На бирже курсовых и дипломных проектов можно найти образцы готовых работ или получить помощь в написании уникальных курсовых работ, дипломов, лабораторных работ, контрольных работ, диссертаций, рефератов. Так же вы мажете самостоятельно повысить уникальность своей работы для прохождения проверки на плагиат всего за несколько минут.

ЛИЧНЫЙ КАБИНЕТ 

 

Здравствуйте гость!

 

Логин:

Пароль:

 

Запомнить

 

 

Забыли пароль? Регистрация

Повышение уникальности

Предлагаем нашим посетителям воспользоваться бесплатным программным обеспечением «StudentHelp», которое позволит вам всего за несколько минут, выполнить повышение уникальности любого файла в формате MS Word. После такого повышения уникальности, ваша работа легко пройдете проверку в системах антиплагиат вуз, antiplagiat.ru, etxt.ru или advego.ru. Программа «StudentHelp» работает по уникальной технологии и при повышении уникальности не вставляет в текст скрытых символов, и даже если препод скопирует текст в блокнот – не увидит ни каких отличий от текста в Word файле.

Результат поиска


Наименование:


реферат Спасательные и другие неотложные работы в очагах чрезвычайных ситуаций

Информация:

Тип работы: реферат. Добавлен: 19.07.2012. Сдан: 2011. Страниц: 8. Уникальность по antiplagiat.ru: < 30%

Описание (план):


МИНИСТЕРСТВООБРАЗОВАНИЯ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ
УЧРЕЖДЕНИЕ  ОБРАЗОВАНИЯ «БЕЛОРУССКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ  ЭКОНОМИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ» 

  

Кафедра технологии важнейших
 отраслей  промышленности 
 
 
 
 
 
 
 

РЕФЕРАТ  

По  курсу: «Основы энергосбережения»
По  теме: «Спасательные и другие неотложные работы в очагах чрезвычайных ситуаций» 
 
 
 
 
 
 
 

     Выполнила студентка
     ФФБД, 1-й курс, РФН-2     Е.В.Кирюхина
        
 

     Руководитель       И.А.Мочальник 
 
 
 
 
 
 

     МИНСК 2010 
СОДЕРЖАНИЕ
 
 

     Введение 3
     1 Состояние и перспективы развития атомной энергетики 4
     2 Атомные электростанции 5
        2.1 Общее устройство электростанции 5
        2.2 Основы теории реакторов 6
        2.3 Классификация реакторов 7
        2.4 Основные характеристики реакторов АЭС 8
        2.5 Конструктивная схема реактора 8
        2.6 Перезагрузка атомной электростанции 10
        2.7 Принцип действия атомной электростанции 11 
     3 Строительство атомной электростанции 13
        3.1 Выбор площадки 13
        3.2 Объемно-планировочные решения зданий 15
        3.3 Строительные конструкции зданий и сооружений 15
        3.4 Особенности инженерного оборудования 15
     4 Вопросы техники безопасности на атомной электростанции 16
     5 Достоинства и недостатки атомных электростанций 18
     6 Факторы опасности атомных реакторов 19
     7 Перспективы атомной энергетики 20
     Заключение 21
     Список  используемой литературы 22 

 

      ВВЕДЕНИЕ 

     Опасна  ли ядерная энергетика? Этим вопросом особенно часто стали задаваться в последнее время, особенно после  аварий на атомных электростанциях  Тримайл-Айленд и Чернобыльской  АЭС. И если опасность все же имеется, то каким образом можно уменьшить риск неприятных последствий аварии? И где же причина того или иного фактора опасности? Ответу на эти вопросы и посвящена данная работа. 
В данном реферате будут освещены основные вопросы устройства и работы атомных электростанций и ядерных реакторов, проведена сравнительная характеристика различных типов ядерных реакторов, разъяснены причины их опасности.

