ТЕМА 8. АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ

Атомная энергетика родилась сравнительно недавно – в июне 1954г. когда в СССР начала действовать первая в мире атомная электростанция (АЭС) электрической мощностью 5 Мвт., построенная в городе Обнинске. Опыт пуска и работы этой станции показал реальность использования атомной энергии для промышленного производства электроэнергии. Наиболее передовые индустриальные державы приступили к проектированию и строительству АЭС различных типов в порядке промышленного эксперимента. В 1956г. была пущена первая АЭС в Великобритании, а в 1957г. – первая АЭС в США. Опыт эксплуатации и работы по совершенствованию оборудования способствовали развитию строительства АЭС – уже в 1964г. суммарная мощность АЭС составила 5000 Мвт, т. е. за десять лет она выросла в 1000 раз. Главный итог развития атомной энергетики к этому времени заключался в том, что электростанции на ядерном топливе стали давать электроэнергию, себестоимость которой оказалась такой же, как на тепловых электростанциях, сжигающих уголь. С этого времени атомная энергетика начинает вносить заметный вклад в общее производство электроэнергии. К 1975г. девятнадцать стран мира имели атомные электростанции, общая мощность их достигла 78 000 Мвт. В дальнейшем интенсивность роста мощностей АЭС несколько снизилась, тем не менее ввод мощностей все же был значительным. К концу 1982г. двадцать четыре страны имели АЭС общей электрической мощностью 180 000 МВт.

В производстве электроэнергии в СССР до 1990г. и в последующий период в России все возрастающая роль принадлежит АЭС. В европейской части России резко сокращается строительство новых КЭС на органическом топливе. Здесь основной прирост потребностей в электроэнергии будет покрываться за счет АЭС. Такое направление развития электроэнергетики России будет продолжаться и в последующий период.

На ближайшие 30 – 40 лет развитие атомной энергетики безальтернативно. Чтобы предотвратить катастрофические изменения климата и снизить к 2050г. выброс парниковых газов на 50%, потребуется увеличение суммарной мощности атомных электростанций в 7-8 раз.

После тяжелой Чернобыльской аварии во многих государствах были прекращены или свернуты программы строительства новых АЭС, однако в 32 странах атомная энергетика продолжала работать и развиваться. Потенциальная привлекательность атомной энергетики, ее огромные преимущества сверхконцентрированного источника энергии не позволили ее забыть, обеспечили интерес к ее дальнейшему использованию. При этом жестокие уроки Чернобыльской аварии были усвоены, сделаны необходимые выводы о первостепенном значении всех факторов, обеспечивающих гарантированную безопасность эксплуатации ядерных источников энергии (технических, организационных, управленческих и кадровых). В ядерной энергетике, генерирующей и концентрирующей гигантские количества радиоактивных веществ, обеспечение ядерной и радиационной безопасности всегда должно стоять на первом месте как при разработке проектов и конструкций оборудования, так и при сооружении, а особенно при эксплуатации. Улучшение технико – экономических показателей за счет снижения безопасности здесь абсолютно недопустимо. Появилось понимание безусловной необходимости иметь на АЭС эшелонированную защиту, чтобы авария в любом случае не выходила за пределы станции. Созданы такие системы безопасности АЭС, в которых не человек контролирует их работу, а сами системы контролируют действия человека. Таким образом, осмыслив суровый опыт Чернобыля, можно и нужно идти вперед.

Сейчас дискуссии по вопросам приемлемости ядерной энергетики пошли на спад, стало понятно, что атомная энергетика необходима и востребована. Все больше стран на уровне глав государств, политиков, экспертов заявляют об экономической целесообразности дальнейшего развития атомной энергетики. Так, в 2008г. Парламентская ассамблея Совета Европы (ПАСЭ) позитивно оценила роль атомной энергетики как путь к развитию энергообеспечения, не влияющего на климат. При этом уже сегодня в Западной Европе атомные электростанции вырабатывают в среднем около 50% всей потребляемой электроэнергии.

Для реализации стратегического курса на резкое увеличение производства электроэнергии на АЭС (доля «атомного» электричества в нашей стране к 2030г. должна возрасти с нынешних 16% до не менее 25%) в конце 2006г. утверждена Федеральная целевая программа «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 – 2010гг. и на перспективу до 2015г.» В рамках реализации Программы к 2016г. планируется ввести в эксплуатацию 10 новых энергоблоков общей мощностью не менее 9,8 ГВт. После 2010 года планируется ежегодно начинать строительство 2 новых энергоблоков общей мощностью не менее 2 ГВт, так что к 2016г. еще 10 энергоблоков будут находиться в различной стадии проведения строительных работ. Предусмотрено использование новых типовых серийных энергоблоков с реакторной установкой типа ВВЭР-1200 электрической мощностью 1150 МВт.

