Вход

Варианты хранения ядерного топлива АЭС

Рекомендуемая категория для самостоятельной подготовки:
Реферат*
Код 576954
Дата создания 2017
Страниц 11
Мы сможем обработать ваш заказ (!) 23 сентября в 12:00 [мск]
Файлы будут доступны для скачивания только после обработки заказа.
790руб.
КУПИТЬ

Содержание

Введение 3
1. Хранение «свежего» ядерного топлива 4
2. Хранение отработанного ядерного топлива 5
Заключение 10
Список литературы 12


Введение

Ядерным топливом, «пищей» для ядерного реактора является вещество, в котором возможна цепная реакция деления ядер. Существует только одно природное ядерное топливо — уран, точнее его изотоп U-235, способный к делению нейтронами и поддержанию цепной реакции (ядерное горючее).
Свежее топливо поступает на АЭС в виде ТВС, которые можно перевозить совершенно безопасно — эти сборки перевозят в специальных транспортных контейнерах, разработанных по нормам МАГАТЭ специально для перемещения ТВС с завода-изготовителя на АЭС. В конструкции контейнеров предусмотрены все возможные аварийные ситуации на транспорте. Напомним, что естественная радиоактивность свежего топлива в ТВС достаточно низка — ни облучение людей, ни сколько-нибудь значительное загрязнение местности даже в случае транспортной аварии невозможны. Общая масса топлива в полной загрузке активной зоны реактора – около 80 тонн. Однако обращение с топливом, особенно облученным, требует особых мер безопасности.
Таким образом, данная тема является актуальной. Главной целью данной работы является изучение вариантов и способов хранения ядерного топлива на атомных электростанциях.

Фрагмент работы для ознакомления

На атомной станции действует специальная система транспортировки и хранения свежего и отработанного топлива. Основные операции с ядерным топливом следующие:
• прием, хранение и подготовка свежего топлива к загрузке в реактор;
• перегрузка топлива в реакторе;
• хранение отработанного топлива;
• отправка отработанного топлива с территории станции.
Каждый пункт в этой последовательности операций выполняется с четким соблюдением временного и технологического режимов, правил техники безопасности.
На атомной станции свежее топливо хранинтся в узле свежего топлива, расположенном в спецкорпусе. Здесь пронводятся все операции с ядерным топливом до момента его загрузки в реактор: прием топлива, входной контроль, хранение (в специальных ченхлах), подготовка свежих ТВС к загрузке. Доставка ТВС в реакторное отделение производится в защитных чехлах на специальной внутристанционной платформе.
Отработанное топливо (ОЯТ) имеет высокую радиоактивность, поэтому все операции по замене отработавших ТВС на свежие, перестановке ТВС внутри активной зоны реактора выполняются с помощью специального механизма – перегрузочной машины под слоем воды, обеспечивающим защиту персонала от гамма–излучения. А храненние отработавших топливных сборок производится внунтри герметичной оболочки реакторного отделения в стеллажах бассейна выдержки под защитным слоем воды, содержащей раствор борной кислоты. Это обеспечивает необходимую радиационную защиту и охлаждение тепловыделяющих сборок за счет естественной циркуляции.
ОЯТ выдерживается на АЭС не менее трех лет, при этом ведется постоянный контроль уровня и температуры воды в бассейне выдержки и концентрации в ней борной кислоты. Затем ОЯТ вывозят на предприятие по регенерации топлива в специальных транспортных контейнерах ТК-13, обеспечивающих полную безопасность при транспортировке железнодорожным транспортом даже в случае железнодорожных аварий. Вывоз топлива производится специальным эшелоном, в состав которого входят несколько вагон-агрегатов с транспортными контейнерами.

Список литературы

1. Беденко С.В., Шаманин И.В. Нейтронная активность отработанного керамического ядерного топлива // Известия вузов. Сер. Физика. - 2011. - Т. 54. - № 11/2. - С. 51-56.
2. Внуков В.С. Глубина выгорания как параметр ядерной безопасности хранилищ и транспортных упаковочных комплектов с отработавшим ядерным топливом // Атомная техника за рубежом. - 1990. - №12. - С. 9-11.
3. Шаманин И.В., Буланенко В.И., Беденко С.В. Поле нейтронного излучения облученного керамического ядерного топлива различных типов // Известия вузов. Сер. Ядерная энергетика. - 2010. - № 2. - С. 97-103.
4. Беденко С.В., Гнетков Ф.В., Кадочников С.Д. Дозовые характеристики полей нейтронов облученного керамического ядерного топлива различных типов // Известия вузов. Сер. Ядерная энергетика. - 2010. - № 1. - С. 6-12.

Очень похожие работы
Пожалуйста, внимательно изучайте содержание и фрагменты работы. Деньги за приобретённые готовые работы по причине несоответствия данной работы вашим требованиям или её уникальности не возвращаются.
* Категория работы носит оценочный характер в соответствии с качественными и количественными параметрами предоставляемого материала. Данный материал ни целиком, ни любая из его частей не является готовым научным трудом, выпускной квалификационной работой, научным докладом или иной работой, предусмотренной государственной системой научной аттестации или необходимой для прохождения промежуточной или итоговой аттестации. Данный материал представляет собой субъективный результат обработки, структурирования и форматирования собранной его автором информации и предназначен, прежде всего, для использования в качестве источника для самостоятельной подготовки работы указанной тематики.
bmt: 0.00451
© Рефератбанк, 2002 - 2024