Атомная энергетика: история и современность

Атомная энергетика: история  и современность. 

Какими  реакторными установками  оборудована Чернобыльская  атомная электростанция? 

На Чернобыльской  АЭС установлены ядерные реакторы РБМК-1000. Реактор этого типа был  спроектирован в 60-х годах и  используется в СССР (по данным 1989 г.) на нескольких атомных станциях. Тепловая мощность каждого реактора составляет 3200 мВт. Имеется два турбогенератора электрической мощностью по 500 мВт каждый (общая электрическая мощность энергоблока – 1000 мВт).  
    Топливом для РБМК служит слабо обогащенная по урану-235 двуокись урана. В исходном для начала процесса состоянии каждая ее тонна содержит примерно 20 кг ядерного горючего – урана-235. А стационарная загрузка двуокиси урана в один реактор равна 180 т. Ядерное горючее загружается в аппарат не навалом, а помещается в виде тепловыделяющих элементов – твэлов.  
    Что такое твэл? Это трубка из циркониевого сплава, куда помещаются таблетки цилиндрической формы двуокиси урана. Твэлы размещают в активной зоне реактора не по отдельности, а в виде так называемых тепловыделяющих сборок (ТВС), объединяющих по 18 твэлов. Эти сборки, а их около 1700 штук, помещаются в графитовую кладку, для чего в ней сделаны специальные вертикальные технологические каналы. По ним же циркулирует и теплоноситель. В РБМК это вода, которая в результате теплового воздействия от происходящей в реакторе цепной реакции доводится до кипения, и пар через верхнюю часть технологического канала и затем паропроводящую коммуникацию поступает в горизонтальные сепараторы, в которых он отделяется от воды и подается на турбины, вырабатывающие электроэнергию.  
    Весь круговорот воды в реакторе осуществляется главными циркуляционными насосами (ГЦН). Их восемь – шесть работающих и два резервных.  
    Сам реактор помещен внутри бетонной шахты, которая является средством биологической защиты. Графитовая кладка заключена в цилиндрический корпус толщиной 30 мм. Размер активной зоны реактора – 7 м по высоте и 12 м в диаметре. Весь аппарат опирается на бетонное основание, под которым располагается бассейн-барботер системы локализации аварии.  
    Таковы некоторые характеристики РБМК-1000. 
 
 
 
 
 

Как в общих чертах происходит цепная реакция  и тепловыделение в ядерном реакторе? 

Ядро урана под  воздействием нейтрона делится на два осколочных ядра. При этом выделяются новые нейтроны. Они в свою очередь вызывают деление других ядер урана.  
    Но не все нейтроны участвуют в цепной реакции. Некоторые из них поглощаются материалами конструкции реактора или выходят за пределы его активной зоны. Цепная реакция начинается только тогда, когда хотя бы один из образовавшихся нейтронов принимает участие в последующем процессе деления атомных ядер. Это условие характеризуется коэффициентов эффективности размножения (Кэф), который определяется как отношение числа нейтронов данного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. При значении Кэф, равном единице, в реакторе происходит самоподдерживающаяся цепная реакция деления постоянной интенсивности. Это состояние реактора называется критическим.  
    При значении Кэф меньше единицы процесс деления ядер урана будет затухающим, а состояние реактора будет называться подкритичным.  
    При значении Кэф больше единицы интенсивность цепной реакции и мощность реактора будут нарастать, а состояние реактора будет называться надкритичным.  
    Скорость нарастания или спада цепной реакции деления характеризуется отличием коэффициента размножения от единицы: чем больше это отличие, тем выше скорость. Величину, характеризующую степень отклонения реактора от критического состояния (Кэф=1), называют реактивностью.  
    На реактивность реактора значительное влияние оказывают процессы, происходящие в активной зоне. Это влияние определяется коэффициентом реактивности. Так, в реакторе РБМК влияние изменений температуры графита, урана или теплоносителя на реактивность аппарата и интенсивность цепной реакции определяется температурным коэффициентом реактивности (по графиту, урану и теплоносителю). Соответственно влияние на реактивность реактора изменения паросодержания в активной зоне характеризуется паровым коэффициентом реактивности, изменения мощности реактора – мощностным коэффициентом реактивности, изменения давления в контуре циркуляции теплоносителя – барометрическим коэффициентом реактивности.  
    Величина и знак (положительный или отрицательный) коэффициентов реактивности оказывают существенное влияние на обеспечение безопасной эксплуатации реактора (особенно в переходных процессах), на выбор характеристик системы регулирования реактора.  
    Как происходит в реакторе тепловыделение? Осколки атомных ядер, разлетаясь с большой скоростью, взаимодействуют с другими ядрами и тормозятся в своем движении. При потере кинетической энергии осколков и происходит выделение тепла. 

