«УКРАТОМИЗДАТСлавутич УДК 628.518: 539.16.04 Рецензенты: академик HAH Украины, проф. В.Г.Барьяхтар,чл.-корр. HAH Украины, докт.техн.наук А.А. Ключников. Авторы: Алексеев А.А., Андреев В.В., Бадовский В.П., Гарин Е.В., ...»

ВОПРОСЫ ДОЗИМЕТРИИ

И РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

НА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ

СТАНЦИЯХ

Учебное пособиеПод редакцией А.В. Носовского

УКРАТОМИЗДАТСлавутич

УДК 628.518: 539.16.04

Рецензенты: академик HAH Украины, проф. В.Г.Барьяхтар,чл.-корр. HAH Украины,

докт.техн.наук А.А. Ключников.

Авторы: Алексеев А.А., Андреев В.В., Бадовский В.П., Гарин Е.В., Глыгало В.H., Носовский А.В., Осколков Б.Я., Попов А.А., СейдаВ.А., Шостак В.Б.

Рассмотрены основы дозиметрии и принципы обеспечения радиационной безопасности, особенности ядерных энергетических установок как технических объектов повышенной радиационной опасности. На основании опыта ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС, законодательных и нормативных актов Украины, а также в соответствии с последними рекомендациями МАГАТЭ, НКДАР, МКРЗ, представлена концепция приемлемого риска, основы нормирования ионизирующих излучений, зашиты и организации радиационного контроля на АЭС.

Для специалистов служб радиационной безопасности и зашиты предприятий атомной промышленности, научных и практических работников, проектантов, работников медицинских и санитарно-эпидемиологических служб, а также студентов учебных заведений, изучающих основы дозиметрии и радиационной зашиты.

ISBN 966-95513-0- Вопросы дозиметрии и радиационная безопасность на атомных электрических станциях.

Учебное пособие.

© Под редакцией А.В. Носовского© "Укратомиздат", Славутич, 1998.

ПРЕДИСЛОВИЕ РЕДАКТОРА

За 100 лет, прошедшие после открытия явления радиоактивности, практически не осталось областей народного хозяйства, где не применялись бы источники ионизирующих излучений. В промышленности и медицине, оборонном комплексе и транспорте, науке и сельском хозяйстве используются ядерные энергетические установки, мощные и малые гамма-стационарные и передвижные установки, аппараты лучевой терапии, дефектоскопы, различные измерители и сигнализаторы, электрокардиостимуляторы и счетчики предметов.

Одной из самых важных областей использования источников ионизирующих излучений является атомная энергетика. На территории Украины находятся пять атомных электрических станций (АЭС) с реакторами типа ВВЭР и РБМК, на которых вырабатывается до 40% производимой в стране электроэнергии. Авария на Чернобыльской АЭС в1986 году в определенной степени вызвала недоверие общественных слоев населения к атомной энергетике в целом, в результате чего произошло снижение темпов ввода в эксплуатацию новых АЭС. В 1991 году Парламентом Украины было принято решение о моратории на развитие атомной энергетики, которое просуществовало до 1994 года.

Последствия этого моратория в полной мере до сих пор не оценены, но можно сказать, что это существенно сказалось на престиже атомной энергетики в целом и привело к колоссальным экономическим потерям для Украины.

Но авария на Чернобыльской АЭС явилась и тем позитивным толчком, который послужил началом целого ряда работ по переоценке уровня безопасности АЭС, разработке и внедрению дополнительных мероприятий по повышению безопасности реакторов, принципов культуры безопасности и новых методов радиационной защиты. Сегодня, через двенадцать лет после аварии, можно с уверенностью сказать, что опыт проведения работ по ликвидации ее последствий позволил значительно усовершенствовать системы радиационной защиты на атомных электростанциях и обеспечить их готовность к действиям в чрезвычайных ситуациях.

Специфика проблемы безопасности применительно к ядерным энергетическим установкам определяется в основном тем обстоятельством, что с ней связана потенциальная опасность нанесения радиационного ущерба обществу и окружающей среде. Поэтому вопросы развития атомной энергетики, использования источников ионизирующих излучений в медицине и других отраслях народного хозяйства Украины неразрывно связаны с проблемой радиационной защиты персонала, населения и окружающей среды. Важное значение при этом приобретают количественные характеристики поля ионизирующего излучения, физические величины, определяющие последствия воздействия излучения на организм человека, окружающую среду, а также методы и средства их измерения. Свойства и особенности воздействия ионизирующего излучения на организм человека определяют специфику разработки формы методов защиты. К ним относятся нормирование дозиметрических величин, разработка системы профилактических организационно-технических мероприятий и подготовки квалифицированных кадров, правового регулирования, связанного с обеспечением радиационной безопасности и охраны окружающей среды.

Одним из основных выводов по анализу аварии на Чернобыльской АЭС был сделан вывод о низком уровне культуры безопасности, существовавшем на тот момент на АЭС страны. Знание и сознательное отношение каждого человека из числа персонала АЭСк вопросам радиационной безопасности и защиты имеет принципиальное значение в достижении задачи ограничения профессионального облучения и повышения уровня безопасности в целом. Нарушение принципов культуры безопасности автоматически отражается на достигнутом уровне радиационной защиты на АЭС и наоборот. В этой связи актуальным является вопрос об уровне культуры безопасности, необходимым элементом которой должно быть понимание природы опасных факторов, сопутствующих развитию ядерных технологий. Пути повышения культуры безопасности разнообразны, но применительно к специалистам, непосредственно работающим в условиях ионизирующих излучений, все они связаны с подготовкой, переподготовкой и постоянным повышением квалификации в области радиационной безопасности, дозиметрии и методов зашиты. Возвращаясь к анализу причина аварии на ЧАЭС можно констатировать, что вопросы дозиметрии и радиационной защиты в аварийных ситуациях приобретают жизненно важное значение, ибо от них зависит выбор правильных действий и технических решений, направленных на ликвидацию последствий аварии, включая сохранение здоровья людей.

Внедрение основных принципов культуры безопасности на высшем, правительственном уровне Украины в течение последних лет можно продемонстрировать принятием таких законодательных документов как "Закон Украины об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности", "Закон Украины об охране труда", "Закон Украины об обращении с радиоактивными отходами", "Закон Украины об охране окружающей среды".

Принимаются меры по обновлению и разработке новой нормативной базы в области обеспечения безопасности ядерных реакторов. Но, к сожалению, на самих атомных станциях и других предприятиях, проводящих работы с источниками ионизирующих излучений и имеющих ведомственные службы радиационной защиты, отсутствуют пособия для подготовки персонала по вопросам радиационной безопасности, дозиметрии, защиты от ионизирующих излучений, в которых учтены новые международные рекомендации МАГАТЭ, МКРЗ, НКДАР, национальная законодательная и нормативная база Украины.

Издание настоящей книги является первой попыткой устранить этот недостаток и оказать практическую помощь в подготовке персонала предприятий по вышеперечисленным вопросам.

Структура книги, предложенная авторами, не является единственно возможной и соответствует сложившемуся у них представлению о порядке изложения различных аспектов дозиметрии и радиационной безопасности.

В издании ограниченного объема конечно невозможно в равной степени подробно рассмотреть все аспекты дозиметрии и радиационной безопасности, тем не менее, оно составлено достаточно полно, с использованием всего накопленного опыта авторов, которые знают проблему не только по учебным пособиям, а и на основании собственных знаний и опыта безопасного сопровождения работ, связанных с эксплуатацией ядерных энергетических установок и ликвидацией аварий на различных радиационных объектах, в том числе и на Чернобыльской АЭС.

В настоящем издании в довольно доступной форме изложены основы дозиметрии, вопросы взаимодействия ионизирующих излучений с веществом и их биологическое воздействие на организм человека, концепция приемлемого риска и принцип ALARA, основы нормирования ионизирующих излучений и методы защиты. Приведено описание методов регистрации ионизирующих излучений и применяющихся в практических целях приборов радиационного контроля, а также их метрологии. Особое место отведено методам радиационного контроля при радиационных авариях, организации служб радиационной защиты на предприятии, обеспечению радиационной безопасности населения и окружающей среды.

Издание предназначено, в первую очередь, как учебное пособие для подготовки в учебнотренировочных пунктах АЭС специалистов служб радиационной защиты, ремонтного и эксплуатационного персонала АЭС по вопросам радиационной безопасности. Книга может быть полезна аспирантам, научным и практическим работникам, проектантам, работникам медицинских и санитарно-эпидемиологических служб, другим специалистам, работа которых связана с источниками ионизирующих излучений, а также в качестве учебного пособия для студентов учебных заведений, изучающих основы дозиметрии и радиационной защиты.

Книга окажется полезной для инженерно-технических работников, желающих пополнить и систематизировать свои знания в рассматриваемой области.

ПРЕДИСЛОВИЕ АВТОРОВ

В настоящее время нет никакой серьезной альтернативы ядерной энергетике. Пока еще не найдены технически эффективные и экономически выгодные пути использования неисчерпаемых запасов солнечной энергии. Что касается органического топлива, то его запасы неуклонно сокращаются и находятся на грани полного истощения. Наряду с этим органическое топливо экологически вредно. При сжигании в топках тепловых электростанций каменного угля, нефти или газа потребляется много кислорода, выбрасываются в атмосферу значительные количества пыли, сажи и сернистого газа. Будущее цивилизации немыслимо без мирного использования ядерной энергии. Только развитие ядерной энергетики может обеспечить всевозрастающие потребности человечества в электрической и тепловой энергии.

Основа ядерной энергетики — ядерный реактор — является мощным источником радиоактивного излучения. Избежать этого излучения нельзя, так как оно сопровождает все физические процессы; лежащие в основе нормально работающего ядерного реактора.

Образующиеся в реакторе продукты деления и актиноиды в течение длительного времени сохраняют высокую активность. Поэтому встает вопрос первостепенной важности о том как избежать воздействия радиоактивного излучения на здоровье людей или свести его к минимально приемлемому.

Почти полувековой опыт мирного использования атомной энергии неопровержимо подтверждает, что хорошо продуманная система радиационной зашиты надежно предохраняет человека и объекты окружающей среды от вредного воздействия радиации. В частности, число несчастных случаев и профессиональных заболеваний среди работающих на АЭС и в атомной промышленности несравненно меньше, чем в любой другой отрасли промышленности. Подавляющее число работников атомных электростанций облучается вдозах намного меньше допустимых.

Радиоактивные выбросы АЭС и других объектов атомной промышленности значительно ниже регламентируемых. Это несомненный успех больших коллективов проектировщиков, ученых, физиков, инженеров и техников, которые решили сложный комплекс научнотехнических, гигиенических и радиобиологических проблем радиационной безопасности.

Специалисты подразделений по обеспечению радиационной безопасности, изучив данное пособие, смогут на более квалифицированном уровне обладать теоретическими познаниями о строении атома, о радиоактивности, об основных свойствах ионизирующих излучений и методах их регистрации, о биологическом действии ионизирующих излучений, о способах и средствах защиты от их вредного воздействия, об устройстве дозиметрических и радиометрических приборов, применяемых ими в своей работе. Они будут иметь основные понятия о работе атомной станции по широкому кругу вопросов, начиная с элементарной теории ядерного реактора и основных физических процессов, протекающих в активной зоне реактора, и кончая описанием различных типов ядерных энергетических установок (ЯЭУ),главным образом используемых на АЭС, их основного технологического оборудования, а также о проблемах обеспечения безопасности ЯЭУ. Кроме того, они также будут обладать соответствующими практическими навыками для осуществления контроля за состоянием радиационной безопасности на рабочих местах, на АЭС в целом и на территории санитарно-защитной зоны.

