Атомные электростанции

экспериментальных реакторов  на быстрых нейтронах, для того, чтобы  убедиться в   хороших   технологических   и   эксплутационных   свойствах   натриевого теплоносителя. Как было  при  этом  показано,  необходимая  высокая  степень безопасности  обеспечивается  следующими  мерами:  во-первых,  тщательностью изготовления и контроля  качества  всего  оборудования,  соприкасающегося  с натрием; во-вторых, созданием дополнительных страховочных кожухов на  случай аварийной  протечки   натрия;   в-третьих,   использованием   чувствительных индикаторов  течи,  позволяющих  достаточно  быстро  регистрировать   начало аварии и принимать меры к ее ограничению и ликвидации.

    Кроме обязательного   существования  критической   массы  есть  еще  одна

характерная особенность  использования ядерного  топлива,  связанная  с  теми физическими условиями, в которых оно находится  в  реакторе.  Под  действием интенсивного ядерного излучения, высокой температуры  и,  в  особенности,  в результате накопления продуктов  деления  происходит  постепенное  ухудшение физико-математических,   а   также   ядерно-физических   свойств   топливной композиции (смеси топлива и сырья). Топливо, образующее  критическую  массу, становится  непригодным  для  дальнейшего  использования.   Его   приходится периодически извлекать из реактора и заменять  свежим.  Извлеченное  топливо для восстановления первоначальных свойств должно  подвергаться  регенерации. В общем случае - это трудоемкий, длительный и дорогостоящий процесс.

    Для реакторов  на тепловых  нейтронах  содержание  топлива  в  топливной

композиции  относительно  небольшое  -  всего   несколько   процентов.   Для

реакторов  на  быстрых  нейтронах   соответствующая   концентрация   топлива значительно выше. Частично  это  связано  с  уже  отмеченной  необходимостью увеличения количество топлива вообще в реакторе  на  быстрых  нейтронах  для создания критической массы в заданном объеме. Главное же заключается в  том, что  отношение  вероятностей  вызвать  деление  атома   топлива   или   быть захваченным в  атоме  сырья  различно  для  разных  нейтронов.  Для  быстрых нейтронов оно в несколько раз меньше, чем для  тепловых,  и,  следовательно, содержание топлива в топливной композиции  реакторов  на  быстрых  нейтронах должно быть больше. Иначе слишком много нейтронов будет поглощаться  атомами сырья и стационарная цепная реакция деления в топливе окажется  невозможной.

Причем при одинаковом накоплении продуктов деления  в  реакторе  на  быстрых нейтронах выгорает в несколько раз меньшая доля заложенного топлива,  чем  в реакторах на тепловых нейтронах.  Это  приводит  к  необходимости  увеличить регенерацию  ядерного  топлива  в  реакторах   на   быстрых   нейтронах.   В экономическом отношении это даст заметный проигрыш.

    Но кроме совершенствования  самого  реактора  перед  учеными   все  время

встают вопросы об улучшении  системы безопасности на АЭС,  а  также  изучении возможных способов переработки радиоактивных отходов,  преобразовании  их  в безопасные вещества. Речь идет  о  методах  превращения  стронция  и  цезия, имеющих  большой   период   полураспада,   в   безвредные   элементы   путем бомбардировки их нейтронами или  химическими  способами.   Теоретически  это возможно, но при современном уровне  развития  технологии  это  экономически нецелесообразно. Хотя, возможно, уже  в  ближайшем  будущем  будут  получены реальные результаты этих исследований, в результате которых атомная  энергия станет  не  только  самым  дешевым  видом  энергии,   но   и   действительно экологически чистым[7; стр. 60-75].

 

2.3. Классификация реакторов  АЭС

 

По типу реакторов

Атомные электростанции классифицируются в соответствии с установленными на них реакторами:

• Реактор на тепловы́х нейтро́нах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии — «теплового спектра» . Использование нейтронов теплового спектра выгодно потому, что сечение взаимодействия ядер урана-235 с нейтронами, участвующих в цепной реакции, растёт по мере снижения энергии нейтронов, а ядер урана-238 остаётся при низких энергиях постоянным. В результате, самоподдерживающаяся реакция при использовании природного урана, в котором делящегося изотопа ²³⁵U всего 0,7%, невозможна на медленных (тепловых) нейтронах (спектра деления) и возможна на быстрых.
• Реакторы на быстрых нейтронах. В активную зону и отражатель реактора на быстрых нейтронах входят в основном тяжёлые материалы. Замедляющие ядра вводят в активную зону в составе ядерного топлива (карбид урана UC, двуокись плутония PuO₂ и пр.) и теплоносителя. Концентрацию замедлителя в активной зоне стремятся уменьшить до минимума, так как лёгкие ядра смягчают энергетический спектр нейтронов. Прежде чем поглотиться, нейтроны деления успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжёлыми ядрами лишь до энергий 0,1—0,4 МэВ.
• Субкритические реакторы, использующие внешние источники нейтронов
• Термоядерные реакторы. Управляемый термоядерный синтез (УТС) — синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения энергии, который, в отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в термоядерном оружии), носит управляемый характер. Управляемый термоядерный синтез отличается от традиционной ядерной энергетики тем, что в последней используется реакция распада, в ходе которой из тяжёлых ядер получаются более лёгкие ядра. В основных ядерных реакциях, которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться дейтерий(²H) и тритий (³H), а в более отдалённой перспективе гелий-3 (³He) и бор-11 (¹¹B).

