Атомные электростанции и их опасность

Данный доклад был представлен на конференции "Военная токсикология и медицина катастроф" 17 декабря 1998 года на кафедре военной и экстремальной медицины ММА им.Сеченова.

Комментарии: Vadim Goncharov (Nuclear Lightning), vadim_nuclight@mail.ru

Текст взят с http://orlovs.pp.ru. Орфография и пунктуация оригинала сохранены.

1.Введение.

Опасна ли ядерная энергетика? Этим вопросом особенно часто стали задаваться в последнее время, особенно после аварий на атомных электростанциях Тримайл-Айленд и Чернобыльской АЭС. И если опасность все же имеется, то каким образом можно уменьшить риск неприятных последствий аварии? И где же причина того или иного фактора опасности? Ответу на эти вопросы и посвящена данная работа.

В данном докладе будут освещены основные вопросы устройства и работы атомных электростанций и ядерных реакторов, проведена сравнительная характеристика различных типов ядерных реакторов, разъяснены причины их опасности.

2.Общее устройство электростанции.

Все аппараты для преобразования различных видов энергии в электрическую - электростанции можно условно разделить на следующие виды:

Электростанция - аппарат?! Ой.

• Тепловые электростанции - они преобразуют различные виды энергии в энергию нагретого теплоносителя (в основном воды), который, в свою очередь, передает свою энергию на турбину, вырабатывающую электрический ток. К этому виду относятся угольные, газовые, атомные электростанции, электростанции, работающие на нефти и ее производных, некоторые виды солнечных.

  Вообще-то турбина не вырабатывает электрический ток. Вырабатывает его генератор, ротор которого и вращает турбина.

• Гидроэлектростанции - преобразовывают энергию движущейся воды в электричество, передавая ее непосредственно на турбину. К ним относятся гидроэлектростанции и приливные электростанции.

• Электростанции, непосредственно вырабатывающие электричество - солнечные на фотоэлементах, ветряные.

  С чего это ветряная непосредственно вырабатывает электричество? Та же турбина. Если угодно, можно провести налогию с гидроэлектростанцией - там вода, здесь воздух.

Принципиальная схема тепловой электростанции представлена на рис.1. Стоит иметь в виду, что в ее конструкции может быть предусмотрено несколько контуров - теплоноситель от тепловыделяющего реактора может не идти сразу на турбину, а отдать свое тепло в теплообменнике теплоносителю следующего контура, который уже может поступать на турбину, а может дальше передавать свою энергию следующему контуру. Также в любой электростанции предусмотрена система охлаждения отработавшего теплоносителя, чтобы довести температуру теплоносителя до необходимого для повторного цикла значения.

Очень криво сказано. Создается впечатление, что охлаждение теплоносителя требуется для его повторного входа в нагреватель, что выглядит нелогично - если его надо подогревать, зачем охлаждать и тратить лишнюю энергию? Тогда как в действительности здесь стремление увеличить КПД (вспоминаем школьный курс физики и цикл Карно) - чем больше разница температур на входе и выходе тепловой машины, тем большее количество тепла перешло в полезную работу, то есть выше КПД.

Если поблизости от электростанции есть населенный пункт, то это достигается путем использования тепла отработавшего теплоносителя для нагрева воды для отопления домов или горячего водоснабжения, а если нет, то излишнее тепло отработавшего теплоносителя просто сбрасывается в атмосферу в градирнях

Да, а если это лето и ремонт труб идет, тогда куда сбрасывать? :) На деле отбор тепла на нужды населения незначителен по сравнению с необходимым охлаждением (велик он только у ТЭЦ, но они специально строятся с этой целью). Кстати, необязательно в атмосферу в градирнях, это может быть пруд-охладитель, как на большинстве наших АЭС (вот на буржуйских обычно здоровенные градирни).

(из себя градирни представляют широкие конусообразные трубы).

Нифига себе. Еще бы бочкой назвали. Назвать трубой сооружение с такими пропорциями и размерами в десятки и сотни метров у меня просто язык не поворачивается.

Конденсатором отработавшего пара на неатомных электростанциях чаще всего служат именно градирни.

