г. Москва,2011г.

1.Введение. 3

2.Ядерная энергетика. 4

3. Ядерный реактор. 6

Механизм энерговыделения. 6

Конструкция. 7

Физические принципы работы.. 7

4.Классификация ядерных реакторов. 9

По характеру использования. 9

По спектру нейтронов. 10

По размещению топлива. 10

По виду топлива. 11

По виду теплоносителя. 11

По роду замедлителя. 11

По конструкции. 12

По способу генерации пара. 12

Классификация МАГАТЭ. 12

Принцип работы атомного реактора. 12

Отличительные особенности. 13

Условия работы.. 14

5.Материалы реакторов. 15

6. АЭС Фукусима-1. 17

Оценки тяжести аварии. 18

Последствия. 19

Заключение. 20

Литература. 21

1.Введение

Благополучие большинства государств мира и формат их взаимоотношений в первой половине XXI века во многом будет определяться тем, как будет решена общая для всего человечества энергетическая проблема. Энергетика, построенная на углеводородах, исторически себя исчерпала, и в течение ближайших десяти лет её рост будет закончен. Новых месторождений будет открываться всё меньше и меньше. Если развитие ядерной энергетики не будет резко ускорено, то уже через десятилетие мир окажется в ситуации катастрофической энергетической недостаточности. То есть, нынешняя ситуация во многом аналогична ситуации начала 70-х годов прошлого века, когда дефицит нефти вызвал всплеск строительства новых АЭС. И сегодня мы становимся свидетелями начала ренессанса атомной энергетики и в России, и в других странах мира. Тому есть три причины. Первая - атомная энергетика доказала свою безупречность в области экологии по сравнению с другими доминирующими источниками энергии. Вторая - атомная энергетика, используя новые технологии, готова придать новое качество предоставлению услуг обществу, а именно: дешевизна, достаточный ресурс и безопасность. И, наконец, третья, может быть, главная - востребованность новых источников энергии.

Применительно к нашей стране В.В. Путин, занимавший в годы начала атомного ренессанса в России пост Президент Российской Федерации, подчеркнул: «Мы подошли к совершенно другому рубежу работы в сфере атомной энергетики. Я считаю, что это та отрасль, где у России есть совершенно очевидные преимущества, накопленные за предыдущие десятилетия, и мы не можем их утратить».

В свою очередь, руководитель Государственной корпорации по атомной энергии (Росатом) С.В. Кириенко сказал : «Президентом и Председателем Правительства перед нами поставлены серьезные цели. Кроме важнейших задач по обеспечению обороноспособности страны и развитию науки, стоит крайне важная задача развития атомно-энергетического комплекса. Сегодня 16% электроэнергии в стране вырабатывается на атомных электростанциях, а в некоторых регионах - от 30 до 40%. С учетом удвоения ВВП и роста экономики необходим и опережающий рост энергетических мощностей. Задача-минимум - чтобы атомная энергетика не отстала от этого процесса, а задача-максимум - чтобы она стала ее лидером, как это происходит сейчас во многих странах мира. Это масштабная и ответственная работа».

Но за всем этим стоит главный вопрос: «Опасна ли ядерная энергетика?» Этим вопросом особенно часто стали задаваться в последнее время, особенно после аварий на атомных электростанциях Тримайл-Айленд, Чернобыльской АЭС и случившейся недавно аварии на Фукусима-1. 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.Ядерная энергетика

Ядерная энергетика (Атомная энергетика ) — это отрасль энергетики, занимающаяся производством электрической и тепловой энергии путём преобразования ядерной энергии.

Обычно для получения ядерной энергии используют цепную ядерную реакцию деления ядер урана-235 или плутония. Ядра делятся при попадании в них нейтрона, при этом получаются новые нейтроны и осколки деления. Нейтроны деления и осколки деления обладают большой кинетической энергией. В результате столкновений осколков с другими атомами эта кинетическая энергия быстро преобразуется в тепло.

