Атомная энергетика. История атомной энергетики. Разновидности реакторов для АЭС.

1.1. Атомная энергетика

Одной из причин возникновения и развития атомной энергетики служит растущая потребность человечества в энергии. Ее рост в последние столетия имеет характер, близкий к экспоненциальному [1]. Это объясняется тем, что многие достижения цивилизации, связанные с использованием тех или иных видов энергии, открывают веер новых возможностей для развития.

В меньшем историческом масштабе мировое потребление энергии растет примерно линейно: за последние 45 лет в среднем на 2,5 % в год. В 2010 году оно составило в пересчете на нефть (нефтяном эквиваленте) 12 млрд, тонн (данные British Petroleum). По потреблению энергии на одного человека лидируют США, Япония, Германия, Франция. Англия. Наибольшие темпы роста производства энергии характерны для Китая, Индии. Южной Кореи. Структура годового потребления энергии представлена на рис. 1.

Рис. 1. Годовое потребление энергии одним человекомв тоннах нефти (т н.)

в 2010 году атомными электростанциями вырабатывалось 12,9% всей производимой в мире электроэнергии (табл. 1). Более двух третей электричества производилось станциями на органическом топливе.

Атомной энергетике присущи определенные достоинства и недостатки. К преимуществам относится следующее.

Таблица 1. Доля энергии, вырабатываемой на электростанциях различного типа

Тип электростанции или вид топлива	Доля, %
Уголь	40,6
Газ	22,2
ГЭС	16.0
АЭС	12.9
Мазут	4.6
Другие	3.7

1. Ядерное топливо чрезвычайно эффективно.

При производстве одного и того же количества энергии ядерного топлива требуется в миллионы раз меньше, чем органического. В ядерном реакторе ВВЭР-1000 (Россия) мощностью 1000 МВт топлива массой 70-80 тонн хватает на 4-5 лет работы. Для сравнения, Троицкая ГРЭС (Россия) мощностью

2000 МВт сжигает за сутки два железнодорожных состава угля.

2. Разведанных запасов топлива для ядерных реакторов, а это, прежде всего, уран, больше, чем органического - при нынешних объемах энергопотребления органического топлива для тепловых станций хватит на десятки, ядерного - сотни лет [1].

3. Нормально работающая АЭС производит незначительные выбросы вредных веществ в атмосферу. Выбросы тепловых станций. содержащие сернистый газ, оксиды азота, оксиды углерода, углеводороды, альдегиды, огромны. Их масса составляет от 13 тысяч тонн в год для газовых до 165 тысяч тонн для угольных станций мощностью 1000 МВт. При этом из атмосферы потребляется около 10 миллионов тонн кислорода в год [3]. По данным ВОЗ выбросы угольных электростанций являются прямой или косвенной причиной каждой третьей смерти в развивающихся странах.

4. До недавнего времени стоимость единицы энергии, произведенной на АЭС [1], была меньше, чем для других электростанций, исключая ГЭС (рис. 2). В последние годы эта стоимость растет в связи со значительным повышением требований безопасности к реакторам и удорожанием их строительства. Следует учитывать, что в то же время растет цена нефти и газа для тепловых станций. Стоимость угольных станций нового типа с уменьшенными выбросами также возрастает, а возможности строительства крупных новых ГЭС практически исчерпаны.

Рис. 2. Стоимость энергии, производимой на электростанциях (2001 г.)

Основные недостатки АЭС:

• до сих пор не удалось исключить возможность аварий с тяжелыми последствиями для природы и населения;

• не решены в полной мере проблемы с захоронением отходов ядерно го топлива [4];

• вывод АЭС из эксплуатации растягивается на время, превышающее срок ее службы, который обычно составляет 30-60 лет; значительного опыта решения таких задач человечеством пока не накоплено [5,6].

Из имевших место серьезных аварий выделяются три: на АЭС Три-Майл-Айленд (шт. Пенсильвания США, 1979 г.), на Чернобыльской АЭС (СССР, 1986 г.), на АЭС «Фукусима-1» (Япония, 2011 г.). Каждая из этих аварий, помимо негативного воздействия на окружающую среду и население, в значительной мере сказалась на развитии самой атомной энергетики.

На АЭС Три-Майл-Айленд (Three Mile Island) отказ оборудования и ошибки операторов привели к расплавлению активной зоны реактора (см. раздел 1.5). Часть радиоактивных веществ была выброшена в атмосферу. Эта авария не привела к человеческим жертвам, тем не менее в США вплоть до 2013 года не строились новые АЭС.

После чернобыльской аварии такие страны, как Австрия, Италия, Польша, Швейцария, Голландия, Испания, Швеция, либо отменили свои атомные программы, либо приняли решение о закрытии своих АЭС. В большинстве стран Европы, а также в России и Украине фактически не было начато строительство ни одной новой атомной электростанции. Заметно сократилось финансирование программ атомной промышленности, начали свертываться научные исследования в этой области.

Рост цен на органическое топливо и угроза глобального потепления заставили мир заговорить об «атомном возрождении» [7]. По состоянию на 2012 год в дополнение к 435 реакторам, действующим в 30 странах мира (табл. 2), строились 66 новых АЭС (из них 26 - в Китае) [8]. В мире планировалось построить за 20 лет дополнительно 158 блоков. Над строительством еще более чем 300 энергоблоков страны размышляли, но о намерениях уже заявили. По оценкам Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) к 2025 году доля энергии, вырабатываемой на АЭС, могла бы достигнуть 44%.

Таблица 2. Число действующих в мире атомных реакторов (2012 г.)

США	104	Великобритания	16	Чехия	6	Бразилия	2
Франция	58	Китай	16	Швейцария	5	Болгария	2
Япония	50	Украина	15	Финляндия	4	Мексика	2
Россия	33	Швеция	10	Венгрия	4	Румыния	2
Корея	23	Г ермания	9	Словакия	4	Словения	1
Индия	20	Испания	8	Пакистан	3	Армения	1
Канада	18	Бельгия	7	Аргентина	2	Голландия	1
Всего: 435				ЮАР	2	Иран	1

Несомненно, авария на Фукусима-1 (см. раздел 1.7) приведет к пересмотру этих планов. Так, правительство Германии в 2011 году приняло решение прекратить к 2022 году эксплуатацию всех своих атомных электростанций (в 2011 году - 17 блоков, 26 % вырабатываемой электроэнергии). Правительство Швейцарии приняло аналогичное решение: закрыть до 2034 года все свои пять реакторов (39,5 % вырабатываемой энергии).

Уместно отметить, что по состоянию на 2014 год число реакторов в ряде стран уменьшилось: в США - на 4, Японии - на 8, Германии - на 8, Великобритании - на 3, Испании - на 1. В то же время в Китае построено 8 новых реакторов, Корее - 2, России, Индии, Канаде, Пакистане и Иране - по 1.

Можно предположить, что для стран, где в силу сложившихся реалий доля АЭС в общем объеме вырабатываемой электроэнергии велика, отказ от атомной энергетики будет затруднителен. В их числе Франция (75.2%), Словакия (53,5%), Бельгия (51.7%), Украина (48,6%), Армения (45%), Венгрия (43%) и др.

1.2. Сводка сведений из ядерной физики

В состав атома, представляющего собой мельчайшую неделимую частицу любого химического элемента, входят положительно заряженное ядро и окружающие его электроны, обладающие отрицательным зарядом. Размер атома составляет около 10^-10 м, размер ядра - примерно в 100 000 раз меньше (рис. 1).

Рис. 3. Схема атома

Ядро состоит из нуклонов: положительно заряженных протонов и нейтральных нейтронов. Нуклоны - тяжелые частицы, их масса почти в 2000 раз больше массы электрона. Поскольку расстояния между протонами в ядре очень малы, они отталкиваются друг от друга гигантскими электрическими силами. Ядро существует благодаря тому, что эти силы отталкивания компенсируются силами притяжения, действующими между нуклонами, - ядерными силами.

Любое ядро можно характеризовать двумя числами: числом протонов Z и числом нейтронов N. Так как по величине заряд протона равен заряду электрона, а атом в целом электрически нейтрален, то Z одновременно означает число электронов в атоме и порядковый номер элемента в таблице Менделеева.

На практике вместо числа N используют А - массовое число, то есть суммарное число нуклонов Z+N. Так, запись ²³⁵U₉₂ означает ядро урана с числом протонов 92 и суммарным числом протонов и нейтронов 235. Правый нижний индекс в обозначении ядра можно опускать, потому что по обозначению элемента (U) в таблице Менделеева легко находится Z (92).