Грубая ошибка. Градирни (пруд-охладитель, брызгательный бассейн) охлаждают воду, которая охлаждает конденсатор - такой воды очень много, поскольку перепад температур небольшой. Размыкать же контур с конденсатором в атмосферу - недопустимая трата воды, для которой поддерживается специальный химический режим (а в случае АЭС это еще и чревато выбросами в аварийных ситуациях).

Рис.1

[глядя на рисунок] Я, как программист, конечно тоже люблю модульность и всякие абстрактные "черные ящики", но "солнечный тепловыделяющий реактор" - как это звучит!

Атомные электростанции относятся к тепловым, так как в их устройстве имеются тепловыделители, теплоноситель и генератор электрического тока - турбина. Существуют как одноконтурные АЭС, так и двух-трех-контурные (это зависит от типа ядерного реактора).

3.Немного ядерной физики.

Да уж... ядерной физики в этом разделе будет действительно совсем чуть-чуть.

Для лучшего уяснения принципов работы ядерного реактора и смысла процессов, происходящих в нем, вкратце изложим основные моменты физики реакторов.

• Ядерный реактор - аппарат, в котором происходят ядерные реакции - превращения одних химических элементов в другие. Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегося вещества, которое при своем распаде выделяет элементарные частицы, способные вызвать распад других ядер.

• Деление атомного ядра может произойти самопроизвольно или при попадании в него элементарной частицы. Самопроизвольный распад в ядерной энергетике не используется из-за очень низкой его интенсивности.

• В качестве делящегося вещества в настоящее время могут использоваться изотопы урана - уран-235 и уран-238, а также плутоний-239.

Уран-238 используется в качестве делящегося вещества?! Вот это новость! Надо срочно использовать накопившиеся запасы обедненного урана, а то пропадают, понимаешь, без дела!

• В ядерном реакторе происходит цепная реакция. Ядра урана или плутония распадаются, при этом образуются два-три ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяется энергия, излучаются гамма-кванты и образуются два или три нейтрона, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами

  Коряво сформулировано. "Прореагировать"... это вам не химическая реакция. И таки не с атомами, а с их ядрами - совершенно разные вещи.

  и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией (величина этой энергии должна лежать в определенном диапазоне: более медленная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него). Наибольшее значение в ядерной энергетике имеют нейтроны.

  "Элементарной частицы" ? Любой что ли? Ой. Нет, конечно есть ядерные реакции, вызываемые, скажем, протонами, но в современной ядерной энергетике по данному назначению (деление) используются только нейтроны.

• В зависимости от скорости элементарной частицы выделяют два вида нейтронов: быстрые и медленные. Нейтроны разных видов по-разному влияют на ядра делящихся элементов.

• Уран-238 делится только быстрыми нейтронами. При его делении выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых нейтрона. Вследствие того, что эти быстрые нейтроны замедляются в веществе урана-238 до скоростей, неспособных вызвать деление ядра урана-238, цепная реакция в уране-238 протекать не может.

  Намешано всё в одну кучу. Начнём с того, что быстрые нейтроны не замедляются в уране-238. Они это делают в веществе замделителя. Вообще, приведу цитату:

  Нейтроны, сталкивающиеся с ядрами обладают различной энергией. В физике ядерного реактора принята единица измерения энергии - мега электрон-вольт [МэВ] 1 МэВ = 1.602 x 10^-13 Дж (1 МэВ =1 000 000 эВ). В зависимости от энергии принято делить нейтроны на группы:

  тепловые - энергия движения которых соизмерима с энергией теплового движения среды Е < 0.5 эВ.

  замедляющиеся - энергия которых лежит в диапазоне от 0.5 эВ до 2000 эВ.

  быстрые E > 2000 эВ.

  Основным топливом в ядерных реакторах является уран, поэтому рассмотрим вероятность реакции деления изотопов урана под действием нейтронов с различной энергией.

  В результате исследований было установлено, что деление изотопа урана ²³⁸U возможно только нейтронами с энергией, большей 1 МэВ, но вероятность деления (сечение реакции деления), при таких энергиях в 4 раза меньше чем захвата или рассеяния. Другими словами, из 5 нейтронов, столкнувшихся с ядром ²³⁸U, только 1 вызовет деление. При меньших энергиях возможны только радиационный захват или рассеяние. Причем при энергиях 7 эВ - 200 эВ сечение захвата очень сильно возрастает (резонансный захват). Нейтроны поглощаются без деления и выбывают из цепной реакции.

