Ядерная физика

Радиоактивность
ДОЗЫ РАДИАЦИОННОГО ОБЛУЧЕНИЯ
Естественные источники радиации
Земная радиация
Внутреннее облучение
Другие источники радиации
Источники, созданные человеком
Ядерные взрывы
Атомная энергетика
Профессиональное облучение
Действие радиации на человека
Острое поражение
Рак
Генетические последствия облучения
Понятие приемлемого риска
 

Кроме водо-водяных и кипящих реакторов на атомных электростанциях различных стран мира применяются или разрабатываются и другие типы реакторов. Ниже рассматриваются некоторые из них.

Тяжеловодных ядерных реакторов (реакторов типа CANDU) в начале 2008 года находилась в эксплуатации по всему миру 31 единица. Они разработаны в Канаде (название CANDU происходит от слов Canada Deuterium Uranium) и позволяют, благодаря лучшим замедляющим свойствам тяжелой воды D2O , использовать в качестве ядерного топлива природный (необогащенный) уран. Каждая сборка твэлов, имеющая диаметр 10 cm, содержит, в зависимости от разновидности реактора, от 28 до 43 твэлов и разделена в продольном направлении на 12 секций длиной 0,5 m. Каждая сборка находится в отдельной трубе, изготовленной из сплава циркония, по которой протекает теплоноситель под давлением 7,5…10 MPa. Трубы размещаются в горизонтальном положении в общем баке, заполненном замедлителем низкого давления (рис. 3.8.5). Теплоноситель выходит из реактора при температуре 280…290 oC и направляется, как и в случае других водо-водяных реакторов, в парогенератор. Реактор характеризуется высокой надежностью, дешевизной применяемого ядерного топлива и простотой замены сборок твэлов без остановки реактора. Реактор, кроме того, позволяет намного лучше использовать природное урановое сырье.

Рис. 3.8.5. Принцип устройства тяжеловодного реактора.  1 твэлы, 
2 управляющие стержни, 3 бак реактора, 4 замедлитель (тяжелая вода),  5 питательный насос теплоносителя (тяжелой воды). Приводы управляющих стержней не показаны

Первый опытный тяжеловодный реактор электрической мощностью 22 MW был изготовлен в Канаде в 1962 году. До настоящего времени (в 2008 году) все атомные электростанции Канады основаны на таких реакторах, преимущественно с электрической мощностью 540…935 MW. В результате ядерных процессов в тяжеловодном реакторе, среди других изотопов, образуется тритий (сверхтяжелый водород), имеющий время полураспада в 12,6 года и используемый прежде всего в ядерном оружии, а также в медицине и для изготовления радиолюминесцентных ламп. В будущем он может найти применение в термоядерных реакторах (см. раздел 9.4).

Канальные кипящие графито-водяные реакторы были разработаны в Советском Союзе и первоначально предназначались для установки на судах. Первый реактор такого типа AM-1 (атомный морской) с электрической мощностью в 5 MW установили, однако, в 1954 году на первой в мире атомной электростанции в Обнинске. В 1973 на Ленинградской атомной электростанции (вблизи города Сосновый Бор) был запущен первый крупный реактор этого типа РБМК (реактор большой мощности канальный) с электрической мощностью 1000 MW (рис. 3.8.6).

Рис. 3.8.6. Принцип устройства реактора РБМК. 1  твэлы, 2 управляющие стержни, 3 графитовый замедлитель, 4 оболочка реактора, 5  каналы для твэлов и охлаждающей воды, 6 паровой барабан, 
7 циркуляционный насос, 8 питательный насос. Крышки и запирающие вентили каналов, а также приводы управляющих стержней не показаны

