Ядерні реактори

Безпека життєдіяльності

Комсомольськ-на-Амурі

KOST

AKRED

[email protected]

ПЛАН

1.Вступ.

2.Общее пристрій електростанції.

3.Немного ядерної фізики.

4. Ядерний реактор.

5. Пристрій різних типів ядерних реакторів.

6.Сравненіе.

7. Фактори небезпеки ядерних реакторів.

8. Висновок.

Список літератури

1.Вступ.

Чи небезпечна ядерна енергетика? Цим питанням особливо часто стализдаватися останнім часом, особливо після аварій на атомнихелектростанціях Тримайл-Айленд та Чорнобильської АЕС. І якщо небезпека все жє, то яким чином можна зменшити ризик неприємних наслідківаварії? І де ж причина того чи іншого чинника небезпеки? Відповіді на ціпитання і присвячена ця робота.

У цьому доповіді буде висвітлено основні питання пристрою і роботиатомних електростанцій і ядерних реакторів, проведена порівняльнахарактеристика різних типів ядерних реакторів, роз'яснені причини їхнебезпеки.

2.Общее пристрій електростанції.

Всі апарати для перетворення різних видів енергії велектричну - електростанції можна умовно розділити на наступні види:

. Теплові електростанції - вони перетворюють різні види енергії в енергію нагрітого теплоносія (в основному води), який, у свою чергу, передає свою енергію на турбіну, що виробляє електричний струм. До цього виду належать вугільні, газові, атомні електростанції, електростанції, що працюють на нафті та її похідних, деякі види сонячних.

. Гідроелектростанції - перетворюють енергію рухомої води в електрику, передаючи її безпосередньо на турбіну. До них відносяться гідроелектростанції і приливні електростанції.

. Електростанції, що безпосередньо виробляють електрику - сонячні на фотоелементах, вітряні.

Принципова схема теплової електростанції представлена на мал.1.
Варто мати на увазі, що в її конструкції може бути передбачено кількаконтурів - теплоносій від тепловиділяючого реактора може не йти відразуна турбіну, а віддати своє тепло в теплообміннику теплоносія наступногоконтуру, який вже може надходити на турбіну, а може далі передаватисвою енергію наступного контуру. Також в будь-якій електростанції передбаченасистема охолодження відпрацьованого теплоносія, щоб довести температурутеплоносія до необхідного для повторного циклу значення. Якщопоблизу від електростанції є населений пункт, то це досягаєтьсяшляхом використання тепла відпрацьованого теплоносія для нагріву води дляопалення будинків або гарячого водопостачання, а якщо ні, то зайве тепловідпрацьованого теплоносія просто скидається в атмосферу в градирнях (їхможна бачити на малюнку обкладинки: з себе вони представляють широкіконусоподібні труби). Конденсатори відпрацьованої пари на неатомнихелектростанціях найчастіше слугують саме градирні.

Рис.1

Атомні електростанції належать до теплових, так як в їх пристроїє тепловиделітелі, теплоносій і генератор електричного струму --турбіна. Існують як одноконтурні АЕС, так і двох-трьох-контурні (цезалежить від типу ядерного реактора).

3.Немного ядерної фізики.

Для кращого з'ясування принципів роботи ядерного реактора і сенсупроцесів, що відбуваються в ньому, коротко викладемо основні моменти фізикиреакторів.

. Ядерний реактор - апарат, у якому відбуваються ядерні реакції - перетворення одних хімічних елементів в інші. Для цих реакцій необхідна наявність в реакторі ділиться речовини, яка при своєму розпаді виділяє елементарні частинки, здатні викликати розпад інших ядер.

. Поділ атомного ядра може відбутися мимовільно або при попаданні в нього елементарної частинки. Мимовільний розпад в ядерній енергетиці не використовується з-за дуже низькою його інтенсивності.

. Як ділиться речовини в даний час можуть використовуватися ізотопи урану - уран-235 і уран-238, а також плутоній-239.