  Для изотопа урана ²³⁵U деление возможно нейтронами любых энергий, однако вероятность деления (сечение реакции деления) для тепловых нейтронов в 100 раз больше чем для быстрых нейтронов c энергией 5 - 6 МэВ. 

  Как говорится, почувствуйте разницу (c)

• Поскольку в естественном уране основной изотоп - уран-238, то цепная реакция в естественном уране протекать не может.

• В уране-235 цепная реакция протекать может, так как наиболее эффективно его деление происходит, когда нейтроны замедлены в 3-4 раза по сравнению с быстрыми, что происходит при достаточно длинном их пробеге в толще урана без риска быть поглощенными посторонними веществами или при прохождении через вещество, обладающее свойством замедлять нейтроны, не поглощая их.

  В 3-4 раза, ага. Цифры я привел выше.

• Поскольку в естественном уране имеется достаточно большое количество веществ, поглощающих нейтроны (тот же уран-238, который при этом превращается в другой делящийся изотоп - плутоний-239), то в современных ядерных реакторах необходимо для замедления нейтронов применять не сам уран, а другие вещества, мало поглощающие нейтроны (например, графит или тяжелая вода).

• Обыкновенная вода нейтроны замедляет очень хорошо, но сильно их поглощает. Поэтому для нормального протекания цепной реакции при использовании в качестве замедлителя обыкновенной легкой воды необходимо использовать уран с высокой долей делящегося изотопа - урана-235 (обогащенный уран). Обогащенный уран производят по достаточно сложной и трудоемкой технологии на горнообогатительных комбинатах, при этом образуются токсичные и радиоактивные отходы.

  "Токсичные и радиоактивные" - может быть, автор не в ладах с русским языком? Еще и не указано количество - главное, есть отходы и всё тут.

• Графит хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании графита в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды.

• Тяжелая вода очень хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании тяжелой воды в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды. Но производство тяжелой воды очень трудоемко и экологически опасно.

  А чем оно экологически опасно, говорить, конечно, не требуется. Главное произнести магические слова - "экологически опасно".

• При попадании медленного нейтрона в ядро урана-235 он может быть захвачен этим ядром. При этом произойдет ряд ядерных реакций, итогом которых станет образование ядра плутония-239.

  Нет, ну это просто праздник какой-то! Плутоний теперь получают из урана-235! На самом деле не 235, а 238. И ведь парой абзацев выше было сказано верно (уран-238).

  (Плутоний-239 в принципе может тоже использоваться для нужд ядерной энергетики, но в настоящее время он является одним из основных компонентов начинки атомных бомб.) Поэтому ядерное топливо в реакторе не только расходуется, но и нарабатывается. У некоторых ядерных реакторов основной задачей является как раз такая наработка.

• Другим способом решить проблему необходимости замедления нейтронов является создание реакторов без необходимости их замедлять - реакторов на быстрых нейтронах. В таком реакторе основным делящимся веществом является не уран, а плутоний.

  Это где же до того столько плутония взять? Плутоний конечно таковым быть может, но пока что основным в таких реакторах явлется уран-235.

  Уран же (используется уран-238) выступает как дополнительный компонент реакции - от быстрого нейтрона, выпущенного при распаде ядра плутония, произойдет распад ядра урана с выделением энергии и испусканием других нейтронов, а при попадании в ядро урана замедлившегося нейтрона он превратится в плутоний-239, возобновляя тем самым запасы ядерного топлива в реакторе.

  Опять криво, см. цитату выше. При захвате ядром урана-238 нейтрона (неважно, какой энергии) по цепочке из двух бета-распадов оно переходит в ядро плутония-239. Делений же ядра урана-238 явно маловато для нормального участия в реакции.

  В связи с малой величиной поглощения нейтронов плутонием

  Он их мало поглощает? Простите, а как тогда на нем реакция идет? Впрочем, возможно имелось ввиду поглощение без деления (а-ля уран-238), но таковое тогда вообще отсутствует.