Каждый химический элемент имеет несколько разновидностей. Для любой из них число протонов одинаково, как и должно быть для определенного элемента, а число нейтронов и, соответственно, массовое число - различно. Эти разновидности, отличающиеся только числом нейтронов, называют изотопами, а в случае, когда речь идет о ядрах, - нуклидами. Простейший элемент - водород - имеет три разновидности: обычный водород ¹Н₁, дейтерий ²Н₁, тритий ³Н₁. У более тяжелых элементов число изотопов достигает нескольких десятков.

Некоторые изотопы, точнее их ядра - ну клиды, с течением времени испытывают самопроизвольный распад, то есть превращаются в другие нуклиды с испусканием излучения. Это явление называется радиоактивным распадом. К основным разновидностям радиоактивного распада относятся альфа- и бета-распад.

При альфа-распаде ядро испускает совокупность двух нейтронов и двух протонов, называемую альфа-частицей. Нетрудно понять, что (Х-частица представляет собой ядро атома гелия ⁴Не₂. В результате образуется дочернее ядро с числом протонов на 2, а массовым числом - на 4 меньше. Альфа-частицы, испущенные множеством ядер, образуют альфа-излучение.

Бета-распад обусловлен тем, что нуклоны в ядре испытывают взаимопревращение. Так, любой нейтрон может превратиться в протон, электрон и антинейтрино

Возможен и процесс превращения протона в нейтрон, позитрон (античастицу к электрону) и нейтрино.

Нейтрино и антинейтрино- частицы, вначале введенные физиками чисто умозрительно для того, чтобы в обоих превращениях выполнялись законы сохранения, присущие ядерной физике. Эти частицы не обладают ни зарядом, ни массой, что существенно затруднило их экспериментальное обнаружение. После того как оно состоялось, выяснилось, что нейтрино играют важную роль в процессе существования вселенной.

Бета-распад с испусканием электрона характерен для нуклидов, имеющих избыток нейтронов по сравнению со стабильными ядрами данного элемента. Так как при этом нейтрон превращается в протон, то для дочернего ядра число Z возрастает на единицу, а массовое число не меняется. Испускаемый ядром электрон имеет скорость, соизмеримую со скоростью света, и называется бета- частицей. Совокупность таких электронов, испущенных множеством радиоактивных ядер, образует бета-излучение.

После альфа- или бета-распада ядро может возникнуть в состоянии с избыточной энергией - возбужденном состоянии. Избыток энергии высвобождается спустя очень короткое время путем испускания гамма-излучения. Гамма-излучение можно рассматривать двояко: как электромагнитное излучение очень большой частоты (жесткое), или как поток частиц - гамма квантов, не имеющих заряда и массы покоя. При переходе ядра из возбужденного состояния в основное число протонов и нейтронов не изменяется, поэтому такой процесс не является распадом. Гамма-излучение часто сопровождает процессы альфа- или бета-распада.

Радиоактивное ядро может распасться в произвольный момент времени, при этом вероятность распада ядра в единицу времени одинакова для всех нуклидов одного сорта. Отсюда вытекает, что число распадов за единицу времени в образце вещества, содержащем множество радионуклидов, пропорционально их числу. В этом состоит сущность закона радиоактивного распада. Его следствием является убывание числа радионуклидов N в образце по закону геометрической прогрессии. Этот процесс удобно описывать периодом полураспада Т - временем, за которое содержание радионуклидов в образце уменьшается в два раза (рис.4). Понятно, что за два периода полураспада число радионуклидов уменьшится в 4 раза, за три - в восемь и т.д.

Рис. 4. Графическое представление закона радиоактивного распада

Для характеристики радиоактивных образцов используется физическая величина, называемая активностью.

Активность одновременно характеризует быстроту распада радионуклидов в образце, интенсивность испускаемого им излучения, а в соответствии с законом радиоактивного распада и содержание в нем радионуклидов. Современная единица измерения активности - 1 беккерель {Бк). Такой активностью обладает образец, в котором за 1 с происходит один ядерный распад. Устаревшая единица активности - кюри {Ки). Она соответствует активности 1 г радия и равна 3,7*10¹⁰ Бк.

С целью описания воздействия излучений на человека используется понятие доза облучения. Базовая величина дозиметрии - поглощенная доза - численно равна энергии излучения, поглощенной в единице массы объекта. Единица ее измерения - 1 грэи = 1 Дж/кг. Зная поглощенную дозу, с помощью специальных коэффициентов можно вычислить т. и. эффективную дозу облучения, которая применима ко всему телу, учитывает как тип излучения (альфа, бета, или гамма), так и неодинаковую чувствительность разных органов и тканей человеческого тела к излучению. Эффективная доза измеряется в зивертах (Зв), эта величина наиболее полно описывает воздействие малых доз облучения на человека. В случае больших доз корректнее использовать поглощенную дозу в трэях, тем не менее, далее по тексту книги автор решил представлять все дозы в единообразных единицах измерения (зивертах), что не сильно исказит суть информации. Полезно знать, что смертельная доза примерно равна 10Зв, а дозу, составляющую менее 1 мЗв (милизиверта) в год, принято считать безопасной для человека.

Доза зависит от характеристики и расположения источника излучения (уровня радиации) и растет с увеличением времени облучения. Поэтому отношение дозы ко времени, называемое мощностью дозы (МД), можно использовать для описания уровня радиации. Основным режимом работы любого дозиметра является измерение именно мощности дозы. В качестве единиц измерения МД используют 1 мкЗв/час (микрозиверт в час) или более крупные единицы. Уровень естественной (фоновой) радиации от гамма- излучения примерно равен 0,1 мкЗв час. Устаревшая, но действовавшая в период чернобыльской аварии единица измерения дозы гамма или рентгеновского излучения - 1 рентген (Р), а мощности дозы - 1 мкР/час. При этом можно полагать, что 1 Р = 0,01 Зв, а 1 мкР/час = 0,01 мкЗв час. Подробнее о дозах и единицах их измерения пойдет речь в 2.18.

Воздействие ядерных излучений характеризуют ионизирующей способностью. Ионизация - процесс, в результате которого из атома вещества под воздействием излучения выбивается электрон, а сам атом превращается в положительный ион. Ионизация приводит к изменениям в биологических объектах и наносит вред живому организму. Все три рассмотренных типа излучений относят к ионизирующим, причем альфа-излучение обладает очень высокой ионизирующей способностью, бета - высокой, гамма - низкой.

В плане проникающей способности для альфа- и бета- излучения, как и для всех заряженных частиц, можно ввести понятие максимального пробега в веществе. Заряженные частицы замедляются веществом, они теряют свою энергию вплоть до полной остановки. Это означает, что для таких излучений всегда можно подобрать слой вещества - экран, который их не пропустит. Альфа- излучение обладает очень низкой проникающей способностью: от него можно защититься всего лишь слоем бумаги. У бета-излучения проникающая способность низкая, в большинстве случаев роль экрана может сыграть лист пластика, фанеры и даже алюминиевая фольга.

Гамма-излучение обладает высокой проникающей способностью. Подобрать экран, полностью от него защищающий, нельзя. Причина в том, что гамма-кванты всегда движутся со скоростью света и, следовательно, не могут замедляться в веществе (а могут либо поглощаться, либо рассеиваться). Убыль гамма-квантов при прохождении через слой вещества пропорциональна толщине этого слоя. Поэтому по аналогии с периодом полураспада можно ввести понятие слой половинного ослабления. Каждый такой слой снижает интенсивность гамма-излучения в два раза. После прохождения второго слоя интенсивность снизится еще вдвое, а всего - в четыре раза. Для трех слоев будет достигнуто ослабление в 2³, то есть в 8 раз, и т.д. Слой половинного ослабления в воздухе - около 150 м, в воде -18 см, а в свинце - 1 см.

1.3. Как работает атомная станция

Рис. 5. Упрощенная схема электростанции

Общим для АЭС и обычных тепловых станций является нагрев вещества, которое называется теплоносителем, с последующим превращением его тепловой энергии в механическую, а затем электрическую. Обычно теплоносителем служит вода.

В котлоагрегате (на АЭС это реактор, или, как говорят ядерщики, просто «котел») вода нагревается и превращается в пар, который подается на турбину (рис. 5). Турбина вращает ротор генератора, который вырабатывает электричество. Отработавший пар конденсируется, а полученная вода насосом снова подается к источнику тепла. Основные различия между станциями разного типа - в источнике тепла для нагрева воды и устройстве котла.

В АЭС вода нагревается за счет цепной ядерной реакции деления.