Каким образом удается  управлять цепной реакцией в ядерном реакторе? 

Следует иметь ввиду, что при цепной реакции нейтроны образуются не одновременно. Большая  их часть испускается в момент деления ядра урана за время 0,000000001 с. Это так называемые мгновенные нейтроны. В реакторах на тепловых нейтронах время их жизни от рождения до повторного захвата равно приблизительно 0,001 с. Управление реактором при столь малом времени жизни нейтронов было бы затруднительным. Однако в действительности не все нейтроны испускаются мгновенно. Около 0,0064 от полного числа нейтронов, возникающих в процессе деления, являются запаздывающими и появляются в активной зоне через некоторое время после акта деления из осколков разделившегося ядра урана (в основном из возникающих при делении ядер брома и йода). Обнаружено шесть групп запаздывающих нейтронов с временем жизни от 0,6 с до 80 с.  
   Существование запаздывающих нейтронов позволяет

устанавливать такой  режим работы реактора, при котором  скорость изменения нейтронного потока значительно (в сотни раз) меньше, чем на мгновенных нейтронах. Этот режим удается создать, если надкритичность реактора меньше доли запаздывающих нейтронов, то есть меньше 0,0064 (Кэф меньше 1,0064 в реакторах РБМК). В этом случае появляется возможность регулирования цепной реакции в реакторе.  
   Регулирование осуществляется с помощью специальных стержней-поглотителей нейтронов из бористой стали или карбида бора. Они вводятся (или выводятся) в активную зону и стабилизируют или изменяют в нужном направлении процесс размножения нейтронов.  
   При надкритичности большей 0,0064 (Кэф больше 1,0064) нарастание цепной реакции будет определяться только мгновенными нейтронами; такой режим неуправляем и может привести к ядерному взрыву. Поэтому для безопасного управления реактором надкритичность его всегда должна быть меньше 0,0064 (для реакторов РБМК).  
   Следует отметить, что при работе реактора в процесс деления вступает образующийся в нем плутоний-239. Доля запаздывающих нейтронов при делении плутония составляет около 0,003. Поэтому в реакторах РБМК (в ходе их работы) эффективная доля запаздывающих нейтронов уменьшается и устанавливается на уровне 0,005.  
   Необходимо обратить внимание на роль стержней-поглотителей. Позже, отвечая на вопросы о причинах аварии на ЧАЭС, вновь придется обратиться к ним. 

Почему  РБМК стали широко применяться на советских  атомных электростанциях? 

У РБМК-1000 есть ряд  достоинств. Аппарат работает при  относительно низком давлении в контуре  циркуляции теплоносителя. В отличие, например, от водо-водяных под давлением реакторов у этого типа реакторов отсутствует трудоемкий по изготовлению и монтажу корпус. У РБМК нет сложных и дорогих парогенераторов. Есть условия для наиболее полного использования ядерного топлива. К бесспорным преимуществам относится высокая теплотехническая надежность и живучесть реактора благодаря возможности контроля параметров активности теплоносителя каждого канала и замены на ходу тепловыделяющих сборок. В реакторе имеется возможность регулирования физических параметров (коэффициентов) реактивности. 

Предусмотрено ли конструкторами РБМК, что в ходе его  эксплуатации могут  возникнуть аварийные  ситуации, требующие  остановки реактора? 