Усвоение в объеме пособия теоретических знаний и практического опыта позволит специалистам не только успешно выполнять свои прямые должностные обязанности, но и принимать профессиональное участие в повышении уровня радиационной безопасности при эксплуатации атомной станции.

Спектр требований, предъявляемых к квалифицированному персоналу АЭС, связанному с вопросами радиационной безопасности, определил круг вопросов, освещенных в главах настоящего издания. Авторы старались осуществить это достаточно полно и с учетом современного состояния дел и достижений науки во всех затронутых областях знаний и по всем затронутым вопросам.

Материал книги рассчитан на читателя, имеющего предварительную подготовку по курсам математики и физики в объеме программы высшей технической школы, и направлен на познавательный, учебный аспект проблемы создания и поддержания на современном уровне системы подготовки специалистов радиационной защиты ядерной отрасли Украины. О том, насколько изложенный материал развивает представление о принципах радиационной безопасности и способствует пониманию проблемы, авторы предоставляют судить специалистам, непосредственно занятым на этих работах. Нам остается лишь выразить надежду на то, что книга окажется полезной в этом отношении.

Авторы выражают благодарность специалистам Межотраслевого Научно-технического Центра "Укрытие" Национальной Академии Наук Украины, Чернобыльской АЭС, Славутичской лаборатории международных исследований и технологий за оказанную большую помощь при написании рукописи, а также Толкач E.П. за оформление и подготовку к печати настоящей книги.

Авторы считают своим приятным долгом выразить признательность рецензентам — академику HAH Украины, профессору В.Г.Барьяхтару и члену-корреспонденту HAHУкраины, доктору технических наук А.А.Ключникову — за ценные замечания по рукописи книги, которые учтены авторами при подготовке окончательной редакции.

Авторы рассчитывают и заранее благодарны за все критические отзывы и предложения, которые в дальнейшем помогут улучшить качество книги.

Алексеевым А. А., Андреевым В.В. и Сейдой В.А. написаны главы 1 и 3; Поповым AA. — главы 2 и 8; Бодовским В.П., Гариным E.В., Глыгало В.И. и Шостак В.Б. — главы 4,5 и 10,Носовским А.В. — главы 6,7 и 9; Осколковым Б.Я. — глава 11.

ВВЕДЕНИЕ

использованиеисточников ионизирующих излучений находят все более широкое применение в различныхобластях науки и техники. Дозиметрия ионизирующих излучений является самостоятельнымразделом прикладной ядерной физики. Методы дозиметрии и зашиты от ионизирующихизлучений применяются везде, где производятся работы с радиоактивными источниками, ватомной энергетике при проектировании, эксплуатации и снятии с эксплуатации ядерныхэнергетических установок.

Дозиметрия имеет дело с такими физическими величинами, которые связаны с ожидаемымрадиационным эффектом. Установление связи между измеряемой физической величиной иожидаемым радиационным эффектом является важнейшим свойством дозиметрическихвеличин. Основная задача дозиметрии — определение дозы излучения в различных материалах,средах и особенно в тканях живого организма с целью выявления, оценки и предупреждениявозможной радиационной опасности для человека. Иначе, основная задача дозиметриисводится к обеспечению радиационной безопасности при проведении работ в условияхионизирующих излучений.

Ядерная энергетическая установка считается безопасной, если ее радиационное воздействиена персонал, население и окружающую среду в процессе нормальной эксплуатации ипроектных авариях не приводит к превышению установленных доз облучения персонала инаселения и нормативов по выбросам и сбросам радиоактивных веществ в окружающуюсреду, а также ограничивает это воздействие при запроектных авариях. Это качествореализуется с использованием специальных норм и правил по безопасности при проведенииработ с источниками ионизирующих излучений.

Обеспечение правил радиационной безопасности и методов радиационной защитыпозволяет выполнять главную задачу безопасной эксплуатации ядерной энергетическойустановки.

радиационноговоздействия на персонал, население и окружающую природную среду, установленныхнормами, правилами и стандартами по безопасности.

Радиационная защита — это совокупность радиационно-гигиенических, проектноконструкторских, технических и организационных мероприятий, направленных на обеспечениерадиационной безопасности.

Радиационная защита при проведении работ с источниками ионизирующих излученийосновывается на следующих основных принципах· • не может быть разрешена никакая деятельность, связанная с ионизирующимизлучением, если конечная выгода от такой деятельности не превышает причиненного еюущерба;

• величина индивидуальных доз, количество облучаемых лиц и вероятность облученияот любого из видов ионизирующего излучения должны быть самыми низкими из тех, которыеможно практически достичь с учетом экономических и социальных факторов;

• облучение отдельных лиц от всех источников и видов деятельности в итоге не должнопревышать установленных дозовых пределов Особое значение в дозиметрии уделяется вопросу нормирования доз облучения.

Впервыезначение допустимой дозы были предложены в 1902 году и составляли 10 Рад в сутки.За прошедшие годы эта величина постоянно изменялась в сторону уменьшения и согласно60-й публикации МКРЗ 1993 года рекомендуется устанавливать основной дозовый пределдля персонала 20 мЗв за год, для подростков 16 — 18 лет, работающих в атомнойпромышленности 6 мЗв за год, а для всего населения — 1 мЗв за год. К сожалению, нынешнеесостояние проблемы установления значения предела дозы находится в большей степени подвлиянием политиков и отдельных авторитетов. Заметим, что значение годовой дозыв 1 мЗв — это величина, равная среднему природному радиоактивному фону на Земле.Однако, на земном шаре есть населенные районы, например в Индии, Иране и ЮжнойАмерике, где природный радиационный фон в 10 и100 раз выше за счет выхода на поверхностьнекоторых горных пород. Тем не менее, у проживающих там людей никаких патологий,связанных с получением повышенных доз облучения, не выявлено.

В Украине до последнего времени действовали официально принятые нормы радиационнойбезопасности НРБ-76/87, регламентирующие основной дозовый предел для персонала50 мЗв за год. К началу 1998 года разработаны "Нормы радиационной безопасностиУкраины (НРБУ-97)", основанные на последних рекомендациях МКРЗ.

Ни одна широко используемая в мировой практике технология на сегодняшний день неможет сравниться с радиационной по полноте и качеству предъявляемых к ней требований инормативов. При обязательном выполнении этих требований можно с достаточно высокойвероятностью гарантировать безопасную эксплуатацию радиационных и ядерных технологийобеспечить высокий уровень здоровья персонала и экологически чистую среду обитания Дозиметрия и радиационная безопасность является довольно точной прикладнойнаукой, однако ее приложения могут быть столь многообразны и нестандартны, что требуетсяглубокое понимание и взвешенный подход при использовании полученных результатов вкачестве определенных критериев при принятии тех или иных решений.

Незнание основ дозиметрии и радиационной безопасности порождает неуверенность,беспокойство и страх. Необоснованный страх перед ионизирующим излучением приобрелнастолько выраженный и действительно опасный характер, что может сравниться только споследствиями коренных ломок общественных и государственных структур. И совсемопасно, когда эти явления сочетаются и взаимно усиливают друг друга. У несколькихмиллионов человек, проживающих на территориях, подвергшихся радиоактивномузагрязнению в результате аварии на Чернобыльской АЭС, сформировалось стойкое состояниепсихической напряженности и страха. Государство под давлением общественности и отдельных политических авторитетов вынуждено разрабатывать многозатратные и часто по сути своейнеобоснованные программы социальной зашиты людей, пострадавших от радиации. Авторыэтих программ, не владея современной методологией радиационной защиты, не смоглипроизвести расчеты пользы и вреда от внедрения этих программ. Концепция зашиты населения,состоящая в обязательном переселении населения с территорий, подвергшихсярадиоактивному загрязнению, при возможности получения дозы 7 бэр за всю жизнь, нанесладовольно большой ущерб как для экономики страны, так и для населения. Максимальнаяпольза от этого переселения за счет профилактики рака и наследственных поражений составитв среднем на одного человека 35 суток по сравнению с 25000 суток всей жизни человека.

Иэто было бы замечательно, если бы не пришлось расплачиваться при этом неизбежной потерейнационального дохода на 20 человеко/лет и, что особенно важно, потерей около человеко/лет жизни вследствие снижения интеграла здоровья без учета прямых потерь оттравматизма во время процесса переселения. Таким образом, при проведении акциипереселения мы реально спасаем одного человека ценой 300 жизней.

Все это обязывает общество развивать и совершенствовать знания в вопросах воздействияизлучения на организм человека, искать новые методы и средства измерения дозиметрическихвеличин, основанные на понимании физических явлений при взаимодействии излучений свеществом и делает эту область знаний увлекательной, требующей творческого подхода иприменения стандартных и нестандартных научных методов исследования.

В настоящей книге обобщены литературные данные и результаты собственного опытаавторов, позволяющие подойти к применению на практике задач дозиметрии и радиационнойбезопасности.

ОСНОВЫ ДОЗИМЕТРИИ

ОСНОВЫ МАТЕМАТИКИ, ФИЗИКИ И ДРУГИХ НАУК

При разнообразных вычислениях в области радиационной защиты часто приходится иметь дело с очень большими и очень малыми числами. Например, число атомов в одном грамме любого простого вещества есть число Авогадро, равное приближенно:

С другой стороны диаметр атомного ядра в метрах приближенно равен:

При осуществлении арифметических операций с числами, записанными в таком виде, можно легко ошибиться. Для исключения ошибок необходимо представлять числа в степенной форме. Такая форма представления чисел называется также представлением чисел с плавающей запятой. Тогда, например, число Авогадро будет записано в следующем виде:

а диаметр ядра:

В этих примерах приведены часто используемые на практике способы записи степени чисел, когда буква "E" обозначает основание степени "10", а показатель степени (положительный или отрицательный) следует за основанием степени.

Эта форма представления степени числа связана с необходимостью использования ее во многих типах персональных ЭВМ.

Многие данные, входящие в технические расчеты, получаются путем измерения, при этом необходимо принимать во внимание, что никакое измерение не может быть выполнено совершенно точно. Изготовить абсолютно точные измерительные приборы практически невозможно, поэтому закон допускает при их изготовлении некоторую погрешность.

Таким образом, запись измеренной физической величины является приближенным числом и не может содержать значащих цифр больше, чем позволяет точность прибора. При этом, под значащими цифрами следует понимать все цифры, кроме ноля, а также и ноль в том случае, если он стоит между другими значащими цифрами.

В практической деятельности выработаны следующие правила оперирования с приближенными числами:

• Чтение показаний приборов. Вначале прочитывается ближайшее наименьшее деление шкалы. Затем определяется лучшее приближение (интерполяция) части следующего деления шкалы и это дает еще одно значащее число.

Сложение и вычитание. Количество значащих цифр результата равно наименьшему количеству значащих цифр одного из чисел.

