расплавлении ядерного топлива. При конструировании активной зоны должна
быть предусмотрена возможность введения поглотителя нейтронов для
прекращения цепной реакции в любых случаях, связанных с нарушением
охлаждения активной зоны.
Активная зона, содержащая большие объемы ядерного топлива для
компенсации выгорания, отравления и температурного эффекта, имеет как бы
несколько критических масс. Поэтому каждый критический объем топлива должен
быть обеспечен средствами компенсации реактивности. Они должны размещаться
в активной зоне таким образом, чтобы исключить возможность возникновения
локальных критмасс.
4 КЛАССИФИКАЦИЯ РЕАКТОРОВ.
Реакторы классифицируют:
по уровню энергии нейтронов, участвующих в реакции деления;
по принципу размещения топлива и замедлителя;
по целевому назначению;
по виду замедлителя и теплоносителя и их физическому состоянию.
По уровню энергетических нейтронов: реакторы могут работать на быстрых
нейтронах, на тепловых и на нейтронах промежуточных (резонансных) энергий и
в соответствии с этим делятся на ректоры на тепловых, быстрых и
промежуточных нейтронах (иногда для краткости их называют тепловыми,
быстрыми и промежуточными).
В реакторе на тепловых нейтронах большая часть деления ядер происходит
при поглощении ядрами делящихся изотопов тепловых нейтронов. Реакторы, в
которых деление ядер производится в основном нейтронами с энергией больше
0,5 МэВ, называются реакторами на быстрых нейтронах. Реакторы, в которых
большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся
изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных
(резонансных) нейтронах.
В настоящее время наибольшее распространение получили реакторы на
тепловых нейтронах. Для тепловых реакторов характерны концентрации ядерного
топлива U235 в активной зоне от 1 до 100 кг/м3 и наличие больших масс
замедлителя. Для реактора на быстрых нейтронах характерны концентрации
ядерного топлива U235 или U239 порядка 1000 кг/м3 и отсутствие замедлителя
в активной зоне.
В реакторах на промежуточных нейтронах в активной зоне замедлителя
очень мало, и концентрация ядерного топлива U235 в ней от 100 до 1000
кг/м3.
В реакторах на тепловых нейтронах деление ядер топлива происходит
также при захвате ядром быстрых нейтронов, но вероятность этого процесса
незначительна (1-3 %). Необходимость в замедлителе нейтронов вызывается
тем, что эффективные сечения деления ядер топлива намного больше при малых
значениях энергии нейтронов, чем при больших.
Ядерные реакторы делятся на несколько групп:
1. по конструктивным особенностям активной зоны - на корпусные и
канальные;
2. по типу теплоносителя - водяные, тяжеловодные, натриевые;
3. по типу замедлителя - на водяные, графитовые, тяжеловодные и др.
Для энергетических целей, для производства электроэнергии применяются:
4. водо-водяные реакторы с некипящей или кипящей водой под давлением;
5. уран-графитовые реакторы с кипящей водой или охлаждаемые углекислым
газом;
6. тяжеловодные канальные реакторы и др.
В зависимости от назначения ядерные реакторы бывают:
энергетические;
конверторы и размножители;
исследовательские и многоцелевые;
транспортные и промышленные.
Ядерные энергетические реакторы используются для выработки
электроэнергии на атомных электростанциях, в судовых энергетических
установках, на атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ), а также на атомных
станциях теплоснабжения (АСТ).
Реакторы, предназначенные для производства вторичного ядерного топлива
из природного урана и тория, называются конверторами или размножителями. В
реакторе - конверторе вторичного ядерного топлива образуется меньше
первоначально израсходованного.
В реакторе - размножителе осуществляется расширенное воспроизводство
ядерного топлива, т.е. его получается больше, чем было затрачено.
Исследовательские реакторы служат для исследований процессов
взаимодействия нейтронов с веществом, изучения поведения реакторных
материалов в интенсивных полях нейтронного и гамма-излучений,
радиохимических и биологических исследований, производства изотопов,
экспериментального исследования физики ядерных реакторов.
