ЛЕКЦИЯ 16,17 (4 часа)
КАТАСТРОФА НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС И ЕЕ ПОСЛЕДСТВИЯ ДЛЯ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ
1.Типовые энергетические ядерные реакторы.
2.Причины и последствия аварии на ЧАЭС. Особенности радиоактивного загрязнения местности.
3.Социально-экономические последствия для республики.
4.Законодательство Республики Беларусь по радиационной защите и безопасности населения.
5.Ликвидация последствий радиоактивного заражения.
1
1. ТИПОВЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР – устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер, сопровождаемая выде- лением энергии.
Первый ядерный реактор построен в 1942 г. в США (в СССР – 1946 г.). Основная часть ядерного реактора - активная зона, где протекает реакция деления ядер. В активной зоне находятся тепло- выделяющие элементы (ТВЭЛы) – трубки из ста- ли или сплава циркония, заполненные ядерным топливом (таблетки спеченого UO2). ТВЭЛы объе-
динены в тепловыделяющие сборки (ТВС). Через активную зону прокачивается теплоноси- тель (вода, жидкий натрий, гелий и др.), отводя2-
щий на 90% тепловую энергию.
Теплоноситель нагревает воду до кипения и
насыщенный пар направляется на турбины для выработки электроэнергии. В некоторых реак- торах роль замедлителя нейтронов и тепло- носителя может выполнять одно и тоже вещес- тво, например, обычная или тяжелая вода.
Для управления реактором в активную зону вводятся стержни управления из поглощающих нейтроны материалов (бор, кадмий или индий). При опускании стержней деление ядер идет мед- леннее, а при полном опускании - цепная реакция прекращается.
В зависимости от энергии нейтронов реакторы бывают на тепловых, промежуточных и быстрых
нейтронах, их называют тепловыми, промежу- точными и быстрыми реакторами. 3
Основные элементы ядерного реактора:
активная зона (ТВЭЛы с
ядерным топливом),
замедлитель нейтронов (графит),теплоноситель (вода),
система управления реакто- ром (стержни из бора),
биологическая защита (вода, бетон).
Основной характеристикой ЯР является его мощность. Мощность в 1 МВт соответ- ствует цепной реакции, в которой происходит 3·1016 актов деления в 1 сек.
1 — управляющий стержень;
2 — биологическая защита;
3 — тепловая защита;
4 — замедлитель;
5 — ядерное топливо;
6 — теплоноситель.
Нейтроны в зависимости от кинетической энергии делятся по группам:
1)медленные, Е < 1 кэВ;
2)промежуточных энергий 1 кэВ < Е < 0,2 МэВ;
3)быстрые , 0,2 МэВ < Е < 20 МэВ;
4)сверхбыстрые, Е > 20 МэВ.
Медленные нейтроны бывают:“холодные” - энергия (Е < 0,005 эВ),тепловые - 0,005 эВ < Е < 0,5 эВ ,надтепловые - 0,5 эВ < Е < 1 кэВ.
Скорость движения тепловых нейтронов при температуре 295 оК (22 оС) составляет 2200 м/с, а энергия – 0,025 эВ.
В реакторе на тепловых нейтронах деление ядер осуществляется нейтронами с энергией5 не
более чем 0,2 эВ.
Реакторы бывают с жидким замедлителем, который является одновременно и теплоно- сителем (вода); с твердым замедлителем (гра- фит); с жидким замедлителем (тяжелая вода). С другими замедлителями необходимо приме- нять обогащенный уран.
В реакторе на промежуточных нейтронах
деление ядер вызывается нейтронами с энергией выше тепловой (от 1 эВ до 100 кэВ). В таких реакторах в качестве теплоносителя применяются вещества, слабо замедляющие нейтроны (жидкие металлы), а в качестве замедлителя – графит, берилий в твердом состоянии и др.
6
В реакторах на быстрых нейтронах деление ядер происходит ядрами быстрых нейтронов с энергией больше 0,5 МэВ. В таких реакторах ис- пользуется высокообогащенное ядерное топли- во, активная зона которых окружена зоной обно- вления, где образуется новое ядерное топливо. В зависимости от типа замедлителя реакторы делятся на водо-водяные (ВВЭР)с водой под давлением или водо-водяные кипящие
(распространены в США); реакторы с газовым охлаждением (применяются в Великобритании и Франции; реакторы на тяжелой воде в Канаде); урано-графитовые реакторы - в странах СНГ).
Тепловая схема ЯЭУ может быть одно-, двух- 7и
трехконтурной.
Одно- и двухконтурные схемы применяются с реакторами на тепловых нейтронах с водяным теплоносителем, трехконтурные – с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоноси- телем.
В 1989 г. в СССР было 19 АЭС, на которых установлено 49 ядерных реакторов. Из них ВВЭР были установлены на 9 АЭС и РБМК – на 5 АЭС. В настоящее время Россия выпускает только ВВЭР-1000.
Реакторы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 установлены на Нововоронежской, Кольской, Ровенской, Южно-Украинской и других АЭС.
8
Ядерные энергетические установки с ВВЭР-1000 и РБМК-1000.
Схема АЭС с ВВЭР-1000 приведена на рис.1.
Корпус водо-водяного реактора (ВВЭР) – верти- кальный толстостенный цилиндр из высокока- чественной легированной стали со сферической крышкой. В активной зоне находится 151 кассета по 317 твэлов с диоксидом урана UO2 в каждой,
обогащенным U-235 до 3–4%. Топливо расчитано на 3 года, ежегодно реактор останавливают и заменяют 1/3 кассет. Корпус реактора находится в бетонной шахте, вокруг которого размещены парогенераторы и циркуляционные насосы.
9
Ядерные энергетические установки с ВВЭР-1000
10