• Умножение, деление, возведение в степень, извлечение корня. Количество значащих цифр результата равно наименьшему количеству значащих цифр одного из чисел.

• Округление чисел. Выполняется с целью уменьшения количества значащих цифр до необходимого и достаточного минимума без потери точности. Одну или несколько цифр в конце числа заменяют нулями или отбрасывают, так как нули стоящие в конце числа после запятой не имеют значения (незначащие цифры). Но если отбрасывают цифру б или больше, то предыдущую цифру увеличивают на единицу. Если отбрасывают только цифру 5, то увеличивают на единицу предыдущую цифру лишь тогда, когда она нечетная, четную же оставляют без изменений (нуль рассматривают как четную цифру). Если отбрасывают цифру меньше 5, то предыдущую цифру оставляют без изменений.

Указанные правила относятся к окончательным результатам вычислений. Если же выполняемым действием расчет еще не закончен, то в результате промежуточных действий удерживается на одну цифру больше, чем требуется правилами.

Так же как химические уравнения должны быть сбалансированы (одинаковое количество атомов кислорода с обеих сторон уравнения и т. д.), так и математическое равенство должно быть сбалансировано по размерности и единицам.

Нельзя, например, просто сложить числа, выраженные в миллирентгенах (мР) и рентгенах (P) без преобразования их к одной единице. Из-за спешки могут случаться ошибки при вычислениях.

Единственный способ избежать подобных ошибок — это всегда следить и записывать единицы измерения рядом с каждым числом. Когда операции вычисления закончены, должны учитываться единицы операндов для того, чтобы получить окончательную размерность результата.

Часто необходимо подготовить графики физически измеренных данных. Хорошо сформированный график может значительно упростить интерпретацию результатов. Ниже даны некоторые советы, которые улучшают читаемость графиков. Правильно выбранный масштаб по вертикальной и горизонтальной осям позволит разместить график на любом участке листа бумаги.

Ради удобства чтения графика пытайтесь выбрать величину деления шкалы равную 1, 2 или 5. Вдоль каждой оси должна быть подпись, определяющая физическую величину, отложенную вдоль оси, и единицы, соответствующие ей.

Например, мощность дозы в мрад/час или время в часах. Каждая отдельно измеренная величина должна отмечаться символом в соответствующей точке. Затем через точки данных проводится плавная кривая, в отличие от линий, соединяющих точки. В физике радиационной безопасности большинство измеряемых величин изменяются плавно. Наконец, если необходимо отметить неопределенность при измерении в каждой точке, то они могут быть отложены выше и ниже соответствующей точки величиной в одно стандартное отклонение и соединены сплошной линией. Для демонстрации всего сказанного на рис. 1.1 показан простой график.

Изменение некоторых величин в области радиационной защиты может быть выражено математически в виде степенной функции. Это означает, что одна величина изменяется так, как другая величина, возведенная в степень. Практическим примером может служить выведение из организма вместе с мочой некоторых радиоактивных веществ как функции времени.

Многие физические явления, которые мы измеряем, в физике радиационной защиты растут или спадают согласно экспоненциальному закону. Это означает, что их изменение зависит от "е" — основания натурального логарифма (е = 2,718281...), возведенного в некоторую положительную или отрицательную степень. Обычными примерами могут быть радиоактивный распад ядер или прохождение гамма-излучения через тонкие слои вещества.

Часто случается, что величина, которая изучается, находится в экспоненте экспоненциальной функции. Из алгебры известно, что натуральный логарифм от "е", возведенный в некоторую степень, равен этой степени. Это не должно слишком удивлять.

Вспомним, что log 100 = log (102) = 2 и log l000 = log (103) = 3. Отсюда, если е — основание натурального логарифма, то In (ех) = х.

Некоторые физические переменные изменяются таким образом, что их удобнее описывать тригонометрическими функциями. Общеизвестный пример — напряжение силовой сети, измеренное как функция времени. Оно описывается синусоидальной волной, т.е. меняется по синусоидальному закону в зависимости от времени. В большинстве калькуляторов имеется возможность вычисления тригонометрических функций. Тем не менее, необходимо понимать в каких единицах вводится значение угла в калькулятор. Это могут быть градусы или радианы. Для того, чтобы правильно включить калькулятор на необходимые единицы угла, необходимо изучить инструкцию на калькулятор. В круге градусов или 2 радиан, 1 радиан = 57,3 градуса.

Древнегреческие ученые Левкипп и Демокрит (V-IV в. до н.э.) пришли к выводу, что существует предел делимости материи, и таким пределом являются мельчайшие частицы, которые были названы атомами. Было введено представление об атомистической природе вещества, а затем забыто почти на 2000 лет.

В XVI-XVІІ вв. вновь возродилась (на новом уровне знаний) атомистическая теория, согласно которой каждое вещество состоит из мельчайших неделимых частиц — атомов материи. Ученые впервые узнали, что вода — сложное вещество, состоящее из двух простых веществ — кислорода и водорода. Соответственно, понятие атомы материи было разбито на два: молекулы и атомы.

Молекула является мельчайшей частицей сложного вещества. Каждое сложное вещество состоит из молекул одного типа. Сколько разных веществ, столько различных типов молекул.

Атом — мельчайшая частица простого вещества — элемента. Различных элементов существенно меньше, чем различных веществ. Количество атомов в молекуле может быть различным — от одного (тогда понятие молекулы и атома совпадают), как, например, в нейтральном газе, до тысяч (пенициллин) и миллионов (полимеры и т.д.). В переводе с греческого слово "атом" означает "неделимый", однако на рубеже XIX и XX в. в физике были сделаны открытия, которые поставили под сомнение идею Демокрита о неделимости кирпичиков мироздания — атомов. Если атом разделить, то окажется, что он состоит из элементарных частиц — электронов, протонов и нейтронов. Электроны, протоны и нейтроны, испускаемые атомами, являются составной частью радиационного поля, измеряемого методами радиационной защиты.

Возникает вопрос: что случится, если разделить на части электрон, нейтрон или протон?

Согласно с новейшими представлениями теории физики элементарных частиц субэлементарными частицами являются кварки и лептоны. Лептоны, согласно классификации элементарных частиц по их массам, относятся к легким частицам, к средним — мезоны, к тяжелым—барионы. Сильно взаимодействующие частицы мезоны и барионы относятся к классу адронов. Для выяснения структуры, свойств и систематики адронов М.Гелл-Маном и Цвейгом в 1964 г. была предложена кварковая модель. Начальная трикварковая модель адрона предполагает, что из блоков-кварков можно "слепить" все известные на сегодня адроны. Протоны и нейтроны, относящиеся к классу адронов. состоят из таких комбинаций трех кварков. Протон состоит из одного "down" и двух "up" кварков, нейтрон состоит из одного "up" и двух "down" кварков. Взаимодействие кварков друг с другом происходит путем обмена глюонами— безмассовыми векторными частичками, несущими "цветовой" заряд. У каждого кварка 3 состояния, эти состояния называют цветовыми: синее, красное, желтое (обозначается соответственно 1, 2 и 3).

Тогда составная формула протона будет иметь вид:

Одним из наиболее необычных свойств кварков является то, что они несут часть заряда электрона. Десятилетия физики были убеждены, что заряд электрона е = 1,6·10-19 Кулона неделим. Тем не менее, оказалось, что заряд кварка может быть 1 /3 е или 2/3 е.

Необходимо отметить, что доказательство существования тяжелейшего "top''-кварка до сих пор остается проблематичным, он до сих пор не обнаружен и для более надежного подтверждения существования этого кварка необходимы дополнительные эксперименты.

В отличие от кварков лептоны несут целый "элементарный" заряд е. Электроны являются "членом" семейства лептонов. Другими членами семейства пептонов являются мюоны, тау-лептон, открытый в 1976 г., и три типа нейтрино.

Полностью "Стандартная модель материи" приведена в таблицах 1.1 и 1.2.

Проводятся дополнительные исследования на ускорителях элементарных частиц высоких энергий для дальнейшего исследования фундаментальной структуры материи. Свойства кварков, глюонов, адронов и лептонов без сомнения еще могут принести немало сюрпризов физикам.

Таблица 1.1.

Кроме ядер 235U под воздействием тепловых нейтронов делятся ядра 233U и 239Pu (четно-нечетные нуклиды). Эта нуклиды называют делящимися. Вещества, в состав которых входят делящиеся нуклиды, называют ядерным топливом.

Нуклиды 233U и 239Pu не встречаются в природе, их получают искусственным путем в цепочках превращений Здесь под стрелками указаны периоды полураспада соответствующих радиоактивных нуклидов. В результате последовательных превращений образуются делящиеся нуклиды 233U и 239Pu. Эти нуклиды подвержены -распаду, но с очень большими периодами полураспада, поэтому они могут рассматриваться как стабильные нуклиды применительно к их хранению и накоплению.

Накопление делящихся нуклидов 233U и 239Pu обычно осуществляется в ядерных реакторах, где всегда есть избыток свободных нейтронов, и называется процессом воспроизводства ядерного топлива. Воспроизводство ядерного топлива позволяет резко увеличить топливную базу ядерной энергетики, так как количество воспроизводящих нуклидов 232Th и U — ядерного сырья для получения делящихся нуклидов на Земле значительно больше, чем количеств единственного естественного делящегося нуклида 235U. В природном уране содержится всего 0,712% 235U, а в основном он состоит из U — 99,283%, имеются также следы 234U - 0,005%.

Процесс деления ядра описывается капельной моделью ядра. На рис. 1.7 показаны основные стадии процесса деления ядра 235U: нейтрон приближается к ядру 235U, поглощается ядром 235U с образованием возбужденного составного ядра 236U. Далее чере время порядка 10-14 с наступает распад составного ядра, который может идти по двум каналам:

либо избыточная энергия выделяется в виде -излучения и ядро переходит в основное состояние, т.е. имеет место реакция радиационного захвата нейтрона, либо (примерно в 6 раз чаще) избыточная энергия приводит к деформации ядра с образованием перетяжки. Части ядра приходят в колебательное движение, и в результате превышения кулоновских сил отталкивания над силами ядерного притяжения ядро разрывается по перемычке на два новых ядра — осколки деления:

тяжелый и легкий, представляющие собой ядра различных нуклидов, находящихся в средней части Периодической системы элементов. Осколки разлетаются с большой скоростью, на их долю приходится около 80% энергии, выделяющейся в процессе деления. Двигаясь в веществе, осколки теряют свою энергию на ионизацию других атомов и молекул окружающей среды, и их кинетическая энергия переходит в энергию теплового движения частиц среды, т.е. идет на ее разогрев. Часть энергии, выделяющейся в процессе деления, переходит в энергию возбуждения новых ядер. Энергия возбуждения каждого из новых ядер существенно больше энергии связи нейтрона в этих ядрах, поэтому при переходе в основное энергетическое состояние они испускают один или несколько нейтронов, а затем -кванты. Нейтроны и кванты, испускаемые возбужденными ядрами, называются мгновенными.