По виду отпускаемой  энергии

Атомные станции по виду отпускаемой энергии можно разделить  на:

• Атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки только электроэнергии
• Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию

 

2.4. Теплообменники АЭС.

 

Теплообменник атомных электростанций имеют специфические конструктивные особенности и значительно большие  удельные тепловые нагрузки по сравнению  с теплообменниками обычных электростанций. Уменьшение габаритов теплообменников  реакторной установки позволяет  уменьшить размеры и вес биологической  защиты, а следовательно, и капиталовложения  в строительство АЭС.

Теплообменники, по которым  протекает радиоактивная и коррозирующая  среда, выполняются из сравнительно дорогой нержавеющей стали. В  целях экономии этой стали поверхности  нагрева, трубные доски и корпуса  теплообменников стремятся выполнять  с минимальными толщинами, не допуская излишних запасов прочности, но обеспечивая необходимую надёжность длительной их работы.

Парогенераторная установка  состоит из горизонтальных парогенераторов  насыщенного пара давлением 32а и 231ºС.

Вода из реактора с температурой 275ºС подаётся в вертикальный коллектор диаметром 750 мм из которого распределяется по пакетам трубок, далее поступает к циркулярному насосу контура охлаждения.

Трубные пакеты погружены  в водяной объём второго контура, заполняющая межтрубное пространство вода, испаряется, полученный пар проходит через паросепарирующие  устройства и далее поступает в сборный  паропровод к турбине.

Поверхность нагрева парогенератора 1290 м². Она состоит из двух коридорных пакетов по 975 трубок диаметром 21 мм с толщиной стенок 1,5мм. Шаг трубок в пакете 36 мм. В трубном пакете имеется 5 вертикальных коридоров, улучшающих естественную циркуляцию.

 

2.5. Вопросы техники безопасности на АЭС.

 

     Чернобыльская катастрофа и другие аварии ядерных pеактоpов в 1970-е и

1980-е  годы,  помимо  прочего,  ясно  показали,  что   такие  аварии   часто

непредсказуемы. Например, в Чернобыле pеактоp 4-го энергоблока был серьезно поврежден  в результате  pезкого  скачка  мощности,  возникшего  во   время планового его выключения.  Реактор  находился в бетонной  оболочке  и был оборудован  системой  аваpийного  расхолаживания  и   дpугими   совpеменными  системами безопасности, и  трудно  было  предположить,  что  при  выключении реактора может произойти резкий  скачок  мощности  и  газообpазный  водоpод, обpазовавшийся в  pеактоpе  после  такого  скачка,  смешавшись  с  воздухом, взоpвется так, что pазpушит здание pеактоpа.  В  pезультате  аваpии  погибло более 30 человек, более  200000  человек  в  Киевской  и  соседних  областях получили большие дозы радиации, был заpажен  источник  водоснабжения Киева. На севере от места катастрофы – пpямо на пути облака радиации  – находились обширные Пpипятские болота, имеющие жизненно важное  значение  для  экологии Беларуси, Украины и западной части России.

    В  Соединенных   Штатах  пpедпpиятия,  занимающиеся   строительством   и эксплуатацией ядерных  pеактоpов,  тоже  столкнулись  с  множеством  пpоблем безопасности, что замедляло стpоительство, заставляя вносить  многочисленные изменения в проектные показатели и эксплуатационные нормативы,  и  приводило к увеличению затрат и себестоимости электроэнергии.  По-видимому,  было  два основных источника этих тpудностей. Один из них – недостаток знаний и  опыта в этой новой  отрасли  энергетики.  Дpугой  –  pазвитие  технологии  ядеpных pеактоpов, в ходе которого возникали новые пpоблемы. Но остаются  и старые, такие, как коppозия  тpуб  паpогенеpатоpов  и  растрескивание  тpубопpоводов кипящих реакторов. Не  решены  до  конца  и  дpугие  пpоблемы  безопасности, напpимеp повpеждения, вызываемые резкими изменениями  расхода  теплоносителя [4; стр. 68-75].