Программа развития атомной энергетики отражена в утвержденной в 2008г. «Генеральной схеме размещения объектов электроэнергетики до 2020 года» - сбалансированном плане размещения электростанций и сетевого хозяйства на основе прогнозов электропотребления. Главной задачей Генеральной схемы является обеспечение надежного и эффективного энергоснабжения потребителей электричеством и предотвращение прогнозируемых дефицитов электрической энергии и мощности в стране, обеспечение энергетической безопасности каждого региона.

В Генеральной схеме предусмотрено предельно достижимое увеличение доли не использующих органическое топливо источников электрической энергии – атомных и гидравлических электростанций. В России будет сокращаться общая доля мощности тепловых электростанций, использующих органическое топливо, но будет увеличиваться доля тепловых электростанций, использующих твердое топливо (уголь), при интенсивном снижении доли тепловых электростанций, использующих газ и мазут.

Максимальное развитие атомных электростанций запланировано в европейской части России. Без строительства новых мощностей энергодефицит в Южном федеральном округе к 2010г. достигнет 1,8 ГВт., что способствует существенному замедлению темпов развития. Согласно Генеральной схеме в 2009 – 2016гг. в регионе основной прирост электрических мощностей будет за счет Волгодонской АЭС – будут сооружены три энергоблока и общая мощность станции достигнет 4,3 ГВт.

Понятие о ядерном топливе.

Ядерным топливом называется материал, содержащий нуклиды, которые делятся при взаимодействии с нейтронами, (нуклид – вид атома, характеризуемый определенным массовым числом, атомным номером и энергетическим состоянием при условии, что средний срок жизни в этом состоянии достаточно продолжителен для наблюдения – стандарт ISO-921-72). Сырьевой основой ядерного топлива для современной ядерной энергетики является природный уран. Делящимися нуклидами являются находящиеся в природном уране изотопы урана, изотопы плутония, искусственно получаемые в ходе ядерных реакций из урана, искусственный U, получаемый при облучении нейтронами природного тория. Изотопы урана и плутония могут делиться под воздействием нейтронов различных энергий (тепловых, быстрых, промежуточных).

Природный уран состоит из трех изотопов. Основной его изотоп – ²³⁸U имеет период полураспада соизмеримый с возрастом нашей планеты. Поэтому, где бы ни добывали природный уран, его изотопный состав везде одинаков:

₉₂²³⁸U – 99,2831%, Т_{1/2 =} 4,51 · 10⁹ лет

₉₂ ²³⁵U – 0,7115%, Т_1/2 =0,713 · 10⁹ лет

₉₂²³⁴U – 0,0054%, Т_1/2 = 27,0 · 10⁶ лет

Все эти изотопы урана спонтанно (самопроизвольно) распадаются с испусканием α-частиц с энергией 4,5 – 4,8 МэВ, ²³⁴U является продуктом α – распада ²³⁸U, и его удельная радиоактивность высока (13 860 расп./мин в 1 мкг, что в 3270 выше, чем у ²³⁵U, и в 18 600 раз выше, чем у ²³⁸U). Наряду с α – распадом все изотопы урана испытывают слабое спонтанное деление с выходом мгновенных нейтронов, что весьма важно для возникновения самопроизвольной цепной реакции деления при соответствующей концентрации тяжелых атомов и замедлителя нейтронов.

²³⁵U является практически единственным природным материалом, ядра атомов которого могут делиться под воздействием нейтронов любых энергий (начиная с тепловых) с выделением нейтронов деления, т. е. «избыточных» нейтронов, необходимых для осуществления в реакторе управляемой цепной реакции. К сожалению, в природном уране его содержится всего 0,7115%.

Большинство проектируемых и действующих АЭС с реакторами на тепловых нейтронах работают на уране, обогащенном ²³⁵U. В активных зонах реакторов на быстрых нейтронах в начальный период также используется обогащенный уран. Он же применяется в компактных судовых реакторах. Исследовательские реакторы, как правило, работают на уране среднего и высокого обогащения.