Хотя в любой области энергетики первичным источником является ядерная энергия (например, энергия солнечных ядерных реакций в гидроэлектростанциях и электростанциях, работающих на органическом топливе, энергия радиоактивного распада в геотермальных электростанциях), к ядерной энергетике относится лишь использование управляемых реакций в ядерных реакторах.

Ядерная энергия производится в атомных электрических станциях, используется на атомных ледоколах, атомных подводных лодках; США осуществляют программу по созданию ядерного двигателя для космических кораблей (СССР на момент своего распада уже имел рабочий образец^{[источник не указан 50 дней ]} ), кроме того, предпринимались попытки создать ядерный двигатель для самолётов (атомолётов) и «атомных» танков.

Ядерная энергетика остаётся предметом острых дебатов. Сторонники и противники ядерной энергетики резко расходятся в оценках её безопасности, надёжности и экономической эффективности. Опасность связана с проблемами утилизации отходов, авариями, приводящими к экологическим и техногенным катастрофам, а также с возможностью использовать повреждение этих объектов (наряду с другими: ГЭС, химзаводами и т.п.) обычным оружием или в результате теракта — как оружие массового поражения. «Двойное применение» предприятий ядерной энергетики, возможная утечка (как санкционированная, так и преступная) ядерного топлива из сферы производства электроэнергии и его использовании для производства ядерного оружия служит постоянным источником общественной озабоченности, политических интриг и поводов к военным акциям (например, Операция «Опера», Иракская война).

Слияние ядер

Слияние ядер, тип ядерной реакции, при которой ядра легких атомов (таких как водород) соединяются и образуют одно или несколько более тяжелых ядер, и этот процесс сопровождается выделением большого количества энергии. Происходит на Солнце и других звездах, воспроизведен на Земле при создании ВОДОРОДНОЙ БОМБЫ. При самоподдерживающемся слиянии ядра принимают форму ПЛАЗМЫ. Именно такой управляемый процесс необходим для практического получения ядерной энергии. Но существует трудность поддержания данного процесса и использования его как источника ядерной энергии. Попытки использования его были сделаны при создании реактора ТОКАМАК

Цель экспериментов по выработке энергии, выделяемой вследствие слияния ядер, состоит в получении энергии при слиянии ядер грития и дейтерия. Это изотопы водо рода,процесс их слияния мо жет происходить только при температуре выше ста миллионов градусов и при очень высоком давпении Дейтерий имеет один протон, один нейтрон и один электрон, в то время как тригий имеет один протон, два нейтрона и электрон. В реакторе,где происходит синтез, смесь двух изотопов нагревается за счет интенсивного излучения, ионной бомбардировки и электрических импульсов

Расщепление ядер

Расщепление ядер, в физике - ядерная реакция, в ходе которой тяжелое атомное ядро расщепляется на два с высвобождением двух или трех НЕЙТРОНОВ и огромного количества энергии. Может произойти внезапно или явиться результатом бомбардирования ядра медленными нейтронами, то есть нейтронами, обладающими низкой энергией. Нейтроны, высвобождающиеся в ходе первичного расщепления, могут привести к дальнейшему расщеплению ядра, вызвав цепную реакцию. Процесс расщепление ядра является основой для создания атомного оружия и атомных реакторов.

На большинстве ядерных электростанций в качестве топлива используется уран-235 нейтроном

3. Ядерный реактор

Я́дерный реа́ктор — это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1. Она была запущена 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И. В. Курчатова.^[1]

К 1978 году в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов. Составными частями любого ядерного реактора являются: активная зона с ядерным топливом, обычно окруженная отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиационная защита, система дистанционного управления. Основной характеристикой ядерного реактора является его мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3×10¹⁶ актов деления в 1 сек.

В настоящее время, по данным МАГАТЭ, в мире насчитывается 441 реактор в 30 странах. Также ведётся строительство ещё 44 реакторов^.

Устройство и принцип работы

Механизм энерговыделения.

