Вопросы к зачету по дисциплине Основы тепловой и атомной энергетики

• Название: Вопросы к зачету по дисциплине Основы тепловой и атомной энергетики
• Дата: 20.02.2018
• Размер: 297.47 Kb.
• Имя файла: zachet_Sinyushin_2_0.docx
• Тип: Документы; #36861
• страница: 2 из 2

Сжигание - утилизация радиоактивных отходов с использованием данной технологии не может быть полной. Ее используют для частичного уменьшения объема материалов(дерево, одежда, резина) несущих в себе угрозу экологии. При таком методе несгоревшие частицы нуклидов попадают в воздух.

Уплотнение - надежная технология, позволяющая уменьшить объем отходов низкого уровня опасности. В подобной технологии используют гидравлические или пневматические пресса с низкой силой давления(5-1000т).

Цементирование - распространённых видов иммобилизации радиоактивных веществ среднего уровня опасности. Используется специальный жидкий раствор, в состав которого входит множество химических элементов, на их не влияют природные условия - срок их эксплуатации почти неограничен. Помещают зараженный предмет в контейнер и заливают его раствором, после застывания хранится на закрытой территории.

33. Переработка отработавшего ядерного топлива.

Отработавшее ядерное топливо представляет собой тепловыделяющие элементы, содержащие остатки ядерного топлива и множество продуктов деления широко применяемые в промышленности, сельском хозяйстве, медицине и научной деятельности. Поэтому оно является ценным ресурсом, в результате переработки которого получают свежее ядерное топливо и изотопные источники.

Переработка отработавшего ядерного топлива — процесс, при котором путём химической обработки из отработавшего ядерного топлива извлекается уран, плутоний радиоактивные изотопы.

В основе всех современных технологических схем переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) лежат экстракционные процессы, который заключается в восстановительной реэкстракции плутония из совместного экстракта с ураном и продуктами деления. Конкретные схемы переработки отличаются набором применяемых реагентов, последовательностью отдельных технологических стадий, аппаратурным оформлением.
34. Ловушка расплава. Принцип действия.
Ловушка расплава - опциональная часть гермооболочки ядерных реакторов, конструкция, служащая для локализации расплава активной зоны ядерного реактора, в тяжелых авариях с расплавлением активной зоны реакторов и проплавлением корпуса реактора. Является одной из систем пассивной атомной безопасности. Обеспечивает изоляцию фундамента от расплава, подкритичность расплава и охлаждение расплава.
В российских гермооболочках ловушка расплава сооружается непосредственно под реактором (на дне шахты реактора) и представляет собой конусообразную металлическую конструкцию общим весом около 750 тонн. Ловушка заполняется специальным, так называемым жертвенным материалом (наполнителем), состоящим в основном из оксидов железа и алюминия. Наполнитель растворяется в расплаве топлива для уменьшения его объёмного энерговыделения и увеличения поверхности теплообмена, а вода по специальным трубопроводам в корпусе ловушки заливает эту массу.
35. Спринклерная система.
Спринклерный ороситель - составляющая системы пожаротушения, оросительная головка, вмонтированная в спринклерную установку (сеть водопроводных труб, в которых постоянно находится вода или воздух под давлением).

Отверстие спринклера закрыто тепловым замком либо термочувствительной колбой, рассчитанными на температуру 57, 68, 72, 74, 79, 93, 101, 138, 141, 182, 204, 260, 343°С. При достижении в помещении температуры определенной величины, замок спринклера распаивается или лопается колба, и вода начинает орошать защищаемую зону.

Недостатком такой системы является сравнительно большая инерционность - головки вскрываются примерно через 2-3 минуты после повышения температуры.

Время срабатывания оросителя не должно превышать 300 секунд для низкотемпературных спринклеров (57 и 68°С) и 600 секунд для самых высокотемпературных спринклеров.

36. Система водородоуловителей.

Система может найти применение во всех случаях, когда имеет место выделение водорода или когда его следует улавливать по соображениям безопасности, например при герметизации радиоактивных отходов или при изготовлении топливных элементов.

Основным свойством соединения-улавливателя водорода является то, что оно самопроизвольно и количественно улавливает газообразный водород при атмосферном давлении и даже при более низких парциальных давлениях при температуре окружающей среды.

37. Система отвода тепла.

Система отвода тепла работает следующим образом. Циркуляционный насос подает воду в градирню, где она охлаждается и сливается в бассейн, из него за счет разности давлений охлажденная вода поступает в смесительный конденсатор, смесь охлаждающей воды и конденсата пара по барометрической трубе сливается в водосборник. Производительность насоса выбирается таким образом, что она превосходит максимально возможный расход воды из бассейна в конденсатор. Избыток воды через переливной порог по каналу сливается обратно в водосборник. Если в системе охлаждения общая масса воды увеличивается (это характерно для геотермальных паротурбинных установок), то уровень в водосборнике растет и по импульсу от датчика уровня регулятор сбрасывает избыток воды из системы.