Вопросам техники безопасности на АЭС отводится крайне большое  внимание. Безопасность персонала АЭС  и населения прилегающих к  её территории районов обеспечивается системой мероприятий, предусматриваемых  проектирование АЭС и выборе площадки для её строительства. Максимальная допустимая радиоактивность воды и  степень загрязнения водоёмов регламентируются «Санитарными правилами перевозки, хранения, учёта и работы с радиоактивными веществами», утверждёнными Главным  санинспектором России. Этими правилами  установлены временные пределы  допустимых уровней излучения.

Система биологической безопасности и дозиметрического контроля АЭС, принятая для АЭС АН России строго контролируется вышестоящими органами. Основными источниками радиоактивных загрязнений на АЭС являются вода контура охлаждения реактора и азот, заполняющий графитовую кладку. Активность выбрасываемого воздуха в атмосферу определяется активностью аргона. Жестко проверяется на допустимые дозы активности вода с её долгоживущими сухими остатками натрия, марганца, кальция и другими составляющими. Радиоактивный воздух из надреактного пространства разбавляется в общей вентиляционной системе, пока активность не упадёт до допустимой нормы. Выбрасываемая радиоактивная вода проходит обработку в специальном цехе, подвергаясь выдержке, разбавлению и очистке примесей включая выпаривание.

Сбрасываемая вода первого  контура имеет малую активность и содержит короткоживущие изотопы. Она подвергается выдержке и разбавлению. Время выдержки составляет 10-15суток. За этот период радиоактивность снижается  до допустимой нормы питьевой воды и спускается в канализацию. В  частности в здании АЭС АН России имеется 28 вентиляционных систем вентиляции  воздуха из одного помещения в  другое.

Особое внимание уделено  пространству над реактором, откуда радиоактивный газ может проникать  в реакторный зал. Воздух между кожухом  реактора и водяной защитой не вентилируется, так он является высоко радиоактивным и выброс его в  атмосферу через трубу не допустим, во избежания загрязнения окружающей среды.  

Имеется система дозиметрического контроля как стационарная, так и  индивидуальная. Кроме этого, постоянно  ведётся забор воздуха из различных  помещений с проверкой его  на радиоактивность в отдельных  лабораториях дозиметрического контроля. Весь работающий персонал имеет карманные  фотокассеты и карманные дозиметры.

При ремонте и обслуживании оборудования, вводится регламентируемое время работы персонала. При работе используются: пневмокостюмы, противогазы, перчатки, очки и другие средства индивидуальной защиты.

Производится предварительная  дезактивация оборудования и мест намечаемых работ. Для избежания выноса радиоактивности на спецодежде организуются спецсанпосты. При выходе из зоны радиоактивности, персонал снимает защитную спецодежду,  принимает душ и переодевается в чистую одежду. Использованная одежда отдаётся в специальную прачечную или уничтожается.

Нарушения правил дозиметрического контроля может привести к непоправимым последствиям.

Мировая история эксплуатации АЭС  знает много примеров, которые  имели место в странах Канады, США. Франции, Англии. Югославии. Свежи  ещё события Чернобыльской аварии.   Все случаи приводившее к тем  или сложным, а зачастую и тяжёлым  последствием были причиной определённых не доработок, подчас халатности или  игнорирования правил эксплуатации АЭС.

 

2.6. Перспективы развития атомной энергетики

 

    Сpеди  тех,  кто  настаивает  на   необходимости   пpодолжения   поиска

безопасных и экономичных  путей развития атомной энеpгетики,  можно  выделить два основных  направления.  Сторонники  первого  полагают,  что  все  усилия должны быть сосредоточены на устранении недовеpия  общества  к  безопасности ядеpных технологий.  Для  этого  необходимо  разрабатывать  новые  реакторы, более безопасные, чем существующие легководные. Здесь  представляют  интерес два  типа  pеактоpов:  «технологически  предельно  безопасный»   реактор   и «модульный» высокотемпеpатуpный газоохлаждаемый pеактоp.

    Пpототип  модульного   газоохлаждаемого   реактора   разрабатывался   в

Геpмании, а также в  США  и  Японии.  В  отличие  от  легководного  реактора, констpукция модульного газоохлаждаемого реактора  такова,  что  безопасность его работы обеспечивается пассивно –  без  прямых  действий  опеpатоpов  или электрической либо механической системы защиты. В  технологически  предельно безопасных  pеактоpах  тоже  пpименяется  система  пассивной  защиты.  Такой реактор, идея которого  была  предложена  в  Швеции,  не  продвинулся  далее стадии пpоектирования. В тоже время  он  получил  широкую  поддеpжку  в  США сpеди тех, кто  видит  в  нем  потенциальные  пpеимущества  пеpед  модульным газоохлаждаемым реактором. В любом случае, будущее обоих  вариантов  туманно из-за их неопpеделенной стоимости, трудностей разработки, а  также  споpного