cтатья БЕЗОПАСНОСТЬ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
статья по физике (9 класс) на тему

Витковская Людмила Сергеевна-учитель СПб ГБПОУ «Колледж метростроя».

БЕЗОПАСНОСТЬ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ.

 В современной  энергетике возрастающее значение имеет безопасность. Это актуальнейшая задача совершенствования  ядерных реакторов.

Ядерный реактор (атомный реактор) - это устройство для осуществления управляемой ядерной цепной реакции.

 Принцип действия ядерного реактора основан на использовании энергии деления ядер тяжелых элементов. Этот процесс осуществляется через комплекс  ядерно-физических, химических и теплофизических процессов.

В основе цепного реакции лежит экзоэнергетическая реакция (возбуждающаяся частица порождает вторичные частицы.

Неразветвленная цепная реакция не может стать самоподдерживающейся. Если в процессе реакции  появляется более одной частицы, то возникает разветвленная цепная реакция, так как  вторичная частица порождает начатую цепь, а другие дают новые цепи, которые снова ветвятся.  

Деление тяжелого ядра возбуждается одним нейтроном.

Каждый нейтрон проходит цикл обращения: появляется в процессе  реакции деления, некоторое время существует в свободном состоянии, затем, либо порождает новый цикл деления и дает нейтроны следующего поколения, либо теряется.

Так как тяжелые ядра могут делится самопроизвольно, то какое-то малое число нейтронов всегда присутствует в среде.

Поэтому  всегда находится первый нейтрон, начинающий цепной процесс.

Свободные нейтроны появляются повсюду как продукты ядерных реакций, порождаемых космическими частицами

Один начальный нейтрон через 6 мкс порождает 1026

нейтронов, что эквивалентно делению 40 кг урана в момент t = 6 мкс.

 Скорость нарастания цепной реакции деления может быть необычайно высока, а практически мгновенное выделение энергии представляет собой ядерный взрыв.

Мощность ядерного взрыва  оценивают в эквиваленте наиболее распространенного химического взрывчатого вещества - тринитротолуола.

Выделяющаяся при делении 1 кг урана энергия равна энергии , освобождающейся при взрыве 20 000 т тринитротолуола.

В качестве делящегося вещества используются обычно изотопы урана233U,235U,238U, изотопы тория232Th, а также изотопы плутония239Pu ,240Pu ,241Pu. [ 2 ]

Так как стоимость чистого делящегося вещества очень высока из за сложности получения, то применяются они в основном в военных целях.

Для получения энергии в ядерных реакторах

преимущественно используют природный или обогащенный изотопом235U уран.

 Из-за малой концентрации235U получение цепной реакции непосредственно в металлическом природном уране невозможно.

Достижение критического состояния представляет наибольший интерес с точки зрения получения контролируемого источника энергии.

В критическом состоянии число нейтронов не меняется во времени. Следовательно, число актов деления в единицу времени, а значит, и энерговыделение постоянны.

Условно можно выделить две концепции построения ядерных реактора - концепцию реактора как теплотехнического аппарата и концепцию реактора как физико-химического аппарата. ]

В концепцию реактора как теплотехнического аппарата положены два принципа:

- освободить ядерный реактор от всех технологических процессов регенерации ядерного горючего и оставить ему единственную функцию генератора тепловой энергии;

- максимально локализовать в реакторе область, занятую делящимися материалами и продуктами деления.

Такой подход к строительству реакторов дал возможность на первом этапе развития ядерной энергетики наиболее быстро создать атомные энергоустановки, поскольку в них удалось свести к минимуму количество принципиально новых элементов конструкции, а вопросы регенерации горючего по существу были отложены до лучших времен. Эта концепция воплощена во всех современных реакторах. Эта же концепция лежит в основе разрабатываемых жидкометаллических реакторах на быстрых нейтронах, газоохлаждаемых высокотемпературных реакторах и др.

Недостатком теплотехнической концепции является неполное использование тех потенциальных возможностей, которые заложены в самом феномене деления ядер тяжелых металлов.

Альтернативой является концепция реактора как физико-химического аппарата. В реакторах этого типа осуществляется непрерывное управление ядерно-физическими, химическими и теплотехническими процессами, протекающими в топливе, а также непрерывная корректировка физико-химических свойств ядерного топлива. Решение этой задачи в принципе позволяет максимально использовать возможности, заложенные в физической природе деления ядер. Отличительной особенностью реакторов физико-химической концепции является объединение с той или иной степенью полноты в одном аппарате собственно ядерного реактора и системы регенерации горючего. К реакторам этого типа относятся газофазные реакторы, гомогенные реакторы на водных растворах или суспензиях урана, реакторы с жидкометаллическим топливом и жидкосолевые реакторы.

Ядерная энергетика на первом этапе развития должна базироваться на реакторах теплофизической концепции (простейший из них - легководный ) Перед ними ставится только одна задача- преобразование энергии деления ядер в тепловую. В этот момент развития ядерной энергетики проблема исчерпания ресурсов ядерного топлива еще остро не стоит. Поэтому  экономически целесообразно строить ядерные реакторы с неоптимальным использованием нейтронов деления.

Однако такая ситуация не может продолжаться неограниченно долго.