. У ядерному реакторі відбувається ланцюгова реакція. Ядра урану або плутонію розпадаються, при цьому утворюються два-три ядра елементів середини таблиці Менделєєва, виділяється енергія, випромінюються гамма-кванти і утворюються два або три нейтрона, які, у свою чергу, можуть прореагувати з іншими атомами і, викликавши їх поділ, продовжити ланцюгову реакцію. Для розпаду будь-якого атомного ядра необхідно попадання в нього елементарної частинки з певною енергією

(величина цієї енергії повинна лежати в певному діапазоні: більш повільна або більш швидка частинка просто відштовхне від ядра, не потрапивши в нього). Найбільше значення в ядерній енергетиці мають нейтрони.

. Залежно від швидкості елементарної частинки виділяють два види нейтронів: швидкі і повільні. Нейтрони різних видів по-різному впливають на ядра діляться елементів.

. Уран-238 ділиться тільки швидкими нейтронами. При його розподілі виділяється енергія і утворюється 2-3 швидких нейтрона. Внаслідок того, що ці швидкі нейтрони сповільнюються в речовині урану-238 до швидкостей, не здатних викликати поділ ядра урану-238, ланцюгова реакція в урані-238 протікати не може.

. Оскільки в природному урані основний ізотоп - уран-238, то ланцюгова реакція в природному урані протікати не може.

. У урані-235 ланцюгова реакція може протікати, тому що найбільш ефективно його поділ відбувається, коли нейтрони уповільнені в 3-4 рази в порівнянні зі швидкими, що відбувається при досить довгому їх пробігу в товщі урану без ризику бути поглиненими сторонніми речовинами або при проходженні через речовина, що має властивість сповільнювати нейтрони, не поглинаючи їх.

. Оскільки в природному урані є достатньо велика кількість речовин, які поглинають нейтрони (той же уран-238, який при цьому перетворюється в іншій що ділиться ізотоп - плутоній-239), то в сучасних ядерних реакторах необхідно для уповільнення нейтронів застосовувати не сам уран, а інші речовини , мало що поглинають нейтрони

(наприклад, графіт або важка вода).

. Звичайна вода сповільнює нейтрони дуже добре, але сильно їх поглинає. Тому для нормального протікання ланцюгової реакції при використанні як сповільнювача звичайної легкої води необхідно використовувати уран з високою часткою ділиться ізотопу - урану-235 (збагачений уран). Збагачений уран виробляють за досить складною і трудомісткою технології на гірничо-збагачувальних комбінатах, при цьому утворюються токсичні та радіоактивні відходи.

. Графіт добре сповільнює нейтрони і погано їх поглинає. Тому при використанні графіту як сповільнювач можна використовувати менш збагачений уран, ніж при використанні легкої води.

. Важка вода дуже добре сповільнює нейтрони і погано їх поглинає.

Тому при використанні важкої води як сповільнювач можна використовувати менш збагачений уран, ніж при використанні легкої води. Але виробництво важкої води дуже трудомістким і екологічно небезпечно.

. При попаданні повільного нейтрона в ядро урану-235 він може бути захоплений цим ядром. При цьому відбудеться ряд ядерних реакцій, підсумком яких стане утворення ядра плутонію-239. (Плутоній-239 в принципі може також використовуватися для потреб ядерної енергетики, але в даний час він є одним з основних компонентів начинки атомних бомб.)

Тому ядерне паливо в реакторі не лише збільшує споживання, але і напрацьовується. У деяких ядерних реакторів основним завданням є саме така напрацювання.

. Іншим способом вирішити проблему необхідності уповільнення нейтронів є створення реакторів без необхідності їх сповільнювати - реакторів на швидких нейтронах. У такому реакторі основним діляться речовиною є не уран, а плутоній. Уран ж (використовується уран-238) виступає як додатковий компонент реакції - від швидкого нейтрона, випущеного при розпаді ядра плутонію, відбудеться розпад ядра урану з виділенням енергії та випусканням інших нейтронів, а при попаданні в ядро урану сповільнившись нейтрона він перетвориться на плутоній-239 , відновлюючи тим самим запаси ядерного палива в реакторі. У зв'язку з малою величиною поглинання нейтронів плутонієм ланцюгова реакція в сплаві плутонію і урану-238 йти буде, причому в ній буде утворюватися велика кількість нейтронів.