  цепная реакция в сплаве плутония и урана-238 идти будет, причем в ней будет образовываться большое количество нейтронов.

  СПЛАВЕ??? Во-первых, на практике реакторы строят гетерогенными, во-вторых, даже более того, конструкция зоны такова, что в центре находятся преимущественно сборки с топливом, а обедненный уран (зона размножения) находится в основном на периферии зоны, для наиболее полного использования нейтронного потока, всё равно утекающего за пределы зоны.

• Таким образом, в ядерном реакторе должен использоваться либо обогащенный уран с замедлителем, поглощающем нейтроны, либо необогащенный уран с замедлителем, мало поглощающем нейтроны, либо сплав плутония с ураном без замедлителя. О различных типах ядерных реакторов, реализующих эти три возможности разными способами, будет говориться дальше.

  Ну здесь ляпы вытекают из ранее сказанного. Обычно реакторы выделяют двух основных типов - на быстрых и тепловых нейтроных, а различия внутри типов уже не столь существенны.

4. Ядерный реактор.

Как уже указывалось, тремя обязательными элементами для реакторов на тепловых нейтронах являются тепловыделитель, замедлитель и теплоноситель. На данном рисунке представлена типичная схема активной зоны.

Через реактор с помощью насосов (называемых циркуляционными) прокачивается теплоноситель, поступающий потом или на турбину (в РБМК) или в теплообменник (в остальных типах реакторов).

В РБМК он тоже не идет на турбину (вообще "теплоноситель на турбину" звучит странно - турбина паровая, а теплоноситель - вода). Он идет в барабан-сепаратор, где разделяется на пар и воду, пар идет на турбину, а вода возвращается в реактор через ГЦН (главные циркуляционные насосы).

Нагретый теплоноситель теплообменника поступает на турбину, где теряет часть своей энергии на выработку электричества. Из турбины теплоноситель поступает в конденсатор для пара, чтобы в реактор поступал теплоноситель с нужными для оптимальной работы параметрами. Также в реакторе имеется система управления им (на рисунке не показана), которая состоит из набора стержней диаметром в несколько сантиметров и длиной, сопоставимой с высотой активной зоны, состоящих из высокопоглощающего нейтроны материала, обычно из соединений бора.

Длина их вовсе не обязательно сопоставима с высотой активной зоны. Как наиболее характерный пример, у РБМК существуют довольно короткие (3050 мм) УСП (укороченные стержни-поглотители), вдвигаемые в зону снизу. Да и длина остальных стержней - 5120 мм (при высоте зоны 7 м).

Стержни располагаются в специальных каналах и могут быть подняты или опущены в реактор. В поднятом состоянии они способствуют разгону реактора, в опущенном - заглушают его. Приводы стержней регулируются независимо друг от друга, поэтому с их помощью можно конфигурировать активность реакции в различных частях активной зоны.

Если грубо, то описано верно, не буду уж цепляться к формулировкам.

Реакторы, работающие на быстрых нейтронах, устроены несколько иначе. О них будет сказано ниже.

Несколько терминов:

Топливная кассета - конструкция из таблеток урана и собирающего их вместе корпуса толщиной 10-20 см и длиной в несколько метров, являющаяся выделителем энергии за счет распада урана. Материалом корпуса обычно является цирконий.

Толщина корпуса 10-20 см? О ужас. Может, имелся ввиду диаметр всей кассеты? Но 20 см все равно многовато. Цирконий, кстати, применяется в виде сплавов, а не в чистом виде.

ТВС - тепловыделяющая сборка - топливная кассета и ее крепление. ТВС находится в активной зоне реактора.

СУЗ - система управления защитой. В основном состоит из нейтронопоглощающих стержней.

Вообще-то она называется "система управления и защиты". Смысл меняется на совершенно другой.

5. Устройство различных типов ядерных реакторов.

В настоящее время в мире существует пять типов ядерных реакторов. Это реактор ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор), РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный), реактор на тяжелой воде, реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром, реактор на быстрых нейтронах.