Если в системе охлаждения образуется недостаток воды (из-за испарения и уноса из градирни в паровых турбинах обычного типа), то уровень в водосборнике падает и регулятор по импульсу датчика обеспечивает восполнение системы.

38 и 39 одно и тоже .Контаймент.

Герметичная оболочка(контейнмент от англ. Containment) — пассивная система безопасности энергетических ядерных реакторов, главной функцией которой является предотвращение выхода радиоактивных веществ в окружающую среду при тяжёлых авариях. Гермооболочка представляет собой массивное сооружение особой конструкции, в котором располагается основное оборудование реакторной установки. Гермооболочка является наиболее характерным в архитектурном плане и важнейшим с точки зрения безопасности зданием атомных электростанций, последним физическим барьером на пути распространения радиоактивных материалов и ионизирующих излучений.

Их применение необходимо для защиты в случае внутренней аварии с разрывом крупных трубопроводов и потерей теплоносителя, а также в случае внешних событий: землетрясений, цунами, ураганов, смерчей, падений самолётов, взрывов, ракетных ударов и т. д.

Гермооболочка рассчитывается на выполнение своих функций с учётом всех возможных механических, тепловых и химических воздействий, которые являются следствием истечения теплоносителя и расплавления активной зоны. Чаще всего гермооболочки имеют вспомогательное оборудование: локализующие системы безопасности для конденсации пара и снижения таким образом давления, специальные вентиляционные системы, оснащённые фильтрами очистки от радиоактивных изотопов иода, цезия и других продуктов деления.

В зависимости от типа реактора и специфических внешних угроз (например, сейсмичности) конструкция гермооболочек может сильно различаться. Большинство современных контейнментов (около 95 %) — оболочечные сооружения различного размера из бетона, армированного или предварительно-напряжённого, чаще всего цилиндрической формы.

Герметичная оболочка — комплексная структура, в которую входят также системы сложных трубных и кабельных проходок большого размера.
40. Экологические аспекты атомной и термоядерной энергетики.

При нормальной работе АЭС и предприятий ядерного топливного цикла скорость выброса радиоактивных продуктов в окружающую среду тщательно контролируется. Содержащиеся в воздухе радиоактивные нуклиды благородных газов криптона, ксенона, радона, трития, а также присутствие аэрозолей топлива и продуктов деления определяют наличие ионизирующего излучения в воздухе. 

Жидкие радиоактивные выбросы, попадающие в реки, большие озера или океан, содержат тритий, продукты деления ядер и другие вещества.

Человек, в общем случае, может подвергаться следующим воздействиям ионизирующего излучения:

1. 
   внешнему бета– и гамма–излучению при распаде газообразных радиоактивных нуклидов, содержащихся в атмосфере или в воде;
   
2. 
   облучению при распаде осевших на землю радиоактивных аэрозольных частиц;
   
3. 
   внутреннему облучению при вдыхании радиоактивных нуклидов (ингаляционному облучению);
   
4. 
   внутреннему облучению в результате потребления загрязненной радиоактивными нуклидами пищи или воды.
   

Скорость и уровень выхода радиоактивных нуклидов в окружающую среду зависят от механизмов удержания этих нуклидов, которые, в свою очередь, определяются конструкцией защитных устройств технологического оборудования топливного цикла. Совокупность взаимосвязанных герметизированных объемов (так называемых барьеров безопасности с низким уровнем утечки) и другие технические меры позволяют обеспечить очень высокие коэффициенты удержания радиоактивных веществ или, иначе, низкие коэффициенты радиоактивных выбросов в окружающую среду.

Также как и в других энергоустановках, в которых происходит преобразование тепловой энергии в электрическую, в АЭС необходимо сбрасывать часть теплоты, выделяемой при сгорании топлива. В стандартных АЭС, в которых электроэнергия производится паротурбогенераторами, тепловой сброс осуществляется водой, охлаждающей конденсаторы. Эта вода забирается из реки, озера или моря.Для того чтобы уменьшить вредное воздействие на экологию реки или озера, из которых забирается вода, особенно при жарком климате, когда окружающая температура уже достаточно высока, может оказаться необходимым применение некоторых технических методов локальной защиты от перегрева водных источников. Среди этих методов: увеличение расхода охлаждающей воды в конденсаторе, создание прудов охлаждения и градирен.