. Таким чином, у ядерному реакторі повинен використовуватися або збагачений уран з сповільнювачем, поглинає нейтрони, або незбагачена уран з сповільнювачем, мало поглинає нейтрони, або сплав плутонію з ураном без сповільнювача. Про різних типах ядерних реакторів, що реалізують ці три можливості різними способами, йтиметься далі.

4. Ядерний реактор.

Як вже вказувалося, трьома обов'язковими елементами для реакторів натеплових нейтронах є тепловиделітель, сповільнювач і теплоносій.
На даному малюнку представлена типова схема активної зони.

Через реактор за допомогою насосів (зазвичай званих циркуляційними)прокачується теплоносій, що надходить потім або на турбіну (в РБМК) абов теплообмінник (в інших типах реакторів). Нагріте теплоносійтеплообмінника надходить на турбіну, де втрачає частину своєї енергії навироблення електрики. З турбіни теплоносій надходить в конденсатордля пари, щоб в реактор надходив теплоносій з потрібними для оптимальноїроботи параметрами. Також в реакторі є система управління ним (намалюнку не показана), яка складається з набору стрижнів діаметром вкілька сантиметрів і довжиною, порівнянної з висотою активної зони,складаються з високопоглощающего нейтрони матеріалу, звичайно з з'єднаньбору. Стрижні розташовуються у спеціальних каналах і можуть бути підняті абоопущені в реактор. У піднятому стані вони сприяють розгону реактора,в опущеному - заглушають його. Приводи стрижнів регулюються незалежно одинвід одного, тому з їх допомогою можна конфігурувати активність реакції врізних частинах активної зони.

Реактори, що працюють на швидких нейтронах, влаштовані дещо інакше.
Про них буде сказано нижче.

Кілька термінів:

Паливна касета - конструкція з таблеток урану і збирає їхразом корпусу товщиною 10-20 см і довжиною в кілька метрів, що євиделітелем енергії за рахунок розпаду урану. Матеріалом корпусу зазвичайє цирконій.

ТВС - тепловиділяючих збірок - паливна касета і її кріплення. ТВСзнаходиться в активній зоні реактора.

СУЗ - система управління захистом. В основному складається знейтронопоглощающіх стрижнів.

5. Пристрій різних типів ядерних реакторів.

ВВЕР

Реактори ВВЕР є найпоширенішим типом реакторів у
Росії. Дуже привабливі дешевизна використовуваного в них теплоносія -сповільнювача і відносна безпека в експлуатації, не дивлячись нанеобхідність використання в цих реакторах збагаченого урану. З самогоназви реактора ВВЕР випливає, що у нього і сповільнювачем, і теплоносіємє звичайна легка вода. Як паливо використовується збагаченийдо 4.5% уран. Принципова схема реактора ВВЕР представлена на рис.2.

Рис.2

Як видно зі схеми, він має два контури. Перший контур, реакторний,повністю ізольований від друга, що зменшує радіоактивні викиди ватмосферу. Циркуляційні насоси (насос першого контуру на схемі непоказаний) прокачують воду через реактор та теплообмінник (харчуванняциркуляційних насосів походить від турбіни). Вода реакторного контурузнаходиться під підвищеним тиском, так що не дивлячись на її високутемпературу (293 градуса - на виході, 267 - на вході в реактор) їїзакипання не відбувається. Вода другого контура знаходиться під звичайнимтиском, так що в теплообміннику вона перетворюється в пару. Утеплообміннику-парогенераторі теплоносій, циркулює по першійконтуру, віддає тепло воді другого контуру. Пар, генеруемий впарогенераторі, за головним паропроводу другого контуру надходить натурбіни і, віддає частину своєї енергії на обертання турбіни, після чогонадходить в конденсатор. Конденсатор, охолоджуваний водою циркуляційногоконтуру (так би мовити, третій контур), забезпечує збір і конденсаціювідпрацьованої пари. Конденсат, пройшовши систему підігрівачів, подаєтьсязнову в теплообмінник.