После торможения новые ядра превращаются в нейтральные атомы, которые называют продуктами деления. Ядра делящихся нуклидов, находящихся в конце Периодической системы, имеют нейтронов значительно больше, чем протонов, по сравнению с ядрами нуклидов, находящихся в середине системы (для 235U отношение числа нейтронов к числу протонов N/Z = 1,56, а для ядер нуклидов, где А = 70160, это отношение равно 1,3 — 1,45).

После -распада ядер продуктов деления возможно образование дочерних ядер с энергией возбуждения, превышающей энергию связи нейтронов в них. В результате возбужденные дочерние ядра испускают нейтроны, которые называют запаздывающими. Вклад запаздывающих нейтронов в среднее число нейтронов, выделяющихся в одном акте деления, мал. Однако, запаздывающие нейтроны играют решающую роль в обеспечении безопасной работы и в управлении ядерных реакторов.

Рис. 1.8. Выход продуктов деления в зависимости от массового числа при делении 235U тепловыми нейтронами.

Таким образом, захватывая нейтрон, атомное ядро делящегося нуклида делится на две массы (и на два нуклида) и при этом испускает 2 - 3 нейтрона, которые вызывают деление других атомных ядер делящегося нуклида опять с испусканием нейтронов, которые в свою очередь вызывают деление следующих атомных ядер делящегося нуклида и т.д.

Такое превращение атомных ядер делящегося нуклида называют цепным процессом деления. Деление ядер 235U происходит на два различных осколка, ядро делится произвольным образом и дает различные первичные продукты деления.

Выход продуктов деления в зависимости от массового числа при делении 235U тепловыми нейтронами показан на рис.

1.8. Максимумы на этой зависимости означают, что в результате деления атомных ядер образуются в основном нуклиды с массовыми числами близкими к 95 и 140.

Уже в первых работах ученых по делению ядер урана выяснилось, что при делении освобождается большое количество энергии (200 МэВ на акт деления, на единицу массы в З млн. раз больше энергии, чем уголь) и что делящиеся атомные ядра испускают вторичные нейтроны в 2 — 3 раза больше числа поглощенных при делении. Например, энергия, высвобождаемая при делении всех ядер, содержащихся в 1 кг (2,55·1024 ядер) 235U, составляет:

что эквивалентно той энергии, которую можно получить от сгорания примерно 1800 тонн бензина или 2500 тонн каменного угля.

Размножение нейтронов при делении атомных ядер, или, иначе, выделение большего числа нейтронов, чем их потеряно — одно из основных условий, при котором идет цепная реакция деления.

Однако это условие является необходимым, но не достаточным для развития самоподдерживающейся цепной реакции деления (СЦР) в реальной размножающей системе, где наряду с атомами ядерного топлива 235U, 238U 239Pu и т.д.) находятся атомы неделящихся конструкционных материалов, теплоносителя, замедлителя и т.д. В такой системе помимо процессов деления и радиационного захвата нейтронов в топливе происходят процессы захвата нейтронов в неделящихся материалах, замедления при упругом и неупругом рассеянии, утечки нейтронов из системы конечного размера.

Все эти процессы влияют на баланс нейтронов в системе и соответственно на ход цепной реакции.

Ядра 235U делятся под воздействием как быстрых, так и тепловых нейтронов. Известно, что вероятность захвата нейтрона ядром изменяется пропорционально 1 Е. Следовательно, процесс деления под воздействием тепловых нейтронов будет протекать более интенсивно. Что же касается ядер 238U, содержание которых в природной смеси достигает 99,3%, то они делятся только под воздействием быстрых нейтронов с энергией, большей 1,1 МэВ.

Нейтроны, образующиеся при делении ядер 235U, имеют энергию больше 1,1 МэВ, поэтому в начальный момент с одинаковой вероятностью происходит деление ядер 235U и 238U. Однако в результате неупругого рассеяния нейтронов преимущественно на ядрах 238U, которых значительно больше в естественной смеси, их энергия быстро падает до значений, меньших 1,1 МэВ. В результате прекращается деление ядер 238U. Следует учесть также, что при достижении нейтронами энергии, соответствующей резонансной области (1—10 эВ), резко возрастает вероятность захвата их ядрами U по сравнению с 235U. В силу указанных обстоятельств начавшаяся цепная реакция деления в природном уране быстро затухает, поскольку нейтроны в основном захватываются ядрами 238U, не успев вызвать дальнейшего деления ядер Цепная реакция деления на быстрых нейтронах (при E > 105 эВ) может иметь место только при незначительном количестве материалов, вызывающих замедление нейтронов в размножающейся системе, работающей на высокообогащенном топливе, степень обогащения которого 20-30%, что более чем на порядок выше степени обогащения природного урана (0,712%). Это связано с тем, что в этой области энергий при взаимодействии с ядром 238U нейтроны в 5 — 10 раз чаще вступают в реакцию неупругого рассеяния, чем в реакцию деления. Поэтому для осуществления на практике цепной реакции необходимо разделить эти изотопы, что представляет собой задачу, хотя и разрешимую, но весьма сложную. Условия, при которых реализуется цепная реакция деления на быстрых нейтронах, создаются в активных зонах ядерных реакторов на быстрых нейтронах.

Для осуществления незатухающей цепной реакции деления необходимо природный уран поместить в вещество, которое эффективно замедляет быстрые нейтроны, образующиеся при делении 235U, до тепловых энергий (E ~0,025 эВ). В этом случае, во-первых, будет сведен к минимуму резонансный захват нейтронов (т.е. в области энергий 1—10 эВ) ядрами 238U. Во-вторых, сечение деления ядер 235U, значительно больше, чем вероятность захвата их ядрами 238U, несмотря на его количественное преобладание в природном уране. В области тепловых нейтронов сечение деления для 235U в сотни раз больше, чем в области быстрых нейтронов и необходимое условие для осуществления цепной реакции деления выполняется даже для природного урана. Однако если в размножающей системе отсутствует замедлитель, то цепная реакция на тепловых нейтронах невозможна.

Эффективными замедлителями нейтронов являются легкие вещества, масса ядер которых незначительно отличается от массы нейтрона. Кроме того, в данном случае важно, чтобы замедлитель обладал как можно меньшим эффективным сечением захвата нейтронов и более высоким сечением упругого рассеяния. Такими свойствами обладают углерод (графит), тяжелая вода, бериллий или окись бериллия, которые и используются в качестве замедлителей. Обычная вода обладает сравнительно большим сечением захвата тепловых нейтронов, и она может быть использована в качестве замедлителя при осуществлении цепной реакции на обогащенном нуклидном 235U уране.

Таким образом, цепную самоподдерживающуюся реакцию деления в размножающей системе бесконечных размеров, т.е. без учета влияния утечки нейтронов из системы, можно осуществить двумя способами: высоким обогащением топлива делящимся нуклидом — деление на быстрых нейтронах; либо замедлением нейтронов веществом-замедлителем — деление на тепловых нейтронах. Возможно также осуществление цепной реакции деления нейтронами промежуточных энергий. В этом случае по содержанию замедлителя и обогащению ядерного топлива размножающая система занимает промежуточное положение между первыми двумя (деление на промежуточных нейтронах).

Для определения условий поддержания цепной реакции деления и баланса нейтронов в конечной размножающей системе вводят понятие эффективного коэффициента размножения kэф. Для его определения предположим, что в некоторый момент времени в размножающей системе возникло Nk быстрых нейтронов — нейтроны k-го поколения. Часть этих нейтронов теряется для реакции деления, а другая часть вызывает деление ядерного топлива с образованием Nk+ новых нейтронов — нейтронов ( k+1 ) -го поколения. Эффективным коэффициентом размножения называют отношение числа нейтронов последующего поколения к числу нейтронов предыдущего поколения во всем объеме размножающей системы, т.е.

Если kэф < 1, размножающая система находится в надкритическом состоянии. В этом случае, если в начальный момент в системе было некоторое число нейтронов, цепная реакция быстро затухает, в результате уменьшаются плотность нейтронов и выделяемая в системе энергия. При kэф = 1 система находится в критическом состоянии, т.е. число образующихся нейтронов равно числу поглощаемых и утекающих из системы нейтронов, в такой системе идет стационарная цепная реакция, в результате со временем не меняются плотность нейтронов и выделяемая в системе в единицу времени энергия. При kэф > 1 система находится в надкритическом состоянии, цепная реакция лавинообразно нарастает, увеличиваются со временем плотность нейтронов и выделяемая в системе в единицу времени энергия. Этот процесс идет до тех пор, пока в силу каких-либо причин в системе не станет kэф 1.Важной характеристикой критического состояния системы являются величины минимального значения параметров делящегося нуклида (размера, массы, объема, концентрации, толщины слоя), при котором идет цепная реакция. Минимальные размеры ядерной установки, активной зоны, при которых возможно осуществление и протекание ' цепной реакции (при этом kэф = 1), называется критическими размерами. Аналогично, минимальная масса делящегося вещества, ядерного топлива, загруженного в активную зону, в котором может происходить цепная реакция, называется критической массой. Критическая масса зависит от ряда факторов:

• от геометрии массы делящегося нуклида;

• для природного урана (238U) — от степени обогащения его 235U. Чем больше степень обогащения природного урана 238U ураном 235U, тем меньше критическая масса;

• от степени чистоты делящегося нуклида, т.е. от присутствия других нуклидов, особенно тех, которые эффективно поглощают нейтроны. Присутствие посторонних примесей в делящемся нуклиде строго нормируется;

• от наличия замедлителей и отражателей. Критические размеры ядерной установки (активной зоны) могут быть снижены, если ее окружить отражателем, который возвращает значительную часть нейтронов, вылетевших через поверхность установки;

• от плотности делящегося нуклида. Размеры критической массы должны превышать длину пробега нейтронов, т.к. в противном случае нейтроны вылетают за пределы массы, не производя деление новых ядер.

Увеличение плотности делящегося нуклида приводит к уменьшению пробега нейтрона и, следовательно, к уменьшению утечки нейтронов, что увеличивает вероятность СЦР.

Геометрия системы оказывает большое влияние на утечку нейтронов и может изменить критическую массу в десятки раз. Из всех геометрических форм наименьшая утечка нейтронов будет у сферы, а вероятность достижения критичности у нее будет наибольшей. Значение критической массы делящихся нуклидов обычно приводится для сфер; например, критическая масса сферы 235U — около 1 кг, 233U и 239Pu — около 0,5 кг. Если изменить форму шара, сплющивая его в пластину или вытягивая в цилиндр, критическая масса увеличивается, а критичность системы уменьшается.

На пути практического использования цепной реакции деления урана важное значение имело открытие физиков Г.Н.Флерова и К.А.Петржака, которые в 1940г. показали, что существует новый вид радиоактивности — самопроизвольное (спонтанное) деление ядер нуклида 235U с периодом полураспада Т1/2 1017 лет.

Таким образом, для использования цепной реакции деления не нужны сторонние нейтроны: они образуются в самом уране вследствие спонтанного деления, а также всегда имеется определенное количество свободных нейтронов благодаря космическому излучению в атмосфере. Кроме того, радиево-бериллиевая смесь может также служить источником начальных нейтронов.