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии — энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни градусов Кельвина, в случае же ядерных реакций — это минимум 10⁷ K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Конструкция

Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:

• Активная зона с ядерным топливом и замедлителем;
• Отражатель нейтронов, окружающий активную зону;
• Теплоноситель;
• Система регулирования цепной реакции, в том числе аварийная защита;
• Радиационная защита;
• Система дистанционного управления

Физические принципы работы

Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью ρ, которые связаны следующим соотношением:

Для этих величин характерны следующие значения:

• k > 1 — цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритичном состоянии, его реактивность ρ > 0;
• k < 1 — реакция затухает, реактор — подкритичен, ρ < 0;
• k = 1, ρ = 0 — число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии.

Условие критичности ядерного реактора:

, где

• есть доля полного числа образующихся в реакторе нейтронов, поглощённых в активной зоне реактора, или вероятность избежать нейтрону утечки из конечного объёма.
• k₀ — коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров.

Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин потерь фактически две: захват без деления и утечка нейтронов за пределы размножающей среды.

Очевидно, что k < k₀ , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k₀ < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k₀ определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k₀ для тепловых реакторов можно определить по так называемой «формуле 4-х сомножителей»:

, где

• μ — коэффициент размножения на быстрых нейтронах;
• φ — вероятность избежать резонансного захвата;
• θ — коэффициент использования тепловых нейтронов;
• η — выход нейтронов на одно поглощение.

Объёмы современных энергетических реакторов могут достигать сотен м³ и определяются главным образом не условиями критичности, а возможностями теплосъёма.

Критический объём ядерного реактора — объём активной зоны реактора в критическом состоянии. Критическая масса — масса делящегося вещества реактора, находящегося в критическом состоянии.

Наименьшей критической массой обладают реакторы, в которых топливом служат водные растворы солей чистых делящихся изотопов с водяным отражателем нейтронов. Для ²³⁵ U эта масса равна 0,8 кг, для ²³⁹ Pu - 0,5 кг^{[источник не указан 158 дней]} . Широко известно, однако, что критическая масса для реактора LOPO (первый в мире реактор на обогащённом уране), имевшего отражатель из окиси бериллия, составляла 0,565 кг^{[источник не указан 158 дней]} , несмотря на то, что степень обогащения по изотопу 235 была лишь немногим более 14 %. Теоретически, наименьшей критической массой обладает ²⁵¹ Cf, для которого эта величина составляет всего 10 г.

С целью уменьшения утечки нейтронов, активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например короткого цилиндра или куба, так как эти фигуры обладают наименьшим отношением площади поверхности к объёму.

Несмотря на то, что величина (e - 1) обычно невелика, роль размножения на быстрых нейтронах достаточно велика, поскольку для больших ядерных реакторов (К_∞ — 1) << 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Для начала цепной реакции обычно достаточно нейтронов, рождаемых при спонтанном делении ядер урана. Возможно также использование внешнего источника нейтронов для запуска реактора, например, смеси Ra и Be, ²⁵² Cf или других веществ

Иодная яма

Иодная яма — состояние ядерного реактора после его выключения, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа ксенона ¹³⁵ Xe. Этот процесс приводит к временному появлению значительной отрицательной реактивности, что, в свою очередь, делает невозможным вывод реактора на проектную мощность в течение определённого периода (около 1-2 суток).

4.Классификация ядерных реакторов.

По характеру использования

По характеру использования ядерные реакторы делятся на:

• Экспериментальные реакторы , предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких кВт.
• Исследовательские реакторы , в которых потоки нейтронов и гамма-квантов, создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется.
• Изотопные (оружейные, промышленные) реакторы , используемые для наработки изотопов, используемых в ядерных вооружениях, например ²³⁹ Pu.
• Энергетические реакторы , предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, при опреснении воды, для привода силовых установок кораблей, самолётов ^{[4] [5] [6] [7] [8]} и космических аппаратов^[4] , в производстве водорода и металлургии и т. д. Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5 ГВт

По спектру нейтронов

• Реактор на тепловых (медленных) нейтронах («тепловой реактор»)
• Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)
• Реактор на промежуточных нейтронах
• Реактор со смешанным спектром

По размещению топлива

• Гетерогенные реакторы, где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель;
• Гомогенные реакторы, где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).

В гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в полостном реакторе замедлитель-отражатель окружает полость с топливом, не содержащим замедлителя. С ядерно-физической точки зрения критерием гомогенности/гетерогенности является не конструктивное исполнение, а размещение блоков топлива на расстоянии, превышающем длину замедления нейтронов в данном замедлителе. Так, реакторы с так называемой «тесной решёткой» рассчитываются, как гомогенные, хотя в них топливо обычно отделено от замедлителя.

Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими сборками (ТВС), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки .

По виду топлива

• изотопы урана 235 и 233 (²³⁵ U и ²³³ U)
• изотоп плутония 239 (²³⁹ Pu)
• изотоп тория 232 (²³² Th) (посредством преобразования в ²³³ U)

По степени обогащения:

• Естественный уран
• Слабо обогащённый уран
• Чистый делящийся изотоп

По химическому составу:

• металлический U
• UO₂ (диоксид урана)
• UC (карбид урана) и т. д.

По виду теплоносителя

• H₂ O (вода, см. Водо-водяной реактор)
• Газ, (см. Графито-газовый реактор)
• D₂ O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)
• Реактор с органическим теплоносителем
• Реактор с жидкометаллическим теплоносителем
• Реактор на расплавах солей
• Реактор с твердым теплоносителем

По роду замедлителя

• С (графит, см. Графито-газовый реактор, Графито-водный реактор)
• H₂ O (вода, см. Легководный реактор, Водо-водяной реактор, ВВЭР)
• D₂ O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)
• Be, BeO
• Гидриды металлов
• Без замедлителя (см. Реактор на быстрых нейтронах)

По конструкции

• Корпусные реакторы
• Канальные реакторы

По способу генерации пара

• Реактор с внешним парогенератором (См. Водо-водяной реактор, ВВЭР)
• Кипящий реактор

Классификация МАГАТЭ

• BWR (boiling water reactor) — Кипящий ядерный реактор
• FBR (fast breeder reactor) — Реактор на быстрых нейтронах (БН-600)
• GCR (gas-cooled reactor) — (advanced gas-cooled reactor (AGR))
• LWR (light water reactor) — Легководный реактор
• LWGR (light water graphite reactor) — Графито-водный ядерный реактор (РБМК)
• PHWR (pressurised heavy water reactor) — Тяжеловодный ядерный реактор (CANDU)
• PWR (pressurized water reactors) — Реактор с водой под давлением (реактор со сжатой водой (иногда неправильно, Р. на сжатой воде))

В начале XXI века наиболее распространены гетерогенные ядерные реакторы на тепловых нейтронах с замедлителями — H₂ O, С, D₂ O и теплоносителями — H₂ O, газ, D₂ O, например, водо-водяные ВВЭР, канальные РБМК.

Перспективными являются также быстрые реакторы. Топливом в них служит ²³⁸ U, что позволяет в десятки раз улучшить использование ядерного топлива по сравнению с тепловыми реакторами, это существенно увеличивает ресурсы ядерной энергетики

Принцип работы атомного реактора

Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.
Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).
Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя может применяться также расплавленный натрий или газ. Использование натрия позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в натриевом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления, но создаёт свои трудности, связанные с повышенной химической активностью этого металла.
Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор). Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур, а реакторы БН (реактор на Быстрых Нейтронах) — два натриевых и один водяной контуры.
В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции

Кипя́щий я́дерный реа́ктор (англ. Boiling Water Reactor ( BWR ) ) — ядерный реактор, в котором пароводяную смесь получают в активной зоне.

Отличительные особенности

В АЭС с некипящими реакторами температура воды в первом контуре ниже температуры кипения. При необходимых для получения приемлемого коэффициента полезного действия температурах (больше 300 °C) это возможно только при высоких давлениях (в реакторах ВВЭР-1000 рабочее давление в корпусе 160 атм), что требует создания высокопрочного корпуса. Насыщенный водяной пар под давлением 12—60 атм при температуре до 330 °C вырабатывается во втором контуре. В кипящих реакторах пароводяную смесь получают в активной зоне. Давление воды в первом контуре составляет около 70 атм. При этом давлении вода закипает в объёме активной зоны при температуре 280 °C. Кипящие реакторы обладают рядом достоинств по сравнению с некипящими. В кипящих реакторах корпус работает при более низком давлении, в схеме АЭС нет парогенератора.