Енергетична потужність більшості реакторів ВВЕР у нашій країні -
1000 мегават (Мвт).

Рис.3

Будова активної зони реактора ВВЕР показано на рис.3. Вона маєміцний зовнішній сталевий корпус, який може в разі непередбаченихобставин локалізувати можливу аварію. Корпус повністю заповненийводою під високим тиском. У середині активної зони розташовані ТВЗ зкроком у 20-25 см. Деякі ТВС доповнені зверху поглиначем збороцірконіевого сплаву і нітриду бору і здатні знаходиться в активній зоніабо бороцірконіевой частиною, або уранової - таким чином здійснюєтьсярегулювання ланцюгової реакції. Вода подається в реактор знизу під тиском.
Зверху реактор закритий сталевий кришкою, герметизуючою його корпус іщо є біозахисту.

РБМК

РБМК побудований за дещо іншим принципом, ніж ВВЕР. Перш за все вйого активній зоні відбувається кипіння - з реактора надходить пароводнаясуміш, яка, проходячи через сепаратори, ділиться на воду, повторюєтьсяна вхід реактора, і пара, що йде безпосередньо на турбіну.
Електрика, вироблене т?? рбіной, витрачається, як і в реакторі ВВЕР,також на роботу циркуляційних насосів. Його принципова схема - намал.4.

Рис.4

Основні технічні характеристики РБМК наступні. Активна зонареактора - вертикальний циліндр діаметром 11.8 метрів і висотою 7 метрів
(см.ріс.5). По периферії активної зони, а також зверху і знизу розташованийбічній відбивач - суцільна графітова кладка товщиною 0.65 метра.
Власне активна зона зібрана з графітових шестигранних колон (усьогоїх 2488), зібраних з блоків перетином 250х250мм. По центру кожного блокукрізь всю колону проходять наскрізні отвори діаметром 114мм длярозміщення технологічних каналів і стрижнів СУЗ.

Загальна кількість технологічних каналів в активній зоні 1693. Всерединібільшості технологічних каналів знаходяться тепловиділяючі касети,мають досить складну структуру. Касета складається з двох послідовноз'єднаних тепловиділяючих збірок (ТВЗ), довжина кожної з яких 3,5 м. ТВСмістить 18 стрижневих твелів - трубок зовнішнім діаметром 13,5 мм з товщиноюстінки 0,9 мм, заповнених таблетками діаметром 11,5 мм з двоокису урану
(UO2), кріпильні деталі зі сплаву цирконію і несучий стрижень з оксидуніобію. Стінки касети щільно фіксовані до графітової кладці, а всерединікасет циркулює вода. В інших каналах розташовані стрижні системиуправління захистом, що складаються з поглинача - бороцірконіевогосплаву. Деякі канали повністю ізольовані від теплоносія, і в нихрозташовані датчики радіації.

Електрична потужність РБМК - 1000 МВт. АЕС з реакторами РБМКскладають помітну частку в атомній енергетиці. Так, ними оснащені
Ленінградська, Курська, Чорнобильська, Смоленська, Ігналінська АЕС.

Рис.5. Активна зона реактора РБМК

ВВЕР і РБМК: порівняльні характеристики.

Проводячи порівняння різних типів ядерних реакторів, вартозупиниться на двох найбільш поширених в нашій країні і в світі типахцих апаратів: ВВЕР (водо-водяний енергетичний реактор) і РБМК (Реактор
Великої потужності канальний). Найбільш принципові відмінності: ВВЕР --корпусних реактор (тиск тримається корпусом реактора); РБМК - канальнийреактор (тиск тримається незалежно в кожному каналі); в ВВЕРтеплоносій і сповільнювач - одна й та ж вода (додатковий сповільнювачне вводиться), в РБМК сповільнювач - графіт, а теплоносій - вода; в ВВЕРпара утворюється в другому корпусі парогенератора, в РБМК пара утворюється вбезпосередньо в активній зоні реактора (киплячий реактор) і просто йде натурбіну - ні другого контуру. З-за різної будови активних зонпараметри роботи у цих реакторів також різні. Для безпеки реакторамає значення такий параметр, як коефіцієнт реактивності - його можнаобразно уявити як величину, що показує, як зміни того чиіншого іншого параметра реактора вплине на інтенсивність ланцюгової реакції вньому. Якщо цей коефіцієнт позитивний, то при збільшенні параметра, поякому наводиться коефіцієнт, ланцюгова реакція в реакторі при відсутностібудь-яких інших впливів буде наростати і врешті стане можливимперехід її в некеровану і каскадно наростаючу - відбудеться розгінреактора. При розгоні реактора відбувається інтенсивне тепловиділення,що приводить до розплавлення тепловиделітелей, стіканню їх розплаву в нижнючастина активної зони, що може призвести до руйнування корпусу реактора івикиду радіоактивних речовин в навколишнє середовище.

