Атомные реакторы

В атомной бомбе происходит неуправляемый процесс деления ядер. Для мирных же целей важен управляемый процесс цепной ре­акции. Он осуществляется в ядерных реакторах, подобных тому, ко­торый был сооружен в Чикаго в 1942 году Э. Ферми. В 1946 г. был за­пущен первый советский атомный реактор. Впоследствии были пост­роены атомные котлы различных конструкций для выработки электро­энергии, исследовательских целей, а также для получения плутония-239 из природного урана-238 и урана-233 из природного тория-232.

В 1954 г. в Обнинске была введена в строй атомная электро­станция (АЭС) мощностью 5 МВт. В 1956 г. в Англии запущена АЭС мощностью 64 МВт.

Вторая половина XX столетия характеризуется постепенным и неуклонным нарастанием роли электроэнергии, вырабатываемой на атомных электростанциях. Причем, отношение к ядерной энергетике в промышленно развитых странах неодинаково и определяется цели­ком наличием природных ресурсов горючих полезных ископаемых.

В 2001 г в мире работало около 500 атомных реакторов, из них 430 энергетических. По данным МАГАТЭ (Международное Агентство по атомной энергии) в 1995 г. доля ядерной энергетики в мировом электроснабжении составила 20%. Во Франции и Бельгии АЭС выра­батывают 70-80% электроэнергии, в Швеции-50%, США- 17%, Кана­де - 15%, Южной Корее - 53%, на Тайване - 48,5%, в России - 13%.

Принципиальная схема уран-графитового атомного реактора для получения электроэнергии состоит в следующем (рис.).

В герметическом цилиндрическом стальном корпусе помещен графит в виде кирпичной кладки.

Рис. 10. Принципиальная схема атомной электростанции.

1 - ядерное горючее с замедлителем; 2 - аварийные стержни; 3 -регулирующие стержни;4 - отражатель нейтронов;5 - бетон­ная защита от радиации; 6 - теплоноситель; 7 - парогенератор; 8 - паровая турбина; 9 - генератор тока; 10 - конденсатор пара.

Промежутки кладки заполнены га­зом гелием для того, чтобы графит во время работы реактора не выгорал. В центральной части графитовой кладки размещены каналы, куда помещается ядерное горючее в виде ТВЭЛов (тепловыводящих элементов). Последние представляют собой трубки из циркониево­го сплава, в которые помещены таблетки из окиси урана (UO₂). ТВЭЛы помещаются в виде сборок по 18 трубок в каждой сборке.

Урановые стержни омываются теплоносителем - проточной во­дой или жидким натрием, циркулирующим по каналам (радиаторам). Теплоноситель 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 направляется в парогенератор.

Реактор размещается на бетонном основании и окружен для защиты от ядерных излучений метровым слоем воды и бетонной стеной толщиной 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 регули­рующих стержней, сделанных из материалов, хорошо поглощающих нейтроны (кадмий, бор). Когда такой стержень введен в активную зону реактора, цепной процесс деления замедляется, так как избы­ток нейтронов поглощается указанными элементами. При выдвига­нии стержня из реактора цепная реакция усиливается, вследствие увеличения количества действующих нейтронов.

При делении ядер урана образуются быстрые нейтроны. Боль­шинство же функционирующих в настоящее время атомных котлов работают на медленных нейтронах. Замедление нейтронов происхо­дит за счет графитовой кладки реактора.

На АЭС с водяным теплоносителем основной источник радиа­ции - это вода первого контура. Расход воды на охлаждение реак­тора достигает 70-90 м³/ с, поэтому система охлаждения представ­ляет собой замкнутый цикл. Тем не менее периодически из системы реактора приходится отводить радиоактивные сточные воды и газы. Они предварительно направляются в систему очистки, где выдержи­ваются до распада короткоживущих радионуклидов, и только после этого выбрасываются в окружающую среду. Основную дозу в выбро­сах составляют продукты деления ядерного горючего: радиоизото­пы йода, цезия, стронция, церия, циркония, марганца, железа, а так­же тритий и радиоактивные газы - радон, ксенон и криптон. Систе­ма очистки сточных вод такова, что в водоемы поступает вода с со­держанием радиоизотопов, не превышающим допустимый уровень для питьевой воды. При этом радиационное состояние воздушной и водной среды контролируется сетью постов службы дозиметрии. На этих постах производят также отбор проб почвы и растительности.

