Пример готового реферата по предмету: Безопасность жизнедеятельности
Содержание
Введение.
1. Наиболее опасные радионуклиды.
2. Радиационно-опасные объекты (РОО).
3. Основные опасности при авариях на РОО.
4. Зонирование территории вокруг РОО на этапах развития аварии.
5. Профилактика возникновения аварий на РОО.
Заключение.
Выдержка из текста
Во всем мире стремительно растут энергозатраты. Производство электроэнергии удваивается каждые 10-15 лет. Мировые запасы нефти и газа могут быть исчерпаны за
5. лет. Запасы твердых топлив также не безграничны. После нефтяного кризиса 60-х годов, когда цена на нефть подскочила в 15 раз, начался интенсивный поиск альтернативных источников энергии. Но пока использование энергии ветра, волн и солнца дает неутешительные результаты.
Сегодня потребление первичных энергоресурсов на душу населения составляет в РФ 6,1 тонн условного топлива в год, в Западной Европе — 5, в США — 11 тонн. Более 75% энергии на нашей планете получается в результате переработки ископаемых топлив, при этом в атмосферу выбрасывается
2. млрд. тонн двуокиси углерода, что грозит глобальной экологической катастрофой. Единственный путь, который может отвести угрозу энергетического кризиса в настоящее время, это использование энергии атомного ядра.
В настоящее время практически во всех отраслях народного хозяйства и науки используются радиоактивные вещества и источники ионизирующего излучения. Особенно быстро развивается ядерная энергетика.
Общие сведения об энергетике России. Около 60 % электроэнергии России вырабатывается ТЭС, для чего расходуется
21. млн. тонн условного топлива, или 41 % потребляемого в России газа, 14 % нефти, 37 % угля. Специфика экономики России такова, что основные энергоресурсы расположены в восточных регионах, а 70 % производства и потребления электроэнергии — в европейской части страны, и на доставку энергоносителей расходуется около 20 % всего добываемого топлива. При выработке электроэнергии ТЭС в атмосферу выбрасывается огромное количество золы и ядовитых газов — порядка
7. млн. тонн, и это наносит природе ущерб, суммарная стоимость которого сравнима, а иногда и превышает стоимость полученной электроэнергии. АЭС в этом отношении имеют неоспоримое преимущество — ни золы, ни газообразных выбросов.
Несколько слов о физических основах ядерной энергетики. Зависимость энергии связи частиц ядра (нуклонов) от массового числа такова, что превращение элементов конца периодической системы в более лёгкие должно сопровождаться выделением ядерной энергии. В конце 1938 г. при изучении процессов, происходящих при облучении урана нейтронами, было установлено, что изотоп урана , захвативший медленный нейтрон, претерпевает следующее ядерное превращение: тяжелое ядро разрывается на две примерно одинаковые части, которые разлетаются в стороны под действием электростатических сил отталкивания. Эти части (осколки) являются — радиоактивными ядрами, и после ряда радиоактивных превращений они становятся ядрами элементов с М=70 — 160, Z=30 — 100. При этом выделяется энергия порядка
20. Мэв. Энергия, выделяемая при делении всех ядер 1 г урана равна энергии от сжигания трёх тонн угля. Ф. Жолио — Кюри установил, что наряду с осколками образуются нейтроны в количестве 2.5 шт. (в среднем) на одно деление. Эти нейтроны, в свою очередь, могут вызывать дальнейшее деление ядер, поэтому становится возможной цепная реакция; однажды начавшись, реакция охватывает всё новые и новые ядра урана. 02.12.1942 под руководством Э. Ферми в США была впервые осуществлена управляемая цепная реакция деления в уран — графитовом реакторе. Природная смесь изотопов урана содержит 99.3% изотопа и 0.7% изотопа , процесс обогащения (с помощью диффузии, например,) является весьма трудоёмким.
