5. Чернобыльская катастрофа и ее последствия

5.1. Устройство и принцип работы ядерного реактора

Чернобыльская АЭС (далее ЧАЭС) расположена на Украине в 10 км от нашей границы: н.п. Припять, недалеко от г. Чернобыль, Киевской области.

На АЭС функционировало 4 энергоблока, имевшие по одному ядерному реактору типа РБМК – 1000, что расшифровывается как: реактор большой мощности, канальный, электрической мощностью в 1000 квт (1 Мвт).

В каждом реакторе находилось по 192 т обогащенного урана. 4-й энергоблок, на котором произошла авария, был введен в эксплуатацию в декабре 1983 г.

Другим видом ядерных реакторов является реактор типа ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор, такие реакторы работают, например, на Ровенской АЭС в Украине.

Ядерным реактором называется устройство, в котором может происходить самоподдерживающаяся управляемая ценная ядерная реакция деления ядер тяжелых химических элементов под действием нейтронов.

Ядерные реакторы состоят из 5 основных элементов:

1) ядерное топливо; 4) система охлаждения (теплоноситель);

2) замедлитель быстрых нейронов 5) система безопасности и регулирования.

3) отражатель нейтронов;

Я дерное топливо представляет собой природный уран – 238 (или торий – 232), обогащенный делящимся веществом, в качестве которого используются изотопы U – 235 (U –233), Pu – 239, Pu - 240, Pu – 241, в которых под действием нейтронов происходит цепная ядерная реакция деления ядер, например:

Ядро U-235 распадается на 2 осколка (из которых один всегда тяжелее другого), кроме того образуются 2-3 вторичных быстрых нейтрона, которые, проходя через замедлители, теряют свою скорость и энергию, превращаются в тепловые и делят следующие ядра

U – 235, тем самым повторяя предыдущий цикл, и

т. д. (Рис. 2).

Рис. 31. Вариант деления урана - 235

Распределение энергии (МэВ), освобождающейся в результате деления ядра, между различными видами осколков и частиц следующее: (МэВ)

кинетическая энергия осколков деления                                                      – 166

нейтроны                                                                                                             – 5

мгновенное γ - излучение                                                                                    – 7

γ - излучение продуктов распада                                                                         – 7

энергия β - частиц                                                                                          – 5

нейтрино                                                                                                               –10

Итого – 200

Рис. 32. Цепная реакция деления ядра U - 235

В качестве замедлителя быстрых нейтронов может использоваться:

- обычная вода (H₂O); - бериллий, окись бериллия;

- тяжелая вода (Д₂О) - гидриды металлов;

- графит; - органические жидкости.

Все эти вещества слабо поглощают нейтроны и снижают их скорость (энергию) до тепловой.

В качестве отражателя нейтронов (не дает нейтроном покинуть активную зону), окружающего активную зону реактора, используются те же вещества, что и для замедлителя. Эффективность отражателя быстро возрастает с увеличением его толщины и достигает предела, когда эта толщина в несколько раз превышает среднюю длину свободного пробега нейтронов в нем.

Система охлаждения предназначена для отвода из активной зоны выделяющейся в ней энергии деления ядер, обычно - в виде определенного количества тепла, в которое переходит кинетическая энергия осколков деления при их торможении в делящемся веществе и замедлителе.

Для отвода полученной тепловой энергии через активную зону прокачивается теплоноситель (вода, водяной пар, гелий, CO₂, воздух, жидкие металлы и сплавы), который затем через теплообменник передает тепло во вторичную теплосистему реактора.

Система регулирования и безопасности - обеспечивает возможность управления цепной реакции, недопущение ее самопроизвольного разгона, а также обеспечивает защиту окружающего реактор пространства от излучения активной зоны.

Для регулирования применяют вдвигающие в активную зону управляющие стержни из вещества с высоким сечением поглощения нейтронов (бор, кадмий).

Защита от излучений достигается окружением реактора массивными слоями веществ, сильно поглощающих нейтроны и гамма - лучи (например: комбинации бетона и свинца), а также полной замкнутостью цепей теплоносителя и отсутствием утечек в них.

В реакторах первого поколения для деления ядер U – 233, U – 235, Pu – 239, 240, 241 используются медленные (тепловые) нейтроны и обязательно присутствует замедлитель, для превращения вторичных быстрых нейтронов деления ядер в медленные (тепловые). В таких реакторах степень обогащения в ядерном топливе природного урана (тория) ураном 235 (U - 233) достигает 3 – 4 %.

В реакторах второго поколения для поддержания цепной ядерной реакции используются или промежуточные, или быстрые нейтроны и топливная смесь в них должна быть обогащена делящимся веществом не менее чем на 15%.

Преимущество реакторов второго поколения состоит в том, что в них коэффициент воспроизводства плутония – 239 достигает 1,5 по сравнению с 0,6 … 0,7 в реакторах первого поколения. То есть, в таком реакторе при сжигании 1 кг U – 235 (U – 233) из U – 238 (Th – 232) получают до 1,5 кг Pu-– 239, который затем может быть использован как делящееся вещество в том же реакторе или же – для военных целей.

Получение плутония происходит по следующей схеме:

М едленный ₀n1 + ₉₂U²³⁸ ₉₂U²³⁹ _-1e⁰ + ₉₃Np²³⁹ _-1e⁰ + ₉₄Pu ²³⁹.

Рис. 33. Принципиальная схема ядерного энергоблока АЭС с реактором типа РБМК

Цифрами в реакторе обозначены: 1 - защита реактора, 2 – ТВЭЛы, 3 - регулирующие стержни,

4 – замедлитель (графитовый цилиндр), 5 - теплоноситель (вода), 6 - отражатель нейтронов.

5

Рис. 34. Принципиальная схема ядерного энергоблока АЭС с реактором типа ВВЭР

Цифрами в реакторе обозначены: 1 - защита реактора, 2 – ТВЭЛы, 3 - регулирующие стержни,

4 – замедлитель и теплоноситель (вода), 5 - отражатель нейтронов.

Работают энергоблоки АЭС следующим образом.

В тепловыводящих элементыах, ТВЭЛах, которые представляют собой герметические металлические цилиндры, заполненные ядерным топливом, под действием нейтронов начинается цепная ядерная реакция деления ядер U- 235.

Для того, чтобы цепная ядерная реакция была управляемой и не произошел ядерный взрыв, в активную зону реактора вводятся регулирующие (управляющие) стержни: когда их опускают вниз, то они начинают поглощать нейтроны и цепная реакция ослабевает, и наоборот. Регулирование осуществляется автоматически, а на случай аварии предусматривается и ручной вариант.

При торможении в замедлителе и теплоносителе осколков и нейтронов их кинетическая энергия превращается в тепловую энергию, вследствие чего теплоноситель (вода), циркулирующий через активную зону реактора под большим давлением, нагревается до очень высокой температуры, порядка 300° .

Горячая вода из активной зоны реактора поступает из верхней части реактора в змеевик ПАРОГЕНЕРАТРА, где передает тепло воде, циркулирующей через корпус парогенератора и, охладившись, возвращается в нижнюю часть активной зоны реактора.

Вода в корпусе парогенератора, подымаясь вверх, постепенно нагреваясь, превращается в насыщенный пар, который по паропроводу направляется в паровую турбину и после отработки, проходя через конденсатор, превращается в воду и возвращается в парогенератор.

Турбина вращает электрический генератор, ток от которого поступает затем во внешнюю электрическую сеть.