Тема 7. Катастрофа на Чернобыльской аэс и особенности радиоактивного загрязнения территории Республики Беларусь.

1. Принцип действия ядерного реактора.

2. Причины аварии на ЧАЭС. (+Фильмы о ЧАЭС)

3. Особенности радиоактивного загрязнения местности после аварии на ЧАЭС.

4. Основные типы радионуклидов, накапливающихся в организме человека, особенности их воздействия.

5. Миграция радионуклидов. Прогнозирование радиоактивного загрязнения местности.

6. Влияние последствий аварии на здоровье населения РБ.

Вопрос 1. Принцип действия ядерного реактора.

Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер.

Условием существования самоподдерживающейся цепной ядерной реакции является наличие достаточного количества вторичных (или свободных) нейтронов, возникающих в процессе деления тяжелого ядра на более легкие ядра («осколки») и имеющих возможность участвовать в дальнейшем процессе деления тяжелых ядер.

Источником ядерного топлива служит природный уран, который состоит из смеси изотопов урана-238 – 99,27%, урана-234 – 0,72%, урана-234 – 0,01%.

Схематично реакция ядерного деления тяжелых ядер урана при облучении их нейтронами выглядит показано на рисунке 1.

Рис 1. деление ядер урана-235

Нейтрон, раскалывается ядро надвое. Кроме осколков деления, которые обычно радиоактивны, в каждом таком случае излучается еще несколько нейтронов. В свою очередь они делят соседние ядра, так что в цепной процесс вовлекается еще большее число ядер и нейтронов.

Приведем в качестве примера некоторые из возможных вариантов деления ядер в результате взаимодействия с нейтроном.

+ ++2+E,

+ ++2+E,

+ ++3+E.

Появляющиеся в результате деления вторичные нейтроны имеют в среднем энергию порядка 2 МэВ, т.е. являются быстрыми. Однако при взаимодействии быстрых нейтронов с другими ядрами изотопов урана вероятность деления последних очень мала. Более вероятными оказываются процессы радиационного захвата ( поглощение нейтронов ядрами с последующим испусканием γ-квантов), упругого и неупругого рассеяния, что приводит к значительному уменьшению энергии нейтронов до величины менее 0,5 эВ. Такие нейтроны называются тепловыми. Кроме того, если энергия тепловых нейтронов совпадает с энергетическими уровнями ядер урана, то происходит процесс резонансного поглощения нейтронов этими ядрами.

Перечисленные выше процессы взаимодействия нейтронов с ядрами относятся в основном к ядрам , поскольку в соответствии с составом природного урана на 1 ядро приходится примерно 140 ядер. Поэтому вероятность встречи вторичного нейтрона с ядром урана-235 достаточно мала. Следовательно, самоподдерживающуюся цепную ядерную реакцию, основанную на делении ядер, в природном уране осуществить невозможно. Цепную ядерную реакцию в природном уране осуществить за счет деления ядер урана-235 в результате их взаимодействия с тепловыми нейтронами. С целью повышения вероятности этого взаимодействия природный уран обогащают до 1,8-2%, а нейтроны замедляют до таких значений энергии (Е<0.02 эВ), чтобы она была ниже энергии, соответствующей резонансному поглощению ядрами. Замедлить нейтроны можно путем столкновения их с ядрами, которые хорошо рассевают, но слабо поглощают нейтроны. Такие вещества называют замедлителями.

является балластом, а реакция происходит только за счет деления ядер при взаимодействии с тепловыми нейтронами.

( оружейный плутоний, Т_1/2=24000 лет).

Первая в мире АЭС с реактором на тепловых нейтронах и замедлителем из графита была запущена в СССР в г.Обнинске в 1954 г. (ни в одной стране мира подобные реакторы не строили). Эта схема использовалась на Белоярской АЭС и Сибирской АЭС. На их основе был сконструирован реактор типа РБМК – 1000 – канальный реактор большой мощности, построенный в Чернобыльской, Ленинградской, Курской и других АЭС.

Кратко ознакомимся с принципом работы РБМК. В реактор загружают 190-200 т топлива в виде природного урана. Функцию замедлителя нейтронов в РБМК выполняет графит. Активная зона реактора представляет собой большой графитовый цилиндр диаметром 11,8 м, высотой 7 м, в которую равномерно погружены тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) диаметром 13,5 мм, толщиной 0,9 мм, высотой 3,5 м, выполненные из цирконий-ниобиевого сплава. Сердцевина ТВЭЛов заполнена керамическими таблетками из двуокиси урана, обогащенного до 1,8-2% .

Рис. 2 Схема устройства реактора

Рис. 3 Схема одноконтурной АЭС с РБМК

Устройство одноконтурной АЭС с РБМК:

1. активная зона реактора;

2. поток теплоносителя;

3. сепаратор;

4. паровая турбина;

5. генератор электрического тока;

6. технологический конденсатор;

7. цыркулярный насос

Достоинства РБМК:

1. Возможность замены ТВЭЛов без остановки реактора.

2. Возможность локального контроля состояния реактора.

Недостатки РБМК:

1. Низкая стабильность работы на малых уровнях мощности.

2. Недостаточное быстродействие системы управления защитой.

3. Использование одноконтурной схемы ( имеется реальная возможность радиоактивного загрязнения турбогенератора небольшим, но постоянным выносом радиоактивности из технических каналов реактора в паровой тракт турбины).

Время выгорания топлива после загрузки 3 года.

В водо-водяном реакторе (ВВР) имеется два контура. В первом контуре вода нагревается в активной зоне , но в пар не превращается, так как находится под высоким давлением. Теплая вода поступает в парогенератор ,где отдает тепло воде второго контура. После этого пар со второго контура подается на турбину, приводя ее в движение (рис.4). Реактор более надежный, но дорогостоящий.

Рис 4 – схема АЭС с водо-водяным энергетическим реактором

Для того, чтобы предотвратить бесконечное развитие цепной реакции деления и регулировать мощность реактора, в активную зону вводят несколько стержней с веществом, сильно поглощающим нейтроны. Обычно это бор или кадмий. Глубина опускания регулирующих стержней в реакторе может меняться по команде с пульта управления. Если их все опустить целиком, нейтронов, способных поддерживать реакцию становиться недостаточно, и реактор останавливается.