Обогащенным ураном называется полученная искусственным путем смесь природных изотопов урана, в которой содержание ²³⁵U превышает его концентрацию в природном уране (0,7115%). В зависимости от массового содержания ²³⁵U различают уран слабообогащенный (до 5%), среднеобогащенный (5 – 20%), высокообогащенный (21 – 90%) и сверхобогащенный (90 – 96%).

Основная часть природного урана – изотоп ²³⁸U (992,8 кг. на 1 т урана) – не делится под воздействием тепловых нейтронов, но его ядро может захватывать эти нейтроны без последующего деления, при этом ²³⁸U превращается в атом нового делящегося элемента – плутония, не встречающегося в природе.

Процесс протекает по следующей реакции:

₉₂²³⁸U +¹₀n =₉₂ ²³⁹U -_-β^{23,5 мин}->₉₂ ²³⁹Np_--_β^{2,3 сут}--à₉₄ ²³⁹Pu ²⁴_α ^{000 лет}--à

Чтобы осуществить в реакторах эти реакции, необходимо получать избыточные нейтроны за счет цепной реакции деления ²³⁵U. Cледовательно, ²³⁵U является первоисточником нейтронов, необходимых для преобразования природного ²³⁸U в делящееся вещество, т. е. ²³⁵U является как бы «стартовым» топливом развивающейся ядерной энергетики.

Ядерное топливо в реакторах применяется в виде металлов, сплавов, металлокерамики, оксидов, карбидов, нитридов и других топливных композиций, которым придается определенная конструкционная форма. Конструкционной основой ядерного топлива в реакторе является тепловыделяющий элемент (твэл). Твэл состоит из активной части – сердечника, содержащего топливную композицию из делящихся и неделящихся нуклидов урана (в виде однородной компактной массы или частиц, диспергированных в соответствующей матрице) и наружной герметичной оболочки (покрытия), выполненной из металла, графита или другого соответствующего материала. Самым распространенным и хорошо освоенным в промышленном производстве видом керамического ядерного топлива является спеченный диоксид урана в виде таблеток. Это топливо применяется почти во всех современных водоохлаждаемых реакторах, включая кипящие и тяжеловодные, а также в реакторах на быстрых нейтронах.

В реакторах современных АЭС применяют твэлы разной геометрической формы. Наиболее распространены твэлы стержневой или прутковой конструкции, преимущественно круглого сечения и небольшого диаметра из – за низкой теплопроводности урана и его соединений (теплопроводность урана примерно в три раза ниже, чем нержавеющей стали и в 13 раз ниже, чем меди).

Конструкция любого твэла в течение всего периода работы в реакторе должна обеспечивать передачу тепловой энергии, выделяющейся в сердечнике при делении ядер, через оболочку к теплоносителю и исключить непосредственный контакт топлива с теплоносителем, а также выход в контур или реакторное пространство радиоактивных продуктов деления. Твэлы должны сохранять в строго установленных размерах геометрическую форму и герметичность в течение всего периода пребывания в реакторе. В этом состоит главное требование, предъявляемое к каждому твэлу и определяющее его работоспособность.

Топливная загрузка реактора по условиям обеспечения необходимых поверхностей теплообмена для надежного теплоотвода выделяемой тепловой энергии размещается в большом количестве твэлов. Например, в реакторах ВВЭР – 440 топливная загрузка размещена в 44 000 твэлов, в ВВЭР – 1000 – в 48 000 твэлах а в РБМК – 1000 – в 61 000 твэлов. Все твэлы объединены в тепловыделяющие сборки (ТВС). В одну ТВС могут входить от нескольких штук до нескольких сотен твэлов. В сборках твэлы строго дистанционируются, при этом обеспечиваются высокая точность их взаиморасположения в заданной топливной решетке и компенсация температурных расширений. Комплект ТВС содержит топливную загрузку реактора. Объем реактора, в котором размещаются все ТВС, конструкционно образует его активную зону. В ней происходят регулируемая реакция деления и превращение практически всей освобожденной внутриядерной энергии в тепло, отводимое циркулирующим через активную зону теплоносителем. Основное назначение активной зоны энергетического реактора – производить тепловую энергию. В этом отношении активная зона реактора выполняет роль обычного котла или камеры сгорания двигателя, когда в них сжигается органическое топливо. Такая аналогия с привычным процессом обычной тепловой энергетики вполне правомерно позволила называть урановую загрузку реактора ядерным топливом, а процессы деления и расходования делящихся элементов в реакторе – «сжиганием», или «выгоранием» ядерного топлива, хотя, разумеется, никакого горения и сжигания в традиционном понимании этих слов в реакторе не происходит.