Ядерную реакцию деления открыли немецкие физики Отто Ган и Фриц Штрассман. В конце 1938 года они получили неожиданный результат: при бомбардировке урана нейтронами образуется барий, массовое число которого почти вдвое меньше, чем у урана. Верное объяснение результатам эксперимента было дано в январе 1939 г. Лизой Мейтнер и Отто Фришем. Ими было установлено, что под действием нейтрона ядро урана может расщепиться на два более легких ядра - осколка с испусканием 2-3 новых нейтронов [9].

В феврале 1939 года Нильс Бор выдвинул предположение, что делиться способен только изотоп урана с массовым числом 235. Стало понятно, что при захвате одного нейтрона из ²³⁵U образуется нестабильный уран-236 (рис. 6), который быстро делится на осколки с выделением двух или трех нейтронов, гамма-лучей и высвобождением энергии, например,

Рис. 6. Ядерная реакция деления

Для понимания записей такого вида следует обратить внимание на то. что суммарное число протонов и суммарное число нейтронов после каждого превращения не меняются.

Позднее выяснилось, что под воздействием нейтрона способно делиться практически любое тяжелое ядро. Однако для подавляющего большинства элементов деление возможно только при энергии нейтрона, превышающей некоторое пороговое значение. Возможность же практического использования ядерной энергии обусловлена существованием элементов, ядра которых делятся под воздействием нейтронов любой энергии, в том числе сколь угодно малой. Вещества. обладающие подобным свойством, называются делящимися веществами. Таким образом, более точная

Основными чертами ядерной реакции деления являются:

• огромная высвобождаемая энергия;

• радиоактивность осколков деления.

Энергетический эффект реакции можно рассчитать по знаменитому уравнению Эйнштейна Е = mc², где m - разность масс объектов, стоящих в левой и правой части реакции деления. Оказалось, что при делении одного ядра ²³⁵U высвобождается около 200МэВ энергии (1 эВ = 1,6*10^-19 Дж). Для сравнения: при сжигании обычного топлива в пересчете на один его атом выделяются единицы электрон-вольт энергии.

В ходе деления урана-235 может образовываться множество различных пар осколков (обычно неравной массы) с Z от 30 (цинк) до 64 (гадолиний) и массовыми числами от 72 до 161. Им передается часть энергии деления в виде как кинетической, так и внутренней или т. н. энергии возбуждения. Более 80% высвобождаемой энергии составляет кинетическая энергия осколков.

Пониманию механизма выделения энергии при делении ядер способствуют следующие простые рассуждения. Уже отмечалось, что в ядрах силы электрического отталкивания протонов компенсируются ядерными силами притяжения. Однако ядерные силы являются короткодействующими и при расстояниях между нуклонами порядка диаметра нуклона они становятся пренебрежимо малыми. Поэтому, как только наметилось возникновение осколков, ядерные силы притяжения между ними резко уменьшаются и начинают играть преобладающую роль кулоновские силы отталкивания. Они очень велики в силу малости расстояния между осколками. В результате осколкам сообщается огромная кинетическая энергия.

Отношение числа нейтронов к числу протонов в ядре ²³⁵U равно 1,55. У стабильных элементов, имеющих массу, близкую к массе осколков деления, это отношение составляет 1,25-1,45. Следовательно, осколки деления сильно перегружены нейтронами и являются нестабильными. Практически мгновенно они испускают 2 или 3 нейтрона (в среднем около 2,3), а остатки энергии возбуждения идут на испускание гамма-квантов. Но и после этого осколки имеют избыток нейтронов, а значит, могут испытывать бета-распад. До достижения стабильного (невозбужденного) состояния обычно проходит серия последовательных Р-распадов.

Следует учитывать, что осколки уносят за собой только часть электронов исходного атома, и поэтому представляют собой многозарядные ионы. Часть их энергии передается атомамсреды путем ионизации и возбуждения. В конечном итоге осколки тормозятся и превращаются в нейтральные атомы, называемые продуктами деления, а высвобожденная энергия очень быстро превращается в тепло.

Особо следует подчеркнуть факт испускания в результате деления 2-3 нейтронов, ведь каждый из них способен вызвать следующие реакции деления. При определенных условиях, прежде всего, при наличии многих ядер делящегося вещества (²³⁵U), возможна цепная ядерная реакция деления (рис. 7). В этом случае процесс распространяется лавинообразно и с мгновенной скоростью высвобождает гигантское количество энергии.

Развитию цепной реакции препятствуют две основные причины: поглощение нейтронов ядрами без испускания вторичных нейтронов и уход нейтронов за пределы рабочего вещества, поддерживающего цепной процесс.

Рис. 7. Цепная ядерная реакция

Здесь уместно отметить, что в природном уране содержится только 0,7% делящегося урана-235, практически вся оставшаяся часть - это ²³⁸U. Для деления его ядер нейтроны должны обладать довольно большой энергией, превышающей порог в 1,4 МэВ. Заметим также, что с делением конкурируют другие процессы взаимодействия нейтронов с ядрами, в частности, неупругое рассеяние, которое сопровождается испусканием гамма-квантов. Энергия испытавших такое рассеяние нейтронов становится ниже пороговой, и они уже не могут вызвать деление. Преобладающая же часть возникающих в ходе реакции деления нейтронов испытывает радиационный захват ядрами ²³⁸U, превращая их в ²³⁹U. Таким образом, большинство нейтронов либо поглощается ураном-238, либо вылетает наружу. Поэтому цепная реакция в природном уране, как. впрочем, и в чистом уране- 238, не развивается.

Осознание этих фактов несколько умерило оптимизм тех ядерщиков, которые считали, что открыт скорый путь для использования энергии ядра.

1.4. Немного о физике и истории реакторов

Тем не менее, физики многих стран мира, особенно Германии, Англии, Франции и США, продолжали упорно работать над извлечением ядерной энергии [10].

Так, в 1939 году работающими в США венгром Лео Силардом и итальянцем Энрико Ферми была высказана идея, что цепной реакции можно достичь путем помещения ядер природного урана в вещество, которое могло бы замедлить нейтроны, не поглощая их. Суть идеи в том, что «медленные», то есть с невысокой энергией, нейтроны практически не поглощаются ядрами 238U, а значит, перестают выбывать из цепной реакции.

В декабре 1939 года выдающийся физик Вернер Гейзенберг представил руководству немецкой армии секретный доклад «О возможности технического получения энергии при делении урана». В нем было указано, что для выработки энергии можно использовать обычный уран, если соединить его с веществом - замедлителем нейтронов. Как отмечалось в докладе, « ... при смеси уран — тяжелая вода в шаре радиусом около 60 см, окруженном водой (около 1000 кг тяжелой воды и 1200 кг урана), начнется спонтанное выделение энергии».

В докладе также отмечалось, что есть другой способ извлечения ядерной энергии, который состоит в обогащении природного урана изотопом ²³⁵U, то есть повышении концентрации ²³⁵U при соответствующем снижении доли ²³⁸U в рабочем веществе. Именно такой метод представлялся наиболее подходящим для создания взрывного устройства колоссальной мощи.

Обогащение природного урана оказалось сопряженным с серьезными трудностями. Для создания ядерного оружия требовалось выделение ²³⁵U практически в чистом виде, причем в количестве десятков килограмм. Даже опытным экспериментаторам это казалось недостижимым. Дело в том, что изотопы одного и того же элемента тождественны по своим химическим свойствам. Следовательно, путь лежал только в использовании ничтожных различий атомов ²³⁵U и ²³⁸U по своим физическим свойствам: например, размерам и массе.

Для практической реализации обогащения были предложены, в частности, методы газовой диффузии и газового центрифугирования. Оба метода требовали предварительного превращения урана в газообразную фазу (например, гексафторид урана) и оказались чрезвычайно затратными. Различие в массе изотопов ²³⁵U и ²³⁸U составляет 3 нейтрона, и это лишь около 1,28%. На такую, а на практике еще меньшую долю, увеличится содержание урана ²³⁵U при одной прогонке через ту или иную систему разделения. Следовательно, для приемлемого обогащения природного урана ураном- 235 требуются тысячекратные повторения циклов (рис. 8).

Рис. 8. Каскад центрифуг для обогащения урана

Возможность же развития цепной реакции в природном уране, причем не обязательно взрывного характера, базируется на как можно более быстром снижении энергии нейтронов, испущенных ²³⁵U, до таких значений (единицы эВ и меньше), при которых они практически не поглощались бы ядрами ²³⁸U. Для получения таких медленных или тепловых нейтронов требуются специальные вещества - замедлители.