Помимо коэффициента размножения часто используется понятие реактивность реактора (), которая характеризует относительное отклонение коэффициента размножения от единицы:

Если значение k мало отличается от единицы, то Реактивность является важнейшей характеристикой реактора, она обобщенно отражает весь комплекс ядерно-физических процессов, происходящих в активной зоне. Помимо реактивности используют понятие запаса реактивности где (kэф)зan— максимально возможное значение эффективного коэффициента размножения, которое могло бы быть достигнуто при полностью извлеченных из активной зоны управляющих стержнях и поглотителях.

Обычно (kэф)зап заметно больше единицы, a kэф1,поэтому зап >.

Регулирование мощности реактора сводится к изменению коэффициента размножения k. Для повышения мощности этот коэффициент увеличивают до значения, несколько превышающего единицу. При этом число вновь образующихся нейтронов в каждом последующем поколении будет возрастать до тех пор, пока с помощью устройств регулирования не установится снова условие k = 1. Для уменьшения мощности обеспечивают на некоторое время условие k < 1.

К системе регулирования мощности реактора предъявляются особо высокие требования, так как выход реактора изпод контроля связан с чрезвычайно серьезной аварией. При рассмотрении вопросов регулирования мощности приходится учитывать очень быстрый цепной процесс ядерной реакции. Например, при коэффициенте размножения k = 1, и среднем времени жизни поколения нейтронов, т.е. времени между двумя поколениями, равном 0,001 с, число нейтронов за секунду возрастет в системе в 150 раз.

Управлять такими быстродействующими процессами было бы практически невозможно, если бы в цепной реакции наряду с мгновенными (высвобождаемыми в течение 10-12 с) не испускались запаздывающие нейтроны. Их число для U, например, составляет 0,75% общего количества нейтронов, но они играют важную роль в процессе регулирования цепной реакции деления.

Среднее время запаздывания этих нейтронов составляет 13 с. Они испускаются сильно возбужденными ядрами осколков деления. Запаздывающие нейтроны существенно замедляют скорость нарастания нейтронного потока и тем самым облегчают задачу регулирования мощности ядерного реактора.

Ядерный реактор — устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер в заданных условиях.

Ядерный реактор включает в себя следующие элементы (рис. 1.9):

Активная зона ядерного реактора — пространство, в котором в результате цепной реакции деления происходит выделение внутриядерной энергии. Активная зона гетерогенного реактора представляет собой структуру из стержней ядерного топлива. Свободное пространство в основном заполнено замедлителем. В реакторах на быстрых нейтронах замедлитель отсутствует. Активная зона гомогенного ядерного реактора заполнена однородной смесью ядерного топлива и замедлителя.

Основным конструкционным элементом активной зоны реактора является ТВЭЛ. В нем непосредственно размещаРис. 1.9. Упрощенная схема ядерного реактора.

3— система управления и защиты; 6 — циркуляционный контур теплоносителя ется топливо (обычно в твердом состоянии), происходит выделение основной части тепловой энергии и передача ее теплоносителю.

ТВЭЛы работают в весьма тяжелых тепловых режимах, в их ограниченном объеме выделяется большое количество теплоты. Условия работы ТВЭЛов усложняются наличием мощных потоков нейтронов и -излучения, высокой температурой поверхности ТВЭЛов, достигающей 300-6000C, возможностью тепловых ударов, благоприятными условиями для коррозии. К ТВЭЛам предъявляются довольно жесткие требования: механическая устойчивость и прочность в потоке теплоносителя, обеспечивающая длительное сохранение формы, размеров и герметичности в течение всего запроектированного срока работы (несколько лет). Повреждение ТВЭЛа влечет за собой радиоактивное загрязнение теплоносителя продуктами деления. Нарушение геометрической формы (распухание ТВЭЛа) может ухудшить условия теплоотдачи от ТВЭЛа к теплоносителю, вызвать локальный перегрев оболочки ТВЭЛа, а также затруднить перегрузку ядерного топлива.

Наибольшее распространение в энергетических реакторах получили стержневые ТВЭЛы. Стержневыми ТВЭЛами снабжены и серийные реакторы, применяемые на украинских АЭС типа ВВЭР-440 (рис.1.10a), ВВЭР- (рис.1.10б)иРБМК-1000 (рис. 1,10B).

Стержневой ТВЭЛ с твердым ядерным топливом (рис. 1.10) состоит из следующих основных частей: сердечника — ядерного топлива 1, оболочки 2 и концевых заглушек 3.

Сердечник является основной частью ТВЭЛа и обычно представляет собой набор топливных таблеток. Высота одной таблетки — 10 — 30 мм.

Топливная загрузка энергетических реакторов состоит из большого числа ТВЭЛов. Например, в реакторе ВВЭР- топливную загрузку составляют 44000 ТВЭЛов, в ВВЭР-1000 — 48000, в РБМК-1000 — 61000. Для обеспечения необходимой жесткости стержневых ТВЭЛов, а также удобства монтажа, перегрузки, транспортировки и организации направленного потока теплоносителя для эффективного охлаждения ТВЭЛов их комбинируют группами. Эти группы составляют единую конструкцию — тепловыделяющую сборку (TBC). Число ТВЭЛов в TBC может составлять от нескольких штук до нескольких десятков или даже сотен. ТВЭЛы в TBC жестко связываются между собой с помощью двух концевых и нескольких дистаннионирующих решеток, установленных с определенным шагом по высоте TBC. В результате обеспечиваются малая вибрация ТВЭЛов и строгое соблюдение зазоров между ними для прохода теплоносителя. TBC включает в себя также входной и выходной коллекторы и тракт распределения потока теплоносителя, установочные детали — хвостовики, кожух или каркас, защитные пробки и детали транспортно-технологического назначения.

Активная зона реактора корпусной конструкции собирается из кассет, каждая из которых включает в себя сборку тепловыделяющих и поглощающих элементов, окруженных наружным корпусом — трубой-чехлом (в серийном реакторе ВВЭР-1000 чехол отсутствует), жестко связанным с конструкционными элементами сборки. Корпус кассеты разгружен от внутреннего давления теплоносителя и подвержен только перепаду давления на активной зоне.

Тепловыделяющая сборка либо кассета устанавливается в технологический канал ядерного реактора, в котором осуществляются подвод, отвод и организация направленного потока теплоносителя, омывающего ТВЭЛы, обеспечивается возможность загрузки и выгрузки TBC или кассет. Технологический канал, в котором отсутствует разделительная труба между замедлителем и теплоносителем (например, в водо-водяных реакторах), называют беструбным каналом. В этом случае отдельные TBC или кассеты устанавливаются непосредственно. В замедлитель, заполняющий активную зону.

При несовместимости материалов замедлителя и теплоносителя (например, при использовании графитового замедлителя и водяного теплоносителя) в технологическом канале имеется разделительная труба между замедлителем и теплоносителем, нагруженная внутренним давлением теплоносителя. Каналы реактора, образованные разделительными трубами давления и конструкционно связанные с корпусом реактора неразъемными соединениями, называют трубными технологическими каналами реактора. Такие каналы применяются в реакторах канальной конструкции, например в реакторах типа РБМК.

Циркуляционный контур теплоносителя — устройство, служащее для отвода тепла из активной зоны энергетического реактора (первый контур реактора). В качестве теплоносителя применяются: вода, газ, легкоплавкие металлы.

Теплоноситель не должен включать в себя нейтронно-захватывающие элементы, разрушаться под действием излучения, должен быть дешевым и безопасным.

Отражатель нейтронов — слой неделящегося материала или конструкция, окружающая активную зону реактора для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны, где происходит цепная реакция деления. Нейтроны, достигающие отражателя, частично возвращаются в активную зону. Основное требование к материалу отражателя — малое сечение захвата нейтронов и большое сечение рассеяния их. Хорошими материалами для отражателя являются: графит, бериллий, тяжелая вода.

Система управления и защиты (СУЗ) — совокупность устройств, предназначенных для обеспечения надежного контроля мощности (интенсивности цепной реакции), управления и аварийного гашения цепной реакции. Расположение и количество рабочих органов СУЗ должны исключить возможность возникновения локальных критических масс.

Биологическая защита — устройство, снижающее интенсивность излучения до безопасного для персонала уровня при работе ядерного реактора. Конструкция и материалы защиты зависят от целевого назначения реактора, его типа, мощности. В стационарных реакторах, где ограничение веса и размеров защиты не имеет существенного значения, используются специальные сорта бетона с наполнителями в виде железной или бариевой руды. Для защиты реакторов транспортного назначения используют комбинированную защиту из специальных материалов, снижающих массу и габариты биологической защиты (карбид бора, бораль, сталь, гибриды некоторых металлов). Биологическая защита предусматривает также защиту системы отвода тепла (трубопроводы, насосы, теплообменники).

Ядерные реакторы можно классифицировать по разным признакам:

• по распределению ядерного топлива в активной зоне (гетерогенные, гомогенные);

• по режиму работы (стационарные, импульсные и др.);

• по энергии нейтронов (реакторы на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах);

• по виду замедлителя и теплоносителя (графитовые, водо-водяные, жидкометаллические, газовые и др.);

• по назначению (научно-исследовательские, энергетические, экспериментальные, транспортные).

В качестве ядерного топлива используют радиоактивные вещества, которые могут поддерживать цепную реакцию деления ядер. Их называют еще делящимися веществами. К ним относятся 233U, 235U, 238Pu, 239Pu, 240Pu или вещества, содержащие любой из перечисленных изотопов. Наиболее широко в качестве ядерного топлива используются 233U, 235U и 239Pu.

В природе встречается только один вид ядерного топлива — 235U.

Современная ядерная энергетика с реакторами на тепловых нейтронах, за иcключением канадских тяжеловодных реакторов CANDU, базируется на слабообогащенном (2 — 5%) 235U урановом топливе. В реакторах на быстрых нейтронах, а также в исследовательских и транспортных реакторах используется уран с еще более высоким содержанием 235U (до 93%). Следовательно, прежде чем изготавливать топливо, природный уран необходимо обогатить, разделяя изотопы U и 238U. Химические реакции слишком малочувствительны к атомной массе реагирующих элементов. Поэтому они не могут быть использованы для обогащения урана; необходимы физические методы разделения изотопов.

В настоящее время основным, а до недавнего времени единственным промышленным методом производства обогащенного урана был газодиффузионный. В 1980 г. на долю газодиффузионных заводов приходилось 98% всех мощностей по обогащению. В последние годы получает все большее распространение конкурирующий с ним центробежный метод, основанный на использовании высокоскоростных газовых центрифуг. В обоих методах применяют уран в виде гексафторида UF6. Гексафторид урана обладает интересными и важными для технологии физическими свойствами. Во-первых, UF6 — единственное урансодержащее вещество, существующее при обычной температуре (правда, при пониженном давлении) в газообразном состоянии. Во-вторых, гексафторид урана при обычных условиях легко возгоняется — сублимирует — превращается в газ из твердого состояния, минуя жидкую фазу. При температуре 56,50C давление паров UF6 над твердым продуктом составляет 760 мм.рт.ст. —гексафторид "кипит".

Обогащение урана методом газовой диффузии основано на явлении молекулярной диффузии через пористую перегородку с мельчайшими отверстиями. В замкнутом пространстве при тепловом равновесии все молекулы газовой смеси обладают одной и той же кинетической энергией. Менее тяжелые молекулы 235UF6 обладают большей средней скоростью теплового движения и поэтому чаще ударяются о перегородку, чем более тяжелые молекулы 238UF6. В результате через отверстия перегородки чаще будут проникать (диффундировать) более легкие молекулы 235UF6. Соответственно молекулы тяжелого изотопа будут концентрироваться перед перегородкой.

