стенки 0,9 мм, заполненных таблетками диаметром 11,5мм из двуокиси урана
(UO2), крепежные детали из сплава циркония и несущий стержень из оксида
ниобия. Стенки кассеты плотно фиксированы к графитовой кладке, а внутри
кассет циркулирует вода. В остальных каналах расположены стержни системы
управления защитой, которые состоят из поглотителя - бороциркониевого
сплава. Некоторые каналы полностью изолированы от теплоносителя, и в них
расположены датчики радиации.
Электрическая мощность РБМК - 1000 Мвт. АЭС с реакторами РБМК
составляют заметную долю в атомной энергетике. Так, ими оснащены
Ленинградская, Курская, Чернобыльская, Смоленская, Игналинская АЭС.
Рис.5. Активная зона реактора РБМК
[pic]
ВВЭР и РБМК: сравнительные характеристики.
Проводя сравнение различных типов ядерных реакторов, стоит
остановится на двух наиболее распространенных в нашей стране и в мире типах
этих аппаратов: ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор) и РБМК (Реактор
Большой Мощности Канальный). Наиболее принципиальные различия: ВВЭР —
корпусной реактор (давление держится корпусом реактора); РБМК-- канальный
реактор (давление держится независимо в каждом канале); в ВВЭР
теплоноситель и замедлитель — одна и та же вода (дополнительный замедлитель
не вводится), в РБМК замедлитель — графит, а теплоноситель — вода; в ВВЭР
пар образуется во втором корпусе парогенератора, в РБМК пар образуется в
непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на
турбину — нет второго контура. Из-за различного строения активных зон
параметры работы у этих реакторов также разные. Для безопасности реактора
имеет значение такой параметр, как коэффициент реактивности - его можно
образно представить как величину, показывающую, как изменения того или
иного другого параметра реактора повлияет на интенсивность цепной реакции в
нем. Если этот коэффициент положительный, то при увеличении параметра, по
которому приводится коэффициент, цепная реакция в реакторе при отсутствии
каких-либо других воздействий будет нарастать и в конце станет возможным
переход ее в неуправляемую и каскадно нарастающую - произойдет разгон
реактора. При разгоне реактора происходит интенсивное тепловыделение,
приводящее к расплавлению тепловыделителей, стеканию их расплава в нижнюю
часть активной зоны, что может привести к разрушению корпуса реактора и
выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду.
В данной таблице приведены коэффициенты реактивности для РБМК и ВВЭР.
Коэффициенты реактивности реакторов ВВЭР и РБМК.
|Коэффициенты |ВВЭР |РБМК |
|реактивности | | |
|Паровой (при |— (при появлении в |+ (при появлении в |
|наличии пара в |активной зоне пара реактор|активной зоне пара реактор|
|активной зоне) |глохнет) |разгоняется) |
|Температуры |— (при повышении |+(при повышении |
|теплоносителя |температуры теплоносителя |температуры теплоносителя |
| |реактор глохнет) |реактор разгоняется) |
|Плотности |— (при снижении плотности |+(при снижении плотности |
|теплоносителя |теплоносителя, (в |теплоносителя, (в |
| |частности, при повышении |частности, при повышении |
| |его температуры) реактор |его температуры) реактор |
| |глохнет) |разгоняется) |
Пояснение.
. В реакторе ВВЭР при появлении в активной зоне пара или при повышении
температуры теплоносителя, приводящего к снижению его плотности,
падает количество столкновений нейтронов с атомами молекул
теплоносителя, уменьшается замедление нейтронов, вследствие чего все
они уходят за пределы активной зоны, не реагируя с другими ядрами.
Реактор останавливается.
. В реакторе РБМК при вскипании воды или повышении ее температуры,
приводящее к снижению ее плотности, уходит ее нейтронопоглощающее
действие (замедлитель в этом реакторе и так уже есть, а у пара
коэффициент поглощения нейтронов гораздо ниже, чем у воды). В реакторе
нарастает цепная реакция и он разгоняется., что, в свою очередь,
приводит к дальнейшему повышению температуры воды и ее вскипанию.
Следовательно, при возникновении нештатных ситуаций работы реактора,
сопровождающихся его разгоном, реактор ВВЭР заглохнет, а реактор РБМК
продолжит разгон с нарастающей интенсивностью, что может привести к очень
интенсивному тепловыделению, результатом которого будет расплавление
активной зоны реактора. Данное последствие очень опасно, так как при
контакте расплавленных циркониевых оболочек с водой происходит разложение
ее на водород и кислород, образующих крайне взрывчатый гремучий газ, при
взрыве которого неизбежно разрушение активной зоны и выброс радиоактивных
топлива и графита в окружающую среду. Именно по такому пути развивались
события при аварии на Чернобыльской АЭС. Поэтому в реакторе РБМК как нигде
важна роль защитных систем, которые будут или предотвращать разгон
реактора, или экстренно его охлаждать в случае разгона, гася подъем
температуры и вскипание теплоносителя. Современные реакторы типа РБМК
оборудованы достаточно эффективными подобными системами, практически
сводящими на нет риск развития аварии (на Чернобыльской АЭС в ночь аварии
по преступной халатности в нарушение всех инструкций и запретов были
полностью отключены системы аварийной защиты), но о подобной возможности
следует помнить.