 

      
1.
СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ 

     Развитие  промышленности, транспорта, сельского  и коммунального хозяйства требует непрерывного увеличения производства электроэнергии.
Мировое увеличение потребления энергии  растёт с каждым годом.
Для примера: в 1952 году оно составляло в условных единицах 540 млн.т., а уже в 1980 году 3567млн.т. практически за 28 лет увеличилось более чем в 6.6 раз. При этом необходимо отметить, что запасы ядерного топлива в 22 раза превышают запасы органического топлива.
     При современном уровне потребления  энергии мировые запасов по разным подсчётам кончатся через 100-400лет.
     По  прогнозам учёных потребление энергии будет разниться 1950 года к 2050 году в 7 раз. Запасы ядерного топлива могут обеспечить нужды населения в энергии на значительно более длительный период.
     Учитывая, что стоимость энергии, получаемая на атомных станциях, ожидается быть ниже, чем на угольных и близка к стоимости энергии на гидроэлектростанциях, актуальность увеличения строительств атомных электростанций становится явной. Несмотря на то, что атомные станции несут в себе повышенную опасность (радиоактивность в случае аварии), все развитые страны, как Европы, так и Америки в последнее время активно ведут наращивания их строительства, не говоря об использовании атомной энергии, как в гражданской, так и военной технике это атомоходы, подводные лодки, авианосцы.
      Решение проблемы непосредственного преобразования энергии расщепления атомного ядра в электрическую энергию позволит значительно снизить стоимость вырабатываемой электроэнергии.
 

2. АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ 

2.1 ОБЩЕЕ УСТРОЙСТВО ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ 

      Все аппараты для преобразования различных видов энергии в электрическую - электростанции можно условно разделить на следующие виды:
    Тепловые электростанции - они преобразуют различные виды энергии в энергию нагретого теплоносителя (в основном воды), который, в свою очередь, передает свою энергию на турбину, вырабатывающую электрический ток. К этому виду относятся угольные, газовые, атомные электростанции, электростанции, работающие на нефти и ее производных, некоторые виды солнечных.
    Гидроэлектростанции - преобразовывают энергию движущейся воды в электричество, передавая ее непосредственно на турбину. К ним относятся гидроэлектростанции и приливные электростанции.
    Электростанции, непосредственно вырабатывающие электричество - солнечные на фотоэлементах, ветряные.
 
 
      Принципиальная схема тепловой электростанции выглядит следующим образом: в ее конструкции может быть предусмотрено несколько контуров - теплоноситель от тепловыделяющего реактора может не идти сразу на турбину, а отдать свое тепло в теплообменнике теплоносителю следующего контура, который уже может поступать на турбину, а может дальше передавать свою энергию следующему контуру. Также в любой электростанции предусмотрена система охлаждения отработавшего теплоносителя, чтобы довести температуру теплоносителя до необходимого для повторного цикла значения. Если поблизости от электростанции есть населенный пункт, то это достигается путем использования тепла отработавшего теплоносителя для нагрева воды для отопления домов или горячего водоснабжения, а если нет, то излишнее тепло отработавшего теплоносителя просто сбрасывается в атмосферу в градирнях. Конденсатором отработавшего пара на неатомных электростанциях чаще всего служат именно градирни.
     Атомные электростанции относятся к тепловым, так как в их устройстве имеются  тепловыделители, теплоноситель и генератор электрического тока - турбина. Существуют как одноконтурные АЭС, так и двух-трех-контурные
(это  зависит от типа ядерного реактора).
 