Установки по изотопному разделению газодиффузионными и центробежными методами состоят из набора элементов, в которых UF6 разделяют на фракцию, обогащенную 235U, и отвальную фракцию (или просто отвал), обедненную 235U. Один или несколько разделительных элементов, соединенных параллельно между собой, называют разделительной ступенью. Во всех элементах одной ступени исходный продукт, продукция и отвал имеют один и тот же изотопный состав. Необходимое обогащение урана достигается многократным соединением нескольких ступеней. Такая компоновка называется разделительным каскадом. На разделительных заводах в основном используются противоточные каскады, в которых отвал одной ступени используется, как исходный продут в предыдущей ступени. Поскольку при газодиффузионном методе коэффициент разделения одной ступени очень мал, для получения обогащенного урана требуется огромное число ступеней каскада, например 3000 — ступеней для получения высокообогащенного (90% 235U) урана.

Метод газовой диффузии чрезвычайно дорогостоящий, так как требует огромных площадей и большого количества достаточно сложного оборудования. Кроме того, газодиффузионные заводы потребляют очень много электроэнергии. Так, три завода США в Ок-Ридже, Портсмуте и Падьюке при полной нагрузке потребляют 1/10 всей электроэнергии, производимой американскими электростанциями.

После обогащения природного урана по изотопу урана-235 оставшийся обедненный уран идет в отвал. Отвальный уран, так же как и природные уран и торий, может быть использован в качестве сырьевого материала для наработки вторичного топлива в реакторах на быстрых нейтронах. Только в таких реакторах может быть достигнуто глубокое использование уранового топлива. Реакторы на быстрых нейтронах переводят ядерное топливо из разряда невосполняемого, как уголь и нефть, в разряд практически вечных источников энергии. Это происходит за счет того, что в процессе своей работы реактор на быстрых нейтронах попутно перерабатывает уран-238 в плутоний-239. а торий-232 в уран-233, т.е. воспроизводит новое ядерное топливо. При этом коэффициент воспроизводства, представляющий собой отношение числа атомов вновь образовавшегося делящегося вещества к числу атомов израсходованного первичного топлива, может быть больше единицы. Реакторы на быстрых нейтронах, работающие с коэффициентом воспроизводства больше единицы, называются реакторами-размножителями (за рубежом их называют бридерами). Образование вторичного ядерного топлива (239Pu или 233U) в них происходит в зоне воспроизводства, которая располагается вокруг активной зоны, нейтроны почти полностью поглощаются в зоне воспроизводства, образуя новые делящиеся материалы.

Процесс воспроизводства горючего, т.е. превращение урана-238 в плутоний-239, происходит и в реакторах на тепловых нейтронах, но там коэффициент воспроизводства значительно меньше единицы. Тем не менее в водоводяных реакторах, работающих на тепловых нейтронах, тонна выгружаемого топлива содержит 12 кг урана-235 и более 5 кг плутония-239.

Как видим, ядерное горючее используется далеко не полностью и в выгружаемом топливе его содержится еще так много, что экономически целесообразно пустить его на переработку для дальнейшего повторного использования. Это в свою очередь потребовало создания специальной отрасли промышленности по переработке отработавших TBC реакторов.

Металлический уран сравнительно редко используют как ядерное топливо. Наиболее широкое применение в качестве ядерного топлива получила двуокись урана UO2. Это — керамика. Ее температура плавления равна 3073 К (2800° С), а плотность — 10,2 т/м3. У нее нет фазовых переходов, она меньше подвержена распуханию в процессе деления, чем сплавы урана. Двуокись урана не взаимодействует при высоких температурах с цирконием, ниобием, нержавеющей сталью и другими материалами, применяемыми для изготовления оболочек ТВЭЛов.

Из-за выгорания ядерного топлива и образования в процессе работы реактора продуктов деления снижается реактивность системы. Когда запас реактивности уменьшится до значения, близкого к нулю, реактор останавливают для перегрузки топлива. На АЭС с реакторами ВВЭР установилась в настоящее время практика проводить перегрузку один раз в год, сочетая период перегрузки с проверкой состояния и ремонтом оборудования.

Ограничивать одним годом также и кампанию загруженного в реактор топлива экономически невыгодно, так как переработка отработанного топлива и изготовление новых ТВЭЛов связаны с большими затратами. Поэтому срок службы ТВЭЛов в реакторе стремятся подлить, например до трех лет, выгружая и заменяя ежегодно лишь одну треть TBC.

Наиболее эффективной является непрерывная перегрузка топлива, осуществляемая в виде постепенной замены ТВЭЛов непосредственно в процессе работы реактора. В этом случае можно организовать работу реактора без создания высокого начального запаса реактивности. Но непрерывная перегрузка связана с преодолением серьезных конструктивных трудностей и осуществляется только на реакторах типа РБМК.

Важной характеристикой ТВЭЛов является глубина выгорания топлива, представляющая собой количество тепла, которое можно получить из единицы массы ядерного топлива. Глубина выгорания измеряется в МВт-сут/кг и зависит от обогащения топлива. Например, в реакторе ВВЭР-1000 при обогащении 4,4% глубина выгорания достигает 40 МВтсут/кг.

Продолжительность работы ТВЭЛов в реакторе определяется не только запасом в них делящегося вещества. Она зависит также от целостности их оболочек, которые испытывают в процессе работы реактора длительные воздействия высокого давления газообразных продуктов деления (под оболочкой), коррозионно-агрессивной среды теплоносителя, высокой температуры и нейтронного излучения.

Отработанное топливо обладает очень высокой активностью. Для того чтобы эта активность несколько снизилась за счет распада продуктов деления, обладающих короткими периодами полураспада, оно хранится некоторое время на АЭС в бассейнах выдержки. Затем его отправляют в специальных транспортных контейнерах либо в хранилище отработанного ядерного топлива (ХОЯТ), либо на заводы по переработке отработанного топлива для извлечения оставшихся делящихся веществ и выделения некоторых наиболее ценных продуктов деления.

Цепная реакция, протекающая в реакторе на тепловых нейтронах при k 1,005, относится к классу медленных управляемых цепных ядерных процессов. Естественный уран не пригоден для осуществления быстрого цепного ядерного процесса взрывного типа на быстрых нейтронах. Такой процесс был осуществлен в 1945 г. на чистом изотопе урана U и на обладающем аналогичными свойствами изотопе 239Pu трансуранового элемента плутония.

Принцип работы атомной бомбы заключается в очень быстром сближении нескольких порций ядерного горючего, общее количество которых после их объединения превосходит по массе и размерам критические значения. Энергетическая эффективность атомной бомбы примерно в миллион раз превышает эффективность обычной бомбы.

Освоенный к настоящему времени способ извлечения и использования внутриядерной энергии — деления ядер урана-235 имеет свои пределы расширения, так как запасы 235U меньше запасов органических топлив. Поэтому одной из важнейших задач ядерной энергетики является самообеспечение топливом путем наработки искусственного горючего — изотопа 239Pu из 238U. Это осуществимо не только в реакторах на быстрых нейтронах, но и в термоядерных реакторах.

Реакции термоядерного синтеза (слияния легких ядер) возможны лишь при сверхвысоких температурах — порядка 108 К и выше. Необходимость таких температур обусловлена тем, что из-за электростатических сил взаимного отталкивания при обычных температурах ядра не могут сблизиться на такие малые расстояния, на которых начинают действовать ядерные сипы. При сверхвысоких температурах ядра получают дополнительно большую кинетическую энергию, что позволяет им сблизиться, чтобы реагировать. Термоядерные реакции сопровождаются выделением огромных количеств энергии, что способствует поддержанию сверхвысоких температур. Например, при полном превращении 1 кг водорода в гелий выделяется около 800 ТДж (800·1012 Дж) — примерно в 10 раз больше, чем при делении 1 кг 235U, и в 20· 106 раз больше, чем при сжигании 1 кг бензина.

В естественных условиях термоядерные реакции происходят на Солнце, в звездах, являясь основным источником излучаемой ими энергии. Искусственные термоядерные реакции получены пока только в форме неуправляемых нестационарных реакций, используемых, например, в термоядерном оружии. Главная трудность осуществления управляемой искусственной термоядерной реакции связана с созданием эффективной системы, обеспечивающей длительную теплоизоляцию термоядерного рабочего вещества от окружающей среды. В качестве рабочего вещества предполагается использование высокотемпературной плазмы из смеси тяжелого и сверхтяжелого изотопов водорода — дейтерия и трития.

Плазма представляет собой такое состояние вещества, когда оно состоит из электронейтральной смеси положительно заряженных ионов и электронов.

Решение проблемы управляемого термоядерного синтеза будет достигнуто в плазме при температуре выше 118 К и выполнении критерия Лоусона: n > 1014 см-3·с, где n — плотность высокотемпературной плазмы; — время удержания ее в системе.

Исследования проводятся в квазистационарных системах ( 1 с, n 1014см-3) и импульсных системах ( 10-8 с, v 10 cм-3). В первых (токамаки, стеллараторы, зеркальные ловушки и т. д.) удержание и термоизоляция плазмы осуществляются в магнитных полях различной конфигурации. В импульсных системах плазма создается при облучении твердой мишени (крупинки смеси дейтерия и трития) сфокусированным излучением мощного лазера или электронными пучками: при попадании в фокус пучка малых твердотельных мишеней происходит последовательность термоядерных микровзрывов.

Решение проблемы управляемого термоядерного синтеза обеспечит человечество энергией практически на неограниченный срок.

Реакция синтеза дейтерия и трития (D-T-реакция) сопровождается образованием ядра 4He и нейтрона, энергии которых 3,6 и 14,1 МэВ соответственно. Нейтрон необходимо использовать для получения трития из лития, так как в природе трития практически нет. Однако желательно перед этим размножить число нейтронов.

Для размножения нейтронов, наработки 239Pu и получения дополнительной энергии наиболее привлекательна реакция деления 238U нейтронами, образующимися при реакции синтеза дейтерия и трития. Система, в которой протекают реакции синтеза и деления, а также осуществляется наработка искусственного ядерного горючего, называется гибридной или симбиозной.

Развитие термоядерной энергетики будет происходить в три этапа. Сначала в энергетических системах будут совместно работать АЭС и гибридные термоядерные электростанции. На втором этапе будут внедрены "чистые" (негибридные) электростанции на основе D-Т-реакции. Продолжительность двух этапов лимитируется только запасами лития, которые огромны, и будет достаточной для того, чтобы завершить работы по созданию реакторов синтеза на основе D-D или D-T-реакций. В результате этих реакций, возможно осуществить прямое преобразование энергии синтеза в электрическую с помощью МГД-преобразователей (третий этап).

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ

Развитие человеческого общества до сих пор требовало непрерывного увеличения потребления энергии. Индивидуальное потребление энергии за год составляло:

• млн. лет назад — 0,1 кВт;

• тыс. лет назад — 0,3 кВт;

• к концу XX века — 10 кВт.