Реактор РБМК-1000 представляет собой цилиндрическую кладку графитовых блоков в стальной оболочке высотой 7 m и диаметром 11,8 m; общая масса графита составляет 1850 t. Через графит проходят 1693 топливных канала, в каждом из которых размещаются последовательно две сборки по 18 твэлов длиной 3,5 m; всего в реакторе 192 t урана со степенью обогащения 2 %. Каждый канал может отдельно открываться, что позволяет заменять сборки твэлов без остановки реактора. Через канал протекает теплоноситель (вода) под давлением 6,5 MPa, который в реакторе испаряется; температура выходящего пара равна 280 oC. Система теплообмена реактора похожа на барабанный паровой котел – в нее входят 4 барабана и 8 циркуляционных насосов (каждый мощностью 5,6 MW); в соответствии с этим каналы разделены на группы и подгруппы. Мощность реактора может регулироваться при помощи 211 стержней управления.

По сравнению с водяными реакторами, графитовый реактор РБМК имеет ряд отличительных свойств, среди которых наиболее существенными могут считаться

более интенсивное превращение урана 238U в плутоний, который может удаляться из отработанных твэлов и использоваться для производства ядерного оружия;

поглощение лишних нейтронов теплоносителем (водой); отсюда следует, что в случае перегрева воды или при ее более интенсивном закипании количество тепловых нейтронов, участвующих в цепной реакции, увеличивается и мощность реактора растет (положительные температурное и пузырьковое явления обратной связи); возможность возникновения нестабильности реактора должна исключаться при помощи автоматической системы защиты, основанной на вводе управляющих (тормозных) стержней, причем, некоторая часть этих стержней (приблизительно 10 %) должна постоянно находиться в активной зоне реактора;

отсутствие прочного корпуса, исключающего попадание радиоактивных веществ в окружающую среду при возможных авариях.

В ночь с 25 по 26 апреля 1986 года на 4-ом реакторе Чернобыльской атомной электростанции (на Украине) проводились опыты по изучению переходных процессов, в ходе которых некомпетентно создавались опасные режимы работы реактора и отключались системы автоматической защиты [3.20]. По этой причине во время опытов начался лавинообразный рост мощности реактора, расплавление твэлов, интенсивное разложение воды на водород и кислород, что в конечном счете привело к взрыву гремучего газа и разрушению реактора. Во время возникшего пожара в окружающую среду было выброшено приблизительно 120 t испарившихся радиоактивных веществ и приблизительно 700 t радиоактивного графита; общее количество радиоактивного загрязнения (50 MCi) превышало приблизительно в 50 раз уровень, возникший при взрыве ядерной бомбы, сброшенной на город Хиросиму в 1945 году. По различным оценкам предполагается, что в течение 20 лет после этой катастрофы вследствие радиоактивного облучения погибло от 10 000 до 30 000 человек. После катастрофы разрушившийся реактор Чернобыльской атомной электростанции был окружен бетонным саркофагом, сооружение двух строящихся реакторов было прекращено, сохранившиеся три реактора были отключены; производство таких реакторов в СССР прекратилось. Системы защиты имеющихся 12 реакторов такого типа на других электростанциях (Ленинградской, Курской и Смоленской) были усовершенствованы. Реакторы такого типа еще большей мощности (1500 MW) были установлены в 1977…1987 годах на Игналинской атомной электростанции (Ignalina) в Литве, но фактически они работали с мощностью 1300 MW. Из-за того, что эти реакторы не соответствуют европейским требованиям безопасности, первый из них был отключен в декабре 2004 года, а второй подлежит отключению в 2009 году.

Кюри (Ci) является единицей активности радиоактивных веществ. Активность совокупности таких вещеста равна 1 Ci, если в ней в течение 1 s делятся 3,700×1010 атомных ядер.

Графито-газовые реакторы были разработаны в начальные годы развития ядерной энергетики в Великобритании, и некоторые из них эксплуатируются поныне. Трубки твэлов этих реакторов изготовлены из сплава магния, из-за чего они называются и реакторами типа магнокс (magnox, от слов magnesium non-oxidising). В качестве топлива используется природный (необогащенный) уран, в качестве теплоносителя – двуокись углерода (СО2). В этих реакторах также можно эффективно получать плутоний. Так как коррозия стального корпуса двуокисью углерода, а также риск возникновения радиоактивного излучения в этих реакторах оказались слишком большими, то оставшиеся еще в эксплуатации 4 реактора предусматривается отключить к 2010 году.