Одним из приемлемых замедлителей является водород в составе воды. Масса его ядра (протона) почти равна массе нейтрона, и, следовательно, при соударении с ним нейтрон теряет практически всю свою энергию. Но обычный водород слишком сильно поглощает нейтроны. Поэтому более подходящим замедлителем, несмотря на почти в два раза большую массу, оказывается дейтерий (D, тяжелый водород), входящий в состав тяжелой воды D₂O. Такой замедлитель эффективнее обычной воды, так как значительно меньше поглощает нейтроны. Кроме дейтерия было найдено еще лишь одно вещество, эффективно замедляющее, но не поглощающее нейтроны - углерод в составе графита высокой степени очистки.

На этом пути была обнаружена новая возможность для создания ядерного взрывного устройства. Оказалось, что поглощение нейтронов ураном-238, которое препятствует цепной реакции в природном уране, приводит к образованию нового элемента с массовым числом 239, названного позднее плутонием. При этом из ²³⁸U образуется ²³⁹U, а из него после двух Р-распадов плутоний- 239:

Самое главное при этом, что

²³⁹Рu - делящийся изотоп. Так родилась идея создания атомного20

реактора- «котла» для приготовления оружейного плутония из природного урана. Именно на это и были направлены усилия Л. Силарда и Э. Ферми.

Извлечение плутония из продуктов работы реактора оказалось не такой сложной задачей, как обогащение урана, ведь для такого выделения можно использовать химические методы. Оказалось также, что критическая масса плутония, необходимая для создания взрывного устройства, примерно на порядок меньше, чем для урана-235.

Критическая масса - минимальное количество делящегося вещества, необходимое для начала самоподдерживающейся цепной реакции деления. Для высокообогащенного урана значение критической массы составляет около 52 кг, для плутония-239 - 11 кг. Критическую массу можно уменьшить примерно вдвое, окружив образец делящегося вещества слоем материала, отражающего нейтроны, например, бериллия или природного урана.

Существование критической массы легко объяснить. Дело в том, что число образующихся при делении нейтронов пропорционально объему, то есть кубу размера вещества, а число теряющихся нейтронов - площади поверхности, то есть квадрату размера. Поэтому, начиная с определенного размера, когда нейтронов больше рождается, чем выбывает, реакция лавинообразно ускоряется, что приводит к ядерно му взрыву.

Позднее выяснилось, что кроме ²³⁸U и ²³⁹Рu есть еще одно делящееся вещество - уран-233. Подобно тому как 239Ри получается из урана-23 8 , ²³³U получается в реакторах из тория-232. Отличие в том, что в урановой руде содержится 0,7% делящегося урана-235, а в ториевой нет делящихся изотопов, поэтому при производстве урана-233 к торию необходимо добавлять обогащенный делящийся изотоп.

Пути дальнейших исследований в разных странах разошлись. В Германии под руководством В. Гейзенберга в основном развивались исследования цепной реакции в природном уране с использованием в качестве замедлителя тяжелой воды, производство которой было налажено в оккупированной Норвегии. Эксперименты по обогащению урана и использованию в качестве замедлителя графита в силу ряда причин оказались неудачными.

Среди союзников зрело беспокойство по поводу возможного создания ядерной бомбы немцами. В США это беспокойство поддержали ученые во главе с эмигрировавшим из Германии Альбертом Эйнштейном. Это привело к развертыванию с 1943 года секретного т.н. «манхэттенского проекта». Целью проекта, возглавляемого физиком Робертом Оппенгеймером и генералом Лесли Гровсом, ставилось создание ядерного оружия. Работа развивалась в двух основных направлениях: с использованием высокообогащенного (до 80-90%) урана-235 и плутония-239.

Для наработки нужного количества этих веществ потребовалось строительство как чрезвычайно сложных производств по обогащению природного урана, так и ядерных реакторов для получения плутония из урана-238. Первый в мире ядерный реактор был запущен в 1942 году в Чикаго под руководством Энрико Ферми.

Реактор представлял собой послойно уложенные блоки из вы сокоочищенного графита общей массой 350 т (рис. 9).

Рис. 9. Реактор Ферми

Блоки каждого второго слоя имели полости для ядерного топлива, образующие кубическую решетку с шагом около 21 см. В качестве топлива использовался природный (необогащенный) уран в виде прессованных оксидов (33 т UO₂ и 3,7 т U₃O₈) и металлических слитков общей массой около 5,6 тонн. Для управления реакцией служили перемещаемые в реакторе стержни из кадмия и бора, сильно поглощающие нейтроны.

Стержнями управляли с пульта в ручном и автоматическом режиме. Специальный стержень аварийной защиты подвешивался на веревке, которую можно было перерубить в случае чрезвычайной ситуации. Падающий в реактор стержень должен был надежно заглушить ход цепной реакции. Из-за незамысловатой конструкции реактор называли Chicago Pile (английское слово pile означает «штабель», «поленница»).

В октябре 1943 года был пущен первый экспериментальный уран-графитовый реактор X 10 по наработке плутония (Оак-Ридж. штат Теннесси) [11].

Первым промышленным реактором по производству плутония для ядерных бомб стал уран-графитовый реактор В в Хэнфорде (штат Вашингтон). Реактор мощностью 250 МВт. производительностью 6 кг плутония в месяц был пущен в 1944 году (рис. 10).

Рис. 10. Реактор В

Он содержал около 200 тонн необогащенного урана, 1200 тот графита и охлаждался водой со скоростью 5 куб. м/мин.

На завершающей стадии манхэттенского проекта были созданы три ядерных взрывных устройства. Плутониевый стационарный заряд «Тринити» был взорван при первом ядерном испытании 16 июля 1945 года близ города Аламогордо на севере штата Нью-Мексико. Урановая бомба «Малыш» была сброшена на Хиросиму 6 августа 1945 года, плутониевая «Толстяк» - на Нагасаки 9 августа 1945 года.

Отметим, что производство плутония очень затратное. Один килограмм плутония в наши дни стоит несколько миллионов долларов. Стоимость высокообогащенного урана - примерно раз в 5 меньше.

Успеху манхэттенского проекта способствовали как щедрое финансирование, так и бегство в США вследствие фашистского геноцида ряда выдающихся европейских ученых. Следует отметить вклад английских физиков, передавших в США все свои наработки в области ядерной области.

В СССР разработкой ядерного оружия занимался Специальный комитет при Совете Министров СССР, руководимый Л. П. Берией. Общее научное руководство осуществлял Игорь Васильевич Курчатов. Системные работы начались только после войны. Первый советский реактор Ф-1 заработал 25 декабря 1946 года. Он состоял из графитовых блоков и имел форму шара диаметром примерно 7,5 м, в отверстиях которого размещались урановые стержни (рис. 11). Реактор не имел системы охлаждения, поэтому работал на уровнях мощности около ватта.

Первый промышленный реактор А-1 [11] мощностью

100 МВт был пущен 19 мая 1948 г. в Челябинске-40 на химкомбинате «Маяк», (ныне г. Озерск Челябинской области).

Рис. 11. Реактор Ф-1

К лету 1949 года из облученного в нем урана было выделено примерно 4 кг плутония. Из него под руководством Юлия Борисовича Харитона в Арзамасе-16 (ныне - Саров) была изготовлена ядерная бомба, испытанная 23 сентября 1949 года на полигоне под Семипалатинском. 27 июня 1954 года в г. Обнинске вступила в строй первая в мире атомная электростанция с реактором АМ-1 [12] электрической мощностью 5 МВт (рис. 12). Один из разработчиков первой АЭС - академик Андрей Капитонович Красин, лауреат Ленинской премии, в 1965 году создал и по 1977 год возглавлял Институт ядерной энергетики АН БССР. В 70-80-х годах сотрудниками института был создан и испытан уникальный мобильный (на колесах) ядерный реактор «Памир» [13].

Рис. 12. Первая АЭС: внешний вид и реакторное отделение

За рубежом первая АЭС мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 году в Колдер-Холле (Великобритания). Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).

1.5. Разновидности реакторов для АЭС. Водо-водяные (PWR) реакторы. Авария на АЭС Три-Майл-Айленд

Известны десятки разновидностей ядерных реакторов, но для выработки электроэнергии на АЭС используется лишь несколько основных типов [14] (табл. 3).

Наиболее распространены PWR {Pressurised Water Reactor), или водо-водяные реакторы. Свое название они получили вследствие того, что в качестве и замедлителя нейтронов, и теплоносителя используется обычная вода. Первоначально такие реакторы разрабатывались для подводных лодок. Первая АЭС с PWR была запущена в США (Шиппингпорт) в 1957 году, первый советский ВВЭР мощностью 210 МВт был пущен в 1964 году на Нововоронежской АЭС.