В принципе, должно наступить насыщение в индивидуальной потребности. По одной модели расчета — на уровне 10 кВт/год, по другой модели — 20 кВт/год.

Единственный реальный в настоящее время путь обеспечения человечества так необходимой ему энергией во всевозрастающем количестве на фоне истощения запасов органического топлива — это использование энергии, таящейся в глубинах атома. Только атомная энергия в настоящее время является тем источником, который позволяет экономить истощающиеся запасы нефти и газа.

Авария на Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г. не перечеркнула перспектив развития и использования атомной энергии, поскольку будущее мировой экономики невозможно представить без атомной энергетики. Она только заострила внимание на вопросах безопасности. Дальнейшее развитие атомной энергетики будет базироваться на предоставлении еще большего приоритета обеспечению безопасности, охране жизни и здоровья человека, защите окружающей среды над другими задачами в этой области.

Атомная энергетика от традиционной теплоэнергетики отличается источником получения тепловой энергии, превращаемой в турбине в механическую.

К настоящему времени атомная энергетика используется в основном для производства электроэнергии. Именно такие электростанции получили наименование атомные электростанции (АЭС). Однако возможно создание атомных станций, отпускающих потребителям не только электроэнергию, но и теплоту, они называются атомными электроцентралями (АТЭЦ). Длительное время находится в эксплуатации Билибинская АТЭЦ на Чукотке мощностью 48 МВт.

Можно также использовать внутриядерную энергию только для целей горячего водоснабжения на атомных станциях теплоснабжения (ACT). B таких ACT парообразование отсутствует, поэтому рабочее давление в реакторе и контуре теплоносителя может быть гораздо ниже, чем на АЭС. Это делает ACT более безопасными, их разрешается располагать в двух километрах от границы городской застройки крупных городов.

Наряду с этим разрабатываются также атомные станции промышленного теплоснабжения (АСПТ) для снабжения технологическим паром с давлением около 2 МПа промышленных предприятий.

В качестве двигателя на атомных электростанциях пока применяют только паровые турбины. Турбина находится на одном валу с генератором, образуя единый комплекс, называемый турбоагрегатом. В нем механическая энергия вращения преобразуется в электрическую энергию. Станции такого типа и называют конденсационными. Но в отношении реакторных установок существует большое разнообразие, отражающееся на общей организации технологического процесса электростанции и требующее их классификации.

В системе любой ядерной энергетической установки (ЯЭУ) теплоноситель проходит через реактор, отводит теплоту и отдает его рабочему телу. При этом он активизируется и его протечки могут создать серьезную радиационную опасность для обслуживающего персонала. Поэтому циркуляционный контур теплоносителя является замкнутым. В замкнутом контуре удается также обеспечить весьма жесткие требования к чистоте теплоносителя, которые необходимо удовлетворять для снижения наведенной активности теплоносителя и предотвращения любых отложений на внешних поверхностях ТВЭЛов и коррозии конструкций реакторной установки.

Требования к чистоте рабочего тела также высоки, поэтому экономически целесообразно контур рабочего тела делать также замкнутым.

Основная классификация ЯЭУ проводится по числу контуров в ней.

В одноконтурных ЯЭУ контуры теплоносителя и рабочего тела совпадают (рис.1.11а). В реакторе происходит парообразование или нагрев газа, далее пар (газ) направляется в турбину, где, расширяясь, совершает работу, которая в электрогенераторе превращается в электроэнергию. После конденсации всего пара в конденсаторе конденсат насосом или газ компрессором через регенеративные теплообменники подается в реактор. При прочих равных условиях одноконтурные ЯЭУ получаются наиболее экономичными и простыми по составу оборудования. Однако в процессе ее работы на оборудовании появляются радиоактивные отложения, что существенно усложняет эксплуатацию ЯЭУ, требует развитой биологической защиты.

В двухконтурных ЯЭУ, получивших наибольшее распространение, контуры теплоносителя и рабочего тела разделены (рис. 1.116). Соответственно контур теплоносителя называется первым, а контур рабочего тела — вторым. В двухконтурных ЯЭУ могут применяться энергетические реакторы практически всех типов. В таких ЯЭУ нагретый в реакторе теплоноситель поступает в парогенератор (ПГ) (теплообменник), где теплота через поверхность нагрева передается рабочему телу — воде второго контура. В ПГ эта вода кипит, образуя пар, который направляется в турбину. Первый контур является радиоактивным и целиком находится внутри биологической защиты. Особенно надежную и эффективную защиту имеет реактор. Второй контур, как правило, радиационно безопасен, так как радиоактивный теплоноситель нигде не смешивается с рабочим телом. Поэтому с циркулирующим паром и водой второго контура можно обращаться, как на обычных ТЭС. Однако наличие обязательного элемента двухконтурной ЯЭУ—ПГ усложняет схему ЯЭУ. Кроме того, для осуществления передачи теплоты в ПГ необходимо, чтобы температура теплоносителя была выше температуры кипящей воды второго контура. Отсюда в реакторах с водяным теплоносителем, например тина ВВЭР, чтобы избежать кипения воды в активной зоне, необходимо иметь давление в первом контуре значительно выше, чем во втором.

Соответственно КПД такой ЯЭУ всегда меньше КПД одноконтурной ЯЭУ с тем же давлением в реакторе.

а - одноконтурная; 6,- двухконтурная; в - не полностью двухконтурная,·г- трехконтурная.

1 - ядерный реактор; 2 - первичная биологическая защита; 3 - вторичная биологическая защита; 4 - регулятор давления в контуре;

5 - паровая или газовая турбина; 6 - электрогенератор; 7 - конденсатор или газоохладитель; 8 - питательный насос или компрессор; 9резервная емкость для пополнения теплоносителя или рабочего тела; 10 - регенеративный теплообменник; 11 - ПГ; 12 – циркуляционный насос или газодувка; 13 - промежуточный теплообменник.

Ядерная энергетическая установка может быть не полностью двухконтурная (рис.1. 11в). В этом случае имеется самостоятельный первый контур теплоносителя, а также совмещенный контур теплоносителя со вторым контуром.

Теплоноситель поступает в ПГ и отдает свою теплоту воде второго контура, образовавшийся в ПГ насыщенный пар направляется для перегрева в реактор, т е. становится теплоносителем, а далее проходит по всему второму контуру.

Таким образом, первый и второй контуры оказываются совмещенными по пару. Пар активируется существенно меньше, чем вода, поэтому здесь оборудование парового (второго) контура работает в условиях значительно более слабой радиоактивности, чем в одноконтурной ЯЭУ. Это упрощает эксплуатацию установки.

В трехконтурных ЯЭУ контуры теплоносителя и рабочего тела отделяются друг от друга промежуточным контуром с нерадиоактивным теплоносителем (рис. 1.11г). Трехконтурные ЯЭУ применяются с реакторами, охлаждаемыми жидкими щелочными металлами, например, натрием. Натрий, циркулируя через активную зону, становится высокорадиоактивным вследствие активации нейтронами. Кроме того, он загрязняется радиоактивными продуктами коррозии и протечками продуктов деления из ТВЭЛов, потерявших герметичность. Щелочные металлы вступают в бурную химическую реакцию с водой или водяным паром. Для того чтобы исключить контакт радиоактивного теплоносителя с водой при возможных неплотностях в ПГ, и создается промежуточный контур. В первом контуре циркулирует радиоактивный натрий. Из-за высокой температуры кипения натрия давление в первом контуре низкое (около 1 МПа) и определяется только гидравлическим сопротивлением контура. Теплота от радиоактивного натрия в промежуточном теплообменнике передается нерадиоактивному теплоносителю — также натрию. В промежуточном контуре создается более высокое давление, чем в первом, чтобы исключить протечку радиоактивного натрия из первого контура в промежуточный через возможные дефекты в теплообменнике. Промежуточный контур нерадиоактивен. Натрий промежуточного контура отдает свою теплоту рабочему телу — воде и водяному пару в ПГ, в котором допускается перегрев пара до температуры около 450-5700C без повышения давления теплоносителя в реакторе. По капитальным затратам трехконтурные ЯЭУ получаются наиболее дорогостоящими.

На украинских АЭС для производства электроэнергии используются двухконтурные ЯЭУ с серийными водоводяными реакторами с водой под давлением типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 и одноконтурные с серийным водографитовым канальным реактором РБМК-1000, охлаждаемым кипящей водой и имеющим графитовый замедлитель. В водоводяных реакторах теплоносителем и замедлителем является обычная вода. Кипение воды в активной зоне реактора ВВЭР не происходит..

Два реактора типа ВВЭР-440 электрической мощностью 440 МВт (тепловая мощность 1370 МВт) установлены на Ровенской АЭС. Они надежны и устойчивы в эксплуатации на любом уровне мощности, позволяют обеспечить глубокое выгорание топлива и высокие технико-экономические показатели.

Корпусной реактор типа BBЭР представляет собой вертикальный толстостенный цилиндрический сосуд с самоуплотняющейся сферической крышкой, рассчитанной на давление до 18 MПa (180 атм.). Корпус реактора ВВЭР-440 имеет диаметр 4,5 м, и высоту 11м. Он сварен из цельнокованых стальных обечаек. Особо высокие требования предъявляются к прочности и герметичности корпуса реактора. В этих целях для изготовления корпуса используется высокопрочная низколегированная углеродистая сталь. Герметичность между корпусом и сферической крышкой обеспечивается специальными металлическими прокладками, уплотненными отжимными винтами.

Активная зона реактора, размещается в корпусе, имеет диаметр 2,9 м, высоту 2,5 м и состоит из 349 шестигранных кассет, из которых 276 заполнены ядерным топливом. ТВЭЛами, т.е. являются рабочими: остальные 73 кассеты выполняют функцию управления и защиты реактора. Путем введения или выведения их из активной зоны осуществляется регулирование мощности реактора или его аварийный останов. Каждая рабочая кассета содержит 126 цилиндрических трубок длиной, равной высоте активной зоны, заполненных ТВЭЛами диаметром 9,1 мм. Стенки кассет толщиной 2 мм и оболочки ТВЭЛов толщиной 0,6 мм выполнены из сплава циркония с 1 % ниобия.

Ядерным топливом является спеченный диоксид урана, обогащенный 235U до 3,3%. Общая загрузка ураном составляет 42 т. В среднем ежегодно необходимо менять 1/3 кассет. Для сравнения укажем, что для ТЭС такой же мощности требуется около 750 тыс.т мазута в год, для перевозки которого необходимо около 10 тыс. цистерн.

Энергетический реактор ВВЭР-440 — двухконтурный. В качестве теплоносителя и замедлителя используется обессоленная обычная вода. Шестью циркуляционными насосами она прокачивается через активную зону реактора под давлением 12,5 МПа (125 атм.), отводит тепло от ТВЭЛов и переносит его в парогенератор, где образуется пар, направляемый в турбину. Системы 1 контура включают в себя сам реактор, циркуляционные насосы и трубопроводы, по которым вода поступает из реактора в парогенератор. К системе II контура относится паропроводящая часть парогенератора, турбогенераторы и трубопроводы, по которым пар из парогенератора поступает в машинное отделение.

