Добавил:
ivanov666
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Основы радиационной безопасности. Пособие для студентов инженерно-технических специальностей
.pdf
дились испытания атомного и термоядерного оружия в атмосфере
и на поверхности Земли. Всего было проведено 450 взрывов, из них
137 провел СССР, 235 – США, остальные – Великобритания (на американских полигонах), Франция и Китай. Наибольшее влияние эти
взрывы оказали на непосредственных участников испытаний. Например, в учениях 1954 г. на Тоцком полигоне в Оренбургской области,
когда была взорвана 40-килотонная атомная бомба, участвовало около 45 тыс. человек. Вскоре после взрыва войскам был отдан приказ наступать на условного противника через эпицентр. По воспоминаниям
очевидцев, меры защиты от облучения были недостаточными, последующий медицинский контроль неполным. Точное число пострадавших и умерших впоследствии от облучения до сих пор неизвестно.
Советский Союз, единственный из всех, осуществлял подземные
ядерные взрывы в мирных целях. Цели были разные: тушение горящих газовых фонтанов, улучшение условий добычи нефти и других
полезных ископаемых, создание подземных емкостей для хранения
нефтепродуктов или отходов, геофизические исследования, изучение возможности использования ядерных взрывов при постройке
каналов для намечавшейся в то время переброски на юг северных рек
и др. Некоторые из этих взрывов приводили к радиоактивному загрязнению прилегающих участков местности. В настоящее время и
мирные взрывы прекращены.
По оценкам экспертов во второй половине ХХ века за счет ядерных испытаний во внешнюю среду поступило 1,81 · 1021 Бк продуктов
ядерного деления (ПЯД), из них на долю атмосферных испытаний
приходится 99,84 %. Распространение радионуклидов приняло планетарные масштабы.
ПЯД представляют собой сложную смесь более чем 200 радиоактивных изотопов 36 элементов (от цинка до гадолиния). Большую
часть активности составляют короткоживущие радионуклиды. Так,
через 7; 49 и 343 суток после взрыва активность ПЯД снижается соответственно в 10, 100 и 1000 раз по сравнению с активностью через
час после взрыва. Кроме ПЯД радиоактивное загрязнение обусловлено радионуклидами наведенной активности (Н3, С14, Al28, Nа24, Mn56,
Fe59, Cо60 и др.) и не разделившейся частью урана и плутония. Особенно велика роль наведенной активности при термоядерных взрывах.
Выброшенные в атмосферу при испытаниях ядерного оружия радионуклиды распределялись по поверхности Земли.
Закономерности глобального переноса радиоактивности были
изучены и сводятся к следующему. При ядерных взрывах в атмосфере значительная часть осадков (при наземных взрывах до 50 %)
выпадает вблизи района испытаний. Другая часть задерживается в
тропосфере (нижний слой атмосферы), подхватывается ветром и перемещается на большие расстояния. Находясь в воздухе в среднем
71
около месяца, радиоактивные вещества во время этих перемещений
постепенно выпадают на землю.
Однако большая часть радиоактивного материала выбрасывается
в стратосферу (10–50 км), где он остается многие месяцы. Эти материалы многократно огибают Землю, концентрируясь постепенно
между 30 и 50 градусами широты в северном и южном полушариях
(рис. 6.4). В северном полушарии концентрация этих материалов в
2–3 раза выше, чем в южном, т.к. большинство испытаний проводилось в северном полушарии.
Время среднего пребывания глобальных осадков в стратосфере
колеблется от нескольких месяцев до нескольких лет.
Радиоактивные осадки содержат несколько сотен различных радионуклидов, однако большинство из них имеет очень низкую концентрацию или быстро распадается. Основную радиационную опасность для современного и будущих поколений создают только четыре
радионуклида: углерод-14, цезий-137, стронций-90 и тритий.
Углерод-14, как мы знаем, образуется в биосфере под действием
нейтронов космического излучения. До ядерных взрывов ежегодно
образовывалось 1015 Бк углерода-14. В результате ядерных испытаний в атмосферу дополнительно поступило 2,2 · 1017 Бк углерода-14.
Этот глобальный радионуклид достаточно быстро приходит в равновесие с нерадиоактивными химическими аналогами и участвует в
круговороте веществ в природе, обменных процессах в организме.
