3.4. Система технологий аэс и проблемы радиационной защиты

Первый атомный реактор был построен в 1942 году в США под руководством итальянского ученого Е. Ферми, а на европейском континенте в бывшем СССР – в 1946 году под руководством И.В. Курчатова. Его мощность составляла 0,5 МВт (г. Обнинск вблизи Москвы). В Украине в эксплуатации находится 4 атомных электростанций: Ровенская, Хмельницкая, Южно-Украинская и Запорожская. (см. табл. 3.1). Атомная электростанция (АЭС)– сложное техническое сооружение, в котором атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую.

В самом общем виде это происходит следующим образом (рис. 3.2). Тепло, которое выделяют, расщепляясь, ядра радиоактивных веществ (ядерное горючее – а сегодня это уран (изотопы нагревает прокачиваемый через активную зону реактора теплоноситель (жидкость /вода, содержащая 16% борной кислоты/ или газ), который отбирает тепло у ядерного горючего. Эта замкнутая система с теплоносителями называется первым контуром. В теплообменнике тепло первого контура нагревает до кипения воду второго контура. Образующийся пар идет в обычную турбину, вырабатывающую электричество, а также используется для обогрева зданий. Следовательно, атомные электростанции отличаются от других только способом превращения воды в пар (рис.3.3), который используется для производства электроэнергии.

Действующие атомные электрические станции (аэс) Украины

Таблица 3.1.

Наименование АЭС	Тип реактора на энергоблоках	Количество энергоблоков на АЭС	Суммарная мощность АЭС, млн кВт	Год ввода в эксплутацию
Ровенская АЭС	ВВЭР-440 ВВЭЗ-1000	2 1	0,8 1	№1–1980 №2–1981 №3–1986
Запорожская АЭС	ВВЭР-1000	5	5,0	№1–1984 №2–1985 №3–1986 №4–1987 №5–1989
Южно-Украинская АЭС	ВВЭР-1000	3	3,0	№1–1982 №2–1985 №3–1989
Хмельницкая АЭС	ВВЭР-1000	1	1,0	№1–1987
Итого*		12	10,8

* В 2000 году остановлена Чернобыльская АЭС, на которой 26 апреля 1986 года произошла крупнейшая в мире техногенная авария на блоке №4.

Рис. 3.2. Технологическая схема атомной электростанции (АЭС)

1

Нижняя Верхняя

часть часть

– верхний блок; 2 – привод СУЗ (системы управления и защиты); 3 – шпилька; 4 – труба для загрузки образцов – свидетелей; 5 – уплотнение; 6 – корпус реактора; 7 – блок защиты труб; 8 – шахта; 9 – выгородка; 10 – топливные сборки; а – теплоизоляция реактора; b – крышка реактора; d – топливные стержни.

Рис. 3.3. Реактор ВВЭР-1000

В реакторе идет управляемая ядерная реакция. Она отличается от той цепной реакции, которая происходит в атомной бомбе и заканчивается разрушительным взрывом, тем, что с помощью специальных регулирующих стержней из вещества, хорошо поглощающего нейтроны, количество вступающих в реакцию нейтронов поддерживается на безопасном уровне.

Чем глубже погружены стержни в активную зону реактора, тем меньше там нейтронов, способных продолжать реакцию и выделять тепло, и наоборот. Не случайно в аварийной установке реактора предусмотрены аварийные стержни: они быстро падают в активную зону, и происходит полная остановка ядерной реакции.

Атомная станция любого типа (а сегодня этих типов уже очень много, и они во многом отличаются в разных странах), помимо системы управления реакцией в активной зоне реактора и аварийной защиты, имеет много защитных устройств для обеспечения безопасности людей. Ведь во время цепной реакции часть нейтронов вылетает из активной зоны, даже защищенной специальным устройством – отражателем. Кроме того, деление ядер радиоактивных веществ сопровождается сильным излучением, как при любой ядерной реакции. Поэтому активную зону любого реактора со всех сторон окружают стеной биологической защиты, ослабляющей опасное излучение до такой степени, чтобы человек мог находиться вблизи работающего реактора. Как правило, это массивное сооружение из бетона с толщиной стен более 2м. В некоторых случаях для биологической защиты используют обыкновенную воду, а иногда – сочетание стали с водой или бетоном.

В помещениях, где работают люди, обслуживающие реактор, интенсивность радиоактивного излучения измеряется установленными здесь специальными приборами – дозиметрами.

Теплоноситель, отбирающий тепло у теплообменников первого контура и тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы), состоящие из двуокиси урана или другого радиоактивного топлива, “одеты” в герметичные оболочки.

Естественная радиоактивность урана ничтожна (период полураспада урана 3600 лет), однако в процессе работы, благодаря накоплению продуктов деления ядерного топлива, являющихся истчником мощного гамма-излучения, у ТВЭЛов появляется очень высокая радиоактивность, сравнимая с активностью нескольких килограммов радия. Поэтому выгрузка из реактора отработанных ТВЭЛов ведется дистанционно, с помощью специальных механизмов, за толстой защитной стеной, предохраняющей от губительного излучения.