В настоящее время в мире существует пять типов автомобилей. Это "Жигули", "Мерседес", автобус, подъемный кран, гоночный автомобиль.

У каждого типа реактора есть особенности конструкции, отличающие его от других, хотя, безусловно, отдельные элементы конструкции могут заимствоваться из других типов.

И действительно, у всех реакторов есть СУЗ. Наверное, у первого реактора позаимствовали.

ВВЭР строились в основном на территории бывшего СССР и в Восточной Европе, реакторов типа РБМК много в России, странах Западной Европы и Юго-Восточной Азии,

Чего??? РБМК строились только в СССР. Может, автор путает РБМК с канальными или кипящими реакторами вообще (как абзацем выше мешал в кучу тип реактора и отдельные модели) ?

реакторы на тяжелой воде в основном строились в Америке. Параметры этих реакторов лучше всего представить в виде таблицы.

В Канаде (CANDU). Америка - она большая. В США в основном работают PWR и BWR.

Приводить единственное значение обогащения некорректно - оно варьируется вследствие перегрузок, и составляет для ВВЭР 1.6-4.4% (а иногда и 4.95%). К сожалению, у меня нет под рукой точных данных по CANDU (как наиболее распространенному тяжеловодному), но приведенное число слишком большое (оно точно меньше чем у РБМК, т.е. не првышает 2%), особенно в свете заявления возможности работы на естественном уране (в нем 0.7% урана-235). Ну и особенно умиляет заявление об использовании отработанного топлива ВВЭР в РБМК (и CANDU). А мужики-то и не знают (с). Топливо становится непригодным к использованию из-за накопления осколков деления. Потому и затевают переработку ОЯТ - урана-235 еще много, а использовать его уже нельзя.

ВВЭР

Реакторы ВВЭР являются самым распространенным типом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Из самого названия реактора ВВЭР следует, что у него и замедлителем, и теплоносителем является обычная легкая вода. В качестве топлива используется обогащенный до 4.5% уран. Принципиальная схема реактора ВВЭР представлена на рис.2.

Рис.2

Таки схема не реактора ВВЭР, а АЭС с реакторами ВВЭР. И насос циркуляционный в первом контуре не показан. Циркуляционных насосов, между прочим, на станции вообще много, только автор об этом вспоминает лишь сейчас, а не в начале статьи.

Как видно из схемы, он имеет два контура. Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу.

Совершенно не показано, как изоляция контуров, которые и так оба замкунты, уменьшает выбросы в атмосферу - контуры и так от нее изолированы в любом случае.

Циркуляционные насосы (насос первого контура на схеме не показан) прокачивают воду через реактор и теплообменник (питание циркуляционных насосов происходит от турбины). Вода реакторного контура находится под повышенным давлением, так что несмотря на ее высокую температуру (293 градуса - на выходе, 267 - на входе в реактор) ее закипания не происходит. Вода второго контура находится под обычным давлением, так что в теплообменнике она превращается в пар.

Отнюдь. Давление там тоже повышено.

В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генеруемый в парогенераторе, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура (так сказать, третий контур),

Какой нафиг циркуляционный контур/третий контур? Словоблудие какое-то. Как охлаждается конденсатор, я описал в комментарии в начале статьи.

обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник.

"Система подогревателей" ? Это, видимо, реактор так скромно назван, раз уж сразу в теплообменник.

Энергетическая мощность большинства реакторов ВВЭР в нашей стране - 1000 мегаватт (Мвт).

Рис.3

Строение активной зоны реактора ВВЭР показано на рис.3. Она имеет прочный наружный стальной корпус, могущий в случае непредвиденных обстоятельств локализовать возможную аварию. Корпус полностью заполнен водой под высоким давлением. В середине активной зоны расположены ТВС с шагом в 20-25 см. Некоторые ТВС дополнены сверху поглотителем из бороциркониевого сплава и нитрида бора и способны находится в активной зоне или бороциркониевой частью, или урановой - таким образом осуществляется регулирование цепной реакции. Вода подается в реактор снизу под давлением. Сверху реактор закрыт стальной крышкой, герметизирующей его корпус и являющейся биозащитой.