2.2. ОСНОВЫ ТЕОРИИ РЕАКТОРОВ
      Ядерным энергетическим реактором называют агрегат, предназначенный для получения тепла из ядерного горючего путём самоподдерживающийся управляемой цепной реакции, деления атомов этого горючего.
      При работе ядерного реактора, для исключения возникновения цепной реакции, для  искусственного гашения реакции  используют замедлители, методом автоматического ввода в реактор элементов замедлителей. Чтобы поддерживать мощность реактора на постоянном уровне, необходимо соблюдать условие постоянства средней скорости деления ядер, так называемый коэффициент размножения нейтронов.
      Атомный реактор характеризуется критическими размерами активной зоны, при которых  коэффициент размножения нейтронов  К=1. Задаваясь составом ядерного делящего материала, конструкционными материалами, замедлителем и теплоносителем, выбирают вариант, при котором К  имеет максимальное значение.
      Эффективный коэффициент размножения представляет собой отношение числа рождений нейтронов к числу актов их гибели в результате поглощения и  утечки.
      Реактор с использованием отражателя уменьшает  критические размеры активной зоны, выравнивает распределение потока нейтронов и увеличивает удельную мощность реактора, отнесённую к 1кг загруженного в реактор ядерного горючего. Расчёт размеров активной зоны производится сложными методами. 

Реакторы  характеризуются  циклами и типами реакторов. 

     Топливным циклом или циклом ядерного горючего называются совокупность последовательных превращений топлива в реакторе, а так же при переработке облученного топлива после его извлечения из реактора с целью выделения вторичного топлива и невыгоревшего первичного топлива.
Топливный цикл определяет тип ядерного реактора: реактор - конвектор; реактор-размножитель; реакторы на быстрых, промежуточных и тепловых нейтронах, реактор на твёрдом, жидком и газообразном топливе; гомогенные реакторы и гетерогенные реакторы и другие. 

Принципы  регулирования мощности реактора. 

      Энергетический  реактор должен работать устойчиво  на различных уровнях мощности. Изменения  уровня тепловыделения в реакторе должно происходить достаточно быстро, но плавно, без скачков разгона мощности.
Система регулирования призвана компенсировать изменения коэффициент К (реактивности), возникающие при изменениях в  режиме, включая пуск и остановку. Для этого в процессе работы в  активную зону вводят по мере необходимости  графитовые стержни, материал которых сильно поглощает тепловые нейтроны. Для уменьшения или увеличения мощности соответственно выводят или вводят указанные стержни, регулируя тем самым коэффициент К. Стержни используются как регулирующие, так и компенсирующие, а в целом их можно назвать управляющими или защитными. 
 

2.3. КЛАССИФИКАЦИЯ РЕАКТОРОВ 

      Ядерные реакторы могут классифицироваться по различным признакам:
      1) по назначению: реакторы, предназначенные для выработки электрической или тепловой энергии называются энергетическими, так же реакторы бывают технологические и двухцелевые;
      2) по уровню энергии нейтронов, вызывающих большинство делений ядер топлива реакторы подразделяются: на тепловых нейтронах, на быстрых нейтронах, на промежуточных нейтронах;
      3) по виду замедлителей нейтронов: на водяные, тяжёловодные, графитовые, органические, бериллиевые.
      4) по виду и агрегатному состоянию теплоносителя: на водяные, тяжёловодные, жидкометаллические, органические, газовые;
      5) по принципу воспроизводства ядерного топлива:
Реакторы  на чистом делящем изотопе. С воспроизводством ядерного топлива (регенеративные) с  расширенным воспроизводством (реакторы-размножители);
      6) по принципу ядерного горючего: гетерогенные и гомогенные;
      7) по принципу агрегатного состояния делящего материала: в форме твердого тела, реже в виде жидкости и газа. 

      Если  ограничиться основными признаками, то может быть предложена следующая  система обозначения типов реакторов: 