В реакторе энергия, получаемая в результате деления ядер урана на осколки, превращается в тепловую энер­гию пара или газа, затем в электрическую энергию, т. е. в энергию движения электронов в проводнике. Деление ядер урана происходит при бомбардировке их нейтрона­ми, в результате чего получаются осколки ядер, обычно неодинаковые по массе, нейтроны и другие продукты де­ления, которые разлетаются в разные стороны с огромны­ми скоростями и имеют, следовательно, большие кинетические энергии. Получаемая при делении ядер энергия почти полностью превращается в теплоту. Установка, в которой происходит управляемая цепная ядерная реак­ция деления, называется ядерным реактором

В атомной энергетике доминируют три основных типа реакторов, различающихся главным образом, топливом, теплоносителем, применяемым для поддержания требуемой температуры активной зоны и замедлителем, используемым для снижения скорости нейтронов, выделяющихся в процессе распада и необходимые для поддержания цепной реакции.

. Первый, наиболее распространенный,тип – это реактор на обогащенном уране, в котором теплоносителем и замедлителем является обычная или «легкая» вода (легководный реактор). Существуют две основных разновидности легководного реактора: реактор, в котором пар вращающий турбины, образуется непосредственно в активной зоне (кипящий реактор - РБМК), и реактор в котором пар образуется во внешнем, или втором контуре, связанном с первым контуром теплообменниками и парогенераторами (водо – водяной энергетический реактор – ВВЭР).

Второй тип, который нашел практическое применение, - газоохлаждаемый реактор с графитовым замедлителем (Великобритания, Франция), работают на обогащенном уране.

Третий тип реактора, имеющего коммерческий успех – это реактор, в котором теплоносителем и замедлителем является тяжелая вода, а топливом служит обогащенный уран. Наибольшее применение нашел в Канаде.

В нашей стране наибольшее развитие и распространение получили реакторы первого типа.

В реакторах на тепловых нейтронах используется очень малая доля загруженного топлива. Глубокое использование ядерного топлива возможно только в реакторах на быстрых нейтронах (БН), к тому же они предназначены и для расширенного воспроизводства ядерного топлива наряду с эффективным производством тепловой и электрической энергии.

Воспроизводство ядерного горючего.Цепную реакцию деления ядер можно получить с помощью изотопа урана ²³⁵U. В природе встречаются два вида изотопа урана — ²³⁵U и ²³⁸U — в существенно неодинаковом количестве. Запасы ²³⁸U составляют 99,3% от общих запасов урана, запасы ²³⁵U — всего лишь О,7%. Ядро ²³⁵U чрезвычайно неустойчиво и делится при по­падании в него нейтронов любых энергий. Ядро ²³⁸U ус­тойчиво и делится только при попадании быстрых нейт­ронов (обладающих большой энергией). Выделение нейтронов при делении ²³⁸U невелико, и вызвать цепную реакцию этого изотопа урана невозможно.

Реакторы, работающие на медленных нейтронах: водо - водяные, кипящие водяные, газографитовые, уран-графитовые, тяжеловодные и др., не позволяют наибо­лее эффективно использовать ядерное горючее. Реакто­ры на быстрых нейтронах обладают возможностью вос­производства ядерного горючего с коэффициентом вос­производства, достигшим 1,4 и выше, и временем удвое­ния ядерного горючего менее 10 лет. Но все же это время пока велико. Требуется 8—10 лет, чтобы получить плуто­ний, необходимый для построения аналогичного реакто­ра на быстрых нейтронах.

При захвате нейтронов ядрами ²³⁸U и ²³²Тh образуют­ся плутоний ²³⁹Рu и уран ²³³U, способные создавать цеп­ные реакции деления и, следовательно, рассматриваемые как ядерное топливо. Такое ядерное топливо получают в специальных реакторах-размножителях (Бриддерах).

В ядерной физике «размножителем» называют реак­тор, который на 1 атом сожженного топлива производит свыше одного расщепляющегося атома. Изотопы ²³²Тh и²³⁸U называют воспроизводящими. Деление одного яд­ра ²³⁵U в среднем сопровождается выделением 2,5 нейт­рона, из которых один нейтрон необходим для поддер­жания цепной реакции, а оставшиеся 1,5 нейтрона ис­пользуются для поглощения неделящимися ядрами. Урановый цикл размножения на быстрых нейтронах показан на рис. 2.28.

