Аварии на Чернобыльской АЭС

Описание: Чернобыльская АЭС расположена в 18 км от районного центра (г.Чернобыль) и в 150 км от г.Киева. В 4 км от АЭС построен город атомщиков. Его назвали Припятью по имени реки, которая, причудливо извиваясь, соединяет белорусское и украинское Полесье и несет свои воды в Днепр. А своим появлением город обязан сооружению здесь АЭС.
Реферат содержит 1 файл: 

26 апреля.docx

48.22 Кб | Файл microsoft Word  открыть 
Не получается скачать реферат Аварии на Чернобыльской АЭС? - Техническая поддержка

26 апреля.docx

Специальные системы  безопасности контролируют исправность  этих барьеров, обеспечивают их сохранность  при аварии путем охлаждения и  сброса давления, уменьшения мощности реактора и отключения поврежденных элементов.

Что значит санитарно-защитная зона?

Вокруг всех АЭС создаются санитарно-защитные зоны, на территории которых можно  располагать только здания и сооружения подсобного и обслуживающего назначения. В пределах этой зоны исключается  проживание населения и расположение школ и больниц. Однако на территории этой зоны разрешается выращивание  сельскохозяйственных культур, выпас  скота при условии обязательного  осуществления соответствующего радиометрического  контроля производимой здесь сельскохозяйственной продукции. У нас эта зона определена радиусом в 2,5-3 км относительно АЭС.

Какие существуют защитные барьеры, обеспечивающие безопасность АЭС?

От осколков деления ядерного топлива до окружающей среды имеется четыре последовательных защитных барьера.

Первый барьер - это само топливо. Оно представляет собой таблетки из керамики с содержанием  делящегося урана 4% . Возникающие осколки  деления оказываются замоноличенными в теле таблеток.

Второй барьер - это трубки, в которых находятся  таблетки ядерного топлива. Они достаточно прочны и стойки к коррозии, удерживают даже газообразные осколки деления.

Третий барьер — это корпус реактора и трубопроводы 1-го контура. Они очень прочны и  имеют предохранительные клапаны  от высокого давления.

Четвертый барьер - это защитная оболочка реактора, т.е. прочное герметичное здание вокруг реакторной установки. Доступ в это  здание возможен только через герметичные  шлюзы.

Происходит ли остаточное тепловыделение после остановки  реактора?

Да. Оно вызвано  распадом осколков деления урана. Отвод  тепла от реактора после его остановки  осуществляется системой аварийного охлаждения. Главное, чтобы не отказал насос, перекачивающий воду. Поэтому есть три независимых насоса, каждый из которых рассчитан на нормальную циркуляцию воды по первому контуру. Электроснабжение этих насосных агрегатов имеет тройное резервирование, включая автономные дизель-генераторы.

Чему соответствует  мощность остаточного энерговыделения?

После остановки  реактора с номинальной мощностью  остаточное энерговыделение ядерного топлива составляет: через минуту - 200 МВт, через час - 100 МВт, через сутки - 30 МВт, через неделю - 15 МВт, через месяц - 10 МВт и через год - 1 МВт. Вспомним, что мощность первой АЭС в г.Обнинске составила 5 МВт. Это означает, что работавшее ядерное топливо требует продолжительного охлаждения.

Где хранится отработавшее ядерное топливо?

Отработавшее  топливо после его выгрузки из реактора хранится некоторое время  в бассейне выдержки для снижения активности короткоживущих радионуклидов. При выдержке в течение одного года активность может снизиться  примерно в 50 раз. После того как  распадутся коротко-живущие осколки,спад активности отработавшего топлива АЭС идет медленнее. Когда после трехгодичной выдержки в бассейне ядерное топливо отправляют на радиохимический завод по переработке топлива, уже не требуется его охлаждения в пути.

Как защищается персонал и население в случае возникновения максимально проектной  аварии?

В этом случае проектные  системы обеспечивают удержание  радиоактивных веществ в реакторной установке, поэтому не будет вредного воздействия на персонал и население.

