Боярчук Прикладная ядерная космофизика 2007

К этим цифрам следует относиться как к заниженным. Рассекречивание США документов по американской ядерной программе показывает. что в действительности на полигоне в штате Невада произведено 925 подземных ядерных испытаний, т.е. почти на 100 больше, причем 37 из 2004 взрывов, проведенных без официальных сообщений, сопровождались выбросами радиоактивных веществ.

Наибольший ущерб биосфере и человечеству нанесен, как известно, испытаниями в атмосфере, которые ядерные государства закончили не одновременно: Великобритания в 1958, СССР в

1962, США в 1963, Франция в 1974, Китай в 1980 гг. (рис. 1.1).

Рис. 1.1 Распределение уровня загрязнения атмосферы Земли по годам

Современные военные конфликты

Следует также отметить распространение радиоактивных загрязнений вследствие применения в региональных конфликтах вооружений, содержащих слабо обогащенный уран. Содержание радиоактивного изотопа в обедненном уране мало, и его радиоак-

11

тивность на 40 % ниже, чем природного урана. Но из этого вовсе не следует, что обедненный уран НЕ радиоактивен. В районе боевых действий в Ираке осталось от 300 до 800 тонн этого материала. В результате обедненный уран вызвал рост заболеваемости раком в Ираке. Во время военных действий 1994–1995 гг. ВВС США выпустили примерно 10 тысяч подобных бомб и еще 31 тысячу – во время противостояния в Косово.

Атомная энергетика

Атомные электростанции при нормальной работе практически не выбрасывают в атмосферу продуктов, ведущих к существенным радиоактивным загрязнениям. Возможен выход в атмосферу инертных газов, с незначительной примесью изотопов водорода (3H) и йода, а также 135Xe, 14C. При нормальной работе выбросы реакторов могут достигать (2 – 4) 105 Ки/год. Однако серьезной проблемой являются аварии на ядерных реакторах, а также аварии различного характера на других атомных предприятиях. Среди них следует выделить тепловой взрыв емкости-хранилища высокоактивных отходов предприятия «Маяк» на Южном Урале вблизи города Кыштым в конце сентября 1957 г., аварии в Уиндскейле (Великобритания) в октябре 1957 г., на атомной электростанции в Три-Майл-Айленде (США) в 1979 г. и крупнейшую аварию на Чернобыльской атомной станции в 1986 г. (рис. П.1).

1.2. Ядерные реакторы

Основа современной ядерной энергетики во всем мире – это реакторы ВВЭР (PWR) разной единичной мощности. Их около 239 шт. общей электрической мощностью ~ 210 ГВт. На втором месте кипящие корпусные реакторы BWR, их около 89 штук электрической мощностью ~ 73 ГВт. В СССР (России) реакторы типа BWR не строились, но сооружались канальные водографитовые реакторы РБМК.

По данным МАГАТЭ с точки зрения безопасности лучшими атомными станциями мира являются АЭС Пакшт в Венгрии и АЭС Лавиза в Финляндии. На обеих станциях работают реакторы ВВЭР-440 советского производства.

12

Идет многолетняя дискуссия, какие реакторы лучше – корпусные или канальные. В 1979 г. на АЭС ТМА в США была тяжелая авария на корпусном ректоре. В 1986 г. на канальном реакторе Чернобыльской АЭС была катастрофа.

Конструкция реактора РБМК-1000

Реактор РБМК-1000 (рис. 1.2, рис. 1.3) – реактор с неперегружаемыми каналами, в отличие от реакторов с перегружаемыми каналами, ТВС (тепловыделяющие сборки) и технологический канал являются раздельными узлами. К установленным в реактор каналам с помощью неразъемных соединений подсоединены трубопроводы – индивидуальные тракты подвода и отвода теплоносителя. Загружаемые в каналы ТВС крепятся и уплотняются в верхней части стояка канала. Таким образом, при перегрузке топлива не требуется размыкания тракта теплоносителя, что позволяет осуществлять ее с помощью соответствующих перегрузочных устройств без остановок реактора. При создании таких реакторов решалась задача экономичного использования нейтронов в активной зоне реактора. С этой целью оболочки твэлов и трубы канала изготовлены из слабо поглощающих нейтроны циркониевых сплавов. В период разработки РБМК температурный предел работы сплавов циркония был недостаточно высок. Это определило относительно невысокие параметры теплоносителя в РБМК. Давление в сепараторах равно 7,0 МПа, чему соответствует температура насыщенного пара 284 °С. Схема установок РБМК одноконтурная. Пароводяная смесь после активной зоны попадает по индивидуальным трубам в барабаны-сепараторы, после которых насыщенный пар направляется в турбины, а отсепарированная циркуляционная вода после ее смешения с питательной водой, поступающей в бараба- ны-сепараторы от турбоустановок, с помощью циркуляционных насосов подается к каналам реактора.