Воспроизводство ядерного горючего (делящихся ядер) является важной особенностью ядерной энергетики и ее принципиальным отличием от энергетики традиционной. Сжигая 1 кг загруженного в реактор делящегося материала, получают КВ кг нового (КВ – коэффициент воспроизводства).

В реакторах на тепловых нейтронах КВ <1, в тяжеловодных - КВ≤ 0,8, в ВВЭР и РБМК ≈ 0,5. В реакторах на быстрых нейтронах в плутоний – плутониевом (Pu – Pu) топливном цикле КВ может достигать 1,5 – 1,7. При КВ> 1 может использоваться практически весь воспроизводящий материал – ²³⁸U. В этом случае и при использовании только ²³⁸U сырьевая база ядерной энергетики возрастает, по подсчетам специалистов, примерно в 140 раз. Вследствие воспроизводства ядерного горючего в реакторах на быстрых нейтронах ядерная энергетика имеет в долгосрочной перспективе принципиально более широкие возможности по сравнению с традиционными источниками энергии.

На рис. 2.25 показан разрез современной атомной электростанции с реакторами типа ВВЭР-440.

Основной элемент станции — ядерный реактор — состоит из активной зоны, отражателя, системы охлаждения, си­стемы управления, регулирования и контроля, корпуса и биологической защиты. В активной зоне размещена топливная загрузка в тепловыделяющих сборках (ТВС) в которых и происходит ядерная реакция, сопровожда­емая выделением большого количества тепловой энер­гии.

В ка­честве теплоносителя и замедлителя нейтронов используется обычная вода. Теплоноситель с помощью принудительной циркуляции омывает поверхности твэлов, нагревается и уносит теплоту для дальнейшего использования. Активная зона окружена отражателем, который возвращает в нее вы­летающие нейтроны.

Мощность энергетического реактора определяется воз­можностями быстрого отвода теплоты из активной зоны. Основная часть энергии, выделяющейся при ядерной ре­акции в твэлах, идет на нагревание ядерного топлива, а небольшая часть — на нагревание замедлителя. По­скольку отвод теплоты происходит за счет конвективного теплообмена, то для повышения его интенсивности сле­дует увеличивать скорость движения теплоносителя. Так, скорость движения воды вактивной зоне составляет при­мерно 3—7 м/с, а скорость газов — 30—80 м/с.

Управление реактором производится с помощью спе­циальных стержней, поглощающих нейтроны. Стержни вводятся в активную зону и изменяют поток нейтронов, а следовательно, и интенсивность ядерной реакции.

Теплота, выделяемая в реакторе, может передаваться рабочему телу теплового двигателя (турбины) по одно­контурной (рис. 2.26, б), двухконтурной (рис. 2.26, в) и трехконтурной (рис. 2.26, г) схемам.

Каждый контур представляет собой замкнутую систе­му. Многоконтурная схема обеспечивает радиационную безопасность исоздает удобства для обслуживания обо­рудования. Выбор числа контуров определяется в зави­симости от типа реактора и свойств теплоносителя, ха­рактеризующих его пригодность для использования в ка­честве рабочего тела в турбине.

При работе АЭС по двухконтурной схеме нагретый в реакторе теплоноситель отдает теплоту рабочему телу в парогенераторе. Если в качестве теплоносителя использу­ется вода, то она охлаждается в парогенераторе на 15— 40°С. Теплоносители в виде жидкостей и газов охлажда­ются в парогенераторах значительнее, иногда на несколь­ко сотен градусов.

Рис. 2.26. Общий вид и схемы работы АЭС:

а — общий вид атомной электростанции: 1 — хранилища топлива; 2— реак­торные здания; 3 — машинный зал; 4 — электрическая подстанция; 5 — хра­нилище жидких и твердых отходов; б, в, г — схемы работы одно-, двух-, трехконтурных АЭС: 1 — реактор с первичной биологической защитой; 2 — вторичная биоло­гическая защита; 3 — турбина; 4 — электрический генератор; 5 — конденсатор или газоохладитель; 6 — насос или компрессор; 7 — регенеративный теплооб­менник; 8 — циркуляционный насос; 9 — парогенератор; 10 —промежуточный теплообменник.

Первый контур радиоактивен и поэтому целиком находится внутри биологической защиты. Во втором контуре рабочее тело — вода и пар — нигде не соприкасается с радиоактивным теплоносителем первого контура, поэто­му с ним можно обращаться так же, как и на обычных ТЭС.

