Анализ возможных аварийных ситуаций на АЭС

Министерство образования и науки Украины
Донбасская национальная академия строительства и архитектуры
Кафедра «Теплотехника, теплогазоснабжение и вентиляция»

РЕФЕРАТ
по дисциплине «Атомные станции»
на тему «Анализ возможных аварийных ситуаций на АЭС»

Выполнила :
студентка группы ТГВ-40аКрасилова А. И.

Преподаватель:
Удовиченко З.В.

Макеевка, 2009 | |1. Сравнительный анализ безопасности ядерных реакторов

В настоящее время в мире существует пять типов ядерных реакторов. Это реактор ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор), РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный), реактор на тяжелой воде, реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром, реактор на быстрых нейтронах. Укаждого типа реактора есть особенности конструкции, отличающие его от других, хотя, безусловно, отдельные элементы конструкции могут заимствоваться из других типов. ВВЭР строились в основном на территории бывшего СССР и в Восточной Европе, реакторов типа РБМК много в России, странах Западной Европы и Юго-Восточной Азии, реакторы на тяжелой воде в основном строились в Америке.
В данной работерассматриваются три наиболее распространенных типа реакторов: ВВЭР, РБМК, БН, описываются их конструкции и сравниваются их безопасность.
ВВЭР являются самым распространенным типом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя (обычно вода) и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этихреакторах обогащенного урана(до 4,5%)в качестве топлива. ВВЭР имеет два контура. Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы прокачивают воду через реактор и теплообменник (питание циркуляционных насосов происходит от турбины). Безопасность данного вида реактора не высока, так как вода реакторного контура находится подповышенным давлением (до 16 МПа) и имеет высокую температуру (293 градуса - на выходе, 267 – на входе в реактор), вследствие чего могут возникнуть проблемы с теплоизоляцией. Вода второго контура находится под обычным давлением, так что в теплообменнике она превращается в пар. В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генерируемый впарогенераторе, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура (так сказать, третий контур), обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник.
Энергетическая мощностьбольшинства реакторов ВВЭР – 1000 МВт.
Водо-водяные реакторы в принципе не могут быть достаточно безопасными, о чём свидетельствует приведенный ниже перечень причин аварийных ситуаций, возможных на водоохлаждаемых реакторах:
· потеря герметичности тепловыделяющих элементов приводит к тому, что продукты деления выходят в теплоноситель, при этом повышается радиоактивность первого контура. Длясправки: для реакторов типа В-230, В-179 средняя доля разгерметизации составляет 3,5 x 10-5 . Для реакторов типа В-1000 средний уровень разгерметизации по АЭС России составляет 2,5 x 10-5 , а по АЭС Украины 6,8 x 10-5. Общее число выгруженных ТВС (тепловыделяющие сборки) в ВВЭР-1000 (по всем блокам) составляет 1798 шт. Число ОТВС признанных негерметичными по методике КГО – новой (18), старой (53).Примечание: по старым нормам негерметичными считались ТВС, активность которых в пенале КГО(контроль герметичности оболочек) на 3 σ (уровень излучения) превышает фон. По новым нормам, кроме указанного условия активность ТВС должна превышать 1 x10-6 Ки/кг (содержание радионуклидов в настенной воде);
· воздействие ионизирующего излучения, вследствие чего...