Поскольку концентрация радионуклидов углерода-14 увеличилась
после взрывов атомных бомб, соответственно возросли поглощенные
дозы. Увеличение происходит медленно, и в среднем до 2000 г. дополнительная дозовая нагрузка составляла около 5 мкЗв/год с начала
проведения взрывов. (Напомним, что эффективная эквивалентная
доза облучения, обусловленная природным углеродом-14, составляет в настоящее время 12 мкЗв/г.). Углерод-14, у которого период
Рис. 6.4. Широтное распределение радиоактивных осадков после испытаний
ядерного оружия
72
полураспада 5730 лет, будет оставаться источником радиоактивного
излучения даже в отдаленном будущем: к 2050 году потеряет лишь
10 % своей активности.
Наибольшую радиационную опасность представляют строн ций-90 и цезий-137, которые легко усваиваются растениями, живот ными и человеком. Период полураспада этих радионуклидов
≈30 лет. Их количество до уровня 3 % от первоначального в соответствии с законом радиоактивного распада уменьшится за 5 периодов полураспада через 150 лет. Все это время они будут давать
«вклад» в облучение людей и животных.
За все время проведения ядерных взрывов образовалось 6,04 · 1017 Бк
стронция-90 и почти весь он выпал на поверхность Земли. Количество образовавшегося и выпавшего на землю цезия-137 оценивается в
1 · 1018 Бк, т. е. в 1,6 раза больше, чем стронция. 75 % выпавшей активности распределено в северном полушарии и 25 % – в южном. Ожидаемые дозы от стронция-90 и цезия-137, поступивших в атмосферу в
результате испытаний атомного оружия, исчисляются сотнями мкГр.
Следует отметить, что годовые дозы облучения четко коррелируют с интенсивностью испытаний ядерного оружия в атмосфере: чем
больше суммарная годовая мощность ядерных взрывов, тем больше содержание стронция-90, цезия-137 в продуктах питания. Дозы
от ядерных взрывов в атмосфере достигли максимального значения
(7 % дозы облучения от естественных источников) в начале 60-х годов. Затем после заключения договора об ограничении испытаний
ядерного оружия они снижаются до 0,8 % в 1980 г. Если испытаний в
атмосфере больше проводиться не будет, то годовые дозы облучения
будут становиться все меньше и меньше.
Значения средних индивидуальных доз, полученных населением
Земли от испытаний ядерного оружия, приведены в таблице 6.2.
Суммарная ожидаемая коллективная эффективная эквивалентная доза от всех ядерных взрывов, произведенных к настоящему вре-
Средние индивидуальные дозы, полученные населением Земли от ис-
пытаний ядерного оружия (в миллизивертах)
Вклад в дозу облучения
Короткоживущие радионуклиды 0,47 0,08 0,31
Цезий-137 0,60 0,17 0,37
Внутреннее облучение
Красный костный мозг 2,7 0,98 1,9
Гонады 1,5 0,42 0,99
Северное
полушарие
Внешнее облучение
Южное
полушарие
Таблица 6.2
Все население
Земли в среднем
73
мени, составляет 30 000 000 чел.Зв. К 1990 г. человечество получило
лишь 15 % этой дозы, остальную часть оно будет получать еще миллионы лет.
6.3. Ядерная энергетика
Энергетический ядерный реактор – это устройство, в котором
осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых
элементов, а выделяющаяся при этом тепловая энергия отводится теплоносителем. Главным элементом ядерного реактора является активная зона. В ней размещается ядерное топливо и осуществляется цепная реакция деления. Активная зона представляет собой совокупность
определенным образом размещенных тепловыделяющих элементов,
содержащих ядерное топливо.
На атомных электростанциях (АЭС) в электричество преобразуется тепловая энергия теплоносителя, полученная им от энергии ядерной
реакции.
Ядерные реакторы делятся на несколько групп:
− в зависимости от средней энергии спектра нейтронов – на быстрые
(0,10–10 МэВ), промежуточные (2–100 эВ) и тепловые (0,005–0,2 эВ);
− по конструктивным особенностям активной зоны – корпусные
и канальные;
− по типу теплоносителя – водяные, тяжеловодные, натриевые;
− по типу замедлителя – водяные, графитовые, тяжеловодные и др.
Для энергетических целей, для производства электроэнергии применяются:
− водо-водяные реакторы с некипящей или кипящей водой под
давлением;
− уран-графитовые реакторы с кипящей водой или охлаждаемые
углекислым газом;
− тяжеловодные канальные реакторы и др.
В качестве ядерного горючего используют уран, который содержит всего лишь 0,7 % урана-235 (остальное – уран-238).