Вода в реакторе циркулирует в двух контурах (рис. 13). В одном из них, проходящем через сам реактор, она находится под давлением около 160 атм, благодаря чему не закипает, нагреваясь почти до 290^°С. Циркуляцию воды через первый контур обеспечивают главные циркуляционные насосы (ГЦН) с производительностью около 20 000 м3/ч и мощностью свыше 5 МВт. Для поддержания постоянства давления и компенсации изменений объема воды при ее разогреве или охлаждении используется специальный компенсатор давления.

В парогенераторе вода первого контура проходит примерно через 10 000 теплопередающих трубок, нагревая воду второго контура. Находясь под меньшим давлением, она закипает, а образовавшийся пар подается на турбину. Из отработанного пара в конденсаторе снова образуется вода. Для охлаждения конденсатора используется вода из внешнего водоема либо градирни (башня обычно в виде гиперболоида или усеченного конуса). В градирне большое количество стекающей вниз горячей воды охлаждается встречным потоком атмосферного воздуха.

С целью предотвратить попадание радиоактивных продуктов цепной ядерной реакции (осколки деления и трансурановые элементы) в окружающую среду такая АЭС имеет несколько барьеров защиты. Во-первых, это герметичный корпус реактора, который изготавливается из прочной стали толщиной около 20 см. Двухконтурная схема получения пара ограничивает распространение радионуклидов в случае аварийного разрыва первого контура. Современные реакторы этого типа обязательно имеют и третий защитный барьер - гермооболочку или контейнмент {Containment).

Таблица 3. Разновидности энергетических реакторов

Междуна родное название (МАГАТЭ)	Русское название	Распрос транен ность в мире	Топ ливо, % 235и	Заме д- ли- тель	Тепло носи тель	Особенности
PWR Pressurise d Water Reactor	Реактор с водой под давлением, ВВЭР -водоводяной энергетический реактор	61% (США, Франция, Япония, Россия, Китай)	3-5	вода	вода	Стальной корпус и бетонная оболочка. Два контура, вода кипит во втором контуре
BWR Boiling Water Reactor	Кипящий реактор	21% (США, Япония, Швеция)	2-3	вода	вода	Стальной корпус и бетонная оболочка. Один контур, в котором вода превращается в пар
PHWR Pressurise d Heavy Water Reactor (CANDU)	Тяжеловодный ядерный реактор	9% (Канада)	0,7	тяже лая вода	тяже лая вода	Двухконтур ный, с бетонной оболочкой
LWGR Light Water Graphite reactor	РБМК Реактор большой мощности канальный	3% (Россия)	2	гра фит	вода	Бескорпус- ный, без бетонной оболочки, одноконтурный
GCR Gas- cooled Reactor	Охлаждаемый газом реактор	2% (Велико британия)	0,7	гра фит	со2	Стальной корпус в бетонной оболочке, двухконтурный
AGR Advanced Gas- cooled Reactor	Усовершенствованный охлаждаемый газом реактор	3% (Велико британия)	2,3	гра фит	со2	Бетонный котел высокого давления, двухконтурный

Контейнмент - герметичное сооружение, изготавливаемое из сверхпрочного железобетона толщиной не менее метра.

Рис. 13. Схема АЭС с водо-водяным реактором

Обычно имеется и негерметичная часть; она окружает оболочку и называется обстройкой. К параметрам контейнмента в последние годы предъявляются повышенные требования. Следует отметить, что во многом благодаря контейнменту последствия ядерной аварии на АЭС Три-Майл-Айленд не приняли катастрофического характера.

Второй блок АЭС Три-Майл-Айленд представлял собой реактор с двухконтурной системой охлаждения мощностью 906 МВт. Первопричиной аварии, произошедшей 28 марта 1979 года примерно в 4:00, стал отказ питательных насосов во втором контуре системы охлаждения реактора [15]. Автоматически отключился турбогенератор и включилась аварийная система подачи питательной воды в парогенераторы. Однако, несмотря на работоспособность всех трех аварийных насосов, вода в парогенераторы не поступала. Позднее выяснилось, что после завершения планового ремонта, проходившего на блоке за несколько дней до аварии, были закрыты задвижки насосов.

В дальнейшем операторы допустили ряд ошибок, которые серьезно ухудшили ситуацию и привели к перегреву активной зоны реактора. Как потом было признано, эти ошибки возникли из-за перегрузки операторов информацией, часть которой вовсе не относилась к ситуации, а часть была просто неверной. После аварии бы

ли внесены изменения в блоки управления реактором и систему подготовки операторов.

Хотя в результате аварии ядерное топливо частично расплавилось, радиоактивные вещества в основном остались внутри кон- тейнмента. В атмосферу попали радиоактивные газы, выброшенные через предохранительный клапан. Однако выброс наиболее опасных нуклидов, таких как йод-131, был незначительным. Было решено, что в эвакуации населения, проживавшего рядом со станцией, нет необходимости, при этом губернатор Пенсильвании рекомендовал покинуть пятимильную зону беременным женщинам и детям дошкольного возраста. Средняя эффективная доза облучения для людей, живущих в 10-мильной зоне, составила 80 мкЗв и не превысила 1 мЗв для любого из жителей.

Работа по устранению последствий аварии осуществлялась в период с 1979 по 1993 год, она обошлась в 975 миллионов долларов США. Были проведены выгрузка топлива из реактора и дезактивация территории станции. Эксплуатация непострадавшего первого блока станции возобновилась в 1985 году.

После Три-Майл-Айленда в мире не происходило серьезных аварий на водо-водяных реакторах, поэтому они считаются наиболее безопасными. В отличие от них реактор РБМК не обладал тремя важнейшими ступенями защиты: мощным корпусом, контейн- ментом и двухконтурной схемой генерации пара.

К одному из защитных барьеров относят и корпуса тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). ТВЭЛ представляет собой герметичную трубку, которая заполняется урановым топливом. Материал трубки должен быть прочным, хорошо пропускающим нейтроны, устойчивым к воздействию воды, высокой температуры и радиации. Обычно с этой целью используется цирконий, легированный ниобием. Для российского реактора ВВЭР-1000 наружный диаметр трубки составляет 9,1 мм. длина - 3,8 м. толщина оболочки - 0.65 мм.

Топливо изготавливается в виде т. н. таблеток из керамической двуокиси урана (температура плавления 2800 ^°C), обогащенного ураном-235 до 3-5% (рис. 14). Такое относительно высокое обогащение необходимо ввиду того, что используемая в водо-водяных реакторах вода является не лучшим замедлителем нейтронов.

Рис. 14. Таблетка с урановым топливом

Таблетки с топливом, разумеется, радиоактивны, но огромный период полураспада ²³⁸U и ²³⁵U (4,5 и 0,7 млрд, лет, соответственно) делает их радиоактивность незначительной. Активность одного грамма ²³⁸U составляет всего 12 кБк,

²³⁵U несколько выше - 78 кБк. Распадаясь, эти изотопы испускают альфа- излучение, которое обладает очень низкой проникающей способностью. Оно полностью поглощается в поверхностном ороговевшем слое кожи, поэтому не опасно при внешнем облучении. Однако в работающем реакторе под действием сильного потока нейтронов именно в таблетках накапливаются радионуклиды - продукты ядерного распада, обладающие колоссальной активностью.

1.6. Реактор ВВЭР-1000 и его усовершенствованный вариант ВВЭР-1200

Устройство типичного водо-водяного реактора ВВЭР-1000 (Россия) мощностью 1000 МВт представлено на рис. 15 [16]. В активной зоне реактора, то есть в нижней части его стального корпуса находятся ТВЭЛы, сгруппированные в 163 тепловыделяющие сборки (ТВС).

твс - достаточно сложные устройства. Каждая состоит из 312 ТВЭЛов и имеет 18 трубчатых каналов для ввода поглощающих стержней. Именно в виде ТВС ядерное топливо поступает на АЭС и загружается в реактор. Периодически реактор останавливается. и отработавшие сборки заменяют новыми. При этом полностью изменяется расстановка всех ТВС в активной зоне реактора.