В качестве теплоносителя на первой АЭС использует­ся вода (рис. 2.27). Чтобы в парогенераторе вода первого контура нагревала воду второго контура, превращала ее в пар и при этом не испарялась, в этом контуре исполь­зуется повышенное давление, так как при этом темпера­тура кипения воды также повышается. С увеличением давления температура кипения воды изменяется следу­ющим образом: при P = 101,3 кПа значение t_кип=100° С, а при p = 1013кПа значение tкип=180°С. В графитовый замедлитель помещены подвижные кадмиевые стержни-поглотители, которые автоматически регулируют процесс распада путем большего или меньшего погружения.

В теплообменнике исполь­зуется противоток, что да­ет возможность нагревать рабочее тело второго кон­тура до 260°С и охлаж­дать воду первого конту­ра до 130°С.

Биологическая защита выполняет функции изо­ляции реактора от окружающего пространства, т. е. от проникновения за пределы реактора мощ­ных потоков нейтронов, α-, β-, γ-лучей и осколков деления. Защита реактора выполняется в виде тол­стого слоя (до нескольких метров) бетона с внутрен­ними каналами, по кото­рым циркулирует вода или воздух для отвода теплоты. Количество этой теплоты равно 3—5% от всей выделенной в реакто­ре энергии. Из-за относительно низкой температуры оно в дальнейшем не исполь­зуется.

Рис. 2.26. Продолжение

Защита должна ограничивать уровни излучений до значений, не превышающих допустимых доз, как при ра­боте реактора, так и при его останове.

Биологическая защита, в первую очередь, предназна­чается для создания безопасных условий работы обслуживающего персонала.

Рис. 2.27. Схема первой АЭС:

1 — графитовый замедлитель; 2 —каналы реактора; 3 — кольцевой коллектор; 4 — подогреватель; 5 — парогенератор; 6 — пароперегреватель; 7 — турбина; 8 — конденсатор; 9 — насос второго контура; 10 — компенсатор; 11 —насос пер­вого контура; 12— стальной кожух; 13 — графитовый отра­жатель; 14 — бетонная защита

Поэтому все излучающие устрой­ства (первый контур) помещаются внутри защитной оболочки.

Вероятность захвата нейтронов ядрами в значитель­ной степени зависит от скорости нейтронов. Вероятность попадания в сечение выде­ленной фигуры возрастает с увеличением пло­щади сечения, поэтому вероятность захвата ядром нейтрона ха­рактеризуется сечением захвата. Непосредственно в мо­мент деления ядер урана скорость нейтронов примерно равна 20 000 км/с, при этом сечение захвата нейтронов ядрами ²³⁵U мало. Поэтому нейтроны необходимо замед­лить, пропустив их через вещество из легких элементов, не поглощающих нейтроны: воду, тяжелую воду, графит, бериллий.

При скорости нейтронов -v = 30 км/с наступает ре­зонансный захват нейтронов ядрами урана ²³⁸U, которые образуют плутоний ²³⁹Рu, сходный по ядерным характе­ристикам с ураном ²³⁵U. Дальнейшее снижение скорости нейтронов вызывает уменьшение сечения захвата ядрами ²³⁸U и увеличение его ядрами ²³⁵U. Нейтроны, имеющие скорости около 2 км/с, называются тепловыми. Сечение захвата тепловых нейтронов ядрами ²³⁵U в 20 000 раз больше, чем ядер ²³⁸U. Тепловые нейтроны могут вызы­вать цепную реакцию у природного (необогащенного) урана.

При делении одного ядра урана выделяется 200 MэВ энергии, причем 1 эВ — это энергия, которую получает частица с зарядом, равным заряду электрона при про­хождении разности потенциалов в 1 В: 1эВ=1е×1В×1,6×10-¹² эрг = 4,45×10-²⁶ кВтч; 1 эВ — основная еди­ница измерения энергии в ядерной и атомной физике.

В 1 г урана содержится 2,6×10²¹ ядер, при делении которых можно получить 23,2 МВтч энергии. При сжига­нии 1 г угля получается всего 7—8 Втч энергии.

.

Один из важных вопросов ядерной энергетики состо­ит в выборе природного или обогащенного урана. В России и других развитых странах применяется в основном обогащенный уран, так как это позволяет лучше использовать ядерное горючее — более полно его выжигать — и осуществлять более широкий выбор конструкционных материалов, замедлителей нейт­ронов и теплоносителей.

