Ядерные реакторы
РБМК 1000
Математика
Курсовые
Альтернативная энергетика
ВВЭР
Информатика
Черчение

Теплоэнергетика

Реактор БН
Сопромат
Электротехника
Ядерная физика
Ядерное оружие
Графика
Карта

Быстрый реактор БН , водо-водянной реактор ВВР. Курсовые проекты

В настоящее время на АЭС в качестве жидкометаллического теплоносителя применяется только натрий. Из-за его сильной активации в реакторе и химической активности по отношению к воде и воздуху схема АЭС с реакторами, охлаж­даемыми жидким натрием, должна состоять из трех контуров. В трехконтурной схеме для передачи тепла от реак­тора рабочему телу имеется два теплообменных аппарата. Один из них отделяет контур теплоносителя с высокой радиоактивно­стью от контура теплоносителя без радиоактивности. Он называется промежуточным теплообменником.

Повреждений, вызванных в живом организме излучением, будет тем больше, чем больше энергии оно передаст тканям; количество такой переданной организму энергии называется дозой (термин не слишком удачный, поскольку первоначально он относился к дозе лекарственного препарата, т.е. дозе, идущей на пользу, а не во вред организму). Дозу излучения организм может получить от любого радионуклида или их смеси независимо от того, находятся ли они вне организма или внутри его (в результате попадания с пищей, водой или воздухом). Дозы можно рассчитывать по-разному, с учетом того, каков размер облученного участка и где он расположен, один ли человек подвергся облучению или группа людей и в течение какого времени это происходило.

Подпись: 2.4. ДОЗЫ РАДИАЦИОННОГО ОБЛУЧЕНИЯ
Поглощенная доза — энергия ионизирующего излучения, поглощенная облучаемым телом (тканями организма), в пересчете на единицу массы
Эквивалентная доза — поглощенная доза, умноженная на коэффициент, отражающий способность данного вида излучения повреждать ткани организма
Эффективная эквивалентная доза — эквивалентная доза, умноженная на коэффициент, учитывающий разную чувствительность различных тканей к облучению
Коллективная эффективная эквивалентная доза — эффективная эквивалентная доза, полученная группой людей от какого-либо источника радиации
Полная коллективная эффективная эквивалентная доза — коллективная эффективная эквивалентная доза, которую получат поколения людей от какого-либо источника за все время его дальнейшего существования

Подпись: 2.5. ЕДИНИЦЫ 1)
Беккерель (Бк, Bq)  - единица активности нуклида в радиоактивном источнике (в системе СИ). Один беккерель соответствует одному распаду в секунду для любого радионуклида
Грай (Гр, Gy) - единица поглощенной дозы в системе СИ. Представляет собой количество энергии ионизирующего излучения, поглощенной единицей массы какого-либо физического тела, например тканями организма. 1 Гр = 1 Дж/кг
Зиверт (Зв, Sv) - единица эквивалентной дозы в системе СИ. Представляет собой единицу поглощенной дозы, умноженную на коэффициент, учитывающий неодинаковую радиационную опасность для организма разных видов ионизирующего излучения. Один зиверт соответствует поглощенной дозе в 1 Дж/кг (для рентгеновского,  γ- и β- излучений).

1 Приведем некоторые широко распространенные внесистемные единицы и их связь с единицами СИ: 
кюри (Ки, Си), единица активности изотопа: 1 Ки = 3,700•1010 Бк; 
рад (рад, rod), единица поглощенной дозы излучения: 1 рад = 0,01 Гр; 
бэр (бэр, rem), единица эквивалентной дозы: 1 бэр = 0,01 Зв. 
 Прим. перев.

Количество энергии излучения, поглощенное единицей массы облучаемого тела (тканями организма), называется поглощенной дозой (рис. 2.4) и измеряется в системе СИ в грэях (Гр). Но эта величина не учитывает того, что при одинаковой поглощенной дозе альфа-излучение гораздо опаснее бета- или гамма-излучений.