Мощное нейтронное излучение атомных реакторов делает находящиеся в них вещества и материалы радиоактивными. Поэтому для работы с предметами, побывавшими в реакторе, тоже применяется дистанционная техника: механические “руки” и другие специальные манипуляторы. Помимо этих внутренних мер по защите от опасного излучения, атомные станции различных конструкций имеют те или иные внешние защитные оболочки. Большинство атомных станций во всем мире имеют так называемые скафандры, которые предохраняют реакторы даже от таких маловероятных аварий, как падение метеорита или потерпевшего аварию самолета, а также рассчитаны на случай аварии внутри станции. Скафандры АЭС должны выдержать падение на них огромного пассажирского самолета типа “Боинг-747” или истребителя “Фантом”. Под таким “колпаком” останутся опасные радиактивные вещества, которые могут быть выброшены из реактора в случае непредвиденного пожара или взрыва. К сожалению, такие внешние защитные оболочки имеют далеко не все атомные станции бывшего СССР. Так, для типа реактора ВВЭР-440 (водо-водяные корпусные мощностью 440 МВт) и реакторов чернобыльского типа – РБМК (водографитовые канальные мощностью от 1000 до 1500 МВт) классическая зашитная оболочка не была предусмотрена. В результате станции именно этих типов, находящиеся в основном на территории России и Украины, являются сейчас самыми опасными.

При делении 1г урана 235 высвобождается около 22,5МВтч энергии, что эквивалентно энергии сжигания 2,7т условного топлива.

Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного топлива существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического топлива ( нефти, угля, природного газа и т.д.). В мире работает свыше 400 энергетических атомных реакторов, общей мощностью свыше 250000 МВт. На территории Украины эксплуатируются атомные энергоблоки с реакторами на тепловых нейтронах. В то же время в атомной энергетике разработаны и сооружены ядерные реакторы на быстрых нейтронах большой мощности, которые работают на более распространенном в природе уране 238. Принято считать, что решение этой проблемы даст возможность в 30-40 раз увеличить эффективность использования ядерных ресурсов. В некоторых государствах реакторы на тепловых нейтронах вырабатывают от 30 до 40% (Болгария, Швейцария, Швеция), до 50...67% ( Бельгия, Франция) энергии. Украина вырабатывает на атомных электростанциях около 50% электроэнергии.

До 1986 года ученые и разработчики систем технологии атомной энергетики особенно подчеркивали исключительную экологическую чистоту, техническую безопасность и низкую себестоимость энергии, нежели на тепловых электростанциях. Наряду с атомными реакторами с графитной кладкой типа РБМК – 1000 (реактор большой мощности канальный) были введены в эксплуатацию водоводяные реакторы ВВЭР-1000.

Основные обоснования экономических и экологических преимуществ АЭС базировались на следующих утверждениях.

1. Затраты на транспортировку и конверсию ядерного топлива в сравнении с углем на единицу энергии несравненно меньше. Для сравнения: в случае конверсии топлива в энергию (при коэффициенте 0,33) 100 кг угля » 300 кВтч

100 кг урана 238 с содержанием урана 235 около 1% обеспечивают получение энергии 7 х 10⁶ кВтч. То есть за массой на 1 кВт·ч потребность в уране меньше в 20000 раз.

2. Ресурсы урана для атомной энергетики равны ресурсам угля, нефти и газа вместе взятых.

3. Экономия дефицитного органического топлива (нефти и газа).

4. АЭС не потребляет кислород и почти не выбрасывает вредных газов и твердых продуктов.

5. При увеличении мощности всех действующих электростанций даже в несколько десятков раз глобальное радиоактивное загрязнение будет составлять не более 1% уровня природной радиации на планете.

6. Атомная энергетика ликвидирует пропасть между богатыми и бедными государствами, уменьшает угрозу насильственного перераспределения мировых ресурсов.

Такие оценки были до 26 апреля 1986 года, когда на Украине случилась катастрофа – взорвался атомный реактор РБМК-1000 Чернобыльской АЭС. Это была первая и единственная авария такого большого масштаба. Всеми государствами мира была пересмотрена и значительно сокращена программа дальнейшего строительства АЭС. При тщательном анализе выяснилось, что капиталовложения на единицу мощности АЭС почти в 2 раза выше, нежели в тепловые, расход воды больше в 2-3 раза, выбросы радионуклидов работающими АЭС за сутки составляет около 300 кюри.

На сегодняшний день в некоторых государствах доминирует мысль не форсировать строительство атомной энергетики до времени, пока не будут открыты новые, безопасные методы получения атомной энергии – от добычи сырья до обезвреживания, переработки и захоронения радиоактивных отходов, демонтажа АЭС и вывода их из эксплуатации.

Рис. 3.4. Принципиальная схема энергосистемы ядерного синтеза:

1 – установка ядерного синтеза; 2 – генератор электромагнитного поля; 3 – плазма ядерного синтеза; 4 – теплообменник; 5 – пароводяной контур турбины; 6 – паровая или газовая турбина; 7 – электрогенератор.

Сегодня научный потенциал экономически развитых стран в отрасли энергетики направлен на решение проблем за счет более мощного источника – ядерного синтеза.

Получение электроэнергии от контролируемых термоядерных реакций предусматривает два основных этапа, а именно:

получение и стабилизация высокотемпературной плазмы (свыше 250 млн ^оС);

разработка конструкции реактора и промышленной системы технологии производства электроэнергии.

Объединенный европейский проект включает решение вышеперечисленных проблем за счет создания реактора типа “Токамак”, принцип работы которого показан на рис. 3.4.