Рис. 2.28. Урановый цикл размножения на быстрых нейтронах

Назовем основные преимущества атомной энергетики:

1) АЭС почти не зависят от месторасположения ис­точников сырья вследствие компактности ядерного топ­лива и легкой его транспортировки, однако для охлаж­дения АЭС необходим мощный источник воды (морской или пресной);

2) сооружение мощных энергетических блоков име­ет благоприятные перспективы, так как один реактор может дать электрическую мощность около 2 ГВт;

3) малый расход горючего не требует загрузки транс­порта;

4) АЭС практически не загрязняют окружающую среду.

Надежность АЭС. В связи с широким строительством АЭС возникают естественные вопросы безопасности их работы и возможных вредных влияний на человека и, в первую очередь, влияний радиоактивных излучений. Радиоактивное излучение опасно для людей, в больших дозах оно может вызвать заболевание, и даже смерть.

Воздействие радиоактивного излучения на живые ор­ганизмы в настоящее время достаточно хорошо изучено (табл. 2.3). Исследованиями установлено, что последст­вия ионизирующего излучения мощными дозами в тече­ние относительно короткого времени более ощутимы, чем при «хроническом» облучении небольшими дозами в тече­ние длительного времени. Ионизирующее облучение че­ловека оказывает соматическое (от греческого слова, означающего «тело») и генетическое действия. Длитель­ное хроническое облучение может повысить статистиче­скую вероятность заболевания раком и другими болез­нями.

Действию ионизирующего излучения, так называемого естественного радиационного фона, подвергается каждый живой организм в течение жизни. Источники, созда­ющие естественный радиационный фон, разделяются на внешние и внутренние. Внешние — это источники, находящиеся вне человека, а внутренние — это источники, за­ключенные в нем самом. Общая доза радиации, получа­емая человеком за год от естественного радиационного фона, составляет около 100 мбэр (1 мЗв). Кроме воздействия радиационного фона люди подвергаются действию радиации от искусственных источников, интенсивность которых возрастает. Максимальная доза радиации, ко­торую человеческий организм может безболезненно вы­держать, точно не установлена.

Следует учесть, что мбэр — это единица излучения, которая оказывает на человека такое же биологическое действие, как облучение в 1 рентген. При этом под рентгеном понимается единица экспозиционной дозы рентге­новского излучения. Один рентген (2,58×10-⁴ К/кг) — это такая доза рентгеновского излучения или гамма-из­лучения, при которой в 1 г воздуха поглощается энергия, равная 87,7 эрг; в 1 мл мягких тканей человека — 96 эрг. Если от радия массой 1 г на расстоянии 1 м по­местить 1 г воды или 1 г мягкой ткани человека, то за 1 ч вода и ткани получат дозу около 1 Р. При медицин­ском рентгеновском обследовании часть тела человека получает дозу 0,15 Р, а при лечении рентгеновскими лу­чами (рентгенотерапия) тело человека получает дозу от 1 до10 Р.

Таблица 2.3

Исследования биологического воздействия радиоак­тивного излучения показали, что знание абсолютного ко­личества поглощаемой веществом энергии недостаточно для того, чтобы объяснить наблюдаемые биологические изменения. При этом большое значение имеет плотность ионизации, т. е. количество ионов, возникающих при об­лучении в единице объема вещества. Поэтому для изме­рения радиоактивных излучений ввели коэффициент, на­званный относительной биологической эффективностью данного вида излучения, и понятие дозы, эквивалентной с точки зрения биологического воздействия.

Получая ежегодную дозу естественного фона 100 мбэр, человек, не связанный с источниками излуче­ния профессионально, получает к 70 годам дозу пример­но 7 бэр, однако за последние годы эта доза у всего на­селения повысилась за счет искусственных источников в среднем на 30—40%.

Это объясняется увеличением суммарной экспозици­онной дозы в связи с широким использованием излуча­ющих промышленных изделий, например телевизоров, а также с периодическими обследованиями с помощью рентгеноскопии.