Температура воды на выходе из реактора 3010C. Расход воды через реактор 39000 м3/ч. Парогенераторы генерируют около 3000 т/ч сухого насыщенного пара, который под давлением 4,4 МПа (44 атм.) по трубопроводам ІІ контура подается к турбинам.

Реактор располагается в бетонной шахте, вокруг которой размещены парогенераторы и циркуляционные насосы.

Все это оборудование окружено защитой, ослабляющей уровень нейтронного и -излучения до регламентируемого. В качестве защитных материалов используется вода и железобетон.

Верхняя часть реактора с блоком органов управления герметизирована специальным защитным стальным колпаком, что предотвращает распространение радиоактивных веществ во внешнюю среду в случае аварии. Воздух из помещений, куда возможен выход из контуров реактора радиоактивных продуктов деления урана, перед выбросом в вентиляционную трубу очищается на специальных аэрозольных и водяных фильтрах.

Реакторы ВВЭР-1000 (тепловая мощность его 3000 МВт, электрическая 1000 МВт) установлены на Ровенской (один), Запорожской (шесть), Южно-Украинской (три) и Хмельницкой (один) АЭС. Корпус реактора ВВЭР-1000 имеет такие же габариты, как и корпус ВВЭР-440. В результате более эффективного использования внутрикорпусного объема и существенного повышения прочности корпуса удалось повысить мощность реактора и параметры первичного теплоносителя. Активная зона реактора ВВЭР-1000 имеет диаметр 3,12. высоту 3,5 м и состоит из 151 кассеты. В каждой кассете имеется 331 направляющая трубка, из которых 317 заполнены топливом, а остальные предназначены для стержней управления и датчиков контроля энерговыделения (рис.1.12). Общая загрузка ураном составляет 66 т. Обогащение такое же, как у ВВЭР-440.

Рис. 1.12. Общий вид реактора ВВЭР-1000:

1 — корпус реактора; 2 — крышка реактора; 3 — внутрикорпусная шахта; 4 — блок защитных труб; 5 — выгородка активной зоны; — активная зона; 7 — механизмы управления СУЗ; 8 — входной патрубок, 9 — выходной патрубок; 10 — патрубки подключения системы аварийного охлаждения активной зоны (СОАЗ) Давление теплоносителя в 1 контуре сравнительно выше и составляет 16 МПа (160 атм.), в результате температура воды на выходе из реактора достигает 3220C. Давление пара во втором контуре 6 МПа (60 атм.). Таким образом, реактор ВВЭР-1000 не только по мощности, но и по своим энергетическим параметрам выгодно отличается от реактора ВВЭРДля повышения безопасности все оборудование, содержащее активный теплоноситель, заключено в защитную оболочку, выдерживающую избыточное давление при мгновенном разрыве трубопровода 1 контура диаметром 850 мм.

Такая авария является гипотетически максимально возможной. Опыт эксплуатации реакторов типа ВВЭР показал их высокую надежность и безопасность. Схема расположения основного оборудования первого контура реактора ВВЭР— 1000 показана на рис. 1.13.

Рис.1.13. Компоновка АЭС с ВВЭР-1000:

1 — турбинное отделение; 2 — обстройка защитной герметичной оболочки; 3 — защитная герметичная оболочка; 4 — компенсатор объема; 5 — реактор с бассейном перегрузки; 6 — вентиляционная труба; 7 — мостовой полноповоротный кран; 8 — парогенератор; — электродвигатель главного циркуляционного насоса (ГЦН); 10 ·— бассейн выдержки; 11 — транспортно-технологическая часть; — гидроаккумулирующие емкости; 13·— подогреватель высокого давления (ПВД); 14 — питательные турбонасосы; 15 — деаэратор;

16 — подогреватель низкого давления (ПНД); 17 — въездные пути; 18 — возбудитель электрогенератора; 19 — электрогенератор; — цилиндр низкого давления (ЦНД); 21 — цилиндр среднего давления (ЦСД), 22 — сепаратор-промперегреватель (СПП).

Основные характеристики АЭС с реакторами типа ВВЭР представлены в таблице 1.4.

Канальный реактор в отличие от ВВЭР не имеет прочного многотонного (200 — 500 т) внешнего корпуса. ТВЭЛы помещают в трубы-каналы, через которые прокачивается вода под давлением. Между этими каналами помещается замедлитель нейтронов — графит.

Канальные реакторы по своим габаритам существенно больше корпусных, но зато они набираются повторением одинаковых элементов сравнительно небольших размеров, что позволяет легко наладить их массовое производство.

Реакторы типа РБМК одноконтурные, т.е. теплоноситель (вода) превращается в пар непосредственно в реакторе и подается на турбину, предварительно проходя через сепараторы, где он очищается от радиоактивных веществ (рис.1.14).

Рис.1.14. Поперечный разрез по АЭС с РБМК-1000:

1 — конденсатный насос первого подъема; 2 — СПП, 3 — турбина; 4 — конденсатор; 5 — мостовой кран; 6 — ПНД; 7 — трубопроводный коридор; 8 — БРУ-К; 9 — блочный шит управления (БЩУ); 10 — подщитовое помещение; 11 — помещение распредустройства собственных нужд; 12 — помещение приточных вентиляторов реакторного отделения; 13 — общий вытяжной вентиляционный центр; 14 — помещение воздуховодов; 15 — кран обслуживания ГЦН; 16 — электропривод ГЦН; 17 — бассейн-барботер; 18 — помещение системы охлаждения железобетонных конструкций; 19 — помещение нижних водяных коммуникаций; 20 — раздаточные групповые коллекторы; 21 — помещение обслуживания РГК; 22 — пароводяные коммуникации (ПВК); 23 — барабаны-сепараторы; 24 — стальная выхлопная труба; 25 — стальная вентиляционная труба, 26 — мостовой кран; 27 — разгрузочно-загрузочная машина (РЗМ);

28 — реактор; 29 — группы клапанов бассейна-барботера; 30 — помещение вспомогательных систем реакторного отделения.

Рассмотрим кратко конструктивные особенности реактора РБМК-1000. Он размещается в бетонной шахте 21,6x21, и высотой 25,5м. Графитовая кладка цилиндрической формы служит замедлителем нейтронов. Ее масса 1700 т. Для герметизации реакторного пространства графитовая кладка с боков окружена сварным легким цилиндрическим кожухом, а сверху и снизу массивными стальными плитами, которые обеспечивают не только крепление графита, но и являются частью биологической защиты реактора. Поскольку 5% мощности реактора выделяется в графите для снижения термического сопротивления и предотвращения окисления графита, реакторное пространство заполняют медленно циркулирующей смесью гелия (85 — 90%) и азота (15 — 10%). Эта смесь предназначена для одновременного контроля целостности технологических каналов по изменению влажности и температуры газа. Графитовая кладка состоит из отдельных собранных в колонны блоков с вертикальными цилиндрическими отверстиями вдоль всей высоты кладки, в которые устанавливаются 1693 технологических канала. Наряду с этим имеется 211 каналов системы управления и аварийной защиты, которые располагаются в центральных отверстиях графитовой кладки.

Верхняя и нижняя части технологических каналов выполнены из нержавеющей стали, а центральная — из сплава циркония с 2,5% ниобия, имеющего достаточно высокие механические и коррозионные свойства. В каждом технологическом канале размещается кассета с двумя тепловыделяющими сборками (TBC), каждая из которых состоит из ТВЭЛов с длинной тепловыделяющей части — 3,5м. Таким образом, высота активной зоны реактора составляет 7,0 м, а диаметр — 11,8 м. В качестве ядерного топлива используется спекшийся диоксид урана; обогащение — 2,4% по 235U.

Общая загрузка ураном—192т.

Теплоносителем служит обессоленная обычная вода, которая подводится снизу к каждому технологическому каналу (TK). Поднимаясь вверх и омывая ТВЭЛы, она перегревается и частично испаряется. Отвод пароводяной смеси из верхней части TK к сепараторам осуществляется по индивидуальным трубопроводам. Очищенный в сепараторе от радиоактивных продуктов сухой пар поступает по трубопроводам к турбинам. Конденсат отработавшего в турбине пара через сепаратор вновь возвращается в реактор. Давление пара на выходе из реактора — 6,5 МПа (65,4 атм.), а температура — 2800C. Основные характеристики АЭС с реактором РБМК-1000 представленные в таблице 1.5.

Условный (эквивалентный) диаметр активной зоны, м 11, Основными достоинствами реакторов типа РБМК являются отсутствие трудоемкого в изготовлении прочного корпуса, а также сложного и дорогостоящего парогенератора. Возможность проведения локанального контроля режима работы и состояния ТВЭЛов позволяет осуществлять отключение канала и замену TBC, т.е. проводить перегрузку топлива без остановки реактора, что обеспечивает гибкость топливного цикла. Используется менее обогащенное топливо.

Поскольку канальный реактор состоит из унифицированных и стандартизованных узлов, упрощается создание реакторов большой единичной мощности без коренной перестройки машиностроительного производства.

Вместе с тем канальные уран-графитовые реакторы обладают рядом специфических особенностей, которые требуют более высокой квалификации и большей предосторожности при эксплуатации, а также принципиально новых решений при разработке средств повышения их безопасности, в частности, возможность при аварии роста реактивности в связи с нарушением циркуляции теплоносителя через активную зону. Ввиду больших габаритов реактора значительное количество тепловой энергии аккумулируется в графитовой кладке и металлоконструкциях, что замедляет спад тепловой мощности реактора после срабатывания аварийной защиты. Наличие большого парового объема в контуре охлаждения существенно замедляет темп падения давления теплоносителя при аварийном разрыве трубопровода.

После аварии на Чернобыльской АЭС были предприняты и осуществлены необходимые меры по повышению надежности и безопасности уже действующих реакторных установок типа РБМК. В первую очередь были разработаны и внедрены мероприятия, направленные на устранение коренных причин произошедшей аварии:

• обеспечено снижение положительного парового коэффициента реактивности за счет снижения содержания графита в активной зоне и повышения обогащения топлива нуклидом 235U до 2,4%. Увеличено число поглощающих нейтроны регулирующих стержней, постоянно находящихся в активной зоне реактора с 30 до 70 — 80, что также существенно снижает реактивность реактора при увеличении паросодержания. Эта мера повышает эффективность аварийной защиты и устраняет возможность повышения размножения нейтронов в нижней части активной зоны за время движения регулирующего стержня из верхнего положения вниз. (Коэффициент реактивности доведен до величины 1.0);

• повышена эффективность и быстродействие аварийных зашит реактора, за счет замены конструкции приводов.

Время срабатывания защиты сокращено с18 — 20 до 10 — 12с. С 1989 г. на всех действующих энергоблоках с канальными реакторами внедрена быстродействующая аварийная защита, обеспечивающая ввод в активную зону стержнейпоглотителей за 2 — 2,5с;

• исключен положительный выбег реактивности при вводе стержней СУЗ, путем модернизации стержней СУЗ;

• установлены дополнительные сигнализаторы режима работы главных циркуляционных насосов, автоматизированы системы расчета запаса реактивности и аварийной остановки реактора, существенно увеличена пожарная безопасность и т.д.

Таким образом, организационные и технические мероприятия, выполненные на действующих РБМК, полностью исключают возможность быстрого не контролируемого разгона реактора.

ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