

Быстрый реактор очень отличается от всех других типов реакторов. Его основной целью является обеспечение расширенного воспроизводства выделенного плутония из урана-238 для сжигания всего или значительной части природного урана и имеющихся запасов обедненного урана. Развитие быстрых реакторов энергетических технологий может решить проблему самодостаточности ядерной энергетики топливом.

Прежде всего, в реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя. В этом контексте плутоний и уран-238, которые могут быть отделены от быстрых нейтронов, в качестве топлива не используются. Плутоний необходим для обеспечения достаточной плотности потока нейтронов, которую не может обеспечить уран-238. Теплопроизводительность реактора на быстрых нейтронах в десять-пятнадцать раз выше, чем в медленных реакторах, при этом вместо воды (которая просто не может выдержать такого количества энергии для переноса) используется расплавленный натрий (его температура на входе 370 градусов, а на выходе — 550, что в десять раз выше аналогичных показателей, например, для ВВЭР — температура воды на входе 270 градусов, а на выходе — 293). Опять же, из-за большого тепловыделения, необходимо оборудовать не два, а три контура (объем охлаждающей жидкости на каждом последующем, конечно же, еще один), а второй контур используется повторно, опять же натриевый. Во время работы такого реактора происходит очень интенсивное излучение нейтронов, которые поглощаются слоем урана-238, расположенным вокруг активной зоны. Таким образом, этот уран превращается в плутоний-239, который, в свою очередь, может использоваться в реакторе в качестве разделительного элемента. Плутоний также используется в военных целях.

В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах не получили широкого применения, главным образом, из-за сложности их конструкции и проблемы получения достаточно стабильных материалов для конструкционных частей. В России есть только один реактор такого типа (на Белоярской АЭС). Предполагается, что у таких реакторов большое будущее.

Сравнение

Резюмируя, мы должны сказать следующее. Реакторы PWR достаточно безопасны в эксплуатации, но требуют использования высокообогащенного урана. Реакторы РБМК безопасны только в том случае, если они правильно эксплуатируются и имеют хорошо продуманные системы защиты, но способны использовать низкообогащенное или даже отработанное топливо ВВЭР. Тяжеловодные реакторы хороши для всех, но извлечение тяжелой воды обходится болезненно дорого. Технология изготовления реакторов с обратной засыпкой шаров еще не достаточно развита, хотя данный тип реактора следует считать наиболее подходящим для широкого круга применений, в частности, потому, что в случае аварии с разгоном реактора нет катастрофических последствий. Реакторы на быстрых нейтронах — это будущее производства ядерного топлива, эти реакторы используют ядерное топливо наиболее эффективно, но их конструкция очень сложна и все еще ненадежна.

Опасности, связанные с ядерными реакторами, весьма многочисленны. Давайте перечислим только некоторые из них.

Возможная авария с разгоном реактора. В этом случае сильнейший отвод тепла может привести к расплавлению активной зоны реактора и утечке радиоактивных веществ в окружающую среду. Если в реакторе будет вода, то в случае такой аварии он разложится на водород и кислород, что приведет к взрыву дребезжащего газа в реакторе и серьезному разрушению не только реактора, но и всего блока с радиоактивным загрязнением территории.

Аварии с разгоном реактора можно предотвратить с помощью специальных технологий проектирования реакторов, систем защиты и обучения персонала.

Радиоактивные выбросы в окружающую среду. Их количество и тип зависят от конструкции реактора и качества его конструкции и эксплуатации. РБМК имеет самые высокие выбросы, в то время как реактор с обратной засыпкой шариками — самые маленькие. Лечение может их уменьшить.

Однако на атомной электростанции, работающей в нормальных условиях, эти выбросы ниже, чем, например, на угольной электростанции, поскольку уголь также содержит радиоактивные вещества, а при сгорании они выбрасываются в атмосферу.

Необходимость похоронить отработанный реактор.

На сегодняшний день эта проблема не решена, хотя в этой области есть много изменений.

Радиоактивное облучение персонала.

Соответствующие меры радиационной защиты могут быть предотвращены или уменьшены при эксплуатации атомной электростанции.

В принципе, ядерный взрыв не может произойти ни в одном реакторе.

Заключение

Атомная энергетика является активно развивающейся отраслью. Очевидно, что у него большое будущее, так как запасы нефти, газа и угля постепенно сокращаются, а уран является довольно распространенным элементом на земле. Однако не следует забывать, что ядерная энергетика связана с повышенной опасностью для людей, что особенно наглядно проявляется в крайне неблагоприятных последствиях аварий при разрушении ядерных реакторов. В этой связи необходимо внедрить решение проблемы безопасности (особенно предупреждение аварий с ускорением реактора, локализация аварии в рамках обеспечения биобезопасности, снижение радиоактивных выбросов и т.д.) в конструкцию реактора на стадии его проектирования.

Стоит также рассмотреть другие предложения по повышению безопасности атомных электростанций, такие как строительство атомных электростанций под землей и отправка ядерных отходов в космос.

Цель этой работы состояла лишь в том, чтобы поговорить о современной атомной энергетике, показать оборудование и основные типы ядерных реакторов. К сожалению, объем доклада не позволяет вдаваться в вопросы реакторной физики, тонкости отдельных типов конструкций и вытекающие из этого проблемы эксплуатации, надежности и безопасности.

Список литературы

И.Х. Ганев. Физика и расчет реактора. Учебник для университетов. М, 1993, Энергоатомиздат.
Л.В. Матвеев, А.П. Руди. Почти всё о ядерном реакторе. Москва, 1993, Энергоатомиздат.
Антон Орлов, 1994, Сеченов ММА.