Особенность кипящих реакторов заключается в том, что у них отсутствует борное регулирование, компенсация медленных изменений реактивности (например, выгорания топлива) производится только межкассетными поглотителями, выполненными в виде креста. Борное регулирование неосуществимо из-за хорошей растворимости бора в паре (большая его часть будет уноситься в турбину). Бор вводят лишь на время перегрузки топлива для создания глубокой подкритичности.

В большинстве кипящих реакторов поглощающие стержни системы управления и защиты располагаются снизу. Таким образом значительно повышается их эффективность, так как максимум потока тепловых нейтронов смещён в реакторах этого типа в нижнюю часть активной зоны. Такая схема также более удобна при перегрузках топлива и освобождает верхнюю часть реактора от приводов СУЗ, позволяя таким образом более удобно организовать сепарацию пара^[1] .

Условия работы

Для устойчивой работы кипящего корпусного реактора выбирают такой режим, при котором массовое паросодержание не превышает определённую величину. При больших значениях массового паросодержания работа реактора может быть неустойчивой. Такая неустойчивость объясняется тем, что пар вытесняет воду из активной зоны, а это увеличивает длину замедления нейтронов L_S . При слишком бурном кипении значение L_S возрастает настолько, что реактор получает отрицательную реактивность и мощность реактора начинает падать.

Снижение мощности уменьшает интенсивность кипения, массовое паросодержание, а значит, и длину замедления. В результате такого процесса освобождается реактивность, после чего мощность реактора и интенсивность кипения начинают возрастать. Происходит опасное для конструкции реактора и обслуживающего персонала колебание мощности.

При паросодержании ниже допустимого таких опасных колебаний мощности не происходит, реактор саморегулируется, обеспечивая стационарный режим работы. Так, снижение уровня мощности и уменьшение интенсивности кипения освобождает реактивность, обеспечивающую возврат уровня мощности к исходному. Паросодержание воды на выходе из активной зоны зависит от удельной мощности. Поэтому допустимое паросодержание, ниже которого обеспечивается устойчивая работа кипящего реактора, ограничивает мощность реактора с заданными размерами активной зоны. При таком ограничении с единицы объёма кипящего реактора снимается меньшая мощность, чем с единицы объёма некипящего реактора. Это существенный недостаток кипящих реакторов.

Вышесказанное справедливо для активной зоны, в которой объем воды-замедлителя избыточен относительно оптимального её количества, определяемого из отношения объёма воды к объёму топлива. В этом случае уменьшение количества воды-замедлителя нейтронов в активной зоне из-за кипения приближает соотношение объёмов замедлителя и топлива к оптимальному и приводит к увеличению размножающих свойств топлива.

В случае затеснённой активной зоны, в которой воды относительно недостаёт даже в отсутствие кипения, появление кипения будет сопровождаться снижением мощности из-за недостатка замедления нейтронов на воде и ухудшения размножающих свойств такой топливной среды.

5.Материалы реакторов

Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов, γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность, сечение поглощения и другие свойства.

Оболочки ТВЭЛов, каналы, замедлители (отражатели) изготовляют из материалов с небольшими сечениями поглощения. Применение материалов, слабо поглощающих нейтроны, снижает непроизводительный расход нейтронов, уменьшает загрузку ядерного топлива и увеличивает коэффициент воспроизводства КВ. Для поглощающих стержней, наоборот, пригодны материалы с большим сечением поглощения. Это значительно сокращает количество стержней, необходимых для управления реактором.

