Форма-трафарет Садовая дорожка Заработок для студента Заказать диплом Cкачать контрольную Курсовые работы Репетиторы онлайн по любым предметам Выполнение дипломных, курсовых, контрольных работ Магазин студенческих работ Диссертации на заказ Заказать курсовую работу или скачать? Эссе на заказ Банк рефератов и курсовых Технологическое оборудование АС с реактором РБМК 1000 Ядерная физика Атомная физика Закон радиоактивного распада Основные недостатки реакторов с натриевым теплоносителем связаны с пожароопаснстью натрия при контакте его с водой и воздухом. Это требует разработки специальных технических решений, исключающих утечку натрия и предотвращающих его возгорание. По удельным капитальным затратам быстрые реакторы с натриевым охлаждением проигрывают легководным реакторам. Быстрые реакторы обладают многими качествами, предъявляемыми к реакторам нового поколения: устойчивая отрицательная обратная связь при возмущениях по мощности и температуре Теоретические аспекты обращения с отработавшим ядерным топливомСхема движения ядерного топлива по активной зоне в принятом теперь топливном цикле является традиционной. Она осуществляется за три перегрузки топлива в активной зоне. Свежие ТВС обогащением 4,4% по урану-235 устанавливают на периферию активной зоны, а частично выгоревшие — переставляют ближе к центру. Отработавшее три года топливо удаляется из центра активной зоны. Такая схема движения топлива (периферия — центр — центр) позволяет обеспечивать равномерное энерговыделение в топливе и максимальный запас до кризиса теплообмена воды на оболочках твэл.Учитывая требования безопасности, связанные со спецификой размещения оборудования 1 конура в защитной оболочке, перегрузка реактора, доставка “свежего” топлива, выгрузка отработанного топлива, вывоз отработанного топлива из реакторного отделения производится при неработающем реакторе в период его перегрузки.Выгруженные из ядерного реактора отработавшие три года ТВС содержат внутри твэлов большое количество радиоактивных веществ (“осколков” деления урана). Сразу после выгрузки одна отработавшая ТВС содержит, в среднем, 0,3 миллиона кюри р/а веществ, которые выделяют энергию 100 кВт. По мере выдержки отработавших ТВС в воде бассейна выдержки уменьшается их радиоактивность и мощность остаточных энерговыделений.Остаточное тепловыделение одной ОТВС реактора ВВЭР-1000Продолжительность выдержки Мощность тепловыделений квт Установка отработавшей ТВС в закрытый чехол с водой практически не изменяет ее температуру относительно поверхности чехла, но закрытие ТВС в чехле с воздухом вызывает увеличение ее температуры примерно на величину, указанную в предыдущей таблице.Ограничение абсолютных выбросов Дозовая квота от радиоактивных отходов АЭС составляет лишь 5% регламентированного НРБ предела дозыИзвлечение одной ТВС из воды БВ лишает ее защитного слоя воды и создает большую мощность экспозиционной дозы гамма-излучения в реакторном зале до 60-100 рентген/час (на расстоянии 40-20 метров), что недопустимо для безопасности работающего там персонала.Обращение с отработанным ТВС требует повышенного внимания. Все элементы, извлекаемые из реактора, радиоактивны, недоступны для непосредственного обслуживания и требуют наличия биологической защиты персонала при проведении с ними технологических операций. Кроме того, отработанные кассеты имеют остаточные тепловыделения и нуждаются в охлаждении.Практика эксплуатации отечественных и зарубежных АЭС с в57 -водяными реакторами, а также известные проектные решения по вопросам перегрузки ВВЭР дают основания утверждать, что наиболее оптимальным для этого типа реакторов является так называемый “мокрый” способ перегрузки. “Мокрая” перегрузка предусматривает транспортировку отработанных кассет от реактора к месту выдержки под слоем воды. Исходя из этого генеральным проектировщиком РУ ВВЭР-1000 (ОКБ “Гидропресс”) был принят “мокрый” способ перегрузки.Организация хранения отработавших ТВС в приреакторных бассейнах выдержки с последующей отправкой их на завод по регенерации или в долговременные отдельно стоящие хранилища -заключительный этап всей технологической схемы эксплуатации ядерного топлива на АЭС Система охлаждения БВ предназначена для отвода тепла от находящихся в кассетных отсеках отработанных или временно выгруженных из реактора ТВС. Событие, происшедшее 26 июля 1996 года на Балаковской АЭС Утром 26 июля 1996 блок N4 Балаковской АЭС работал на мощности 885 МВт (эл), все каналы СБ находились в дежурстве, по оборудованию замечания отсутствовали. При регламентном обходе работающего оборудования оперативным персоналом смены РЦ-2 обнаружено: посторонний шум в районе улитки насоса 4TK21D01 и слабоструйная течь по уплотнению насоса. Бассейн выдержки и перегрузки топлива (БВ) располагается внутри защитной оболочки и служит для хранения и выдержки отработанного топлива. БВ примыкает непосредственно к шахте реактора, соединен с ней перегрузочным каналом для проноса топливной сборки. Универсальное гнездо TG21B04, которое иногда еще называют контейнерным отсеком, используется для установки чехла со свежими ТВС, чехла для пеналов герметичных или специального транспортного контейнера ТК-13, рассчитанного под установку в него 12 ОТВС Конструкция чехла для свежего топлива В настоящее время в России, как уже было сказано, единственным постоянно действующим коммерческим реактором-размножителем является БН-600 (Третий блок Белоярской АЭС). Компоновка реакторной установки интегральная, бакового типа — активная зона, насосы, промежуточные теплообменники и биологическая защита размещены в корпусе реактора. Пространство между уровнем теплоносителя и крышкой реактора заполнено аргоном. Схема энергоблока трехконтурная: теплоноситель первого и второго контура — натрий, третьего контура — вода. Атомная энергетика