Сейчас в России на 10 АЭС работает 31 атомный реактор. На пяти
украинских АЭС эксплуатируются 14 реакторов. По одной АЭС есть
в Казахстане и Армении. На АЭС хранится большое количество образовавшихся в результате их работы радиоактивных отходов.
Среди реакторов, работающих на тепловых нейтронах, наибольшее распространение получили водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР). Такое название этот тип реакторов получил в связи с
тем, что в них обычная вода является не только теплоносителем, но
и замедлителем нейтронов. Из 19 АЭС, работавших в бывшем СССР
в 1989 г., на 9 были установлены реакторы типа ВВЭР (рис. 6.5). Технические характеристики водо-водяных энергетических реакторов
приведены в таблице 6.3.
74
1 – корпус; 2 – крышка; 3 – тепловые экраны; 4 – ТВЭЛы; 5 – регулирующие
стержни; 6 – теплоноситель первого контура; 7, 13 – циркуляционные насосы;
8 – парогенератор; 9 – трубопровод второго контура; 10 – паровая турбина; 11 –
Рис. 6.5. Схема АЭС с водо-водяным энергетическим реактором:
генератор; 12 – конденсатор
Корпус ВВЭР представляет собой вертикальный толстостенный
цилиндр из высокопрочной легированной стали высотой 12–25 м и
диаметром 3–8 м (в зависимости от мощности реактора). Сверху корпус реактора герметично закрывается массивной стальной сферической крышкой.
В корпусе реактора установлены т епловые экраны, выполненные в виде коаксиальных цилиндров из нержавеющей стали, ко-
Таблица 6.3
Характеристики серийных реакторов ВВЭР
Параметр ВВЭР-440 ВВЭР-1000
Электрическая мощность, МВт
Давление в корпусе реактора, МПа
Температура воды, °С:
на входе в реактор
на выходе из реактора
Давление пара перед турбиной, МПа
Общий расход теплоносителя первого контура, м3/ч
Диаметр корпуса реактора, м
Скорость воды в активной зоне, м/с
Высота активной зоны, м
440 1000
12,5 16,0
268
301
289
322
4,4 6,0
– 84800
3,84 4,50
3,5 5,3
2,88 3,2
75
торые образуют кольцевые зазоры. Внутри тепловых экранов размещаются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) диаметром 9,1 мм, в
каждом из которых в герметичной цилиндрической оболочке из циркониевых сплавов содержится ядерное топливо в виде керамических
таблеток из двуокиси урана.
Проходящий в зазорах между тепловыми экранами теплоноситель охлаждает корпус реактора и выполняет функции отражателя
нейтронов.
ТВЭЛы собраны в шестигранные кассеты. Рабочая кассета представляет собой шестигранную трубу из борсодержащей нержавеющей стали, в нее вставлены 126 стержней с ТВЭЛами. Все кассеты,
а их более трехсот, монтируются в активной зоне в специальном устройстве, которое называется корзиной. Корзина удерживает кассеты в
определенном положении и служит для направления теплоносителя
в отдельные кассеты. Между кассетами с ТВЭЛами в корзине размещаются более тридцати регулирующих кассет со вставками из бористой стали, хорошо поглощающей нейтроны.
Всего в реактор типа ВВЭР загружается 40 т ядерного топлива и
ежегодно заменяется около 1/3 выгоревшего. Корпус реактора установлен в бетонной оболочке, являющейся одним из барьеров радиационной защиты. Теплоотвод от активной зоны реактора осуществляется по двухконтурной схеме.
Принцип работы АЭС с серийным реактором электрической мощностью 440 МВт (ВВЭР-440) состоит в следующем.
Теплоноситель (вода) первого контура, имеющий температуру
270 °С, под давлением 12,5 МПа подводится с помощью 4 циркуляционных насосов к активной зоне. Теплоноситель, пройдя по активной
зоне, нагревается до 300 °С и поступает в парогенератор. Поскольку
теплоноситель первого контура обладает высокой наведенной радиоактивностью, трубопроводы первого контура размещаются в отдельных изолированных боксах.
В парогенераторе теплоноситель первого контура отдает свое тепло
теплоносителю (вода) второго контура, давление в котором приблизительно 4,4 МПа. Вода второго контура закипает и превращается в
пар, который по трубопроводам поступает на паровую турбину, связанную с генератором электрического тока. Отработанный конденсат под
действием питательного насоса вновь поступает в парогенератор.