Предусмотрено. Реакторная установка имеет ряд противоаварийных систем. Прежде всего, это система управления и защиты (СУЗ) реактора, включающая в себя 211 твердых стержней-поглотителей и аппаратуру контроля за уровнем и распределением нейтронного потока. Она обеспечивает пуск, ручное и автоматическое регулирование мощности, плановую и аварийную остановку реактора. Последняя автоматически осуществляется по сигналам аварийной защиты (АЗ) или при нажатии кнопки.  
    АЗ срабатывает при превышении заданных уровней и скорости нарастания нейтронного потока, при превышении значений технологических параметров, характеризующих безопасную работу энергоблока, при отказах в работе оборудования.  
    По своему функциональному назначению стержни СУЗ в реакторе РБМК делятся на стержни аварийной защиты, перекомпенсации и аварийной защиты (ПКАЗ), автоматического регулирования (АР), локального автоматического регулирования (ЛАР), локальной аварийной защиты (ЛАЗ), укороченный стержни-поглотители для регулирования поля энерговыделения по высоте реактора (УСП), стержни ручного регулирования (РР).  
    По сигналу АЗ в активную зону автоматически вводятся все стержни СУЗ.  
    Для обеспечения работы реактора в нем посредством загрузки топлива создается запас реактивности, который компенсируется поглощающими стержнями, введенными в активную зону.  
    До аварии на ЧАЭС в реакторах РБМК регламентом эксплуатации был установлен оперативный запас реактивности, равный для рабочего состояния 30 стержням РР, а для переходных процессов (при переходе с одного уровня мощности на другой) – 15 стержням. При таком запасе реактивности обеспечивалась возможность управления распределением нейтронного потока по активной зоне и быстрой остановки реактора в аварийных случаях. При уменьшении запаса реактивности до 26 стержней дальнейшую эксплуатацию энергоблока можно было продолжать лишь с разрешения главного инженера АЭС. В переходных процессах кратковременно оперативный запас мог уменьшаться, но, как отмечалось, до уровня не ниже 15 стержней.  
    Однако, как показал анализ реального положения дел, на той же Чернобыльской АЭС число этих неприкосновенных стержней запаса реактивности иногда уменьшалось с согласия руководства станции с целью поддержания мощности реактора в ущерб безопасности аппарата. 

Существуют  ли на атомных электростанциях  с РБМК защитные системы  по ограничению последствий аварии в случае, если она произойдет? 

Такое тоже предусмотрено. На АЭС имеются системы защиты реактора при возникновении аварийной ситуации. В случае, например, разрыва труб контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), по которому протекает теплоноситель, включается система аварийного охлаждения реактора (САОР). В течение 45 с она подает воду из гидроемкостей в технологические каналы, пока не начнется постоянная подача воды от специальных насосов.  
    Предусматривались надежные меры не только на случай незначительных поломок и отказов в работе оборудования. Расчеты делались и на максимально возможную аварию. В частности, такую, как поперечный разрыв напорного коллектора диаметром 900 мм главных циркуляционных насосов, когда может произойти быстрый и значительный выброс теплоносителя и радиоактивных продуктов. И даже подобная крупная авария могла быть локализована, следовательно, не принести ощутимого вреда здоровью людей, окружающей среде.  
    В целом система аварийной защиты РБМК на Чернобыльской АЭС такова, что в состоянии без вмешательства человека, то есть автоматически, предотвратить серьезные последствия предусмотренных проектом отказов в технически очень сложном организме станции. В этом смысле АЭС с РБМК аналогичны станциям с реакторами других типов.  
    Еще следует отметить, что безопасность работы АЭС контролируется приборами, которые одновременно фиксируют тысячи параметров в работе оборудования. Все поступающие сигналы принимает и обрабатывает специальная электронно-вычислительная машина, что позволяет проводить оперативные расчеты для обеспечения теплотехнической надежности блока. 

Есть  ли у РБМК какие-то серьезные конструктивные недостатки? 

Разработчики данной реакторной установки не предусмотрели создания таких систем безопасности, которые бы полностью исключили возможность неконтролируемого роста потока нейтронов при непредсказуемом, казалось бы, невероятном сочетании различных нарушений технологического регламента, правил эксплуатации. Подчеркнем, именно при невероятном, никак не предусмотренном обычной логикой действий. А на практике произошло именно так.  
    К известным до аварии недостаткам РБМК прежде всего относится наличие большого положительного эффекта реактивности, когда при уменьшении плотности теплоносителя, а такое происходит, в частности, при увеличении содержания в каналах пара (вода в этом реакторе играет еще и роль поглотителя нейтронов), происходит возрастание положительной реактивности.  
    Далее, в переходных режимах при нарушении персоналом требования иметь в активной зоне определенный запас стержней и в результате возникновения вследствие этого опасных нейтронных полей действие автоматической защиты могло быть недостаточно оперативным. Кроме того, как было выяснено позднее учеными, не исключалась возможность роста положительной реактивности в первые секунды после нажатия кнопки АЗ.  
    После аварии эти недостатки РБМК были устранены на всех действующих и строящихся АЭС с РБМК. Осуществляются также организационно-технические мероприятия, исключающие нарушение оперативным персоналом технологического регламента и возможность выведения им из работы (отключения) некоторых элементов аварийной защиты.