Быстрые нейтроны, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру вещества. Так, в твёрдом веществе быстрые нейтроны выбивают атомы из кристаллической решётки или сдвигают их с места. Вследствие этого ухудшаются пластические свойства и теплопроводность материалов. Сложные молекулы под действием излучения распадаются на более простые молекулы или составные атомы. Например, вода разлагается на кислород и водород. Это явление известно под названием радиолиза воды.

Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или рекомбинация водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несущественен в энергетических некипящих реакторах (например, ВВЭР), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. В реакторах есть специальные системы для ее сжигания.

Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителем и ядерным топливом, тепловыделяющие кассеты — с теплоносителем и замедлителем и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию.

У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах. Это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые должны выдерживать высокое давление

Управление ядерным реактором

Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием, которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут.

Для управления реактором используют стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (Cd, В и др.) и/или раствор борной кислоты, в определённой концентрации добавляемый в теплоноситель (борное регулирование). Движение стержней управляется специальными механизмами, работающими по сигналам от оператора и аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока.

На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону специальных аварийных стержней — система аварийной защиты

6. АЭС Фукусима-1

Фукуси́ма-1 (яп. 福島第一原子力発電所 Фукусима дай-ити гэнсирёку хацудэнсё ^? ) — атомная электростанция, расположенная в городе Окума в уезде Футаба префектуры Фукусима. По состоянию на февраль 2011 года её шесть энергоблоков, мощностью 4,7 ГВт, делали Фукусиму-1 одной из 25 крупнейших атомных электростанций в мире. Фукусима-1 — это первая АЭС, построенная и эксплуатируемая Токийской энергетической компанией (TEPCO).

Расположенная в 11,5 км южнее АЭС Фукусима-2 также эксплуатируется компанией TEPCO.

Авария на АЭС Фукусима-1

11 марта 2011 года в результате сильнейшего за время наблюдения землетрясения в Японии произошла радиационная авария с локальными последствиями, по заявлению японских авторитетных лиц — 4-го уровня в момент начала аварии по шкале INES^[6] .

12 марта в 1:00 по московскому времени была объявлена эвакуация населения из 10-километровой зоны вокруг АЭС ^{[7] [8]} (позже зона была расширена до 20 километров^[9] ).

На атомной электростанции «Фукусима-1» в момент землетрясения три работающих энергоблока были остановлены действием аварийной защиты, все аварийные системы сработали в штатном режиме. Однако спустя час было прервано электроснабжение (в том числе от резервных дизельных электростанций), предположительно из-за последовавшего за землетрясением цунами.

Без достаточного охлаждения во всех трёх работавших энергоблоках начал снижаться уровень теплоносителя и повышаться давление, создаваемое образующимся паром. Первая серьёзная ситуация возникла на энергоблоке № 1. Для недопущения повреждения реактора высоким давлением пар сбрасывали в гермооболочку, в которой давление возросло до 840 кПа при расчётном значении в 400 кПа. Чтобы гермооболочка не разрушилась, пар пришлось сбрасывать в атмосферу, TEPCO и МАГАТЭ заявили при этом, что он будет фильтроваться от радионуклидов. Давление в гермооблочке удалось сбросить, однако при этом в обстройку реакторного отделения проникло большое количество водорода, образовавшегося в результате оголения топлива и окисления циркониевой оболочки тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) паром (пароциркониевая реакция)^[6]

Электроснабжение необходимо для охлаждения остановленных реакторов, которые активно выделяют тепло в течении существенного времени после остановки. Сразу после потери резервных дизель-генераторов владелец станции компания TEPCO заявила правительству Японии об аварийной ситуации. С 22 по 23 марта на станции был зафиксирован самый сильный выброс радиации с момента аварии, превышающий максимально допустимую норму облучения в 1000 раз, все работники станции эвакуированы.

На блоках 1 и 2 начались работы по восстановлению аварийного электроснабжения с помощью мобильных силовых установок. Продолжается подача морской воды с борной кислотой для охлаждения реакторов блоков 1 и 3.

На блоке 2 отказала система аварийного охлаждения, TEPCO уведомило о начале такой же аварийной ситуации, как и на блоках 1 и 3.

