Основы радиационной экологии. Александров Ю.А. - 59 стр.

UptoLike

ВУЗ: 

МарГУ | Йошкар-Ола

Составители: 

Рубрика: 

2.3. Искусственные источники ионизирующих излучений и их характеристика
59
Рис. 5. Основные технологические этапы получения и использования
атомной энергии
Урановые стержни омываются теплоносителем – проточной водой
или жидким натрием, циркулирующим по каналам (радиаторам). Теп-
лоноситель передает тепло в парогенератор. Пар из парогенератора под
высоким давлением поступает в турбину, которая связана с генератором
тока. Отработанный пар собирается в конденсаторе и снова направляет-
ся в парогенератор.
Реактор размещается на бетонном основании и окружен для защиты
от ядерных излучений метровым слоем воды и бетонной стеной толщи-
ной 3 метра. Объем активной зоны реактора около 700 кубических
метров.
В первом советском атомном реакторе находилось 550 кг окиси
урана, содержание урана-235 в которой искусственно доведено до 5%
(против 0,7% в природном уране).
Управление процессом деления происходит с помощью регули-
рующих стержней, сделанных из материалов, хорошо поглощающих
нейтроны (кадмий, бор). Когда такой стержень введен в активную зону
реактора, цепной процесс деления замедляется, так как избыток нейтро-
нов поглощается указанными элементами. При выдвигании стержня из
реактора цепная реакция усиливается, вследствие увеличения количест-
ва действующих нейтронов.
При делении ядер урана образуются быстрые нейтроны. Боль-
шинство же функционирующих в настоящее время атомных котлов ра-
Добыча урано-
вой р
у
ды
Изготовление
исходного
сырья
Обогащение
урана
Изготовление
топливных
элементов
АЭС
Выдержка
отработанного
топлива
Отвал урановых
хвостов
Регенерация
отработанного
топлива
Захоронение
радиоктивных
отходов 
          2.3. Искусственные источники ионизирующих излучений и их характеристика




 Добыча урано-        Изготовление          Обогащение          Изготовление
   вой руды            исходного              урана              топливных
                          сырья                                  элементов




                                Отвал урановых                       АЭС
                                   хвостов
     Захоронение
    радиоктивных
       отходов

                           Регенерация                             Выдержка
                          отработанного                          отработанного
                             топлива                                топлива


         Рис. 5. Основные технологические этапы получения и использования
                                  атомной энергии

    Урановые стержни омываются теплоносителем – проточной водой
или жидким натрием, циркулирующим по каналам (радиаторам). Теп-
лоноситель передает тепло в парогенератор. Пар из парогенератора под
высоким давлением поступает в турбину, которая связана с генератором
тока. Отработанный пар собирается в конденсаторе и снова направляет-
ся в парогенератор.
    Реактор размещается на бетонном основании и окружен для защиты
от ядерных излучений метровым слоем воды и бетонной стеной толщи-
ной 3 метра. Объем активной зоны реактора около 700 кубических
метров.
    В первом советском атомном реакторе находилось 550 кг окиси
урана, содержание урана-235 в которой искусственно доведено до 5%
(против 0,7% в природном уране).
    Управление процессом деления происходит с помощью регули-
рующих стержней, сделанных из материалов, хорошо поглощающих
нейтроны (кадмий, бор). Когда такой стержень введен в активную зону
реактора, цепной процесс деления замедляется, так как избыток нейтро-
нов поглощается указанными элементами. При выдвигании стержня из
реактора цепная реакция усиливается, вследствие увеличения количест-
ва действующих нейтронов.
    При делении ядер урана образуются быстрые нейтроны. Боль-
шинство же функционирующих в настоящее время атомных котлов ра-

                                                                                 59

Страницы