 Оценка промышленных запасов урана и сопоставление их с предполагаемыми темпами развития ядерной энергетики приводят к выводу, что через 20-30 лет ресурсы дешевого урана будут близки к исчерпанию.

Поэтому встает проблема переработки ядерного топлива . Решение ее  связано с рядом новых дополнительных трудностей, так  как основано на регенерации твердотопливных урановых стержней. Проблема заключается в транспортировании облученных элементов на радиотехнические предприятия.

 Ядерные реакторы состоят их пяти основных элементов: делящегося вещества, замедлителя быстрых нейтронов, системы охлаждения, систем безопасности и регулирования. Та часть реактора, которая содержит делящийся материал нзывается активной зоной реактора.

Если замедлитель и уран составляют равномерную смесь, например, раствор соли урана в воде, реактор называется гомогенным.

 Если уран размещен в замедлители в виде обособленных блоков, то реактор называется гетерогенным.

Для удобства обращения с ураном и отвода из реактора тепла урановые блоки обычно делают в виде цилиндрических стержней или сборок стержней, или же в виде пластин (кассет), расположенных по объему замедлителя в определенном порядке.  Система урановых стержней образует решетку активной зоны гетерогенного реактора. Основными параметрами решетки являются:

- расстояние между осями стержней ( шаг решетки);

- диаметр уранового стержня.

Урановый стержень или сборка стержней вмести с прилегающим к ним замедлителем составляют элементарную ячейку активной зоны. Урановые стержни называют тепловыделяющими элементами или твэлами.

Для отвода тепла вдоль поверхности твэла направляется поток вещества - теплоносителя , жидкости или газа. Тепловыделяющий элемент, как правило имеет оболочку, предотвращающую химическое взаимодействие вещества уранового блока с теплоносителем, его эрозию , а также поступление в теплоноситель продуктов деления. В случае попадания продуктов деления в теплоноситель его радиоактивность в значительной степени возрастает, что является нежелательным.

Безопасность ядерных реакторов обычно рассматривают с двух точек зрения : ядерной и радиационной.

Под радиационной безопасностью понимают меры , принимаемые для защиты обслуживающего персонала и населения от неконтролируемой утечки радиоактивности при любом режиме работы реактора, включая аварийный. . Радиационная безопасность определяется надежностью системы и степенью гарантий в случае предельно возможных аварий.

С развитием ядерной энергетики все больше утрачиваться  теплотехнической концепции строительства станций и возрастет значение физико-химического направления в реакторостроении.

Для физико-химического реактора в отношении ядерной безопасности существует ряд особенностей по сравнению с твердотопливными реакторами состоящими в следующем:

- передача тепла от топлива к промежуточному теплоносителю происходит вне активной зоны реактора, поэтому разрушение поверхности раздела между топливом и теплоносителем не приводит к серьезным нарушениям режима работы активной зоны и изменениям радиоактивности;

- топливо в ЖСР выполняет одновременно функцию теплоносителя первого контура, поэтому в принципе исключается весь комплекс проблем, которые возникают в твердотопливных реакторах при авариях, приводящих к потере теплоносителя;

- непрерывный вывод продуктов деления, особенно нейтронных ядов, а также возможность непрерывной подпитки топливом сводит к минимуму начальный запас реактивности, компенсируемый поглощающими стержнями.

К аварийной ситуации могут привести следующие процессы:

- увеличение концентрации делящихся материалов в топливной соли;

- изменение эффективной доли запаздывающих нейтронов;

- изменение состава и плотности топливной соли и перераспределение ее в активной зоне;

- изменение температуры активной зоны.

Подробный анализ аварийных ситуаций показывает, что особенности присущие физико-химического реакторам

 позволяют обеспечить достаточно высокую ядерную безопасность и надежно исключить возможность нарушения герметичности топливного контура

Высокая ядерная безопасность, присущая им, имеет свою обратную сторону и сопряжена с проблемами, которых нет у твердотопливных реакторов. В отличии от них радиоактивные материалы здесь находятся в жидкой или газовой форме при высокой температуре и циркулирует в топливном контуре и контуре системы переработки топлива. Опасность утечки радиоактивности при нарушении герметичности топливного контура здесь значительно более высокая, чем у твердотопливных реакторов при нарушении твэлов. Поэтому радиоактивная безопасность  в первую очередь связана с надежной герметизацией топливного контура.

Одной из важнейших проблем при создании ядерного реактора является проблема проектирования средств управления и в особенности системы аварийного отключения (САО). САО должна обеспечивать автоматическую остановку реактора ( быстрое гашение цепной реакции),должна иметь широко разветвленную систему автоматического диагностирования аварийных ситуаций .

Кроме того существует проблема транспортировки облученных элементов на радиохимические предприятия.

При этом возникает как опасность радиоактивного загрязнения среды вследствие возможных аварий, так и опасность хищения радиоактивных материалов

Литература:

Блинкин В.Л., Новиков В.М. Жидкосолевые ядерные реакторы. М.: Атомиздат, 1978.

Ионайтис Р.Р. Нетрадиционные средства управления ядерными реакторами. М.: Изд-во МГТУ, 1992.

Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Атомиздат,1985.

Яворский Б.М., Детлаф А.А. Справочник по физике . М.: Наука,1974.