Ядерный реактор

>эксплуатацию  реактора возрастают и приближаются к аналогичным у РБМК и

ВВЭР.

В качестве теплоносителя  первого контура может использоваться

замедлитель - тяжелая  вода, хотя имеются реакторы, где теплоноситель -

легкая вода, а контуры циркуляции теплоносителя  и замедлителя разделены.

Конструкция реактора во многом аналогична конструкции реактора ВВЭР.

Реактор с шаровой  засыпкой.

В реакторе с  шаровой засыпкой активная зона имеет  форму шара, в

который засыпаны тепловыделяющие элементы, также  шарообразные. Каждый

элемент представляет из себя графитовую сферу, в которую  вкраплены частицы

оксида урана. Через реактор прокачивается  газ - чаще всего используется

углекислота СО2. Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии

поступает на теплообменник. Регулирование реактора осуществляется стержнями

из поглотителя, вставляемыми в активную зону.

Экстренное глушение реактора осуществляется путем выстреливания  в

активную зону клина из поглотителя (рядом с реактором устраивают некое

подобие короткой пушки, которая в экстраординарной ситуации выстреливает в

реактор через  его корпус клинообразный кусок  поглотителя, при этом реактор

сразу останавливается). Реактор с шаровой засыпкой выгодно отличается тем,

что в нем  принципиально не может произойти  взрыв гремучего газа, и в случае

разгона реактора сомым неприятным последствием будет  лишь расплавление

тепловыделяющих элементов и невозможность дальнейшей эксплуатации реактора.

Взрыва такого реактора при его разгоне произойти  не может в принципе. С

другой стороны, в случае попадания воды в активную зону (например, из

второго контура  в случае прорыва трубы в теплообменнике) разрушение

реактора и  выброс радиоактивного газа-теплоносителя неизбежно.

Реакторы с  шаровой засыпкой в незначительном количестве строились в

Восточной Европе и Америке.

Реактор на быстрых  нейтронах.

Реактор на быстрых  нейтронах очень сильно отличается от реакторов

всех остальных  типов. Его основное назначение - обеспечение расширенного

воспроизводства делящегося плутония из урана-238 с целью  сжигания всего или

значительной  части природного урана, а также  имеющихся запасов обедненного

урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых  нейтронах может быть

решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом.

Прежде всего, в реакторе на быстрых нейтронах  нет замедлителя. В

связи с этим в качестве топлива используется не уран-235, а плутоний и уран-

238, которые могут  делится от быстрых нейтронов. Плутоний необходим для

обеспечения достаточной  плотности нейтронного потока, которую  не может

обеспечить один уран-238. Тепловыделение реактора на быстрых  нейтронах в

десять-пятнадцать раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных

нейтронах, в связи с чем вместо воды (которая просто не справится с таким

объемом энергии  для передачи) используется расплав  натрия (его температура

на входе - 370 градусов, а на выходе - 550, что в  десять раз выше

аналогичных показателей, скажем, для ВВЭР - там температура воды на входе -

270 градусов, а  на выходе - 293). Опять-таки в связи  с большим

тепловыделением приходится оборудовать даже не два, а три контура (объем

теплоносителя на каждом последующем, естественно, больше), причем во втором

контуре используется опять-таки натрий. При работе такого реактора

происходит очень  интенсивное выделение нейтронов, которые поглощаются слоем

урана-238, расположенного вокруг активной зоны. При этом этот уран

превращается  в плутоний-239, который, в свою очередь, может использоваться

в реакторе как  делящийся элемент. Плутоний используется также в военных

целях.

В настоящее  время реакторы на быстрых нейтронах  широкого

распространения не получили, в основном из-за сложности  конструкции и

проблемы получения  достаточно устойчивых материалов для конструкционных

деталей. В России имеется только один реактор такого типа (на Белоярской

АЭС). Считается, что такие реакторы имеют большое  будущее.

5.Сравнение.

Если подводить  итог, то стоит сказать следующее. Реакторы ВВЭР

достаточно безопасны  в эксплуатации, но требуют высокообогащенного урана.

Реакторы РБМК безопасны лишь при правильной их эксплуатации и хорошо

разработанных системах защиты, но зато способны использовать

малообогащенное топливо или даже отработанное топливо ВВЭР-ов. Реакторы на

тяжелой воде всем хороши, но уж больно дорого добывать тяжелую  воду.

Технология производства реакторов с шаровой засыпкой еще недостаточно

хорошо разработана, хотя этот тип реакторов стоило бы признать наиболее

приемлемым для широкого применения, в частности, из-за отсутствия

катастрофических  последствий при аварии с разгоном реактора. За реакторами

на быстрых  нейтронах - будущее производства топлива  для ядерной энергетики,

эти реакторы наиболее эффективно используют ядерное топливо, но их

конструкция очень  сложна и пока еще малонадежна.

6. Факторы опасности  ядерных реакторов.

Факторы опасности  ядерных реакторов достаточно многочисленны.

Перечислим лишь некоторые из них.

. Возможность  аварии с разгоном реактора. При этом вследствие

сильнейшего тепловыделения может произойти расплавление активной зоны

реактора и  попадание радиоактивных веществ  в окружающую среду. Если в

реакторе имеется  вода, то в случае такой аварии она  будет разлагаться

на водород  и кислород, что приведет к взрыву гремучего газа в реакторе

и достаточно серьезному разрушению не только реактора, но и  всего

энергоблока с  радиоактивным заражением местности.

Аварии с разгоном реактора можно предотвратить, применив специальные

технологии конструкции реакторов, систем защиты, подготовки персонала.

. Радиоактивные  выбросы в окружающую среду.  Их количество и характер

зависит от конструкции  реактора и качества его сборки и  эксплуатации.

У РБМК они наибольшие, у реактора с шаровой засыпкой наименьшие.

Очистные сооружения могут уменьшить их.

Впрочем, у атомной  станции, работающей в нормальном режиме, эти

выбросы меньше, чем, скажем, у угольной станции, так  как в угле тоже

содержатся радиоактивные  вещества, и при его сгорании они  выходят в

атмосферу.

. Необходимость  захоронения отработавшего реактора.

На сегодняшний  день эта проблема не решена, хотя есть много

разработок в  этой области.

. Радиоактивное  облучение персонала.

Можно предотвратить  или уменьшить применением соответствующих  мер

радиационной безопасности в процессе эксплуатации атомной станции.

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

7. Заключение.

Атомная энергетика - активно развивающаяся отрасль. Очевидно, что ей

предназначено большое будущее, так как запасы нефти, газа, угля постепенно

иссякают, а уран - достаточно распространенный элемент  на Земле. Но следует

помнить, что  атомная энергетика связана с  повышенной опасностью для людей,

которая, в частности, проявляется в крайне неблагоприятных  последствиях

аварий с разрушением  атомных реакторов. В связи с  этим необходимо

закладывать решение  проблемы безопасности (в частности, предупреждение

аварий с разгоном реактора, локализацию аварии в пределах биозащиты,

уменьшение радиоактивных  выбросов и др.) еще в конструкцию реактора, на

стадии его  проектирования.

Стоит также  рассматривать другие предложения  по повышению

безопасности  объектов атомной энергетики, как  то: строительство атомных

электростанций  под землей, отправка ядерных отходов  в космическое