Ядерные энергетические установки (стр. 7 )

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Впервые возможность получения электроэнергии из ядерного топлива была реализована в нашей стране в 1954 г. пуском первой в мире АЭС мощностью 5 МВт в г. Обнинске. С тех пор энергетика прошла огромный путь становления, совершенствования и развития.

АЭС России дают в настоящее время более 18 % всей производимой в стране электроэнергии. Подсчитано, что остановка всех АЭС России потребует выделение ежегодно дополнительно не менее 100 млн т органического топлива.

Возлагать надежды на развитие ГЭС и ТЭЦ с использованием органического топлива не следует, поскольку физические объемы и занимаемые площадки под устройства очистки дымовых газов примерно соизмеримы с теми, которые требуются под техническое обслуживание основной технологии.

Расчеты показывают, что эксплуатация одного энергоблока мощностью 1000 МВт на АЭС вместо угольной ТЭС той же мощности позволяет:

- избежать годовых выбросов 4700 т серы, 26 т оксидов серы, и оксидов азота;

- сберечь 3000 т кислорода, затраченного на горение органического топлива.

Все вышеизложенное в главах лекций показывает, что удовлетворение потребностей в энергии лежит на пути развития АЭС. Этот путь включает в себя следующие направления:

- увеличение единичной мощности реактора;

- унификация оборудования;

- совершенствования топлива;

- частичная перезагрузка топлива без остановки реактора;

- улучшение конструкции и качества изготовления ТВЭЛ и всей активной зоны;

- увеличение глубины выгорания топлива и повышение коэффициента воспроизводства;

- размещение всего радиоактивного контура в специальной камере, сооруженной из предварительно напряженного железобетона, и многие другие усовершенствования.

Все они будут способствовать снижению стоимости энергии, вырабатываемой на АЭС, повышению надежности и безопасности эксплуатации АЭС при соблюдении жестких требований ядерной радиационной безопасности ЯЭУ и защиты окружающей среды от ионизирующего излучения.

3.2.7. СОКРАЩЕНИЯ И УСЛОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ

АЗ – аварийная защита;

АПТ – авария с потерей теплоносителя;

АР – автоматическое регулирование;

АРК – кассета аварийной защиты, регулирования и компенсации реактивности;

АСТ – атомная станция теплоснабжения;

АЭС – атомная электростанция;

БН – реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением;

ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор с водой под давлением;

ВК – водо-водяной энергетический кипящий реактор;

ВП – выгорающий поглотитель;

ГЦН – главный циркуляционный насос;

КАЭС – конденсационная атомная электростанция;

КМПЦ – контур многократной принудительной циркуляции;

КР – компенсация реактивности (система, орган);

КС – компенсирующий стержень;

МПА – максимальная проектная авария;

НРБ – нормы радиационной безопасности;

ОПБ – общие положения обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, сооружении и эксплуатации;

ПГ – парогенератор;

ПТУ – паротурбинная установка;

ПД – предел дозы (облучения);

ПДД – предельно допустимая доза (облучения);

ПНЖБ – предварительно напряженный железобетон;

ПЭН – питательный электронасос;

РМБК – реактор большой мощности канальный (водо-графитовый канальный реактор, охлаждаемый кипящей водой);

РР – ручное регулирование (система, орган);

САЗ – система аварийной защиты реактора;

САОЗ – система аварийного охлаждения активной зоны;

САОР – система аварийного охлаждения реактора;

САР – система автоматического регулирования;

СКР – система компенсации реактивности;

СП АЭС – санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных электростанций;

СУЗ – система управления и защиты;

ТВС – тепловыделяющая сборка;

ТВЭЛ – тепловыделяющий элемент;

ТК – технологический канал;

ТЭС – тепловая электростанция;

ТЭУ – теплоэнергетическая установка;

ЯППУ – ядерная паропроизводящая установка;

ЯЭУ – ядерная энергетическая установка.