Если подвести итог, то реактор РБМК требует меньшего обогащения
топлива, обладает лучшими возможностями по наработке делящегося материала
(плутония), имеет непрерывный эксплуатационный цикл, но более потенциально
опасен в эксплуатации. Степень этой опасности зависит от качества систем
аварийной защиты и квалификации эксплуатационного персонала. Кроме того,
вследствие отсутствия второго контура у РБМК больше радиационные выбросы в
атмосферу в течение эксплуатации.
Реактор на тяжелой воде.
В Канаде и Америке разработчики ядерных реакторов при решении
проблемы о поддержании в реакторе цепной реакции предпочли использовать в
качестве замедлителя тяжелую воду. У тяжелой воды очень низкая степень
поглощения нейтронов и очень высокие замедляющие свойства, превышающие
аналогичные свойства графита. Вследствие этого реакторы на тяжелой воде
работают на необогащенном топливе, что позволяет не строить сложные и
опасные предприятия по обогащению урана. В принципе хорошо спроектированный
и построенный реактор на тяжелой воде может работать долгие годы на
естественном уране, нуждающемся лишь в выделении его из руды, и давать
дешевую энергию. Но тяжелая вода очень дорога в производстве, и поэтому
вследствие неизбежных утечек ее из трубопроводов суммарные затраты на
эксплуатацию реактора возрастают и приближаются к аналогичным у РБМК и
ВВЭР.
В качестве теплоносителя первого контура может использоваться
замедлитель - тяжелая вода, хотя имеются реакторы, где теплоноситель -
легкая вода, а контуры циркуляции теплоносителя и замедлителя разделены.
Конструкция реактора во многом аналогична конструкции реактора ВВЭР.
Реактор с шаровой засыпкой.
В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара, в
который засыпаны тепловыделяющие элементы, также шарообразные. Каждый
элемент представляет из себя графитовую сферу, в которую вкраплены частицы
оксида урана. Через реактор прокачивается газ - чаще всего используется
углекислота СО2. Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии
поступает на теплообменник. Регулирование реактора осуществляется стержнями
из поглотителя, вставляемыми в активную зону.
Экстренное глушение реактора осуществляется путем выстреливания в
активную зону клина из поглотителя (рядом с реактором устраивают некое
подобие короткой пушки, которая в экстраординарной ситуации выстреливает в
реактор через его корпус клинообразный кусок поглотителя, при этом реактор
сразу останавливается). Реактор с шаровой засыпкой выгодно отличается тем,
что в нем принципиально не может произойти взрыв гремучего газа, и в случае
разгона реактора сомым неприятным последствием будет лишь расплавление
тепловыделяющих элементов и невозможность дальнейшей эксплуатации реактора.
Взрыва такого реактора при его разгоне произойти не может в принципе. С
другой стороны, в случае попадания воды в активную зону (например, из
второго контура в случае прорыва трубы в теплообменнике) разрушение
реактора и выброс радиоактивного газа-теплоносителя неизбежно.
Реакторы с шаровой засыпкой в незначительном количестве строились в
Восточной Европе и Америке.
Реактор на быстрых нейтронах.
Реактор на быстрых нейтронах очень сильно отличается от реакторов
всех остальных типов. Его основное назначение - обеспечение расширенного
воспроизводства делящегося плутония из урана-238 с целью сжигания всего или
значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного
урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть
решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом.
Прежде всего, в реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя. В
связи с этим в качестве топлива используется не уран-235, а плутоний и уран-
238, которые могут делится от быстрых нейтронов. Плутоний необходим для
обеспечения достаточной плотности нейтронного потока, которую не может
обеспечить один уран-238. Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в
десять-пятнадцать раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных
нейтронах, в связи с чем вместо воды (которая просто не справится с таким
объемом энергии для передачи) используется расплав натрия (его температура
на входе - 370 градусов, а на выходе - 550, что в десять раз выше
аналогичных показателей, скажем, для ВВЭР - там температура воды на входе -
270 градусов, а на выходе - 293). Опять-таки в связи с большим
тепловыделением приходится оборудовать даже не два, а три контура (объем
теплоносителя на каждом последующем, естественно, больше), причем во втором
контуре используется опять-таки натрий. При работе такого реактора
происходит очень интенсивное выделение нейтронов, которые поглощаются слоем
урана-238, расположенного вокруг активной зоны. При этом этот уран
превращается в плутоний-239, который, в свою очередь, может использоваться
в реакторе как делящийся элемент. Плутоний используется также в военных
целях.