У цій таблиці наведено коефіцієнти реактивності для РБМК і ВВЕР.

Пояснення.

. У реакторі ВВЕР при появі в активній зоні пари або при підвищенні температури теплоносія, що приводить до зниження його щільності, падає кількість зіткнень нейтронів з атомами молекул теплоносія, зменшується уповільнення нейтронів, внаслідок чого всі вони йдуть за межі активної зони, не реагуючи з іншими ядрами.

Реактор зупиняється.

. У реакторі РБМК при закипання води або підвищення її температури, що приводить до зниження її щільності, йде її нейтронопоглощающее дію (сповільнювач в цьому реакторі і так вже є, а в пара коефіцієнт поглинання нейтронів набагато нижче, ніж у води). У реакторі наростає ланцюгова реакція і він розганяється., Що, у свою чергу, призводить до подальшого підвищення температури води та її закипання.

Отже, при виникненні нештатних ситуацій роботи реактора,супроводжуються його розгоном, реактор ВВЕР затихне, а реактор РБМКпродовжить розгін з наростаючою інтенсивністю, що може привести до дужеінтенсивного тепловиділення, результатом якого буде розплавленняактивної зони реактора. Це наслідок дуже небезпечно, тому що приконтакті розплавлених цирконієвих оболонок з водою відбувається розкладанняїї на водень і кисень, що утворюють вкрай вибуховий гримучий газ, привибуху якого неминуче руйнування активної зони і викид радіоактивнихпалива та графіту в навколишнє середовище. Саме таким шляхом розвивалисяподії при аварії на Чорнобильській АЕС. Тому в реакторі РБМК як нідеважлива роль захисних систем, які будуть або запобігати розгінреактора, або негайно його охолоджувати у випадку розгону, гасячи підйомтемператури і скипання теплоносія. Сучасні реактори типу РБМКобладнані досить ефективними подібними системами, практичнозводять нанівець ризик розвитку аварії (на Чорнобильській АЕС в ніч аваріїпо злочинної недбалості в порушення всіх інструкцій і заборон булиповністю відключені системи аварійного захисту), але про подібну можливістьслід пам'ятати.

Якщо підвести підсумок, то реактор РБМК вимагає меншого збагаченняпалива, володіє кращими можливостями з напрацювання ділиться матеріалу
(плутонію), має безперервний експлуатаційний цикл, але більш потенційнонебезпечний в експлуатації. Ступінь цієї небезпеки залежить від якості системаварійного захисту і кваліфікації експлуатаційного персоналу. Крім того,внаслідок відсутності другого контуру у РБМК більше радіаційні викиди ватмосферу протягом експлуатації.

Реактор на важкій воді.

У Канаді та Америці розробники ядерних реакторів при вирішенніпроблеми про підтримку в реакторі ланцюгової реакції вважали за краще використовувати вяк сповільнювач важку воду. У важкої води дуже низький ступіньпоглинання нейтронів і дуже високі уповільнюють властивості, що перевищуютьаналогічні властивості графіту. Внаслідок цього реактори на важкій водіпрацюють на незбагаченому паливі, що дозволяє не будувати складні інебезпечні підприємства по збагаченню урану. В принципі добре спроектованийі побудований реактор на важкій воді може працювати довгі роки наприродному урані, який потребує лише у виділенні його з руди, і даватидешеву енергію. Але важка вода дуже дорога у виробництві, і томувнаслідок неминучих витоків її з трубопроводів сумарні витрати наексплуатацію реактора зростають і наближаються до аналогічних у РБМК і
ВВЕР.

