Добавил:
Upload Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз: Предмет: Файл:
Защ.нас. 3 Ч. вся.doc
Скачиваний:
93
Добавлен:
31.05.2015
Размер:
2.5 Mб
Скачать

Атомная электростанция, как источник радиационной опасности

Радиационная опасность на АЭС (при аварии на ней) определяется спецификой ее устройства, типом используемого топлива, его количества и особенностями эксплуатации.

Основным элементом АЭС является ядерный реактор. В нем в качестве горючего используется уран. Как известно природный уран представляет смесь урана-238 - 99,2%, урана-235 -0,71% и уран-234 - 0,006%.

Известно, что при облучении ядра атома урана нейтронами может быть три вида взаимодействия в зависимости от энергии нейтрона, типа ядерного вещества и его массы:

  • нейтрон поглощается ядром атома и оно испускает гамма-квант;

  • нейтрон проскакивает ядро без последствий;

- нейтрон вызывает распад ядра на два осколка с выбросом нес­кольких нейтронов (обычно 2 – 3), гамма-квантов, излучений других видов с общей энергией примерно 200 МэВ.

Интерес представляет только третий случай, когда энергию распада можно использовать в ядерном реакторе. Ядра 238U могут делиться только нейтронами (быстрыми нейтронами) с энергией более 1,1 МэВ, а ядра 235U могут делиться только тепловыми нейтронами. Очевидно, что в ядерном реакторе целесообразно в качестве ядерного горючего использовать 235U, так как технически получить тепловые нейтроны задача не сложная. Однако для обеспечения цепной реакции необходимо, чтобы масса 235U была достаточной. Для этого концентрацию 235U в природном уране повышают обычно до 2% - 6%, т.е. обогащают 238U.

Для нормальной работы реактора с одной стороны необходимо, чтобы цепная ядерная реакция поддерживалась, а с другой необходимо исключить возможность ядерного взрыва. Чтобы исключить ядерный взрыв, необходимо чтобы после каждого цикла деления оставался только один нейтрон из 2 - 3, который продолжал бы процесс деления. Остальные нейтроны должны быть или поглощены или уйти из активной зоны. Часть нейтронов поглощается 238U, превращаясь в 239Pu, а часть нейтронов может быть поглощена графитом, бором или другим веществом. Следует заметить, что при делении ядер 235U образуются нейтроны, энергия которых выше требуемой для поддержания цепной реакции деления. Поэтому принимаются меры по замедлению нейтронов. Таким образом, в качестве ядерного топлива используют 235U.

В странах СНГ на АЭС используют ядерные реакторы двух

типов: канального типа - реактор большой мощности канальный (РБМК) и водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР-440, ВВЭР-1000).

В реакторе канального типа вода внутри реактора нагревается до температуры близкой к температуре кипения при давлении в активной зоне реактора и далее поступает в паросепаратор, где происходит разделение пара и воды. (Давление питательной воды в паросепараторе, паступающей из системы подогревателей, ниже, чем давление воды поступающей из реактора.) Пар из паросепаратора направляется в турбину, в которой происходит преобразование энергии пара в механическую (врвщательную) энергию, за счет которой вращается вал турбины, на котором находится электрический генератор. Пар отработанный в турбине поступает в конденсатор, где происходит его полная конденсация, и затем через систему подогревателей поступает в паросепаратор, где смешивается с нагретой водой поступающей из реактора. Вода из паросепаратора подается снова в ативную зону реактора.

В водо-водяном реакторе имеется два контура. В первом контуре вода под высоким давлением (максимальное давление воды в первом контуре, в основном, определяется прочностными свойствами корпуса реактора), нагревается в активной зоне реактора, но в пар не превращается. Теплая вода поступает в парогенератор, где она через стенки трубок парогенератора отдает тепло воде второго контура (турбинного контура) переводя ее (воду) в пар, который затем подается на турбину, приводя ее во вращательное движение. Давление воды во втором контуре должно быть ниже чем в первом, которое определяется температурой воды, поступающей из реактора в парогенератор.

Каждый из названных типов реакторов имеет свои достоинства и свои недостатки. Водо-водяные реакторы более надежные, но дорогостоящие.