На случай невероятных  непроектных (гипотетических) аварий разработаны  планы защиты персонала и населения, которые включают их оповещение, укрытие  в жилищах и зданиях, временную  эвакуацию. Санитарно-защитная зона вокруг АЭС обеспечивает запас времени  на эти мероприятия.

Атомная энергетика России

Сколько энергоблоков на АЭС России?

В России на конец 1999 года находились в эксплуатации 29 энергоблоков на 9 АЭС. В их числе 13 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР (6 энергоблоков с ВВЭР-440 и 7 энергоблоков с ВВЭР-1000), 11 энергоблоков с реакторами типа РБМК, 4 энергоблока типа ЭГП Билибинской АТЭЦ с канальными водо-графитовыми реакторами и один энергоблок на нейтронах БН-600. Энергоблоки АЭС всех типов устойчиво работают в базовой части графика нагрузок, а Билибинская АТЭЦ действует в скользящем графике покрытия требуемых энергетических и тепловых нагрузок изолированного района.

Восемь объектов атомной энергетики размещены в  четырех объединенных энергосистемах Европейской зоны России - Северо-Запада, Центра, Поволжья, Урала, обеспечивают совместно с объектами РАО ЕЭС России бесперебойное электроснабжение потребителей в 35 из 58 субъектов Российской Федерации этой зоны, дефицитных по топливу и не обеспечивающих потребность в электроэнергии за счет выработки на собственных электростанциях.

Где была размещена  первая АЭС и в каком году была запущена в эксплуатацию?

Первая АЭС  была построена в 1954 году в г.Обнинске. Тепловая мощность составила 30 тыс. кВт, а электрическая - 5 тыс. кВт.

В 1964 году были введены  в эксплуатацию первые энергоблоки  на Белоярской АЭС (мощностью 100 тыс. кВт  электрических, с канальным водо-графитовым реактором) и на Нововоронежской АЭС (мощностью 210 тыс. кВт электрических). Сегодня эти реакторы сняты с эксплуатации.

В каких городах  и районах размещены АЭС в  России?

АЭС расположены  в следующих городах России (данные на 1 января 1999 года): Белоярская (п.г.т.Заречный), Бибибинская АТЭЦ(р.п.Билибино), Балаков-ская (г.Балаково), Калининская (г.Удомля), Кольская (п.г.т.Полярные Зори), Курская (г.Курчатов), Ленинградская (п.г.т.Сосновый Бор), Нововоронежская (п.г.т.Ново-Воронеж).

На АЭС России эксплуатируются следующие типы реакторов:

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор;

РБМК - реактор  большой мощности, канальный;

БН - реакторы на быстрых нейтронах;

ЭГП - графитовый реактор с естественной циркуляцией  теплоносителя.

Какое развитие атомной энергетики России планируется  до 2015 года?

С учетом реального  состояния экономики России предусматриваются  два этапа в развитии атомной  энергетики: в период до 2005 года должна происходить модернизация действующих  АЭС для повышения их безопасности и незначительный ввод новых энергоблоков за счет заделов в строительстве  на площадках Ростовской, Калининской, Курской или Балаковской АЭС. На период 2005-2015 гг. предусматривается ввод АЭС с реакторами нового поколения - повышенной безопасности и экономичности суммарной мощностью 8 млн. кВт. За этот период будут сняты с эксплуатации отработавшие блоки на 7 млн.кВт.

Атомная энергетика мира

Сколько атомных  энергоблоков эксплуатируются в мире?

На 1999 год всего  в мире эксплуатировалось 440 энергоблоков.

Какова доля ядерной энергетики в производстве электричества в России?

На 1999 год доля ядерной энергетики в России составила 13,8%.

Какое государство  лидирует на мировом уровне по доле ядерной энергетики в производстве электричества?

На 1999 год лидером  являлась Литва - 77,21%, затем Франция - 75,77%, Украина - 45,75%, Япония - 35,86%, Германия - 28,29%, Великобритания - 27,09%, США -18,69%, Россия-13,8%.

Какое государство  имеет наибольшее количество атомных  энергоблоков?

США-109.

В какой стране расположена самая мощная атомная  электростанция?

Страницы:    предыдущая   123456   следующая
Поиск по сайту

Предметы