3.2.8. ГЛОССАРИЙ

Термин	Что означает
Активная зона	Центральная часть реактора, где происходит управляемая цепная реакция деления
Атомный номер Атомное число	Порядковый номер элемента в Периодической системе
Безопасность ЯЭУ	Способность обеспечить защиту обслуживающего персонала и населения от радиационного воздействия, и защиту окружающей среды от загрязнения радиоактивными веществами в пределах доступных норм как при ее нормальной эксплуатации, так и в аварийных режимах
Беккерель	Единица активности нуклеида в радиоактивном источнике, размерность [расп/с]
Биологический эквивалент рентгена (бэр)	Внесистемная единица эквивалентной дозы 1 бэр = 10-2 Зв
Вероятность избежать резонансного захвата	Отношение числа быстрых нейтронов, избежавших захвата в резонансной области энергии и достигших тепловой энергии к общему числу быстрых нейтронов
Время удвоения	Время в течение которого в активной зоне реактора образуется такое количество делящегося вещества, например 239Pu, которого достаточно для компенсации выгорания его в исходном ядерном топливе, кроме того, для построения еще одного такого же реактора
Возраст тепловых нейтронов (квадрат длины замедления)	Среднее расстояние по прямой от точки рождения нейтрона до точки, где нейтрон стал тепловым
Грэй	Поглощающая доза излучения равная средней энергии, переданной излучением веществу в некотором элементарном объеме, отнесенной к массе вещества (1Гр = 1Дж/кг)
Дефект массы	Разность суммарной массы свободных нуклонов, образующих ядро в состоянии покоя и в связанном состоянии
Диффузия нейтронов	Движение нейтронов в среде без изменения их средней кинетической энергии.
Длина миграции нейтрона	Полное среднее расстояние по прямой, на которое смещается нейтрон от момента рождения до момента поглощения
Длина рассеивания нейтрона	Среднее расстояние, проходимое нейтроном между двумя последовательными рассеивающими столкновениями
Доза излучения, доза поглощенная	См. Грэй
Закон радиоактивного распада	Вероятность (равная постоянной радиоактивного распада) того, что любое ядро в образце распадется в течение 1с
Запас реактивности	Максимально возможное значение эффективного коэффициента размножения, которое могло бы быть достигнуто при полностью извлеченных из активной зоны управляющих стержнях и поглотителях
Зашлаковывание реактора	Процесс поглощения нейтронов ядрами продуктов деления ядерного топлива
Зона воспроизводства	Отражатель нейтронов из активной зоны в реакторах на быстрых нейтронах состоящий из используемого ядерного сырья, например, природного урана, тория
Изотоп	Атомы, ядра которых имеют одинаковое число протонов, но разное число нейтронов, а следовательно, одинаковый заряд, но различную массу
Ионизационная камера	Детектор плотности нейтронного потока в реакторе
Ионизирующее излучение	Потоки α – частиц, электронов, позитронов, γ – квантов, нейтронов и других частиц, которые при взаимодействии с веществом прямо или косвенно вызывают ионизацию его атомов
Кампания реактора	Величина запаса реактивности для компенсации эффектов, вызывающих потерю реактивности или ее изменение
Кривая энерговыработки	Изменение запаса реактивности в зависимости от времени работы реактора, выраженного в эффективных сутках или энерговыработки.
Кюри (Ки)	Единица активности в радиоактивном источнике равная 3,7·1010 Бк (расп/с) (беккерель)