Недостатками реакторов типа ВВЭР является высокое давление теплоносителя в первом контуре и соответственно в
корпусе реактора. Поэтому необходимо постоянно следить и точно
знать, в каком состоянии находится стальной толстостенный корпус,
чтобы предотвратить возможность крупной аварии. Прогнозирование возникновения дефектов в корпусах является достаточно сложным процессом, поскольку они находятся под постоянным воздействием мощных потоков нейтронов и высокого давления. К недостат-
76
кам ВВЭР относят также то, что замена выгоревшего топлива новым
возможна только после полной остановки реактора.
В некоторой степени указанных недостатков лишен реактор большой мощности канальный (РБМК). Реакторы типа РБМК работают
на Ленинградской, Курской, Чернобыльской и других АЭС. Принципиальная схема активной зоны РБМК представлена на рисунке 6.6.
Активная зона РБМК представляет собой цилиндр, состоящий
из отдельных графитовых блоков, которые выполняют роль замедлителя. Диаметр этого цилиндра – около 12 м, а высота – около 8 м. Этот
цилиндр пронизывают 1693 канала, представляющих собой трубки из
сплава циркония диаметром 88 мм и толщиной 4 мм. Часть каналов
предназначена для установки тепловыделяющих сборок (ТВС). ТВС
в РБМК состоят из двух частей: верхней и нижней, каждая из которых
имеет 18 ТВЭЛов в форме полых трубок диаметром 13,5 мм и длиной
3,5 м, стенки которых толщиной 0,9 мм выполнены из циркониевого
сплава. Сердцевина ТВЭЛов заполнена керамическими таблетками
из двуокиси урана, обогащенного до 1,8 % ураном-235. Общая масса
топлива, загружаемого в реактор РБМК, составляет около 200 т.
В процессе работы реактора его активная зона охлаждается потоком теплоносителя (вода), проходящим по другой части технологических каналов.
Для управления цепной ядерной реакцией, происходящей в ТВЭЛах, в специальные каналы вводятся регулирующие стержни, выполненные из кадмия или бора. Они могут свободно перемещаться
в каналах. Глубина погружения регулирующих стержней определяет
степень поглощения нейтронов.
3 3
1
2
5
6
4
Рис. 6.6. Схема активной зоны РБМК:
1 – замедлитель; 2 – ТВЭЛы; 3 – регулирующие стержни; 4 – потоки теплоно-
сителя; 5 – отражатель нейтронов; 6 – защита
Теплоноситель
77
Для экономии ядерного топлива активную зону реактора окружают отражателем нейтронов, способствующим уменьшению утечки
нейтронов из активной зоны.
Вокруг активной зоны реактора располагается надежная биологическая защита от мощных потоков нейтронов и других излучений.
В качестве многометрового слоя биологической защиты реактора
РБМК используется кольцевой бак с водой, углеродистая сталь, сенпертинтовый песок, галька, обычный бетон. Кроме того, реактор размещается в бетонной шахте размером 21,6 × 21,6 × 25,5 м.
Принцип работы реактора РБМК состоит в следующем (рис. 6.7).
В результате цепной ядерной реакции происходит разогрев ТВЭЛов и графитовой кладки замедлителя. Теплоноситель, двигаясь в
технологических каналах снизу вверх под давлением ≈7,0 МПа, охлаждает активную зону реактора. В результате происходит его нагрев
от 270 до 284 °C на выходе из активной зоны. При этом часть теплоносителя превращается в пар. Далее пароводяная смесь транспортируется по трубопроводам в сепаратор, служащий для отделения воды от
пара. Отсепарированный насыщенный пар под давлением подается
на лопатки турбины, связанной с генератором электрического тока.
Отработавший пар направляется в технологический конденсатор,
конденсируется, смешивается с теплоносителем и под давлением, создаваемым циркуляционным насосом, вновь поступает в технологические каналы активной зоны реактора.
Преимуществом реакторов типа РБМК над реакторами
типа ВВЭР является возможность замены ТВЭЛов без остановки реактора и возможность поканального контроля реактора.
К недостаткам реакторов РБМК следует отнести низкую
стабильность работы на малых уровнях мощности, недостаточное
быстродействие системы управления-защиты и использование одноконтурной схемы. Это делает реальной возможность радиоактивного
1 – активная зона; 2 – поток теплоносителя; 3 – сепаратор; 4 – паровая турби-
Рис. 6.7. Схема одноконтурной АЭС с РБМК:
на; 5 – генератор; 6 – конденсатор; 7 – насос
78
загрязнения турбогенератора в связи с небольшим, но постоянным
выносом радиоактивности из технологических каналов реактора в
паровой тракт турбины, что затрудняет ее профилактическое обслуживание и требует дополнительной радиационной защиты циркуляционного контура.
