КРАСНОДАРСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ

УНИВЕРСИТЕТ КУЛЬТУРЫ И ИСКУССТВА





Чернобыль






Группа П. О. Д. - 98

1 курс

Преподаватель: Карпенко Анастасия

Предмет: ОБЖ

Ученица: Платущихина

Оксана Николаевна




Краснодар

1999г.





ПЛАН


  1. Введение

  2. Чернобыльская атомная электростанция

  3. Основные принципы работы АЭС

  4. Основные причины аварии

  5. Ликвидация последствий аварии

  6. Распространение радиации

  7. Медицинские аспекты аварии

  8. Заключение

  9. Список литературы


Введение


Днем рождения атомной промышленности ее можно считать 12 апреля 1943 г. когда было подписано постановление правительства о создании в Москве Лаборатории №2 АН СССР, впоследствии ставшей Институтом атомной энергии. Первая в мире атомная электростанция была построена и введена в эксплуатацию 27 июня 1954 года в городе Обнинске Калужской области. Создание этой станции было первой попыткой использовать атомную энергию в мирных целях. Не прошло еще и десяти лет, со времени трагедии Хиросимы и Нагасаки, когда человечество впервые убедилось в колоссальнейшей разрушительной энергии атома. Советское правительство делало все, чтобы убедить людей всего мира в возможности мирного использования атомной энергии. Подтверждением такой возможности и стало строительство Обнинской АЭС, а затем в 1957 году атомного ледокола “Ленин”. Так начался новый период становления и развития ядерной энергетики. который продлится до Чернобыльской катастрофы в 1986 г. Этот период характеризуется строительством в короткие сроки большого числа АЭС с максимальной выработкой электроэнергии при минимальных затратах, т.е. по существу форсированным развитием отрасли.

Открыв эру атомной энергетики, Советский Союз тем не менее активно начал развивать это направление только с середины 70-х годов, что объяснялось тем, что относились в то время к строительству атомных электростанций хотя и позитивно, но достаточно сдержано.

Первая АЭС в Обнинске имела мощность 5МВт., но уже на начало 1989 года было построено 46 энергоблоков АЭС общей мощностью 35,4 ГВт. Вместе с тем, доля АЭС в общем объеме произведенной электроэнергии составила около 12%, что, однако, позволило СССР выйти по этому показателю на 3 место в мире.

К началу 80-ых годов была создана мощная база строительной индустрии для сооружения АЭС, а также база атомного энергетического машиностроения, разработано более 100 образцов нового оборудования, подготовлены квалифицированные кадры энергетиков и энергостроителей-атомщиков, создана система дальнейшего расширения подготовки таких кадров, разработана и апробирована современная технология строительства АЭС.

Но несмотря на эти высокие достижения, к началу 70х в отрасли стали проявляться негативные тенденции. Снижаются темпы роста потребления электроэнергии, что при неэффективном ее использовании свидетельствовало о неблагоприятной экономической динамике и замедлении темпов научно-технического прогресса. Ежегодный прирост энергомощностей,обеспечиваемый в основном АЭС, снизился с 10 млн. квт/ч в 1961-1970г. до 7,7 млн. квт/ч в 1981-1990 г. Отсутствие внимания к экологическим проблемам привело к Чернобыльской катастрофе. Она породила недоверие, негативное отношение общественности к атомной энергетике, что привело к стагнации данной отрасли.


Чернобыльская атомная электростанция


Чернобыльская АЭС (ЧАЭС) расположена в восточной части большого географического региона, именуемого белорусско-украинским Полесьем, на берегу реки Припяти, впадающей в Днепр, в 18 км от районного центра - г. Чернобыль. Местность здесь отличается относительно плоским рельефом. Работы по сооружению станции были начаты в 1970 году.

Для белорусско-украинского Полесья характерная сравнительно невысокая плотность населения - примерно 70 человек на квадратный километр. До аварии на ЧАЭС общая численность населения в 30-ти километровой зоне вокруг станции составляла около 100 тысяч человек.

Строительство Чернобыльской АЭС велось очередями. Каждая из них включала 2 энергоблока, имевшие общие системы спецводоочистки и вспомогательные сооружения на площадке. В их состав входят: хранилище жидких и твердых радиоактивных отходов, открытые распределительные устройства, газовое хозяйство, резервные дизель-генераторные электростанции, гидротехнические и иные сооружения. Источником технического водоснабжения первых четырех энергоблоков является наливной пруд-охладитель площадью 22 квадратных километра. Предусмотрены также отдельные насосные станции для 3-го и 4-го блоков. Имеется резервное электроснабжение от дизель-генераторов. Даже неполное перечисление сооружений ЧАЭС говорит о том, насколько это был крупный энергетический объект.