В якості теплоносія першого контуру може використовуватисясповільнювач - важка вода, хоча є реактори, де теплоносій --легка вода, а контури циркуляції теплоносія і сповільнювача розділені.

Конструкція реактора багато в чому аналогічна конструкції реактора ВВЕР.

Реактор з кульової засипанням.

У реакторі з кульової засипанням активна зона має форму кулі, вякий засипані тепловиділяючі елементи, також кулясті. Коженелемент представляє із себе графітову сферу, до якої вкраплені частинкиоксиду урану. Через реактор прокачується газ - найчастіше використовуєтьсявуглекислота СО2. Газ подається в активну зону під тиском і згодомнадходить на теплообмінник. Регулювання реактора здійснюється стрижнямиз поглинача, що вставляються в активну зону.

Екстрене глушіння реактора здійснюється шляхом вистрілювання вактивну зону клина з поглинача (поруч з реактором влаштовують якесьподобу короткої гармати, яка в екстраординарної ситуації вистрілює вреактор через його корпус клиноподібний шматок поглинача, при цьому реакторвідразу стає). Реактор з кульової засипанням вигідно відрізняється тим,що в ньому принципово не може статися вибух гримучого газу, і в разірозгону реактора сомим неприємним наслідком буде лише розплавленнятепловиділяючих елементів і неможливість подальшої експлуатації реактора.
Вибуху такого реактора при його розгоні статися не може в принципі. Зіншого боку, у випадку потрапляння води в активну зону (наприклад, здругому контуру у разі прориву труби в теплообміннику) руйнуванняреактора і викид радіоактивного газу-теплоносія неминуче.

Реактори з кульової засипанням в незначній кількості будувалися в
Східній Європі та Америці.

Реактор на швидких нейтронах.

Реактор на швидких нейтронах дуже сильно відрізняється від реакторіввсіх інших типів. Його основне призначення - забезпечення розширеноговідтворення ділиться плутонію з урану-238 з метою спалювання всього абозначної частини природного урану, а також наявних запасів збідненогоурану. При розвитку енергетики реакторів на швидких нейтронах може бутивирішена задача самозабезпечення ядерної енергетики паливом.

Перш за все, в реакторі на швидких нейтронах немає сповільнювача. Узв'язку з цим в якості палива використовується не уран-235, а плутоній і уран-
238, які можуть ділиться від швидких нейтронів. Плутоній необхідний длязабезпечення достатньої щільності нейтронного потоку, яку не можезабезпечити один уран-238. Тепловиділення реактора на швидких нейтронах удесять-п'ятнадцять разів перевершує тепловиділення реакторів на повільнихнейтронах, у зв'язку з чим замість води (яка просто не впорається з такимоб'ємом енергії для передачі) використовується розплав натрію (його температурана вході - 370 градусів, а на виході - 550, що у десять разів вищеаналогічних показників, скажімо, для ВВЕР - там температура води на вході -
270 градусів, а на виході - 293). Знову ж таки у зв'язку з великоютепловиділенням доводиться обладнати навіть не дві, а три контура (обсягтеплоносія на кожному наступному, природно, більше), причому в другомуконтурі використовується знову ж таки натрій. При роботі такого реакторавідбувається дуже інтенсивне виділення нейтронів, які поглинаються шаромурану-238, розташованого навколо активної зони. При цьому цей уранперетворюється на плутоній-239, який, у свою чергу, може використовуватисяв реакторі як ділиться елемент. Плутоній використовується також у військовихцілях.

В даний час реактори на швидких нейтронах широкогопоширення не отримали, в основному через складність конструкції іпроблеми отримання досить стійких матеріалів для конструкційнихдеталей. У Росії є тільки один реактор такого типу (на Білоярської
АЕС). Вважається, що такі реактори мають велике майбутнє.

6.Сравненіе.