Массовое число	Количество нуклонов (нейтронов и протонов) в ядре
Нейтрино (антинейтрино)	Элементарная электрически нейтральная частица, которая практически не взаимодействует с веществом
Нуклид	Общее название протона и нейтрона
Относительная атомная масса Относительная молекулярная масса	Масса атома элемента или молекулы выраженная в а. е.м. Относительная атомная масса обозначается А, относительная молекулярная масса М
Отравление реактора	Процесс поглощения нейтронов ядрами продуктов деления ядерного топлива имеющих очень высокие сечения поглощения нейтронов (135Хе, 140Sm)
Отражатель нейтронов	Устройства расположенные вокруг активной зоны, позволяющие уменьшить утечку нейтронов из нее
Плотность потока нейтронов	Количество нейтронов пересекающих за одну секунду площадку, расположенную перпендикулярно направлению скорости нейтронов
Поглотитель нейтронов	Жидкое или твердое вещество сильно поглощающее тепловые нейтроны, например раствор борной кислоты и др.
Продукты деления	Нейтральные атомы, которые образовались в результате деления ядер горючего после торможения.
Радиоактивность	Способность к самопроизвольному (спонтанному) распаду ядер с излучением частиц, имеющих ядерное происхождение (α – частиц, электронов, γ – излучения и т. п.)
Сечение: Микроскопическое эффективное Макроскопическое эффективное	Вероятность взаимодействия одного нейтрона с одним ядром рассматриваемого изотопа. Размерность см2. Вероятность ядерной реакции нейтрона с ядрами, находящимися в единице объема вещества. Размерность см-1.
Степень обогащения ядерного топлива	Относительное содержание ядер 235U в смеси ядер 235U и 238U.
Температурный коэффициент	Изменение реактивности (коэффициента размножения нейтронов) при изменении температуры на один градус.
Температурный эффект	Изменение реактивности в рассматриваемом интервале изменения температуры.
Тепловыделяющий элемент (ТВЭЛ)	Основной конструктивный элемент активной зоны. В нем непосредственно размещается топливо, происходит выделение основной части тепловой энергии и передача ее теплоносителю.
Тепловыделяющая сборка	Группа ТВЭЛ собранная в единую конструкцию, для обеспечения необходимой жесткости стержневых ТВЭЛ, удобства монтажа, перегрузки, транспортировки и организации направленного потока теплоносителя, охлаждающего ТВЭЛ.
Теплоноситель	Вещество циркулирующее в реакторе, которое служит для отвода тепла выделяющегося в нем.
Формула четырех сомножителей	Формула показывающая зависимость коэффициента размножения нейтронов в бесконечной среде от различных факторов, определяющих развитие цепной реакции деления в размножающих системах, в которых ядерным топливом является уран.
Физический пуск реактора	Достижение реактором критического состояния при загрузке активной зоны штатными ТВС для проведения необходимых экспериментов по проверке нейтронно-физических характеристик активной зоны и органов регулирования СУЗ.
Энергетический пуск реактора	Поэтапное повышение мощности реактора от минимального контролируемого уровня до номинального.
Ядерная авария	Потеря управления цепной реакцией в реакторе, приводящая к потенциально опасному облучению людей и или повреждению ТВЭЛ сверх допустимых пределов.
Ядерная паропроизводящая установка	Реакторная установка предназначенная для получения пара в качестве рабочего тела.

ПРЕДМЕТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ

Авария Активная зона - критическая загрузка - критические размеры - критический объем Активность Биологический эквивалент рентгена Вероятность избежать резонансного захвата - утечки быстрых нейтронов - тепловых нейтронов Возраст тепловых нейтронов Время удвоения Выгорание - глубина - степень Грэй Деление на быстрых нейтронах - промежуточных нейтронах - тепловых нейтронах Дефект массы Диффузия нейтронов Длина - диффузии - миграции - переноса -поглощения -рассеяния Доза - коллективная - предел - предельно допустимая Закон радиоактивного распада Замедление нейтронов Замедляющая способность вещества Запас реактивности Зашлаковывание реактора Зиверт Зона воспроизводства Изотоп Иодная яма Ионизационная камера Ионизирующее излучение Кампания реактора Квадрат длины замедления Компенсатор давления Коэффициент: -внутреннего отражения -воспроизводства -диффузии нейтронов -использования тепловых нейтронов -установленной мощности -замедления нейтронов -объемного тепловыделения -потока нейтронов Поглотитель: -выгорающий -жидкий -твердый Поглощающий стержень эффективность Постоянная радиоактивного распада Потеря реактивности Пробег -средний свободный до поглощения -рассеяния Продукты деления Протон Рад Радиоактивность Рассеяние Реактивность - выбег - запас - оперативный запас Реакция деления экзотермическая эндотермическая Резонансное поглощение нейтронов Сепаратор-пароперегреватель Сечение - макроскопическое эффективное реакций - микроскопическое эффективное реакций Система -аварийного расхолаживания реактора - борного регулирования -локализации аварии -компенсации давления -управления и защиты реактора (СУЗ) Состояние: -критическое -надкритическое -подкритическое Среднее время жизни Степень обогащения ядерного топлива	28 23 23 23 66 20 21 25 50 52 56 57 64 15 16 17 13 20, 22 21 20 23 22 20 62 64 65 15 17 18 48 58 62 74 18 59 17 60 18 26 18 19 15 17 55 18 52 51 56 57 58 49 50 35 36 35 52 64 66 38 48 44 50 17 18 21 28 18 17 25 32 66 67 35 32 31 30 29 18	Атомное число Атомный номер Безопасность ЯЭУ Беккерель - неравномерности - на быстрых нейтронах - эффективный реактивности мощностный Кривая энерговыработки Кризис - пузырькового кипения - теплоотдачи Критическая сборка Критическое уравнение реактора Кюри (Ки) Линейный коэффициент ослабления γ-излучения Массовое число Мгновеннокритичный реактор Мощность реактора: приходящаяся на единицу массы делящегося вещества тепловая удельная объемная топливная Нейтрон Нейтроны - быстрые - замедляющиеся - запаздывающие - мгновенные - промежуточные - резонансные Нуклид - делящийся Нуклон Оболочка атома Относительная атомная масса - молекулярная масса Отравление реактора Отражатель нейтронов - предельная толщина Параметр - геометрический - материальный Парогенератор Период - воспроизводства плутония - полураспада Плотность - нейтронов Температурный эффект Тепловыделяющая кассета - сборка Тепловыделяющий элемент (ТВЭЛ) Теплоноситель Технологический канал Топливо ядерное Физический пуск реактора Формула четырех сомножителей Цикл воспроизводства - торий-урановый - уран-плутониевый Элемент Энергетический пуск ЯЭУ Энергия - удельная - возбуждения составного ядра - порога деления - рассеянная - связи ядра Эффективная добавка доля запаздывающих нейтронов Эффективные сутки Ядерная авария безопасность паропроизводящая установка Ядерное сырье Ядерный реактор: - гетерогенный - гомогенный - графитовый - жидкометаллический - канальный - корпусной - на быстрых нейтронах - на тепловых нейтронах - с водой под давлением - с натриевым охлаждением - энергетический Ядро атома	13,15 13,16 63 64 17 21 20 18 56 46 47 18 20 56 52 16 18 37 37 38 39 51 12 11 16 51 50 51 35 16 15 13 12 13 59 28 23 22 18 57 59 50 53 30 31 30 30 30 25 31 20 56 57 30 32 64 17 18 17 16 27 56 64 65 60 58 24 28 25 26 27 28 28 29 30 31 29 30 31 13

3.3. МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ К ПРОВЕДЕНИЮ

ПРАКТИЧЕСКИХ ЗАНЯТИЙ

Практические занятия предусматривают решение задач по разделам данной дисциплины: взаимодействия нейтронов с ядрами веществ; измерение нейтронного потока во времени, мощность и кампания реактора. Ниже приводятся задачи по этим разделам и даются для примера решения типовых задач. Вначале попробуйте решить задачи самостоятельно и только потом посмотрите предлагаемое решение. Такая тренировка поможет Вам в дальнейшем при ответах на вопросы теста и экзаменационных билетов.

ПРАКТИЧЕСКОЕ ЗАНЯТИЕ № 1

Взаимодействие нейтронов с ядрами веществ

Задача 1. Оценить плотность ядерного вещества.

Решение. Плотность ядерного вещества равна

ρя = ,