В результате дальнейшего развития ядерной энергетики возрастает потребность в ядерном топливе, запасы которого ограничены.
Поэтому наиболее рациональное использование ядерного топлива –
одна из главных задач ядерной энергетики. Перспективы ее развития
в настоящее время связаны со строительством реакторов на быстрых
нейтронах (БН). Такие реакторы, наряду с выработкой электроэнергии, позволяют осуществлять расширенное воспроизводство ядерного топлива, вовлекая в топливный цикл не только делящиеся тепловыми нейтронами уран-235 или плутоний-239, но и уран-238 или
торий-232 (его содержание в земной коре примерно в 4 раза выше,
чем природного урана).
Рассмотрим п ринцип работы реактора на быстрых нейтронах и технологическую схему АЭС с реактором БН-600 (рисунок 6.8).
Следует отметить, что в активной зоне реакторов на быстрых нейтронах не должно быть замедлителя. В связи с этим объем активной
зоны реакторов БН во много раз меньше, чем в РБМК или ВВЭР, и
составляет примерно 2 м3.
В качестве ядерного топлива в реакторах БН чаще всего используют искусственно полученный плутоний-239 или высокообогащенный (более 20 %) уран. Требование высокой концентрации изотопов
1 – ТВЭЛы активной зоны; 2 – ТВЭЛы зоны воспроизводства; 3 – корпус реактора; 4 – бетонный корпус реакторного зала; 5 – теплоноситель первого контура; 6 – насосы; 7 – промежуточный теплообменник; 8 – теплоноситель второго
контура; 9 – парогенератор; 10 – теплоноситель третьего контура; 11 – паровая
Рис. 6.8. Схема АЭС с реактором на быстрых нейтронах:
турбина; 12 – конденсатор; 13 – генератор
79
плутония-239 или урана-235 в активной зоне вытекает из того, что
вероятность деления их ядер под воздействием быстрых нейтронов в
несколько сот раз меньше, чем под действием тепловых нейтронов.
В активной зоне реактора БН-600 размещается 370 топливных
сборок, в каждой из которых содержится по 127 ТВЭЛов диаметром
6,9 мм и длиной 3,5 м. Кроме того, в активной зоне расположены 27
стержней системы управления цепной ядерной реакцией и аварийной защиты.
Активная зона реактора на быстрых нейтронах со всех сторон окружена так называемой зоной воспроизводства, состоящей из ТВЭЛов, заполненных обычно двуокисью урана, обедненного изотопом
урана-235 или торием-232. Зона воспроизводства одновременно
играет и роль отражателя нейтронов. В ней под действием быстрых
нейтронов протекают следующие реакции радиационного захвата:
β β
23 мин 2,3 сут
β β
22 мин 27,4 сут
U
92
Th
90
238
+0n1 → 92U
232
+0n1 → 90Th
239
→ 93Np
233
→ 91Pa
239
233
→ 94P
→ 92U
239
233
;
.
Образовавшиеся элементы испытывают ряд последующих β-распадов, в результате которых в ТВЭЛах зоны воспроизводства накапливается плутоний-239 и уран-233, которые могут использоваться в
дальнейшем в качестве ядерного топлива. Для отвода тепловой энергии, образующейся в активной зоне (90 %) и в зоне воспроизводства
(10 %), на АЭС с реакторами БН-600 используется трехконтурная
технологическая схема (см. рис. 6.8).
Для отвода большого количества тепла из реактора в первом и во
втором контурах в качестве теплоносителя используется жидкий натрий, температура плавления которого равна 98 °С.
Жидкий натрий первого контура под давлением 0,14 МПа, имеющий температуру 380 °С, проходя по активной зоне и зоне воспроизводства, нагревается до температуры 550 °С и поступает в промежуточный теплообменник. Там он отдает теплоту теплоносителю
второго контура. Теплоноситель второго контура поступает в парогенератор, где происходит превращение в пар воды, являющейся теплоносителем третьего циркуляционного контура. Вырабатываемый в
парогенераторе пар, имеющий температуру 550 °С, под давлением 14,0
МПа поступает в турбину электрогенератора. Отработавший пар
после конденсации в технологическом конденсаторе направляется
насосом опять в парогенератор.
Время работы реактора БН-600 между перегрузками топлива составляет 150 суток, что значительно меньше, чем для РБМК и ВВЭР.
80
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]