Таким образом, при отсутствии аварий и хорошей радиацион­ной защите такое производство заметного влияния на окружающую среду не оказывает.

В настоящее время на российских атомных электростанциях применяются реакторы, работающие на медленных нейтронах (типа ВВЭР и РБМК*). Они предназначены лишь для получения электро­энергии и носят название тепловых. В качестве теплоносителя в них выступает вода.

АЭС на тепловых (медленных) нейтронах имеет недостаток - в них используется обогащенная урановая руда. Это не экономично, посколь­ку в данном случае ядерное топливо используется не полностью, так как сгорает только уран-235, которого в руде очень мало (около 0,7% от об­щего объема урана). Поэтому в новых реакторах типа БН в качестве бом­бардирующих частиц используются быстрые нейтроны (отсюда и назва­ние реактора), с помощью которых из урана-238 (составляющего основ­ную часть ядерного топлива) получают плутоний по следующей схеме:

Примечание:

* ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

** РБМК - реактор большой мощности канальный

Реакция идет довольно быстро, поскольку периоды полураспада промежуточных веществ небольшие (Т_1/2 урана - 239 = 23 мин., а нептуния -239 = 2,33 сут.). Это позволяет вовлечь в топливный цикл весь естес­твенный уран, а не только уран-235. На Белоярской АЭС в качестве тре­тьего блока служит крупнейший в мире реактор на быстрых нейтронах БН-600. Его тепловая мощность 1470 МВт, а электрическая - 600 МВт.

В атомных реакторах на быстрых нейтронах можно получить еще один вид ядерного горючего - уран-233 при бомбардировке нейтронами природного тория-232:

В реакторах на быстрых нейтронах теплоносителем является жидкий натрий, который нагревается до температуры в несколько сотен градусов. В большинстве реакторов этот теплоноситель на­ходится под высоким давлением, что является потенциальной опас­ностью разгерметизации тепловой системы. Последнее неминуемо приведет к повышению температуры, саморазгону реактора и, в ко­нечном счете, - к аварии. Кроме того, жидкий натрий - взрывоопас­ный и пожароопасный материал.

Среди множества проблем, связанных с эксплуатацией атомных реакторов, одна из главных - проблема выемки отработанного ядерно­го топлива. По мере работы реактора масса ядерного горючего в нем уменьшается. Одновременно с этим растет количество осколков отде­ления ядер урана или плутония, которые начинают мешать нормально­му процессу цепной реакции, так как ядра осколков захватывают необ­ходимые для этого нейтроны. По мере «выгорания» ядерного топлива его необходимо заменять новым. Процедура выемки отработанного ядерного горючего из активной зоны реактора непростая. В отличие от относительно безобидных материнских ядер урана и плутония, оскол­ки деления сильно радиоактивны, так как претерпевают бета-распад, сопровождающийся мощным гамма-излучением. Поскольку на совре­менном уровне развития ядерной техники абсолютно безопасных ре­акторов не существует, некоторые исследователи предлагают сделать «ядерную паузу», то есть приостановить строительство новых АЭС, пока не будут созданы образцы реакторов, удовлетворяющие всем требо­ваниям безопасности. Россия довольно долго держала такую паузу. В 2001 году она закончилась введением в строй Ростовской АЭС.

Многолетний опыт использования атомной энергии в мирных целях показывает, что при эксплуатации АЭС не исключены аварии, причиной которых могут быть ошибки при проектировании, стро­ительстве, монтаже оборудования и эксплуатации, недостаточная квалификация обслуживающего персонала, а также землетрясе­ния и диверсии. Все это может привести к разрушению радиоактив­ных систем и выбросу радионуклидов в окружающую среду. Однако, атомный взрыв при этом не может произойти, так как критическая масса в этом случае не достигается.

Очень важен квалификационный отбор профессионалов, учас­твующих как в строительстве АЭС, так и в последующем их обслужи­вании. Реакторы должны размещаться под землей на глубине, обес­печивающей безопасность объекта в случае любой аварии. Строить новые АЭС следует вдали от густонаселенных районов.

Дата добавления: 2015-06-04