1. Реактор с водой в качестве замедлителя и теплоносителя на слабо обогащённом уране (ВВР- Уно) или водо-водяной реактор (ВВР).
2. Реактор с тяжёлой водой в качестве замедлителя и обычной водой в качестве теплоносителя на природном уране. Обозначение: тяжёло-водяной реактор на природном уране (ТВР-Уп) или тяжёловодно-водяной реактор (ТВР) При использовании тяжёлой воды и в качестве теплоносителя будет (ТТР).
3. Реактор с графитом в качестве замедлителя и водой в качестве теплоносителя на слабо обогащённом уране будет называться граффито-водяной на слабо обогащённом уране (ГВР-Уно) или граффито-водяной реактор (ГВР)
4. Реактор с графитом в виде замедлителя и газом в качестве теплоносителя на природном уране (ГГР-Уп) или граффито-газовый реактор (ГГР)
5. Реактор с кипящей водой в качестве замедлителя теплоносителя может быть обозначен ВВКР, такой же реактор на тяжёлой воде - ТТКР.
6. Реактор с графитом в качестве замедлителя и натрием в качестве теплоносителя может быть обозначен ГНР
7. Реактор с органическим замедлителем и теплоносителем может быть обозначен ООР. 

2.4 ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ РЕАКТОРОВ АЭС 

АЭС
Характеристики  реакторов С реакторами на промежуточных нейтронах С реакторами на тепловых нейтронах С реакторами на быстрых  нейтронах  
Тип реактора ВВЭР РБМК РБН  
Теплоноситель Вода вода Жидкий Na, K, вода  
Замедлитель Вода графит отсутствует  
Вид ядерного топлива Слабо обогащённый  уран Слабо обогащённый  уран Высоко обогащённый  уран или Pu-239  
Обогащение  ядерного топлива  по U-235, % 3-4 2-3 90  
Количество  контуров циркуляции теплоносителя 2 1 3  
Давление  пара перед турбиной, МПа 4,0-6,0 6,0-6,5 6,0-6,5  
КПД АЭС 30% 30-33% 35%  
 
 
 