Похоже, автор путает активную зону и реактор. Корпус (с крышкой) - он у всего реактора. Биозащита в основном находится снаружи реактора. Ну и описанное (и нарисованное) строение ТВС неверно - в каждой ТВС имеется канал для стержней СУЗ, а вовсе не сверху ТВС, как показано.

РБМК

РБМК построен по несколько другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего в его активной зоне происходит кипение - из реактора поступает пароводная

пароводяная

смесь, которая, проходя через сепараторы,

барабан-сепараторы

делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов.

У любой электростанции, не только атомной, есть потребление собственных нужд, и оно не ограничивается только насосами.

Его принципиальная схема - на рис.4.

Рис.4

Ну и где же на этой схеме барабан-сепараторы? Вообще, рисунки все как будто из детского сада взяты.

Основные технические характеристики РБМК следующие. Активная зона реактора - вертикальный цилиндр диаметром 11.8 метров и высотой 7 метров (см.рис.5). По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель - сплошная графитовая кладка толщиной 0.65 метра.

1 метр по бокам (общий диаметр таким образом 13.8 м), и по полметра сверху и снизу (суммарная высота 8 м).

Собственно активная зона собрана из графитовых шестигранных колонн (всего их 2488), собранных из блоков сечением 250х250мм. По центру каждого блока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114мм для размещения технологических каналов и стержней СУЗ.

[подбирая упавшую челюсть] Шестигранные??? Квадратные они! (те самые 250x250 мм)

Общее число технологических каналов в активной зоне 1693. Внутри большинства технологических каналов находятся тепловыделяющие кассеты, имеющие довольно сложную структуру. Кассета состоит из двух последовательно соединенных тепловыделяющих сборок (ТВС), длина каждой из которых 3,5м. ТВС содержит 18 стержневых твэлов - трубок наружным диаметром 13,5мм с толщиной 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.

Криво сказано. У каналов СУЗ и т.п. свой собственный контур охлаждения, отделенный от КМПЦ.

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

Про шестигранные колонны я уже сказал. Ну и не "вид сверху", а "сечение".

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

Эту величину называют просто реактивностью.

- его можно образно представить как величину, показывающую, как изменения того или иного другого параметра реактора повлияет на интенсивность цепной реакции в нем.

??? Реактивность измеряют у всего реактора в целом, а не по отдельным параметрам.

Если этот коэффициент положительный, то при увеличении параметра, по которому приводится коэффициент, цепная реакция в реакторе при отсутствии каких-либо других воздействий будет нарастать

Ааа, автор, видимо, имеет ввиду эффекты реактивности, изменения по отдельным параметрам (например, положительный паровой коэффициент реактивности). Опять кривая терминология.

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.

Терминология опять хромает. Каскадно нарастающую - это что за зверь? Разгоном реактора, вообще говоря, является любое повышение мощности, так что без пояснений так говорить не следует.

В данной таблице приведены коэффициенты реактивности для РБМК и ВВЭР.

Коэффициенты реактивности реакторов ВВЭР и РБМК.

Вообще-то оно так не всегда, иначе бы на реакторах было бы невозможно работать - как мощность поднимать до рабочей, если ВВЭР заглохнет, а РБМК взорвется? Да и эффекты эти могут устраняться конструкцией, например, на модернизированном после аварии на ЧАЭС РБМК паровой коэффициент реактивности почти нулевой.

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.

Автор, конечно, лучше всех знает, как что происходило на ЧАЭС. Это только одна из сотни версий, да еще и криво изложенная - вода бы не стала дожидаться, пока цирконий расплавится и стечет вниз, чтобы с ним прореагировать. Причем даже не вода, а пар (реакция пароциркониевая).

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 все системы аварийной защиты), но о подобной возможности следует помнить.

Опять лучше всех известно, что было на ЧАЭС. Не было там отключения всех защит и нарушения всех инструкций. Интересующиеся могут почитать как изложение официальной версии, так и книгу А.С. Дятлова "Как это было".

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.

Про контуры и выбросы в атмосферу уже говорил. Опять обоснований не приводится - верь, читатель, на слово.

Реактор на тяжелой воде.

В Канаде и Америке

Я рыдалъ (с). С географией у автора тоже плохо.