Если принять во внимание этот факт, то дозу следует умножить на коэффициент, отражающий способность излучения данного вида повреждать ткани организма: альфа-излучение считается при этом в двадцать раз опаснее других видов излучений. Пересчитанную таким образом дозу называют эквивалентной дозой; ее измеряют в системе СИ в единицах, называемых зивертами (Зв) (рис. 2.5).

Подпись:  
Коэффициенты радиационного риска для разных тканей (органов) человека при равномерном облучении всего тела, рекомендованные Международной комиссией по радиационной защите для вычисления эффективной эквивалентной дозы.

Следует учитывать также, что одни части тела (органы, ткани) более чувствительны, чем другие: например, при одинаковой эквивалентной дозе облучения возникновение рака в легких более вероятно, чем в щитовидной железе, а облучение половых желез особенно опасно из-за риска генетических повреждений.

Поэтому дозы облучения органов и тканей также следует учитывать с разными коэффициентами (рис. 2.6). Умножив эквивалентные дозы на соответствующие коэффициенты и просуммировав по всем органам и тканям, получим эффективную эквивалентную дозу, отражающую суммарный эффект облучения для организма; она также измеряется в зивертах.

Эти три понятия описывают только индивидуально получаемые дозы. Просуммировав индивидуальные эффективные эквивалентные дозы, полученные группой людей, мы придем к коллективной эффективной  эквивалентной дозе, которая измеряется в человеко-зивертах (чел-Зв).

Следует ввести, однако, еще одно определение, поскольку многие радионуклиды распадаются очень медленно и останутся радиоактивными и в отдаленном будущем. Коллективную эффективную эквивалентную дозу, которую получат многие поколения людей от какого-либо радиоактивного источника за все время его дальнейшего существования, называют ожидаемой (полной) коллективной эффективной эквивалентной дозой.

Такая иерархия понятий на первый взгляд может показаться слишком сложной, но тем не менее она представляет собой логически последовательную систему и позволяет рассчитывать согласующиеся или сопоставимые друг с другом дозы облучения. В последующих главах материал будет излагаться так, чтобы по возможности избежать употребления этих терминов, однако без них иногда не удается достичь необходимой точности и ясности изложения.

Во всех последующих проектах реакторов этого типа в России, так же как и в большинстве проектов коммерческих быстрых реакторов, разработанных за рубежом, используется интегральная конструкция (табл.1).


Белоярская АЭС с реактором БН-600

Таблица 1. Коммерческие быстрые реакторы

Характеристика

БН-600

(Россия)

Super-Phenix-I* (Франция)

Проекты

БН-800** (Россия)

БН-1800 (Россия)

Super-Phenix-II

(Франция)

CDFR (Англия)

Электрическая мощность, МВт

600

1200

880

1800

1500

1300

Тепловая мощность, МВт

1470

3000

2100

4000

-

3230

Температура теплоносителя на выходе из реактора, ºС

550

540

547

575

545

540

Давление пара, МПа

14,0

18,0

14,0

250

18,0

16,0

Температура пара, ºС

500

490

490

525

490

490

Коэффициент воспроизводства

1,3

1,18

1,0-1,35

~1,0

1,15

1,25

* Остановлен.

** Строится на Белоярской АЭС.

 

Уже при проектировании первых энергетических реакторов на быстрых нейтронах большое внимание уделялось вопросам обеспечения безопасности как при нормальной работе, так и при различных аварийных ситуациях. Направления поиска соответствующих проектных решений определялись требованием исключения недопустимых воздействий на окружающую среду и население за счет внутренней самозащищенности реактора, применения эффективных защитных систем, использования локализующих систем, ограничивающих последствия потенциально возможных аварий.

Поверхность теплообмена промежуточного теплообменника омывается однофазными средами. Поэтому подход к выбору его конструкционной схемы такой же, как для экономайзера ПГ, обогреваемого водой. В проектах первых установок конструкция промежуточного теплообменника усложнялась и выполнялась с двумя самостоятельными поверхностями теплообмена: одна — для первичного теплоносителя, вторая — для промежуточного. Пространство между поверхностя­ми заполнялось теплопроводной жидкостью Na, Na—К или твер­дыми прослойками (например, трубки в матрицах из металла, как на установке «Даунри», Великобритания).

Инженерная графика

 

Сопромат