На первой в мире коммерческой атомной электростанции в Колдер-Холле (Calder Hall, Великобритания), запущенной 27 августа 1956 года, были установлены графито-газовые реакторы электрической мощностью 60,5 MW. Основной функцией этих и других, более поздних, реакторов такого типа было, однако, получение не электроэнергии, а оружейного плутония.

Реакторы-размножители отличаются от всех вышерасмотренных реакторов тем, что они основаны на быстрых нейтронах и в них в результате ядерных реакций возникает в виде плутония больше ядерного топлива, чем расходуется в реакторе. По своему физическому принципу их называют также реакторами на быстрых нейтронах или быстрыми реакторами. Отношение энергии, содержащейся в получаемом ядерном топливе, к энергии использованного топлива называется коэффициентом размножения. Обычно этот коэффициент находится в пределах от 1,2 до 1,4, а ее возможной верхней границей в тех разновидностях реакторов, которые известны в настоящее время, считают 1,8.

Как уже отмечено, плутоний возникает и в неразмножающих реакторах. В реакторах с водным замедлителем коэффициент размножения находится обычно в пределах от 0,4 до 0,5, а в реакторах с графитовым замедлителем доходит до 0,8.

В качестве ядерного топлива в реакторах-размножителях обычно используется смесь двуокисей урана и плутония (до 20 % PuO2 и не менее 80 % UO2). Кроме твэлов в этих реакторах имеются размножительные стержни, размещаемые в активной зоне или в виде специального слоя за пределами активной зоны. Встречаются также реакторы, в которых использованы оба принципа размещения размножительных стержней. Эти стержни содержат природный или обедненный уран (возникающий как отходы при обогащении урана) и под воздействием быстрых нейтронов, и в результате других ядерных процессов (прежде всего бета-минус-распада) уран 238U превращается в них в плутоний 239Pu.

Так как реактор-размножитель основан на быстрых нейтронах, то в качестве теплоносителя в нем нельзя использовать воду, действующую замедлителем нейтронов. Обычно используют жидкий натрий, температура которого на выходе из реактора находится в пределах от 500 до 600 oC. В малых опытных реакторах примененялись также ртуть и эвтектика натрий-калий, так как они находятся в жидком состоянии при комнатной температуре. Высокая температура теплоносителя, выходящего из реактора, позволяет получить в парогенераторе, относящемся к реактору, перегретый пар высокого давления (например, 14 MPa, 510 oC) и тем самым повысить кпд ядерной электростанции.

Один из возможных принципов устройства размножительного реактора представлен на рис. 3.8.7. Выходящий из реактора теплоноситель является относительно сильно радиоактивным (содержит изотоп натрия 24Na), и поэтому его направляют в промежуточный теплообменник, где он отдает тепло натриевому теплоносителю второго контура, соединенного с парогенератором.

Реактор и теплообменник первого контура могут находиться и в общем корпусе. Существуют и другие принципы работы таких реакторов, в том числе, например, использование тория в качестве исходного сырья и гелия в качестве теплоносителя. Достижение высокой надежности реакторов на быстрых нейтронах оказалось намного труднее, чем в случае водо-водяных и кипящих реакторов. Кроме того, получаемый в них плутоний намного дороже, чем обычный обогащенный уран, а его производство потеряло актуальность в связи с возможностью получения большого количества плутония из ликвидируемого ядерного оружия. Поэтому на ядерных электростанциях общего применения в начале 2008 года во всем мире действовали только два реактора такого типа (во Франции и в России). Крупнейший в мире реактор на быстрых нейтронах Супер Феникс (Super Phénix) около города Крей-Мальвиль (Creys-Malville, Франция) электрической мощностью 1200 MW был выведен из эксплуатации в 1997 году из-за слишком больших эксплуатационных расходов, а также по политическим соображениям ядерной безопасности.