Энергоблоки с реакторами РБМК электрической мощностью 1000 МВт (РБМК-1000) находятся в эксплуатации на Ленинградской, Курской, Чернобыльской, Смоленской АЭС. Они зарекомендовали себя как надежные и безопасные установки с высокими технико-экономическими показателями (если их специально не взрывать).

13

Конструкция реактора ВВЭР-1000

Реактор ВВЭР (рис. 1.4) – реактор корпусного типа с водой под давлением, которая выполняет функцию теплоносителя и замедлителя. Корпус реактора представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд высокого давления с крышкой, имеющей разъем с уплотнением и патрубки для входа и выхода теплоносителя. Внутри корпуса закрепляется шахта, являющаяся опорой для активной зоны и части внутрикорпусных устройств и служащая для организации внутренних потоков теплоносителя. Активная зона реакторов собрана из шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС), содержащих тепловыделяющие элементы (твэл).

Рис. 1.4. Общий вид реактора ВВЭР-1000: 1 – верхний блок; 2 – привод СУЗ (системы управления и защиты); 3 – шпилька; 4 – труба для загрузки образцов-свидетелей; 5 – уплотнение; 6 – корпус реактора; 7 – блок защитных труб; 8 – шахта; 9 – выгородка активной зоны; 10 – топливные сборки; 11 – теплоизоляция реактора; 12 – крышка реактора; 13 – регулирующие стержни; 14 – топливные стержни

15

БН-600 – реактор на быстрых нейтронах

Ядерный реактор БН-600 (рис. 1.5) выполнен с "интегральной" компоновкой оборудования, при которой активная зона и обору-

мами СУЗ; 9 – активная зона

16

1.3.Ядерно-топливный цикл

Воснове использования энергии атомного ядра для производства электрической и тепловой энергии лежит ядерно-топливный цикл (ЯТЦ) (рис. 1.6), начинающийся с добычи, переработки и обогащения радиоактивного сырья.

Рис. 1.6. Схема ядерно-топливного цикла

Процесс превращения исходного урана в реакторное топливо в популярном изложении выглядит следующим образом. Диоксид урана обогащается на специальных заводах до концентрации 2– 5 % (по урану-235), т.к. в природном уране этого изотопа всего 0,71 %. Порошок урана высокой чистоты прессуется в таблетки диаметром 6 – 8 мм, которые затем спекают при высокой температуре и помещают в длинную тонкостенную трубку из циркония, завариваемую в атмосфере инертного газа. Получается тепловыделяющий элемент – твэл. Их группируют в так называемые сборки, или кассеты, длиной около 3 м и размером по чехлу в виде шестигранника 144 мм в поперечнике. В одной кассете реактора ВВЭР440 126 твэлов, а всего в активной зоне такого реактора их свыше 40 тыс. Природный уран и изготовленное свежее топливо имеют сравнительно невысокую радиоактивность.

В активной зоне реактора под действием нейтронов ядро урана235 расщепляется, выделяя энергию и нагревая топливо. От твэлов

17

тепло передается теплоносителю и далее в паротурбинном цикле преобразуется в электроэнергию. Принципиально новый момент в энергетике – появление при использовании такого топлива радиационно опасных продуктов деления урана-235 (аналогичные продукты образуются и при делении плутония-239, тория-235, амери- ция-241 и других нуклидов). Накапливаясь в массе топлива, они вызывают его разбухание, снижение интенсивности нейтронного потока, иногда разрушение твэлов. Через 3–4 года необходима новая загрузка топлива в энергетический реактор.