Рис. 15. Реактор ВВЭР-1000

Основу системы управления и защиты (СУЗ) составляют подвижные поглощающие стержни (ПС). Они представляют собой тонкостенные трубки диаметром 8,2 мм, которые выполнены из циркония и на длину около 3,7 м заполнены карбидом бора, очень сильно поглощающим нейтроны. Стержни объединены в пучки, или кластеры по 18 стержней в каждом. Кластеры снабжены штангами, которые через специальные трубы выведены в верхний блок реактора. Там на них воздействуют приводы из шаговых двигателей на основе электромагнитов. Один привод перемещает весь кластер, который по направляющим каналам может двигаться внутри тепловыделяющей сборки. Все ТВС оснащены каналами для входа ПС, но практически в реакторе работает 61 кластер.

В крайнем нижнем положении поглощающие стержни находятся между ТВЭЛами, препятствуя развитию цепной ядерной реакции. Когда же ПС находятся в верхней части реактора, они не мешают ходу реакции деления. Таким образом, перемещая стержни. можно управлять мощностью реактора.

Вертикальное расположение стержней и их управление электромагнитами обеспечивают эффективную защиту при авариях. При обесточивании электромагнитов, удерживающих кластеры, они падают вниз под действием силы тяжести, что приводит к автоматической аварийной остановке реактора при отказах в его жизненно важных системах, а также по команде оператора.

Станция, которую планируется построить в Беларуси, относится к типу АЭС-2006 (рис. 16). Она базируется на реакторе ВВЭР-1200, прототипом которого является ВВЭР-1000.

Рис. 16. АЭС-2006 с реактором ВВЭР-1200

Подробного описания реактора и станции в литературе пока нет, поэтому приведем их основные заявленные отличия.

• Мощность реактора - 1200 МВт, чему соответствуют несколько иные значения параметров, например, диаметра корпуса, степени обогащения топлива ураном-235 и т. д.

• За счет применения новых материалов и технологий увеличен до 60 лет срок службы энергоблока.

• Имеется двойная железобетонная гермооболочка со стальной внутренней облицовкой и вентилируемым через фильтры межоболочечным пространством. Внутренняя оболочка рассчитана на воздействия при аварии в реакторе (давление, температура, летящие предметы и пр.), внешняя - на такие факторы, как ураган, удар падающего самолета.

• Используются дополнительные пассивные системы безопасности, которым не требуется электрического питания для выполнения их функций: гермоемкость системы аварийного охлаждения активной зоны реактора, ловушка расплава (при тяжелой аварии с расплавлением активной зоны), пассивная система отвода остаточного тепла.

• Станция устойчива к землетрясениям.

1.6. BWR-реакторы. Авария на АЭС Фукусима-1

Кипящий водо-водяной реактор (Boiling Water Reactor, BWR) - второй по распространенности в мире реактор [14]. Он содержит корпус, контейнмент, но не имеет двухконтурной системы генерации пара. Пар образуется непосредственно в активной зоне, после чего направляется в турбину (рис. 17). Рабочее давление в реакторе около 70 атмосфер, температура носителя - 280 °C. С турбины пар поступает в конденсатор, где охлаждается водой из специального бассейна и превращается в воду. Контейнмент допускает давление примерно в 6,8 избыточных атмосфер.

Рис. 17. Реактор типа BWR

Кольцеобразное сооружение в нижней части реактора - бак-барботер с водой, куда при повышении давления в корпусе направляется для кон

денсации выброшенный пар

В реакторах такого типа поглощающие элементы системы управления и защиты располагаются снизу, где наиболее велик нейтронный поток. Такая схема также более удобна при перегрузках топлива. Освобождая верхнюю часть реактора от приводов СУЗ, она позволяет также более удобно организовать сепарацию, то есть отделение пара от воды. Однако в этом случае невозможна пассивная защита путем опускания поглощающих элементов собственным весом без внешней подачи энергии.

Сами поглощающие элементы выполнены в виде длинных плоских щитков из борной стали или карбида бора, рассекающих

тепловыделяющие сборки (ТВС) на четыре сегмента. ТВС таких реакторов не имеют значительных особенностей, однако таблетки топлива немного меньше обогащены ураном-235 (2-3%) по сравнению с PWR.

Основной недостаток реактора BWR связан с отсутствием второго контура для теплоносителя: утечка радиации в первом контуре может привести, несмотря на специальные фильтрующие приспособления, к проникновению продуктов ядерного деления в окружающую среду.

Шесть реакторов японской АЭС Фукусима-1 были построены с 1971 по 1979 год по проектам фирмы Дженерал Электрик (США). Блоки с номерами 1 (BWR-3, 460 МВт), 2 (BWR- 4, 784 МВт) и 6 (BWR-5, 1100 МВт) были построены фирмой Дженерал Электрик, блоки 3 и 5 (BWR-4) - японской фирмой Тошиба, № 4 (BWR-4) - Хитачи.

В результате землетрясения 11 марта 2011 г. три работающих на тот момент энергоблока (Ха 1-3) были остановлены действием аварийной защиты. Однако спустя час из-за последовавшего цунами было прервано необходимое для охлаждения остановленных реакторов электроснабжение, в том числе от резервных дизель-генераторов.

Заглушенный реактор, в котором прекращена цепная реакция, продолжает генерировать большое количество тепла за счет излучения накопленных радиоактивных продуктов деления. Остаточное тепловыделение ТВЭЛов в первые секунды составляет около 6,5 % от уровня мощности до остановки реактора, через час - примерно 1,4 %, через год - 0,023 %. Аналогичный процесс происходит с отработанными топливными элементами, которые на всех АЭС помещают в бассейны выдержки. В бассейнах циркулирует вода, которая одновременно со съемом тепла выступает в качестве защиты персонала от излучений (биологической защиты).

При отсутствии охлаждения температура как в активной зоне, так и в бассейнах выдержки повышается, что в конечном итоге может привести к расплавлению ТВЭЛов. Это грозит попаданием радионуклидов в грунт под зданием реактора и в воздух над бассейнами выдержки. Ситуация усугубляется тем, что при взаимодействии водяного пара с цирконием идет пароциркониевая реакция с образованием водорода и тепла:

что может привести к взрыву гремучего газа.

Сразу после прекращения работы резервных дизель-генераторов владелец станции компания ТЕРСО заявила правительству Японии об аварийной ситуации. Без достаточного охлаждения во всех трех работавших реакторах начались снижение уровня воды и повышение давления, создаваемого образующимся паром.

Особенно серьезная ситуация возникла на энергоблоке № 1. Чтобы не допустить взрыва реактора, пар сбрасывали в гермооболочку, где давление возросло примерно вдвое сверх допустимого. Чтобы не разрушилась гермооболочка, пар из нее пришлось сбрасывать в атмосферу. Однако при этом в обстройку реакторного отделения проникло большое количество водорода, в результате чего произошел взрыв гремучего газа.

Аналогичные процессы проходили и на блоках № 2, 3. По имеющимся на июнь 2011 года данным на первом блоке возникли повреждения и течи не только в гермооболочке, но и в корпусе реактора. На втором блоке произошла протечка сильно загрязненной радионуклидами воды в гидротехнические сооружения и через них в океан. По одному из предположений, на блоке № 4 взрыв водорода произошел вблизи бассейна выдержки.

1.8. Реактор на тяжелой воде (PHWR), газовые реакторы (GCR и AGR)

Наиболее распространены тяжеловодные реакторы CANDU (CANada Deuterium Uranium) [14]. Такие реакторы Канада строила также в Южной Корее, Пакистане, Румынии, Китае и Аргентине. В названии подчеркнуты две основные особенности реактора - использование тяжелой (дейтериевой) воды и природного урана.

Реактор не имеет прочного корпуса, но содержит двухконтурную схему генерации пара и контейнмент (рис. 18). Нагревательная камера заполнена замедлителем, в ней расположена система горизонтальных труб - каналов с тепловыделяющими сборками (ТВС). Поглощающие стержни (ПС) двигаются по вертикали, обеспечивая пассивную защиту при обесточивании электроприводов. По каналам мимо ТВС прокачивается тяжелая вода первого контура. Первый контур находится под высоким давлением, поэтому вода в нем не закипает. В парогенераторе тепло передается вскипающей обычной воде второго контура.

Рис. 18. Реактор на тяжелой воде (D₂O) CANDY

Стоимость тяжелой воды велика и составляет сотни долларов за литр. Однако это самый лучший замедлитель, поэтому реакторы такого типа могут работать на необогащенном или слабо (1-2 %) обогащенном уране. К другим особенностям относится возможность перезагрузки топлива без остановки реактора.

Охлаждаемый газом реактор (GCR) [14] - корпусной ядерный реактор, в котором замедлителем служит графит, теплоносителем - газ (например, углекислый газ). Генерация пара - двухконтурная, однако теплообменник находится снаружи контейнмента (рис. 19). Такие реакторы строились в Великобритании и получили название «Magnox», в связи с применением ТВЭЛов из магниевого сплава, слабо поглощающего нейтроны.