Для поддержания цепной реакции необходимо, чтобы по крайней мере 1 нейтрон из образовавшихся при делении данного ядра урана был вновь захвачен другим ядром урана . Если работать на необогащённом уране, то большое количество нейтронов поглощается . Для поддержания цепной реакции в этом случае используют замедлитель нейтронов — графит или другой материал, поскольку с уменьшением энергии нейтрона вероятность захвата нейтрона ядром возрастает.
При захвате нейтрона ядром образуется радиоактивный изотоп урана , который после двух — распадов превращается в новый элемент плутоний , не существующий в природе. Плутоний также может быть использован как ядерное топливо в мирных и военных целях. Для его производства строят реакторы на быстрых нейтронах и природной смеси изотопов урана.
Различают три вида реакторов:
1. Воспроизводящие (регенеративные) реакторы, работающие на естественном уране или тории, которые производят искусственное ядерное горючее взамен расходуемого урана — 235. Для энергетических целей при этом используется тепло, получаемое в процессе развития цепной реакции.
2. Энергетические реакторы работают на достаточно чистых или обогащённых расщепляющихся материалах, они предназначены в основном для производства энергии.
3. Реакторы — размножители работают на чистом или обогащённом уране, они производят не только энергию, но и искусственное ядерное горючее в количествах, больших, чем расходуется при их работе.
Исторически первыми начали эксплуатироваться газографитные реакторы, в настоящее время они все остановлены по возрасту. Используются реакторы большой мощности канальные (РБМК), водо — водяные энергетические реакторы (ВВЭР) и реакторы на быстрых нейтронах (размножители).
КПД РБМК и ВВЭР чуть больше 30 %, электрическая мощность 440 и 1000 МВт для ВВЭР, 1000 и 1500 МВт для РБМК. Оба этих реактора работают на медленных (тепловых) нейтронах (скорость нейтронов порядка тепловой скорости частиц).
ВВЭР — двухконтурный реактор, вода в нём служит и теплоносителем, и замедлителем нейтронов. В первом контуре, т.е. в активной зоне реактора, давление достигает
16. атмосфер. В парогенераторе происходит разогрев воды второго контура, из-за разности давлений вода второго контура превращается в пар и вращает турбину. Оба контура замкнутые. Для замены ядерного горючего реактор останавливают и охлаждают раз в полгода. По этой схеме работают Балаковская, Нововоронежская, Кольская и др. АЭС.
В РБМК замедлителем служит графит, теплоносителем — вода. Пар для турбины получается непосредственно в реакторе, туда же возвращается после использования в турбине. Реактор одноконтурный, топливо можно заменять, не останавливая реактора. К в абревиатуре означает канальный — теплоноситель в активной зоне РБМК движется по отдельным каналам, их в реакторе 1661, в этих же каналах размещены кассеты с ядерным топливом. Общая масса урана в реакторе — 190 тонн. В других
21. каналах перемещаются стержни — поглотители, которыми регулируется скорость реакции. РБМК имеет одну особенность, отличающую его от ВВЭР: у этого реактора при некоторых режимах работы температурный коэффициент становится положительным. Это означает, что при повышении температуры в активной зоне реактора поток нейтронов увеличивается, что вызывает дальнейшее повышение температуры, и т.д. Именно поэтому в данном реакторе среди систем обеспечения безопасности одной из самых важных является система аварийного охлаждения реактора САОР. РБМК установлены на Обнинской АЭС, Ленинградской, Курской, Смоленской, Чернобыльской.
В реакторах на быстрых нейтронах (размножителях) ни в первом, ни во втором контурах нет высокого давления. Теплоносителем служит жидкий натрий, он греется в первом контуре, передаёт тепло натрию второго контура, который нагревает воду в паровом контуре, превращая её в пар. Теплообменники изолированы от реактора. Такая станция построена на побережье Японского моря в
40. км от Токио, в курортной зоне. Тепловая мощность реактора
71. МВт.
Список использованной литературы
«Выживание в городе, выживание на море». Яцек Е. Палкевич. Москва, «Карвет», 1992.