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.

У обычной воды тоже. Вместо графита следовало написать об обычной воде.

Вследствие этого реакторы на тяжелой воде работают на необогащенном топливе, что позволяет не строить сложные и опасные предприятия по обогащению урана.

Суггестия. Обогащать уран - сложно и ужасно опасно!

В принципе хорошо спроектированный и построенный реактор на тяжелой воде может работать долгие годы на естественном уране, нуждающемся лишь в выделении его из руды,

А сей процесс, стало быть не опасен и отходов не дает. И фраза странно построена - как будто он без перезагрузок эти годы (а не десятилетия) работает.

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 CO₂. 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.

Данных по сей экзотической конструкции у меня нет, поэтому ничего сказать не могу...

Реакторы с шаровой засыпкой в незначительном количестве строились в Восточной Европе и Америке.

...однако в Восточной Европе их не строили - там строились советские реакторы. Насколько я помню, газографитные реакторы строились в основном в Англии.

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.

[слышен грохот упавшей под стол челюсти] Опять в основном делится уран-238? Нда... В действительности там обогащение по урану-235 измеряется десятками процентов, потому что уран-238 их обычно просто захватывает без деления - цепная реакция не смогла бы протекать вообще.

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).

Грубейшая ошибка. Вода не используется по одной главной причне - это замедлитель. А реактор на быстрых нейтронах, недопустимо никакое замедление. Высокая теплоемкость натрия - это уже вторично (возможно использование и свинца с висмутом, например).

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.

Это промышленный один, белоярский БН-600, и то только сейчас. До 2000 года в Шевченко (на Каспии, Казахстан) работал БН-350, служивший также и опреснительной установкой - обеспечивал город водой. Ну и исследовательские быстрые реакторы можно упомянуть (в Димитровграде они таки и немного электричества вырабатывают).

6.Сравнение.

Если подводить итог, то стоит сказать следующее. Реакторы ВВЭР достаточно безопасны в эксплуатации, но требуют высокообогащенного урана.

Какой же он высокообогащенный? Вот у быстрых реакторов - это да.

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.

Про этот бред я уже говорил.

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.

Неквалифицированное сравнение. Следовало привести более подробные данные по реакторам, с фактами, или как минимум отсылки на соответствующую литературу.

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.

Они достаточно надежны, история показывает. Дорогие они пока еще, вот в чем проблема.

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.

  Факты где? А иначе это голословное заявление.

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.

Это верно.

• 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.

В общем, свелась вся опасность в основном к авариям. Что не вполне корректно - необходимо сопоставление с другими источниками опасности для человека. Впрочем, всё это многократно разжевывалось в статьях на "Остановим Greenpeace", повторяться не буду.

Ядерный взрыв ни в одном реакторе произойти в принципе не может.

Ой :) Может, бывало неоднократно. Однако, это упирается в определения (когда взрыв считать ядерным). Отмечу правда, что такого взрыва, как у ядерной бомбы, ни у одного реактора действительно быть 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.

Ой.

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.

Подмена тезиса. Опасность от атомной энергетики вообще приравнял к опасности от аварий с разрушением реактора (таковые в истории по пальцам пересчитать можно).

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.

Ну так и закладывается, всегда так делается.

Стоит также рассматривать другие предложения по повышению безопасности объектов атомной энергетики, как-то: строительство атомных электростанций под землей, отправка ядерных отходов в космическое пространство. Но не надо преувеличивать опасность ядерной энергетики. Риск для всего человечества только от наличия на Земле ядерного оружия неизмеримо выше.

В чем риск от наличия оружия, рассказывать, конечно, не обязательно.

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.

Да уж... будь доклад более объемным, ляпов и перлов было бы наверное гораздо больше.

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.

Да, плохо автор читал литературу. Если же кто интересуется темой, может заглянуть в справочник "Функционирование АЭС (на примере РБМК-1000)" - там написано хорошо и понятно, с необходимыми сведениями по физике.

Орлов Антон Александрович, 1998 г

*   *   *

   Этот доклад доступен на сайте "Высокие статистические технологии": http://antorlov.nm.ru или http://www.newtech.ru/~orlov.