Использование в качестве замедлителя графита позволяет применять в качестве ядерного топлива природный и слабообога- щенный уран. Газ прокачивают через реактор под давлением 10- 20 атм, он нагревается в реакторе примерно до 400°С.

В усовершенствованных газовых реакторах (AGR) корпус и контейнмент совмещены в котел высокого давления (рис. 20). Для оболочек ТВЭЛов вместо магния используется нержавеющая сталь, а топливом служит слабообогащенный уран.

Рис. 19. Газовый реактор (GCR)

Такие изменения позволили повысить температуру углекислого газа на выходе до 690 °C, а КПД АЭС - до 40 %.

Рис. 20. Усовершенствованный газовый реактор

1.9 «Чернобыльский» реактор РБМК-1000

Реактор РБМК (по международной классификации - Light Water Graphite reactor, LWGR) - реактор большой мощности канального типа, использующий в качестве топлива слабообогащен- ный (около 2%) уран, замедлителя нейтронов - графит, теплоносителя - воду. Он не имеет ни корпуса, ни контейнмента и использует одноконтурную систему генерации пара.

Прототипами РБМК были разработанные в начале 60-х годов промышленные реакторы типа АДЭ [11], которые использовались для наработки оружейного плутония. От них, в частности, унаследована возможность работы на относительно дешевом топливе с низким обогащением.

Основная идея реактора РБМК - использование в реакторе для производства плутония циркониевых труб высокого давления. В трубах, называемых технологическими каналами, находятся топливные сборки с ТВЭЛами, мимо которых прокачивается вода для отвода выделяющегося тепла. В сравнении с реактором ВВЭР, где используется единый мощный корпус для всех ТВЭЛов, в РБМК каждый канал представляет собой как бы небольшой корпус для находящихся в нем топливных сборок. Отсюда вытекают как достоинства, так и недостатки этого реактора.

Основное преимущество РБМК - отсутствие сложных в изготовлении корпуса и парогенератора, что допускает производство реакторов на обычных машиностроительных заводах. Отсутствие корпуса снимает ограничения на мощность реактора: ее рост достигается простым увеличением размеров активной зоны. Можно производить перегрузку топливных элементов без остановки реактора, что дает возможность наработки радионуклидов технического и медицинского назначения, а также радиационного легирования различных материалов.

В то же время именно значительные размеры активной зоны заставили отказаться при строительстве АЭС с РБМК от контейнментов, без которых уже тогда в мире не сооружался ни один реактор. Это означало отсутствие дополнительного барьера на пути выброса радионуклидов при аварии. Да и эксплуатационные выбросы радиоактивных инертных газов, составляющие у РБМК до четырех тысяч кюри в сутки, значительно выше, чем у ВВЭР (до ста кюри в сутки).

Реакторы этого типа содержат большое количество трубопроводов, арматуры, различных вспомогательных систем, что затрудняет эксплуатацию, требует большого штата квалифицированного персонала, повышает нагрузку на него.

АЭС с реакторами РБМК строились только в бывшем СССР. Всего было введено в эксплуатацию 17 блоков: 15 - РБМК-1000 с электрической мощностью 1000 МВт и два РБМК- 1500 (1500 МВт). При этом 2 реактора было запущено уже после чернобыльской аварии: РБМК-1500 на Игналинской АЭС в 1987 году и РБМК-1000 на Смоленской АЭС в 1990 году. По состоянию на 2013 год продолжают работать по 4 блока РБМК- 1000 на Ленинградской и Курской АЭС и 3 блока на Смоленской АЭС; семь из них работают сверх установленного проектом 30- летнего срока. 4 блока Чернобыльской АЭС и 2 блока РБМК- 1500 Игналинской АЭС выведены из эксплуатации.

Подробнее устройство реактора РБМК-1000 будет рассмотрено в 2.2.

1.10. Реакторы новых поколений

Деление всех ядерных реакторов на поколения (в зарубежной литературе - генерации) достаточно условно [1]. Такую классификацию естественно основывать на историческом факторе. Однако такие важные особенности, как новизна конструкции, возможность массового производства, учет требований безопасности, не всегда точно укладываются на историческую шкалу.

К первому поколению принято относить реакторы, построенные в период 1950 - начало 60-х годов (рис. 21). Многие из них использовались для производства плутония или для оснащения подводных лодок, а некоторые имели двойное назначение: получение плутония и производство энергии. Практически все они были уникальными (исключение - серия английских реакторов Magnox, построенных в конце 50-х годов).

Под вторым поколением обычно подразумеваются реакторы, которые строились серийно с конца 60-х и до начала 90-х годов прошлого века. Некоторые из них можно отнести ко 2-му поколению лишь формально: по своей сути они принадлежат к поколению 1. Это относится к первым серийным советским водо-водяным реакторам ВВЭР-440, которые выпускались в конце 60-х - начале 70-х годов. В конструкции этих реакторов были обнаружены серьезные проектные изъяны, вследствие чего страны, входящие в Евросоюз, а также страны-члены Большой Восьмерки считают, что такие энергоблоки не соответствуют приемлемым стандартам безопасности.

Рис. 21. Поколения реакторов для АЭС

Сказанное относится и к реакторам РБМК, которые начали строиться в 1973 году, однако по своей идеологии недалеко ушли от реакторов первого поколения. Ко второму поколению относится большинство реакторов, находящихся сейчас в эксплуатации, в том числе ранние модификации ВВЭР-1000.

Реакторы АЭС, которые строятся с конца прошлого столетия, относят к поколениям 3 и 3+. Это реакторы PWR. BWR и CANDU, конструкция которых улучшена. На первый план выдвинуты требования безопасной работы, причем предпочтение отдается «пассивным» средствам обеспечения безопасности, а не инженерно- техническим. Так, система аварийного охлаждения должна больше полагаться на естественные процессы, например, конвекцию. К другим чертам реакторов поколений 3 и 3+ относят:

• унификацию конструкции, позволяющую снизить капитальные затраты, сократить сроки строительства, облегчить лицензирование;

• простоту7 и компактность, благодаря чему они должны быть легче в управлении и меньше подвержены эксплуатационным нарушениям;

• повышенный срок эксплуатации - обычно шестьдесят лет;

• пониженную вероятность аварий с расплавлением активной зоны;

• сниженное воздействие на окружающую среду;

• более глубокое выгорание ядерного горючего с целью снижения как расхода топлива, так и количества отходов.

Различие между реакторами поколений 3 и 3+ в литературе формулируется нечетко. Подразумевается, что реакторы поколения 3+, которые строятся в наши дни, благодаря некоторым доработкам должны иметь дополнительные преимущества в плане безопасности и экономики.

К поколению 4 относят реакторы, которые находятся на стадии разработки; их планируется строить через 10-20 лет. В их числе VHTR (Very High Temperature Reactor} - сверхвысокотемпературные реакторы с газовым или солевым охлаждением [1]. Прототипом для них служат газовые реакторы с графитовым замедлителем, но в качестве теплоносителя предлагается использование гелия либо расплава соли. При этом его температура на выходе из реактора может составлять около 1000°С, что повышает КПД. Кроме того, в качестве побочного применения возможно производство тепла либо водорода с помощью термохимического цикла IS (йод-сера).

В цикле IS к воде добавляют йод и диоксид серы, что приводит к экзотермической реакции с образованием йодида водорода и серной кислоты. При дальнейшем нагреве до 850°С серная кислота разлагается, высвобождая кислород и возвращая в оборот диоксид серы. Иодид водорода разлагается при температуре около 350°С, высвобождая водород и возвращая в оборот йод. Конечный результат реакции - разложение воды на водород и кислород. Все реактивы возвращаются в первоначальном виде, а отходы отсутствуют.

Рис. 22. Топливо PBMR-реактора

К VHTR относится газоохлаждаемый ядерный реактор с шаровыми ТВЭЛсши (PBMR - Pebble Bed Modular Reactor}. Название происходит из-за того, что предлагаемые топливные элементы (всего их около 400 ООО) имеют форму «голышей» размером с теннисный шар (рис. 22). Каждый ТВЭЛ имеет графитовое ядро, содержащее в себе частицы обогащенного (до 10%) урана, заключенное в капсулы из твердого углерода. Теплоносителем рис. 22. Топливо PBMR-реактора служит гелий под давлением.