Рассмотрим подробней принцип работы реактора типа РБМК, который установлен на ЧАЭС (рис.1.19.). Канальные реакторы не имеют трудоемкого в изготовлении прочного корпуса, сложного и дорогостоящего парогенератора, позволяют производить перегрузку топлива без остановки реактора и использовать менее обогащенное ядерное топливо, но менее надежны в эксплуатации. В частности, в канальных реакторах наблюдается положительная реактивность при нарушении циркуляции теплоносителя (воды) через активную зону. Это требует более высокой квалификации обслуживающего персонала и предосторожности при эксплуатации реактора.

В канальных реакторах значительное количество тепловой энергии аккумулируется в графитовой кладке и металлоконструкциях, что замедляет спад тепловой мощности реактора после срабатывания аварийной защиты. Наличие большого парового объема в контуре охлаждения существенно замедляет темп падения давления теплоносителя при аварийном разрыве трубопровода.

РБМК представляет собой цилиндр высотой 7м и диаметром 14м. Размещается он в бетонной шахте размером 21х21м и высотой 25м. В качестве замедлителей нейтронов используется графитовая кладка цилиндрической формы. В ней имеются вертикальные отверстия, в которые устанавливаются технологические каналы. В каждом канале размещается кассета с двумя тепловыделяющими сборками, в каждой из которых по 18 тепловых элементов.

Теплоносителем служит обессоленная вода, которая поднимается снизу вверх к каждому технологическому каналу. Омывая тепловыделяющие элементы вода нагревается до температуры близкой к температуре кипения при давлении воды в активной зоне и падается в паросепаратор, где пар отделяется от воды, очищается от радиоактивных продуктов и подается на турбину. Конденсат отработанного пара в турбине через систему подагревателей подается в сепаратор, смешивается с водой поступающей из реатора и снова возвращается в активную зону реактор.

Как видно из схемы (рис.1.19.) в состав активной зоны реактора включены также поглощающие управляющие графитовые стержни. Если стержни опущены в активную зону полностью, то реактор "заглушен", цепная реакция прекращается. Чтобы реактор начал работать стержни надо поднимать. Чтобы исключить случайный перегрев активной зоны существует система автоматики, которая позволяет регулировать тепловой режим.

Особенностью ядерного реактора является то, что в него загружается большое количество ядерного горючего (190 тонн).

В процессе работы ядерного реактора распадающиеся радиоактивные вещества остаются в ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕМ ЭЛЕМЕНТЕ. Как видно из рис.1.20. из осколков ядерного деления больше всего образуется изотопов с номерами от 80 до 105 (первый пик) и от 130 до 150 (второй пик). Среди них большинство с коротким периодом полураспада, но есть и относительно долгоживущие (стронций-90, цезий-137 и некоторые другие).

При взрыве ядерного устройства распределение осколков деления соответствует приведенному на рис.1.20., но их распределение другое.

В замкнутом пространстве тепловыделяющего элемента непрерывно образующиеся короткоживущие изотопы одновременно и распадаются. В то же время изотопы с большим периодом полураспада накапливаются. И чем дольше "выгорает" ядерное топливо, тем в большей степени радиоактивная смесь обогащается долгоживущими радиоизотопами. Среди множества радиоактивных осколков в активной зоне образуются разнообразные изотопы йода. Особую опасность представляет утечка в окружающую среду йода-131 с периодом полураспада 8,05 суток. В начальный период аварии именно йод-131 определяет радиобиологическую обстановку на пораженной территории.

Другой изотоп йода распадается с образованием радиоактивного ксенона:

йод-135 (6,7 часа) ксенон-135 (9,13 часа) цезий-135

Так в реакторе происходит накопление радиоактивных благородных газов, которые при аварии первыми попадают в окружающую среду. Ксенон-135 сильно поглощает нейтроны. Активную зону рассчитывают таким образом, чтобы поглощение ксеноном компенсировалось избытком нейтронов в цепном процессе.

Но если реактор остановлен, из-за распада йода-135 ксенон продолжает накапливаться и его может оказаться так много, что снова запустить реактор затруднительно (нужно ждать 2 - 3 дня пока основная масса ксенона распадется).

Как уже ранее упоминалось уран-238 поглощая быстрые нейтроны образует долгоживущий плутоний-239 по схеме:

Уран-238+ нейтрон (б) уран-239 (23 мин) нептуний-239 (2 суток)

Плутоний-239(24000 лет),

Поэтому при авариях на АЭС выбрасывается из активной зоны и большое количество плутония-239.

Трубы давления

Топливные

элементы

Паросепаратор

Тут вы можете оставить комментарий к выбранному абзацу или сообщить об ошибке.

Оставленные комментарии видны всем.