Доза естественного облучения в разных местах пла­неты и разных городах различна. Например, в Лондоне эта доза составляет 67 мбэр/год, а в Абердине — 106 мбэр/год. Еще больше различаются дополнительные дозы за счет естественных строительных материалов: в кирпичных домах — 30 мбэр/год, в домах, сооруженных из гранита,— 150 мбэр/год. Так, в Индии из-за этого, в штате Керала уровни облучения достигают 2000 мбэр/год. Важнейшим источником есте­ственного внутреннего облучения являются радиоактив­ные элементы, входящие в состав мышц и костей человеческого тела. Доза облучения, обусловленная этим фактором, составляет около 20 мбэр/год. Сэр Джон Хилл, глава английской программы ядерной энергетики, в своей лек­ции отметил, что супруги, предпочитающие спать вместе, получают за счет внешнего облучения, исходящего от партнера, дополнительную дозу 1 мбэр/год.

В результате поглощения в атмосфере космическое излучение достигает поверхности земли сильно ослаб­ленным, обусловленная им доза облучения составляет на уровне моря около 28 мбэр/год. На больших высотах экранирующий эффект атмосферы снижается и, напри­мер, в Мексике (2500 м над уровнем моря) космическое излучение примерно вдвое больше, чем на уровне моря. При многочасовом полете на авиалайнере дополнитель­ная доза составляет примерно 3 мбэр за время полета. Предполагается, что когда мощность АЭС в нашей стране достигнет 200 млн. кВт, дополнительная доза об­лучения населения составит менее 0,01% от облучения за счет естественной радиации. Такая небольшая доза облучения даже полезна, так как человек всегда жил и развивался в условиях радиации.

Для того чтобы АЭС не вызывали слишком больших излучений, необходимо выполнять требования безопас­ности. Понятие безопасности включает в себя несколько аспектов: 1) безопасность обслуживающего персонала; 2) отсутствие распространения радиоактивности в атмо­сферу и воду; 3) обеспечение безаварийной работы ре­акторов станций; 4) переработка и хранение радиоактив­ных отходов. Для выполнения требований безопасности прежде всего необходимо произвести надлежащий выбор места строительства АЭС На определенном расстоянии от станции должна проходить санитарно-защитная зона, запрещенная для проживания, район строительства дол­жен быть безопасен в сейсмическом отношении. Главное здание станции в соответствии с требованиями безопас­ности разделяется на зоны строгого и свободного режи­ма. В зоне строгого режима на обслуживающий персо­нал могут воздействовать зараженные воздух и поверх­ности технологического оборудования и приборов. Зона строгого режима, в свою очередь, разделяется на помеще­ния, где персонал может присутствовать постоянно, и по­мещения, куда во время работы реактора вход строго вос­прещен. В зоне свободного режима радиации нет. Обе зоны изолированы одна от другой и попасть в зону строгого режима можно только через санитарный отсек. Создание таких зон направлено на то, чтобы уберечь людей от воздействия продуктов радиоактивного распада и осколков деления не только при нормальной эксплуата­ции, но и в случаях так называемых проектных аварий

Принципы обеспечения безопасности атомных станций (АС)

Основной целью обеспечения безопасности на всех этапах жизненного цикла АС является принятие эффективных мер, направленных на предотвращение тяжелых аварий и защиту персонала и населения за счет предотвращения выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду при любых обстоятельствах.

АС является безопасной, если:

радиационное воздействие от нее на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и при проектных авариях не приводит к превышению установленных величин;

радиационное воздействие ограничивается до приемлемых значений при тяжелых (запроектных) авариях.

Среди основных принципов безопасности АС особое место занимает принцип защиты в глубину (глубоко эшелонированной защиты).

Принцип глубоко эшелонированной защиты предполагает создание ряда последовательных уровней защиты от вероятных отказов технических средств и ошибок персонала, включая:

установление последовательных физических барьеров на пути распространения радиоактивных продуктов в окружающую среду;

разработка технических и административных мероприятий по сохранению целостности и эффективности этих барьеров;

разработка мероприятий по защите населения и окружающей среды в случае разрушения барьеров.

В основе данного принципа лежит установление ряда последовательных физических барьеров, обеспечивающих надежное удержание радиоактивных веществ в заданных объемах или границах сооружений АС. Система барьеров включает в себя:

- топливную матрицу,

- оболочки тепловыделяющих элементов,

- границы контура теплоносителя,

-герметичное ограждение локализующих систем безопасности (например, защитная оболочка).

Каждый физический барьер проектируется и изготавливается с учетом специальных норм и правил для обеспечения его повышенной надежности. Количество барьеров между радиоактивными продуктами и окружающей средой, а также их характеристики определяются в проектах АС.

В процессе эксплуатации состояние физических барьеров контролируется прямыми методами (