В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого
распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и
проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных
деталей. В России имеется только один реактор такого типа (на Белоярской
АЭС). Считается, что такие реакторы имеют большое будущее.
6.Сравнение.
Если подводить итог, то стоит сказать следующее. Реакторы ВВЭР
достаточно безопасны в эксплуатации, но требуют высокообогащенного урана.
Реакторы РБМК безопасны лишь при правильной их эксплуатации и хорошо
разработанных системах защиты, но зато способны использовать
малообогащенное топливо или даже отработанное топливо ВВЭР-ов. Реакторы на
тяжелой воде всем хороши, но уж больно дорого добывать тяжелую воду.
Технология производства реакторов с шаровой засыпкой еще недостаточно
хорошо разработана, хотя этот тип реакторов стоило бы признать наиболее
приемлемым для широкого применения, в частности, из-за отсутствия
катастрофических последствий при аварии с разгоном реактора. За реакторами
на быстрых нейтронах - будущее производства топлива для ядерной энергетики,
эти реакторы наиболее эффективно используют ядерное топливо, но их
конструкция очень сложна и пока еще малонадежна.
7. Факторы опасности ядерных реакторов.
Факторы опасности ядерных реакторов достаточно многочисленны.
Перечислим лишь некоторые из них.
. Возможность аварии с разгоном реактора. При этом вследствие
сильнейшего тепловыделения может произойти расплавление активной зоны
реактора и попадание радиоактивных веществ в окружающую среду. Если в
реакторе имеется вода, то в случае такой аварии она будет разлагаться
на водород и кислород, что приведет к взрыву гремучего газа в реакторе
и достаточно серьезному разрушению не только реактора, но и всего
энергоблока с радиоактивным заражением местности.
Аварии с разгоном реактора можно предотвратить, применив специальные
технологии конструкции реакторов, систем защиты, подготовки персонала.
. Радиоактивные выбросы в окружающую среду. Их количество и характер
зависит от конструкции реактора и качества его сборки и эксплуатации.
У РБМК они наибольшие, у реактора с шаровой засыпкой наименьшие.
Очистные сооружения могут уменьшить их.
Впрочем, у атомной станции, работающей в нормальном режиме, эти
выбросы меньше, чем, скажем, у угольной станции, так как в угле тоже
содержатся радиоактивные вещества, и при его сгорании они выходят в
атмосферу.
. Необходимость захоронения отработавшего реактора.
На сегодняшний день эта проблема не решена, хотя есть много
разработок в этой области.
. Радиоактивное облучение персонала.
Можно предотвратить или уменьшить применением соответствующих мер
радиационной безопасности в процессе эксплуатации атомной станции.
Ядерный взрыв ни в одном реакторе произойти в принципе не может.
8. Заключение.
Атомная энергетика - активно развивающаяся отрасль. Очевидно, что ей
предназначено большое будущее, так как запасы нефти, газа, угля постепенно
иссякают, а уран - достаточно распространенный элемент на Земле. Но следует
помнить, что атомная энергетика связана с повышенной опасностью для людей,
которая, в частности, проявляется в крайне неблагоприятных последствиях
аварий с разрушением атомных реакторов. В связи с этим необходимо
закладывать решение проблемы безопасности (в частности, предупреждение
аварий с разгоном реактора, локализацию аварии в пределах биозащиты,
уменьшение радиоактивных выбросов и др.) еще в конструкцию реактора, на
стадии его проектирования.
Стоит также рассматривать другие предложения по повышению
безопасности объектов атомной энергетики, как то: строительство атомных
электростанций под землей, отправка ядерных отходов в космическое
пространство.
Целью настоящей работы было всего лишь рассказать о современной
атомной энергетике, показать устройство и основные типы ядерных реакторов.
К сожалению, объем доклада не позволяет более подробно остановиться на
вопросах физики реактора, тонкостях конструкции отдельных типов и
вытекающих из них проблем эксплуатации, надежности и безопасности.
Список литературы
1. И.Х.Ганев. Физика и расчет реактора. Учебное пособие для вузов. М,
1992, Энергоатомиздат.
2. Л.В.Матвеев, А.П.Рудик. Почти все о ядерном реакторе. М., 1990,
Энергоатомиздат.
Страницы: 1, 2, 3
