- •Лекция 2. История развития энергопроизводства и энергоиспользования в России и в мире
- •Ископаемый уголь Добыча угля
- •Доказанные запасы угля
- •Уголь в России История добычи угля в России
- •Добыча и запасы угля в России
- •Крупнейшие перспективные месторождения
- •Применение угля
- •Стоимость угля
- •Газификация угля
- •Сжижение угля
- •Уголь в качестве топлива
- •Удельная теплота сгорания угля в сравнении с другими веществами
- •Нефть Исторические сведения о нефти
- •Разработка и применение нефти Добыча нефти
- •Очистка нефти
- •Применение
- •Развитие учения о нефти и нефтепереработке
- •Экономика и промышленность Запасы нефти
- •Цены на нефть и их экономическое значение
- •Нефтяная промышленность в России
- •История отрасли
- •Современная ситуация
- •Экономия и альтернативы конвенциональной нефти
- •Битуминозные (нефтяные) пески
- •Нефть из горючих сланцев
- •Топливо из угля
- •Газовые автомобили
- •Биотопливо
- •Гибридные автомобили Электромобили
- •Природный газ Месторождения природного газа
- •Добыча и транспортировка
- •Транспортировка природного газа
- •Содержание
- •Глава 1. Получение электроэнергии
- •Глава 2. Топливо для производства электроэнергии
- •Глава 3. Устройство ядерных реакторов
- •Глава 4. Обеспечение безопасной работы ядерных реакторов
- •Глава 5. Ядерный топливный цикл
- •Глава 6. Воздействие на среду обитания энергетических установок
- •Введение
- •Глава 1. Получение электроэнергии
- •Немного истории. Почему электрическая?
- •Тепло механическая энергия электрическая энергия
- •Кпд теплового двигателя
- •Глава 2. Топливо для производства электроэнергии
- •Топливные ресурсы
- •Органические невозобновляемые топливные ресурсы
- •Ядерное топливо
- •Прогноз стоимости электроэнергии, вырабатываемой различными способами, в 2005-2010 годах (цент сша/кВт-час)
- •Солнечная энергия
- •Энергия ветра
- •Глава 3. Устройство ядерных реакторов
- •Атомная электростанция (аэс)
- •Виды ядерных реакторов
- •Реакторы на медленных нейтронах
- •Канальные водо-графитовые реакторы
- •Газоохлаждаемые реакторы
- •Реакторы на быстрых нейтронах
- •Реакторы нового поколения
- •Глава 4. Обеспечение безопасной работы ядерных реакторов
- •Радиоактивное излучение в нормальном режиме работы аэс
- •Материалы и конструкции биологической защиты
- •Излучение остановленного реактора
- •Средние индивидуальные годовые дозы облучения населения зоны аэс, мЗв/год
- •Вклад различных источников ионизирующего излучения в годовую дозу, получаемую человеком
- •Наиболее вероятные эффекты при различных значениях доз облучения и мощностей дозы, отнесенные к целому телу
- •Предотвращение аварий на ядерных реакторах
- •Международная шкала ядерных аварий
- •Общая статистика аварий на электростанциях
- •Серьезные аварии на военных, исследовательских и коммерческих ядерных реакторах с 1977 года
- •Некоторые инциденты, связанные с производством энергии на органическом топливе, начиная с 1977 года
- •Более ранние зафиксированные аварии на ядерных реакторах
- •Статистика инцидентов при производстве электроэнергии
- •Глава 5. Ядерный топливный цикл
- •Добыча руды
- •Отработанное ядерное топливо (оят)
- •Ядерные "отходы"
- •Переработка отработанного ядерного топлива
- •Размещение и хранение отходов
- •Глава 6. Воздействие на среду обитания энергетических установок
- •Использование угля как топлива
- •Теплотворная способность различного топлива и коэффициенты выброса co2
- •Международная ядерная безопасность
- •Заключение
- •Электроэнергия
- •Динамика мирового производства электроэнергии по годам
- •Промышленное производство электроэнергии
- •Распределённая энергетика
- •Добыча полезных ископаемых в России
- •Топливно-энергетические полезные ископаемые
- •Нефть и газ
- •История добычи нефти и газа
- •История добычи угля в России
- •История добычи угля
- •Запасы угля в России
- •Крупнейшие перспективные месторождения
- •Трудовые ресурсы и зарплата
- •Тема 3. Современное состояние энерго- и ресурсопроизводства и использования
Глава 4. Обеспечение безопасной работы ядерных реакторов
Опасны ли ядерные реакторы в нормальном режиме работы?