После отказа системы охлаждения, на блоке 2 началась операция по охлаждению морской водой с борной кислотой, аналогичная проводимой на 1 и 3 блоках. Однако в процессе работ отказал предохранительный клапан сброса пара из реактора. В результате, из-за возросшего давления, подача воды стала невозможной. Активная зона на некоторое время оголилась полностью, часть ТВЭЛов, вероятно, серьёзно повреждены. Однако функции клапана удалось восстановить, что позволило сбросить давление и продолжить охлаждение морской водой.

По состоянию на 25 марта 2011 года ликвидация последствий аварии продолжается

Оценки тяжести аварии

Шкала ИНЕС является всемирным инструментом, предназначенным для информирования населения.

Текущий уровень:

• 5 уровень по шкале INES (по оценке NISA (англ.)русск.). (До 18 марта: 4-й уровень).

На второй день аварии, 12 марта, власти Японии оценивали аварию как соответствующую уровню 4. Однако в ходе развития событий, 18 марта, повреждения активных зон реакторов 1,2 и 3 энергоблоков из-за полной потери возможностей охлаждения, было оценено японскими официальными лицами как события, соответствующие уровню 5. Потеря охлаждения бассейна выдержки отработавшего топлива энергоблока 4 оценивается по уровню 3. Потеря функций охлаждения реакторов 1, 2 и 4 оценивается также по 3 уровню^.

Альтернативные оценки

• 6 уровень по шкале INES (по оценке ASN (англ.)русск. от 15 марта)
• 6 уровень по шкале INES и, возможно, достигнет 7 (по оценке ISIS (англ.)русск. от 15 марта)

Последствия

15 марта Правительство Японии сделало запрос в МАГАТЭ о поддержке в сфере экологического мониторинга и исследования воздействия радиации на здоровье людей. Планируется, что команды экспертов агентства помогут в этом японским коллегам.

23 марта в Токио были введены ограничения на употребление водопроводной воды детьми до одного года из-за обнаружения в ней иода-131, при этом его концентрация ниже значений установленных в Японии для чрезвычайных ситуаций. Однако уже 24 марта в связи падением концентрации веществ в воде все ограничения были сняты. Ранее присутствие иода-131 и цезия-137 было обнаружено в молоке и шпинате в префектуре Фукусима. Употребление некоторых продуктов было запрещено, хотя это не несёт опасности для здоровья.

В пробах морской воды, взятых 22 и 23 марта в 30-километровой зоне станции, был обнаружен иод-131 (несколько выше допустимых норм) и цезий-137 (намного ниже допустимых норм).

23-24 марта следы радиации^[ были отмечены по всему земному шару: в Западной Европе (Германия, Исландия, Франция), США (Калифорния, Вашингтон, Орегон, Колорадо, Гавайи и др. штаты) и России (на корабле, прибывшем в Ванино из порта Кавасаки). Многие страны, в т.ч. Россия, запретили ввоз в страну продуктов из Японии.

Кроме того, аналитиками предсказывается повышение мировых цен на видео, аудио, компьютерную технику и автомобили.

Последствия тяжелой аварии в основном зависят от наличия/отсутствия целостности защитной оболочки, от ее оборудования по фильтрованию выбросов, а также от характеристик днища.

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.

Литература

1. С.А. Андрушечко, А.М. Афров, Б.Ю. Васильев. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эусплуатации до эволюции проекта. 2010 г., Логос.

2. Грешилов А. А., Егупов Н. Д., Матущенко А. М. Ядерный щит. — М.: Логос, 2010

3. Комлева Е. Феномен ядерной энергии и пространство символических форм (За ясное “неядерное ядерное”!) // Эл. журнал «Знание. Понимание. Умение». — 2008

Сайт Википедия. Ссылка: «http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%AF%D0%B4%D0%B5%D1%80%D0%BD%D0%B0%D1%8F_%D1%8D%D0%BD%D0%B5%D1%80%D0%B3%D0%B5%D1%82%D0%B8%D0%BA%D0%B0» Обновление информации на странице: 18 марта 2011 года.