Реакторы имеют различную мощность, стационарный или импульсный режим
работы. Наибольшее распространение получили водо-водяные исследовательские
реакторы на обогащенном уране. Тепловая мощность исследовательских
реакторов колеблется в широком диапазоне и достигает нескольких тысяч
киловатт.
Многоцелевыми называются реакторы, служащие для нескольких целей,
например, для выработки энергии и получения ядерного топлива.
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ.
Основным направлением атомной энергетики является производство
электроэнергии на атомных электростанциях. Возможно создание атомных
станций, отпускающих потребителям не только электроэнергию, но и теплоту.
Такие электростанции называют атомными теплоэлектроцентралями (АТЭЦ). Можно
использовать ядерную энергию только для целей горячего водоснабжения на
атомных станциях теплоснабжения (АСТ).
Для АЭС наибольшее значение имеет классификация по числу контуров.
Имеются одноконтурные, двухконтурные и трехконтурные АЭС.
В системе любой АЭС различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочим
телом, т. е. средой, совершающей работу по преобразованию тепловой энергии
в механическую, является водяной пар. Требования к чистоте пара,
поступающего на турбину, настолько высоки, что могут быть удовлетворены с
экономически приемлемыми показателями только при конденсации всего пара и
возврате конденсата в цикл. Поэтому контур рабочего тела для АЭС всегда
замкнут и добавочная вода поступает в него лишь в небольших количествах для
восполнения утечек и некоторых других потерь конденсата.
Назначение теплоносителя на АЭС – отводить теплоту, выделяющуюся в
реакторе. Для предотвращения отложений на тепловыделяющих элементах
необходима высокая чистота теплоносителя. Поэтому для него также необходим
замкнутый контур и в особенности потому, что теплоноситель реактора всегда
радиоактивен.
Если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены, то АЭС
называют одноконтурной.
Если контуры теплоносителя и рабочего тела разделены, то АЭС называют
двухконтурной (контур теплоносителя называют первым, а контур рабочего тела
– вторым).
На трехконтурных АЭС создают дополнительный промежуточный контур для
того, чтобы даже в аварийных ситуациях можно было избежать контакта
радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Трехконтурные АЭС наиболее
дорогие из-за большого количества оборудования.
Кроме классификации АЭС по числу контуров можно выделить отдельные
типы станций в зависимости от:
1) типа реактора – на тепловых или быстрых нейтронах;
2) параметров и типа паровых турбин – АЭС с турбинами на насыщенном
или перегретом паре и т. п.;
3) параметров и типа теплоносителя – с газовым теплоносителем,
теплоносителем «вода под давлением», жидкометаллическим и др.;
4) конструктивных особенностей реактора – с реакторами канального или
корпусного типа, кипящим с естественной или принудительной
циркуляцией и др.;
5) типа замедлителя реактора – графитовый, тяжеловодный или др.
замедлитель.
ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО.
Делящимися изотопами называются нуклиды, которые делятся при
взаимодействии с низкоэнергетическими нейтронами. К таким изотопам
относятся U235, U233, Pu239 и Pu241, среди которых только первый
существует в природе. Период полураспада остальных изотопов сравнительно
мал, и за время, прошедшее с момента образования во Вселенной химических
элементов в процессе ядерного синтеза, они успели полностью распасться.
U233 образуется при захвате нейтронов сырьевым изотопом Th232, единственным
стабильным изотопом тория. Торий не имеет делящихся нуклидов и является
только воспроизводящим материалом. Pu239 образуется аналогично из сырьевого
изотопа U238. Более тяжелый делящийся изотоп Pu241 образуется в результате
двух последовательных захватов нейтронов ядром Pu239.
Хотя при начальном образовании вещества во Вселенной относительные
количества изотопов U235 и U238 в естественном уране должны быть примерно
одинаковыми, меньший период полураспада первого из них (0,71*109 лет по
сравнению с 4,5*109 лет) привел к тому, что к настоящему времени содержание
U235 в естественном уране очень сильно снизилось.
Вопрос об использовании плутония для сокращения потребления
естественного урана должен решаться с учетом того обстоятельства, что
стоимость его извлечения из облученного топлива достаточно высока. Это
связано как с высоким уровнем радиоактивности отработанного топлива, так и
с высокой токсичностью самого плутония.
ЭКОЛОГИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ.
Использование реакции деления тяжелых ядер для производства энергии
сопровождается вредными факторами, потенциально опасными для биосферы
Земли. Наиболее вредный фактор – радиоактивное загрязнение.
Атомная промышленность включает предприятия по добыче и переработке
уранового сырья, обогащению урана, заводы по изготовлению твэлов, атомные
электростанции, радиохимические заводы по регенерации отработанного
топлива, предприятия по переработке и хранению радиоактивных отходов.
Радиационное воздействие на окружающую среду возможно на всех этих
предприятиях. Наиболее сложные проблемы радиационной безопасности связаны с
АЭС.
При нормальной работе АЭС и предприятий ядерного топливного цикла
скорость выброса радиоактивных продуктов в окружающую среду тщательно
контролируется. Содержащиеся в воздухе радиоактивные нуклиды благородных
газов криптона, ксенона, радона, трития, а также присутствие аэрозолей
топлива и продуктов деления определяют наличие ионизирующего излучения в
воздухе. Жидкие радиоактивные выбросы, попадающие в реки, большие озера или
океан, содержат тритий, продукты деления и другие вещества.
Человек может подвергаться следующим воздействиям ионизирующего
излучения:
1) внешнему бета- и гамма-излучению при распаде газообразных
радиоактивных нуклидов, содержащихся в атмосфере или в воде;
2) облучению при распаде осевших на землю радиоактивных аэрозольных
частиц;
3) внутреннему облучению при вдыхании радиоактивных нуклидов
(ингаляционному облучению);
4) внутреннему облучению в результате потребления загрязненной
радиоактивными нуклидами пищи или воды.
Скорость и уровень выхода радиоактивных нуклидов в окружающую среду
зависят от механизмов удержания этих нуклидов, которые, в свою очередь,
определяются конструкцией защитных устройств технологического оборудования
топливного цикла. Совокупность взаимосвязанных герметизированных объемов
(так называемых барьеров безопасности с низким уровнем утечки) и другие
технические меры позволяют обеспечить очень высокие коэффициенты удержания
радиоактивных веществ, или что то же самое, низкие коэффициенты
радиоактивных выбросов в окружающую среду.
Также как и в других энергоустановках, в которых происходит
преобразование тепловой энергии в электрическую, в АЭС необходимо
сбрасывать часть теплоты, выделяемой при сгорании топлива. В стандартных
АЭС, в которых электроэнергия производится паротурбогенераторами, тепловой
сброс осуществляется водой, охлаждающей конденсаторы. Эта вода забирается
из реки, озера или моря.
Для того чтобы уменьшить вредное воздействие на экологию реки или
озера, из которых забирается вода, особенно при жарком климате, когда
окружающая температура уже достаточно высока, может оказаться необходимым
применение некоторых технических методов локальной защиты от перегрева
водных источников. Среди этих методов: увеличение расхода охлаждающей воды
в конденсаторе, создание прудов охлаждения и градирен.
ЛИТЕРАТУРА.
1. Емельянов И.Я., Гаврилов П.А., Селивестров Б.Н. «Управление и
безопасность ядерных энергетических реакторов» - Москва: «Атомиздат»,
1975 г.
2. Кащеев В.П. «Ядерные энергетические установки» - Минск: «Вышейша школа»,
1989 г.
3. Кащеев В.П., Левадный В.А. «Атомная энергия. Прошлое, настоящее и
будущее» - Минск: «Вышейша школа», 1984 г.
4. Кесслер Г. «Ядерная энергетика» - Москва: «Энергоатомиздат», 1986 г.
5. Коллиер Дж., Хьюитт Дж. «Введение в ядерную энергетику» - Москва:
«Энергоатомиздат», 1989 г.
6. Маргулова Т.Х. «Атомная энергетика сегодня и завтра» - Москва: «Высшая
школа», 1989 г.
7. Маргулова Т.Х. «Атомные электрические станции» - Москва: «Высшая школа»,
1984 г.