Отработанное (облученное) топливо со степенью выгорания урана до 10 % выгружают из активной зоны и выдерживают от 3 до 5 лет в приреакторном хранилище на территории АЭС, чтобы исчезли короткоживущие радиоактивные изотопы и уменьшилась интенсивность излучения. После "охлаждения" в бассейне отработавшее топливо сохраняет все свойства опасного объекта: одна кассета ВВЭР-440 после 5-летней выдержки имеет активность около 2000 терабеккерелей или 50 тыс. Ки. Кассеты должны быть удалены либо на переработку, либо на хранение, либо на захоронение, причем все предлагаемые варианты дороги и опасны.

Реакторы на тепловых нейтронах электрической мощностью 1000 МВт потребляют до 200 т урана в год или 5–6 тыс. т за весь срок работы. Но наибольшую часть урана составляет изотоп уран238. В реакторе он может быть превращен в плутоний-239.

Химическая переработка отработанного топлива позволяет выделить этот плутоний и снова использовать его в реакторах. Это реакторы на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (БН).

За время двух–трехлетней работы реактора БН может быть получено примерно столько же плутония-239, сколько истрачено урана-235. При определенных условиях плутония-239 может быть получено в 1,3–1,4 раза больше. Речь идет, естественно, не о вечном двигателе, а о более эффективном использовании природного урана, которого для реактора БН мощностью 1000 МВт нужно всего 50 т вместо упоминавшихся выше 5–6 тыс. т. Таким образом, выработка энергии возрастает до 60 раз, и именно это достоинство реакторов БН подчеркивается во всех публикациях, тем более что уже имеющегося, добытого урана хватит на 100 лет.

Кроме повторной переработки использованного «горючего», существует и ряд других опасных процессов с точки зрения радиа-

18

ционного заражения окружающего пространства – это перевозка радиоактивных отходов, захоронение и т.д. Технологически связанные в единый процесс звенья удалены один от другого на тысячи километров (рис. 1.7, рис. П.2). Необходим практически глобальный контроль за радиационной обстановкой, который можно осуществить космическими средствами.

Рис. 1.7. Размещение объектов ядерно-топливного цикла на территории России и стран СНГ

1.4. Радиоактивное загрязнение космоса

Все более широкое развитие космонавтики и использование космического пространства в различных целях требуют разработки и создания мощных и компактных источников энергии для запускаемых аппаратов и орбитальных станций. В космосе уже работало не менее 25 ядерных энергетических установок США и 35 – СССР. В настоящий момент – над Землей летают 58 объектов с ядерными источниками энергии на борту.

19

Лидерство России в создании источников энергии для космических исследований связано с появлением термоэмиссионной ядерной энергетической установки "Топаз" (разработка Физикоэнергетического института, г. Обнинск), впервые запущенной в космос в феврале 1987 г., и установок "Енисей" ("Топаз-2"), разработанных Институтом атомной энергии им. Курчатова. Топливом для реакторов "Топаз" служит уран-238 (31,1 кг), обогащенный до 90 %. США закупило для своих исследований две российские установки "Топаз-2", и намерены приобрести еще четыре российских космических ядерных реактора. На их базе специалисты надеются с использованием термоэлектронного метода создать более мощные реакторы, производящие до 40–50 кВт электроэнергии.

Запуски таких установок в космос далеко не безопасны. Было как минимум три аварии с американскими аппаратами: в 1964 г. спутник "Транзит-5 БН-3" в результате аварии распространил в атмосфере радиоактивное вещество; в 1968 г. метеоспутник "Ним- бус-Б-1" не вышел на заданную орбиту. Однако его радиоактивные термоэмиссионные генераторы были найдены и подняты со дна океана с последующим использованием; в 1970 г. лунный модуль космического корабля "Аполлон-13" вместе с источниками тепла был сброшен в атмосферу Земли и затонул в южной части Тихого океана. С этих пор США устанавливают радиоизотопные генераторы только на станциях, уходящих в дальний космос.

Известны факты, когда высокоэффективные энергетические установки использовались на низкоорбитальных разведывательных спутниках. Это приводило к их входу в атмосферу и рассеиванию радиоактивного вещества, падению обломков на территорию Канады (спутник, запущенный СССР в 1979 г.). В 1969 г. неудачные запуски двух лунных зондов «Космос-300» и «Космос-305» закончились выходом в атмосферу радиоактивного топлива и дисперсией горючего. По зарубежным оценкам, количество радиоактивных веществ в этой части космоса равно 2 т.

Литература

1. Израэль Ю.А. Радиоактивные выпадения после ядерных взрывов и аварий. СПб.: Прогресс-Погода, 1996. 355 с.

20