Ядерный реактор

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

2.Немного ядерной  физики.

Для лучшего  уяснения принципов работы ядерного реактора и смысла процессов, происходящих в нем, вкратце изложим основные моменты физики реакторов.   
Ядерный реактор - аппарат, в котором происходят ядерные реакции - превращения одних химических элементов в другие. Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегося вещества, которое при своем распаде выделяет элементарные частицы, способные вызвать распад других ядер.

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

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

. В ядерном  реакторе происходит цепная реакция.  Ядра урана или плутония распадаются,  при этом образуются два-три  ядра элементов середины таблицы  Менделеева, выделяется энергия, излучаются гамма-кванты и образуются два или три нейтрона, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией (величина этой энергии должна лежать в определенном диапазоне: более медленная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него). Наибольшее значение в ядерной энергетике имеют нейтроны.

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

. Уран-238 делится  только быстрыми нейтронами. При  его делении выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых нейтрона. Вследствие того, что эти быстрые нейтроны замедляются в веществе урана-238 до скоростей, неспособных вызвать деление ядра урана-238, цепная реакция в уране-238 протекать не может.  
Мое мнение и мнение всего 11А класса по данному вопросу не совпадает с мнением Люды. Мы пытались с ней спорить, но она показала нам кусок управляющено стержня от ядерного реактора и дискуссия самопроизвольно заглохла.  
. Поскольку в естественном уране основной изотоп - уран-238, то цепная реакция в естественном уране протекать не может.

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

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

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

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

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

. При попадании  медленного нейтрона в ядро  урана-235 он может быть захвачен  этим ядром. При этом произойдет ряд ядерных реакций, итогом которых станет образование ядра плутония-239. (Плутоний-239 в принципе   
может тоже использоваться для нужд ядерной энергетики, но в настоящее время он является одним из основных компонентов начинки атомных бомб.)

Поэтому ядерное  топливо в реакторе не только расходуется, но и нарабатывается. У некоторых  ядерных реакторов основной задачей  является как раз такая наработка.

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

является не уран, а плутоний. Уран же (используется уран-238) выступает как дополнительный компонент реакции - от быстрого нейтрона, выпущенного при распаде ядра плутония, произойдет распад ядра урана с выделением энергии и испусканием других нейтронов, а при попадании в ядро урана замедлившегося нейтрона он превратится в плутоний-239, возобновляя тем самым запасы ядерного топлива в реакторе. В связи с малой величиной поглощения нейтронов плутонием цепная реакция в сплаве плутония и урана-238 идти будет, причем в ней будет образовываться большое количество нейтронов.

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

3 . Ядерный реактор.

Схема атомного реактора.

Как уже указывалось, элементами для реакторов на

тепловых нейтронах  являются тепловыделитель, замедлитель и теплоноситель.

На данном рисунке  представлена типичная схема активной зоны.

Через реактор  с помощью насосов (обычно называемых циркуляционными)

прокачивается теплоноситель, поступающий потом  или на турбину (в РБМК) или

в теплообменник (в остальных типах реакторов). Нагретый теплоноситель

теплообменника  поступает на турбину, где теряет часть своей энергии на

выработку электричества. Из турбины теплоноситель поступает  в конденсатор

для пара, чтобы  в реактор поступал теплоноситель  с нужными для оптимальной

работы параметрами. Также в реакторе имеется система  управления им (на

рисунке не показана), которая состоит из набора стержней диаметром в

несколько сантиметров  и длиной, сопоставимой с высотой  активной зоны,

состоящих из высокопоглощающего нейтроны материала, обычно из соединений

бора. Стержни  располагаются в специальных  каналах и могут быть подняты  или

опущены в реактор. В поднятом состоянии они способствуют разгону реактора,

в опущенном - заглушают  его. Приводы стержней регулируются независимо друг

от друга, поэтому  с их помощью можно конфигурировать  активность реакции в

различных частях активной зоны.

Реакторы, работающие на быстрых нейтронах, устроены несколько  иначе.

О них будет  сказано ниже.

Несколько терминов:

Топливная кассета - конструкция из таблеток урана и собирающего их

вместе корпуса  толщиной 10-20 см и длиной в несколько  метров, являющаяся

выделителем энергии  за счет распада урана. Материалом корпуса  обычно

является цирконий.

ТВС - тепловыделяющая  сборка - топливная кассета и ее крепление. ТВС

находится в  активной зоне реактора.

СУЗ - система  управления защитой. В основном состоит  из

нейтронопоглощающих стержней.

4. Устройство  различных типов ядерных реакторов.

В настоящее  время в мире существует пять типов ядерных реакторов. Это

реактор ВВЭР (Водо-Водяной  Энергетический реактор), РБМК (Реактор  Большой

Мощности Канальный), реактор на тяжелой воде, реактор  с шаровой засыпкой и

газовым контуром, реактор на быстрых нейтронах. У  каждого типа реактора

есть особенности конструкции, отличающие его от других, хотя, безусловно,

отдельные элементы конструкции могут заимствоваться из других типов. ВВЭР

строились в  основном на территории бывшего СССР и в Восточной Европе,

реакторов типа РБМК много в России, странах Западной Европы и Юго-Восточной

Азии, реакторы на тяжелой воде в основном строились  в Америке. Параметры

этих реакторов  лучше всего представить в  виде таблицы.

ВВЭР

Реакторы ВВЭР являются самым распространенным типом  реакторов в

России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-

замедлителя и  относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на

необходимость использования в этих реакторах  обогащенного урана. Из самого

названия реактора ВВЭР следует, что у него и замедлителем, и теплоносителем

является обычная  легкая вода. В качестве топлива  используется обогащенный

до 4.5% уран. 

Как видно из схемы, он имеет два контура. Первый контур, реакторный,

полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные  выбросы в

атмосферу. Циркуляционные насосы (насос первого контура  на схеме не

показан) прокачивают  воду через реактор и теплообменник (питание

циркуляционных  насосов происходит от турбины). Вода реакторного контура

находится под  повышенным давлением, так что несмотря на ее высокую

температуру (293 градуса - на выходе, 267 - на входе в  реактор) ее

закипания не происходит. Вода второго контура находится  под обычным

давлением, так  что в теплообменнике она превращается в пар. В