Первый опытный реактор-размножитель на быстрых нейтронах был построен в 1951 году в США, и 20 декабря 1951 года он впервые в мире был использован для получения электроэнергии. В первый день мощность питаемой электрической цепи (четырех ламп накаливания) составляла 800 W, а на следующий день была достигнута полная мощность в 100 kW.

Рис. 3.8.7. Принцип устройства реактора-размножителя (пример). 
1 твэлы, 2 размножительные стержни, 3 стержни управления, 4 корпус реактора, 5 натриевый насос

Есть и другие виды ядерных реакторов, которые, однако, еще не нашли экономически оправданного применения в энергетике.

В результате деления урана и других ядерных процессов в твэлах ядерных реакторов возникает большое количество различных радиоактивных и нерадиоактивных химических элементов. В качестве примера в таблице 3.8.1 представлено количество таких веществ (всего по массе 45 kg) после получения из одной тонны обогащенного урана (3,3 % 235U) энергии в 34 GWd [3.21].

Среди продуктов, возникающих в результате деления урана, особую опасность для людей и животных представляют

плутоний, все соединения которого ядовиты,

цезий 137Cs, который ведет себя в организме подобно калию и участвует в процессах обмена веществ всех клеток организма,

стронций 90Sr, который ведет себя в организме подобно кальцию и откладывается в костях, оставаясь в них до конца жизни,

иод 131I, накапливающийся в щитовидной железе и являющийся канцерогенным (вызывающим рак) веществом.

При нормальной эксплуатации атомных электростанций и при надлежащих способах транспортировки и складирования отработанных твэлов эти вещества не могут попасть в окружающую среду. Короткоживущие радиоактивные изотопы разлагаются во время хранения в специальных бассейнах этих электростанций, плутоний отделяется на заводах утилизации, а долгоживущие радиоактивные изотопы складируются после этого в контейнерах или заливаются в искусственные каменные блоки в конечных хранилищах, сооруженных в скальных породах на глубине 1…2 km. Имеются и наземные конечные хранилища, преимуществом которых считается удобный надзор. Ранее ядерные отходы и даже целые реакторы выбрасывались в море (особенно в большом количестве в Баренцево море).

Деление уранового ядра при бомбардировке нейтронами открыли 22 декабря 1938 года директор Берлинского института химии имени кайзера Вильгельма (Kaiser-Wilhelm-Institut für Chemie) Отто Ган (Otto Hahn, 1879–1968) и научный сотрудник того же института Фриц Штрассман (Fritz Straßmann, 1902–1980). В 1939 году бывшая сотрудница О. Гана, эмигрировавшая в Швецию австрийский физик Лизе Мейтнер (Lise Meitner, 1878–1968) выяснила, что в результате деления урана должна освобождаться ядерная энергия. После этого в Германии и США, а затем и в других государствах начались интенсивные исследования ядерных процессов, главным образом в целях разработки ядерного оружия. Первый опытный реактор (с графитовым замедлителем) был построен по патенту итальянского физика Энрико Ферми (Enrico Fermi, 1901–1954) и венгерского физика Лео Силарда (Leo Szilard, 1898–1964), эмигрировавших в США, в спортивном зале Чикагского университета и запущен 2 декабря 1942 года.

В Эстонии, в учебном центре военно-морского флота СССР в городе Палдиски (Paldiski), действовали два реактора подводных лодок тепловой мощностью 70 MW и 90 MW, которые были остановлены после вывода войск России из Эстонии. Ядерное топливо из них удалено, но их безопасный демoнтаж может начаться только через несколько десятков лет.

Атомная энергетика, радиация. Решение задач по физике