2.5 КОНСТРУКТИВНАЯ СХЕМА РЕАКТОРА 

      Основными конструктивными  узлами гетерогенного  ядерного реактора являются: корпус; активная зона, состоящая из тепловыделяющих элементов, замедлителя и системы управления и защиты; отражатель нейтронов; система отвода тепла; тепловая защита; биологическая защита; система загрузки и выгрузки тепловыделяющих элементов. В реакторах - размножителях имеется также зона воспроизводства ядерного горючего со своей системой отвода тепла. В гомогенных реакторов вместо тепловыделяющих элементов имеется резервуар с раствором солей или взвесью делящихся материалов теплоносителя.
      1-ый  тип(а) - реактор, в котором замедлителем и отражателем нейтронов является графит. Графитовые блоки (параллелепипеды, призмы с внутренними каналами и размещёнными в них тепловыделяющими элементами образуют активную зону, обычно имеющую форму цилиндра или многогранной призмы). Каналы в графитовых блоках проходят по всей высоте активной зоны. В эти каналы вставляются трубы для размещения тепловыделяющих элементов. По кольцевой щели между тепловыделяющими элементами и направляющими трубами протекает теплоноситель. В качестве теплоносителя может использоваться вода, жидкий металл или газ. Часть каналов активной зоны, используется для размещения стержней системы управления и защиты. Вокруг активной зоны расположен отражатель нейтронов, также в виде кладки графитовых блоков. Каналы тепловыделяющих элементов проходят как через кладку активной зоны, так и через кладку отражателя.
      При работе реактора графит нагревается  до температуры, при которой может окисляться. Для предотвращения окисления графитовая кладка заключается в стальной герметичный кожух, заполняемый нейтральным газом (азот, гелий). Каналы тепловыделяющих элементов могут размещаться как вертикально, так и горизонтально. Снаружи стального кожуха размещается биологическая защита - специальный бетон. Между кожухом и бетоном может быть предусмотрен канал охлаждения бетона, по которому циркулирует охлаждающая среда (воздух, вода). В случае применения натрия в качестве теплоносителя, графитовые блоки покрываются защитной оболочкой (например, из циркония). Для предотвращения пропитывания графита натрием при протечке его из контура циркуляции.
      Автоматические  приводы регулирующих стержней получают импульс от ионизационных камер  или счётчиков нейтронов. В ионизационной  камере, заполненной газом, быстрые  заряженные частицы вызывают падение  напряжения между электродами, к которым приложена разность потенциалов. При падении напряжение в цепи электродов пропорционально изменению плотности потока частиц, ионизирующих газ. Поверхности электродов ионизационных камер, покрытые бором, поглощают нейтроны, вызывая поток альфа-частиц также производящих ионизацию. В таких приборах изменения силы тока в цепи пропорционально изменению плотности потока нейтронов. Слабый ток, возникающий в цепи ионизационной камеры, усиливается электронными или другими усилителями. При увеличении потока нейтронов в реакторе сила тока в цепи, ионизационной камеры увеличивается, и сервомотор автоматического регулирования опускает регулирующий стержень в активную зону на соответствующую глубину. При ослаблении потока нейтронов в реакторе происходит уменьшение силы тока в цепи ионизационной камеры, и привод регулирующих стержней автоматически поднимает их на соответствующую высоту.
      Графитово-водяной  реактор при охлаждении не кипящей водой имеет относительно низкую температуру воды на выходе, что обуславливает также относительно низкие начальные параметры генерируемого пара и соответственно низкий КПД установки.
      В случае перегрева пара в активной зоне реактора КПД установки может  быть значительно повышено. Применение газа или жидких металлов реактора по схеме 1 также позволит получить более высокие параметры вырабатывания пара и соответственно более высокий КПД установки. Граффито-водяные, водо-водяные и граффито-жидкометаллические реакторы требуют применения обогащённого урана.
      2. Тяжёловодно-газовый реактор 2 может работать на природном уране. Тепловыделяющий элемент такого реактора покружено в стальной или алюминиевый бак, заполненный до определённого уровня тяжёлой водой. Вокруг бака расположен графитовый отражатель - биологическая защита. Тепловыделяющие элементы имеют внутренние каналы для прохода газа, отводящего тепло. Тяжёлая вода, служащая замедлителем также нагревается и требует своей системы охлаждения. Это осуществляется циркуляцией тяжёлой воды с помощью специального насоса и охлаждением её в теплообменнике проточной водой. Такой реактор имеет достаточно высокий КПД и относительно низкую топливную составляющую стоимость вырабатываемой электроэнергии.
      Поскольку топливом служит природный уран, высокая  стоимость тяжёлой воды и потери тепла, связанной её охлаждением  являются его недостатками.
      3. Водо-водяной или тяжёловодный реактор замедлителем и теплоносителем служит вода или тяжёлая вода (ВВЭР).
      4.  Конструктивная схема реактора кипящего типа. Этот тип даёт возможность изготавливать их с меньшей толщиной ст енки, а так же их положительным свойством является возможность саморегулирования.
      5. Реактор - размножитель работает на быстрых нейтронах, т.е. на обогащённом уране. Данные типы реакторы требует более высокой биологической защиты, и соответственно применение более дорогих материалов.
      6. Гомогенный реактор, где при использовании природного урана замедлителем может быть только тяжёлая вода, при обогащённом уране обычная вода. Здесь деление ядер на быстрых нейтронах отсутствует. Относительно низкая плотность урана и резонансное поглощение требуют более высокой степени обогащения топлива делящимся изотопом.
      Все конструкции реакторов имеют как и положительные, так и отрицательные стороны, которые всегда необходимо учитывать при проектировании с учётом привязки строительства к конкретным региональным условиям исходя из возможностей доставки сырья, опасностью загрязнения окружающей среды, источников водоснабжения и грунтовых вод.
      При проектировании АЭС используется сложные  математические расчёты, которые, не смотря на современные аналитические возможности вычислительной техники, не могут дать гарантированной правильности всех параметров. Поэтому все расчёты перепроверяются экспериментальной проверкой.
      Это особенно важно при проверке критических  размеров реактора на природном уране. Если довериться только теоретическим расчётом, то можно допустить серьёзный просчёт, исправить который будет весьма дорого и сложно. 