28 сентября 1977 года включен в электрическую сеть 1-й турбогенератор. Чернобыльская АЭС дала стране первую электрическую энергию. 24 января 1978 года на электростанции выработан первый миллиард киловатт-часов электроэнергии. 21 декабря 1978 года осуществлен пуск 2-го энергоблока. 22 апреля 1979 года ЧАЭС выработала первые 10 миллиардов киловатт-часов электроэнергии. 3 декабря 1981 года осуществлен пуск 3-го блока электростанции. 31 декабря 1983 года дал первую электроэнергию 4-й энергоблок. 21 августа 1984 года Чернобыльская АЭС выработала 100 миллиардов киловатт-часов электроэнергии.

Таким образом, на 1 января 1986 года мощность четырех блоков станции составляла 4 миллиона киловатт, что соответствовало ее проектной мощности.


Основные принципы работы АЭС


На Чернобыльской АЭС установлены ядерные реакторы РБМК-1000. Реактор этого типа был спроектирован более 30 лет назад и использовался в СССР на нескольких электростанциях. Тепловая мощность каждого реактора составляет 3200 МВт. Имеется два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт каждый (общая электрическая мощность энергоблока - 1000 МВт).

Топливом для РМБК служит слабо обогащенная по урану-235 двуокись урана. В исходном для начала процесса состоянии каждая ее тонна содержит примерно 20 кг. ядерного горючего - урана-235. Стационарная загрузка двуокиси урана в один реактор равно 180 тонн. Ядерное горючее засыпается в реактор не навалом, а помещается в виде тепловыделяющих элементов - твэлов. Твэл представляет собой трубку из циркониевого сплава, куда помещаются таблетки цилиндрической формы двуокиси урана. Твэлы размещают в активной зоне реактора в виде так называемых тепловыделяющих сборок, объединяющих по 18 твэлов. Эти сборки, а их около 1700 шт., помещаются в графитовую кладку, для чего в ней сделаны технологические каналы. По ним же циркулирует и теплоноситель. В РМБК это вода, которая в результате теплового воздействия от происходящей в реакторе цепной реакции доводится до кипения, и пар, через технологические магистрали подается на турбогенераторы, непосредственно вырабатывающие электроэнергию. Круговорот воды в реакторе осуществляется главными циркуляционными насосами. Их восемь - шесть работающих и два резервных.

Сам реактор помещен внутри бетонной шахты, которая является средством биологической защиты. Графитовая кладка заключена в цилиндрический корпус толщиной 30 мм. Размер активной зоны реактора - 7м. по высоте и 12 м. в диаметре. Весь аппарат опирается на бетонное основание, под которым располагается бассейн-барботер системы локализации аварии.

Цепная реакция и тепловыделение в реакторной зоне в общих чертах протекают следующим образом: ядро урана под воздействием нейтрона делится на два осколочных ядра. При этом выделяются новые нейтроны. Они в свою очередь вызывают деление других ядер урана.

Но не все нейтроны участвуют в цепной реакции. Некоторые из них поглощаются материалами конструкции реактора или выходят за пределы активной зоны. Цепная реакция начинается только тогда, когда хотя бы один из образовавшихся нейтронов принимает участие в последующем делении атомных ядер. Это условие характеризуется коэффициентом эффективности размножения (Кэф), который определяется как отношение числа нейтронов данного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. При значении этого коэффициента равном 1 в реакторе происходит самоподдерживающаяся цепная реакция деления постоянной интенсивности. Это состояние реактора называется критическим. При значении Кэф меньше 1 процесс деления ядер урана будет затухающим (подкритичное состояние), а при Кэф больше 1 интенсивность деления и мощность реактора будут нарастать ( надкритичное состояние). Осколки атомных ядер, разлетаясь с большой скоростью, взаимодействуют с другими ядрами и тормозятся в своем движении. При потери кинетической энергии осколков и происходит выделение тепла.

При нахождении реактора в надкритичном состоянии нарастание цепной реакции происходит неуправляемом режиме, что может привести к ядерному взрыву. Для регулирования скорости протекания цепной реакции применяются стержни из материалов поглощающих нейтроны - бористой стали или карбида бора. Они вводятся (или выводятся) из активной зоны реактора увеличивая или уменьшая количество нейтронов и соответственно ускоряя или замедляя течение цепной реакции.

Конструкторами РМБК предусматривалось, что реактор должен иметь ряд противоаварийных систем. Это система управления и защиты реактора, включающая в себя 211 твердых стержней-поглотителей и аппаратура контроля за уровнем и распределением нейтронного потока. Она обеспечивает пуск, ручное и автоматическое регулирование мощности, плановую и аварийную остановке реактора. Последняя автоматически осуществляется по сигналам аварийной защиты или при нажатии кнопки.


Случайные файлы

Файл
Типарь3.doc
104502.rtf
138776.rtf
RR1.DOC
111884.doc




Чтобы не видеть здесь видео-рекламу достаточно стать зарегистрированным пользователем.
Чтобы не видеть никакую рекламу на сайте, нужно стать VIP-пользователем.
Это можно сделать совершенно бесплатно. Читайте подробности тут.