Якщо підводити підсумок, то варто сказати наступне. Реактори ВВЕРдосить безпечні в експлуатації, але вимагають високозбагаченого урану.
Реактори РБМК безпечні лише при правильній їх експлуатації і добрерозроблених системах захисту, але зате здатні використовуватималообогащенное паливо або навіть відпрацьоване паливо ВВЕР-ів. Реактори наважкій воді всім хороші, але аж надто дорого добувати важку воду.
Технологія виробництва реакторів з кульової засипанням ще недостатньодобре розроблена, хоча цей тип реакторів варто було б визнати найбільшприйнятним для широкого застосування, зокрема, через відсутністькатастрофічних наслідків під час аварії з розгоном реактора. За реакторамина швидких нейтронах - майбутнє виробництва палива для ядерної енергетики,ці реактори найбільш ефективно використовують ядерне паливо, але їхконструкція дуже складна і поки що малонадійних.

7. Фактори небезпеки ядерних реакторів.

Фактори небезпеки ядерних реакторів досить численні.
Перерахуємо лише деякі з них.

. Можливість аварії з розгоном реактора. При цьому внаслідок сильного тепловиділення може відбутися розплавлення активної зони реактора і потрапляння радіоактивних речовин в навколишнє середовище. Якщо в реакторі є вода, то у випадку такої аварії вона буде розкладатися на водень і кисень, що призведе до вибуху гримучого газу в реакторі і досить серйозного руйнування не тільки реактора, але і всього енергоблоку з радіоактивним зараженням місцевості.

Аварії з розгоном реактора можна запобігти, застосувавши спеціальнітехнології конструкції реакторів, систем захисту, підготовки персоналу.

. Радіоактивні викиди в навколишнє середовище. Їх кількість і характер залежить від конструкції реактора і якості його збірки і експлуатації.

У РБМК вони найбільші, у реактора з кульової засипанням найменші.

Очисні споруди можуть зменшити їх.

Втім, у атомної станції, що працює в нормальному режимі, цівикиди менше, ніж, скажімо, у вугільній станції, так як у вугіллі тежмістяться радіоактивні речовини, і при його згорянні вони виходять ватмосферу.

. Необхідність захоронення відпрацьованого реактора.

На сьогоднішній день ця проблема не вирішена, хоча є багаторозробок у цій області.

. Радіоактивне опромінення персоналу.

Можна запобігти або зменшити застосуванням відповідних заходіврадіаційної безпеки в процесі експлуатації атомної станції.

Ядерний вибух ні в одному реакторі відбутися в принципі не може.

8. Висновок.

Атомна енергетика - активно розвивається. Очевидно, що їйпризначене велике майбутнє, тому що запаси нафти, газу, вугілля поступововичерпуються, а уран - досить поширений елемент на Землі. Але слідпам'ятати, що атомна енергетика пов'язана з підвищеною небезпекою для людей,яка, зокрема, виявляється у вкрай несприятливі наслідкиаварій з руйнуванням атомних реакторів. У зв'язку з цим необхіднозакладати рішення проблеми безпеки (зокрема, попередженняаварій з розгоном реактора, локалізацію аварії в межах біозахисту,зменшення радіоактивних викидів та ін) ще в конструкцію реактора, настадії його проектування.

Варто також розглядати інші пропозиції щодо підвищеннябезпеки об'єктів атомної енергетики, як то: будівництво атомнихелектростанцій під землею, відправлення ядерних відходів в космічнийпростір.

Метою цієї роботи було всього лише розповісти про сучаснуатомній енергетиці, показати пристрій і основні типи ядерних реакторів.
На жаль, обсяг доповіді не дозволяє більш детально зупинитися напитаннях фізики реактора, тонкощах конструкції окремих типів іщо випливають з них проблем експлуатації, надійності і безпеки.

Список літератури

1. І. Х. Ганєв. Фізика та розрахунок реактора. Навчальний посібник для вузів. М,
1992, Энергоатомиздат.

2. Л. В. Матвєєв, А. П. Рудик. Майже все про ядерному реакторі. М., 1990,
Энергоатомиздат.