2.6 ПЕРЕЗАГРУЗКА АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ  

      Периодическая перезагрузка АЭС требует очень  тщательной подготовке и проводится, как правило, при остановленном реакторе, так как повышенная радиоактивность требует отсутствия персонала в период загрузки и выгрузки, не смотря на то, что схема перезагрузки происходит в автоматическом режиме с использованием специальных контейнеров обеспечивающих не только автоматический режим, но и все требования техники безопасности с постоянным охлаждением.
Контейнера  имеют толстые свинцовые оболочки, обеспечивающие допустимый фон радиации  

2.7. ПРИНЦИП ДЕЙСТВИЯ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ 


     Схема работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР)
      На  рисунке показана схема работы атомной  электростанции с двухконтурным  водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.
      Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).
      Помимо  воды, в различных реакторах в  качестве теплоносителя может применяться  также расплавленный натрий или газ. Использование натрия позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в натриевом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления, но создаёт свои трудности, связанные с повышенной химической активностью этого металла.
Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема  на рисунке приведена для реакторов  типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор). Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур, а реакторы БН (реактор на Быстрых Нейтронах) — два натриевых и один водяной контуры.
      В случае невозможности использования  большого количества воды для конденсации  пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных  охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.
 

3. СТРОИТЕЛЬСТВО АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ 

3.1.ВЫБОР ПЛОЩАДКИ
      Одним из основных требований при оценке возможности строительства АЭС является обеспечение безопасности её эксплуатации для окружающего населения, которая регламентируется нормами радиационной безопасности. Одним из мероприятий защиты окружающей среды — территории и населения от вредных воздействий при эксплуатации АЭС является организация вокруг неё санитарно-защитной зоны. При выборе места строительства АЭС должна учитываться возможность создания санитарно-защитной зоны, определяемой кругом, центром которого является вентиляционная труба АЭС. В санитарно-защитной зоне запрещается проживать населению. Особое внимание должно быть обращено на исследование ветровых режимов в районе строительства АЭС с тем, чтобы располагать атомную электростанцию с подветренной стороны по отношению к населённым пунктам. Исходя из возможности аварийной протечки активных жидкостей, предпочтение отдается площадкам с глубоким стоянием грунтовых вод.
      При выборе площадки для строительства  атомной электростанции большое  значение имеет техническое водоснабжение. Атомная электростанция — крупный водопользователь. Потребление воды АЭС незначительно, а использование воды велико, то есть в основном вода возвращается в источник водоснабжения. К АЭС, так же как и ко всем строящимся промышленным сооружениям, предъявляются требования по сохранению окружающей среды.
При выборе площадки для строительства атомной  электростанции необходимо руководствоваться  следующими требованиями:
    земли, отводимые для сооружения АЭС, непригодны или малопригодны для сельскохозяйственного производства;
    площадка строительства располагается у водоёмов и рек, на прибрежных незатапливаемых паводковыми водами территориях;
    грунты площадки допускают строительство зданий и сооружений без проведения дополнительных дорогостоящих мероприятий;
    уровень грунтовых вод находится ниже глубины заложения подвалов зданий и подземных инженерных коммуникаций и на водопонижение при строительстве АЭС не требуется дополнительных затрат;
    площадка имеет относительно ровную поверхность с уклоном, обеспечивающим поверхностный водоотвод, при этом земляные работы сведены к минимуму.
 
 
Площадки  строительства АЭС, как правило, не допускается  располагать:
    в зонах активного карста;
    в районах тяжёлых (массовых) оползней и селевых потоков;
    и т.д.................


Перейти к полному тексту работы


Скачать работу с онлайн повышением уникальности до 90% по antiplagiat.ru, etxt.ru или advego.ru


Смотреть полный текст работы бесплатно


Смотреть похожие работы


* Примечание. Уникальность работы указана на дату публикации, текущее значение может отличаться от указанного.