Как осуществляется защита персонала АЭС, населения и окружающей среды?
Из чего создаются конструкции биологической защиты реакторов?
Что такое радиоактивные выбросы и сбросы?
Каковы реальные дозы облучения персонала АЭС и населения в сравнении с естественным радиационным фоном?
Как предотвратить аварии на АЭС?
Что говорит статистика об авариях на АЭС и на других электростанциях ?
В чем гарантия безопасности ядерных реакторов ?
Радиоактивное излучение в нормальном режиме работы аэс
Ядерный реактор является мощным источником ионизирующих излучений. Активная зона реактора излучает нейтроны, альфа– и бета–частицы, гамма–излучение и протоны. Первый контур реактора и циркулирующий в нем теплоноситель, конструктивные элементы ядерной установки и биологическая защита также являются источниками ионизирующих излучений.
Из всех видов ионизирующих излучений наибольшую опасность представляют нейтроны и гамма–излучение. Они могут проходить через толстый слой вещества, сохраняя при этом свои свойства (это называется проникающей способностью излучения). Проникающая способность aльфа- и бета-частиц намного меньше. Поэтому биологическая защита, рассчитанная только с учетом действия нейтронов и гамма–излучения, обеспечит надежную защиту и от альфа– и бета–частиц.
При конструировании биологической защиты от нейтронов и гамма–излучения следует учитывать конкретные свойства этих излучений.
Нейтроны, образующиеся при делении ядерного топлива, можно разделить на мгновенные и запаздывающие. Мгновенные нейтроны с энергией 0,01–10 МэВ составляют более 99% всех нейтронов деления. Принцип действия биологической защиты от нейтронного излучения состоит в том, что в одном веществе защиты мгновенные нейтроны замедляются до низких скоростей, а другое защитное вещество поглощает замедленные и запаздывающие нейтроны.
Гамма-излучение при работе реактора также неоднородно. Следует различать:
мгновенное гамма – излучение , которое возникает во время реакции деления ядра на два осколка;
гамма – излучение радиоактивных осколков деления;
гамма – излучение , которое возникает при ядерных реакциях, например, при реакциях захвата нейтронов ядрами вещества (теплоносителя, топлива, замедлителя, конструкционных материалов реактора)
наведенное (вторичное) излучение – излучение радиоактивных ядер, которые образовались в результате захвата нейтронов ядрами вещества.
Так, например, при делении ядер урана-235 появляются три разных гамма–излучения с различной энергией:
мгновенное излучение во время реакции – 5 МэВ,
гамма–излучение продуктов деления – 6 МэВ,
вторичное гамма – излучение – 10 МэВ.
Наибольшую наведенную активность конструкционных материалов имеют радионуклиды Cr-51, Mg-56, Fe-59, Co-60.
Кроме активной зоны реактора, вторичное (наведенное) гамма–излучение возникает в теплоносителе, включая в себя его собственную активность и активность примесей. К активирующим примесям теплоносителя относятся минеральные соли, растворенные газы, радиоактивные продукты деления (йод, ксенон, криптон), которые могут попасть в теплоноситель из топлива; продукты коррозии в виде оксидов металлов.
В водо–водяных реакторах гамма–излучение возникает при реакциях захвата нейтрона кислородом:
-излучение
и водородом:
-излучение.
В реакторах с натриевым теплоносителем гамма–излучение возникает при реакциях захвата нейтрона натрием:
-излучение.
Ядерный реактор в нормальном режиме работы является источником альфа- и бета-частиц, мгновенных и запаздывающих нейтронов, первичного и наведенного гамма–излучения. Состав радиоактивного излучения ядерного реактора хорошо изучен. Свойства всех компонент этого излучения, такие как энергия частиц и их проникающая способность, учитываются при конструировании биологической защиты реактора. Эта защита должна быть такой, чтобы воздействие этих видов излучения на персонал АЭС, население и окружающую среду не превышало уровней, допускаемых Нормами радиационной безопасности (НРБ). Эти уровни устанавливаются ниже естественного фона всех видов излучения. НРБ – это государственный закон для строителей и работников АЭС.