Такая технология позволяет создавать т.н. модульные реакторы малой мощности (до 300 МВт) с размерами не больше грузового контейнера. Это означает, что собирать их можно на заводе и доставлять на место по железной дороге, в грузовике или на барже. Модульные реакторы могут компоноваться друг с другом или работать в качестве самостоятельных блоков. Их можно использовать в отдаленных районах, пустынной местности в качестве опреснительных установок и при восстановлении тяжелой нефти, для чего большие реакторы обычно непригодны.

Надкритический реактор с водяным охлаждением (SCWR - Supercritical Water Reactor) представляет собой высокотемпературный одноконтурный реактор с водяным охлаждением [1]. Он функционирует при таких значениях давления и температуры, когда теряется различие между жидкостью и паром. Базисная установка имеет мощность 1700 МВт. По сравнению с водо-водяными реакторы SCWR должны обладать более высокими значениями мощности, КПД, а благодаря упрощенному устройству - меньшей стоимостью.

В реакторе на расплавах солей (MSR - Molten Salt Reactor) ядерное топливо жидкое, оно же одновременно выступает в качестве теплоносителя [1]. Такой реактор должен работать при высокой температуре (600-700°С) и давлении немного выше 1 атм, что позволяет обойтись без тяжелого и дорогого корпуса.

MSR-реакторы могут быть основаны на урановом или то- риевом топливном цикле. В любом случае топливо расплавляется в соли типа фторида натрия, и эта смесь циркулирует в активной зоне с графитом в качестве замедлителя. Тепло, вырабатывающееся в соли, отводится во второй контур, использующий гелий или водяной пар.

Уже отмечалось, что торий-232 не относится к делящимся изотопам, поэтому цепная реакция на нем невозможна. Однако, подобно тому как в обычных реакторах происходит наработка плутония-239 из урана-238, торий-232 при захвате нейтрона превращается через несколько промежуточных продуктов в делящийся уран- 233. Этого элемента не существует в природе, поэтому для начальной заправки реактора необходимо использовать уран-235. В последующее же время он будет сам себя обеспечивать ураном-233, причем единственным расходным веществом является торий-232. Такие реакторы весьма перспективны, поскольку запасов тория в природе примерно в 5 раз больше, чем урана, причем ториевые месторождения доступнее.

В долгосрочной перспективе особый интерес вызывают реакторы на быстрых нейтронах [17]. В таких реакторах отсутствует замедлитель нейтронов, необходимый, чтобы предотвратить поглощение нейтронов ураном-238. Напротив, такое поглощение активно используется с целью получения из ²³⁸U плутония-239, который является делящимся изотопом. Для того чтобы цепная реакция все-таки шла с необходимым выделением большого количества нейтронов, топливом служит высокообогащенный до десятков процентов уран либо смесь урана с плутонием.

Вспомним, что в результате деления одного ядра ²³⁵U рождается 2-3 нейтрона, каждый из которых может превратить ядро ²³⁸U в плутоний-239. В действительности на 100 разделившихся ядер урана-235 возникает 120-140 ядер плутония. Иными словами, реакторы на быстрых нейтронах могут производить плутония-239 больше, чем в него было загружено урана-235! Этот процесс называется воспроизводством ядерного горючего.

Особую выгоду имеет использование в качестве топлива не урана, а плутония. Дело в том, что ядра плутония-239 дают в среднем 2,9 нейтрона на 1 акт деления (для урана это число составляет около 2,3). Работающий реактор одновременно «сжигает» и «производит» плутоний, но коэффициент воспроизводства может достигать 1,4-1,7. Такие реакторы называют реакторами- размножителями или бридерами (FBR - Fast Breeder Reactor).

В военных программах прошлого века реакторы на быстрых нейтронах представляли интерес с точки зрения наработки оружейного плутония. В наши дни внимание к ним обусловлено возможностью значительно полнее использовать природный уран путем превращения 238U в плутоний (напомним, что в природном уране содержание урана-238 в 100 с лишним раз больше, чем делящегося 235U). В зависимости от конструкции произведенный плутоний может использоваться либо в этом же реакторе, либо в будущих реакторах на быстрых нейтронах, либо в обычных по сути реакторах.

Особый интерес вызывает возможность «сжигания» больших накопленных запасов оружейного плутония и некоторых видов ядерных отходов (подробнее об этом - в следующем параграфе).

Быстрым реакторам свойственно повышенное тепловыделение, поэтому в качестве теплоносителя подходят вещества с большой теплоемкостью - например, расплавленный натрий. Циркулируя в первом контуре, он нагревается и передает тепло натрию второго контура, а тот, в свою очередь, превращает в пар воду третьегоконтура. Именно натрий используется в российском реакторе на быстрых нейтронах БН-600, который был запущен в 1980 году и до сих пор работает (рис. 23).

Рис. 23. Реактор БН-600 на Белоярской АЭС (Россия)

Отсутствие замедлителя нейтронов и использование теплоносителя под низким давлением в определенном смысле упрощают конструкцию реактора и делают ее более компактной. Мощность реактора может регулироваться либо поглощающими нейтроны элементами, либо подвижными тепловыделяющими сборками. В небольших реакторах в качестве регулятора удобнее подвижный отражатель: ходом цепной реакции управляют, изменяя утечку нейтронов.

На сегодняшний день перспективными для строительства считаются три разновидности реакторов на быстрых нейтронах:

• реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (SFR - Sodium-Cooled Fast Reactor) ',

• реактор на быстрых нейтронах с газовым охлаждением (GFR - Gas-Cooled Fast Reactor) ',

• реактор на быстрых нейтронах со свинцовым охлаждением (LFR - Lead-Cooled Fast Reactor).

1.11. Управление реактором и ядерная безопасность

Ядерный реактор работает на той же физической основе, что и ядерная бомба. Однако для описания цепной реакции деления в реакторе вместо понятия критической массы удобнее использовать т. и. коэффициент размножения нейтронов k, определяемый как отношение числа нейтронов последующего и текущего поколений [18]. При k>1 цепная реакция лавинообразно нарастает (надкритический режим), при k < 1 - затухает (подкритический режим). Управление реактором требует обеспечения значений k, которые влекут начальный рост нейтронного потока, его поддержание на заданном уровне (k = 1) и остановку при необходимости. Это может достигаться различными способами, но обычно, как мы уже знаем, - системой движущихся стержней из материала, сильно поглощающего нейтроны (бор, кадмий). Подчеркнем, что недопустимы значения k, значительно превышающие единицу: это может привести к стремительному неуправляемому процессу выделения огромного количества энергии.

Управлять таким потенциально опасным объектом можно благодаря тонкой физической особенности реакции деления - наличию т. н. запаздывающих нейтронов. Большинство нейтронов, образующихся в результате бета-распада осколков деления, вылетают из ядер практически мгновенно (за время 10^-16 с). Их среднее время жизни в реакторе до повторного захвата последующими ядрами не превышает 10^-3 с. Это означает, что за секунду возникнет свыше 1000 новых поколений нейтронов, поэтому при к > 1 скорость нарастания цепной реакции деления чрезвычайно велика. В таких условиях осуществлять управляющие воздействия на поток нейтронов практически невозможно.

Однако при распаде таких осколков, как ядра брома и йода, нейтроны испускаются со значительной задержкой, составляющей около 10 с. Таким образом, в реакторе всегда существует небольшая доля бэта запаздывающих нейтронов, составляющая около 0,005. Их присутствие позволяет устанавливать такой режим работы реактора, при котором скорость изменения нейтронного потока в сотни раз меньше, чем на мгновенных нейтронах, и в конечном итоге - обеспечить надежное управление.

Для описания динамики работы реактора, в том числе при воздействии дестабилизирующих факторов, вместо величины k удобнее использовать величину реактивности р. характеризующую отклонение k от единицы: р = (k-1)/k [19]. В надкритическом режиме реактивность положительна, в подкритическом - отрицательна. Если какой-либо фактор приводит к снижению коэффициента размножения, говорят, что он порождает отрицательную реактивность. Если же k увеличивается, фактор вносит положительную реактивность.

С реактивностью связан период реактора, т.е. время, за которое нейтронная мощность увеличивается в е ~ 2,73 раз. Период обратно пропорционален реактивности.

Значение р можно представить в виде суммы реактивностей для мгновенных и запаздывающих нейтронов. Рассмотрим случай, когда суммарная реактивность положительна (при этом k>1), но не превышает доли запаздывающих нейтронов бета. В таких условиях развитие цепной реакции только на мгновенных нейтронах невозможно (для них значение k не «дотягивает» до единицы), а значит, поведение реакции будет полностью обусловлено запаздывающими нейтронами. Как следствие, быстродействия системы управления реактором вполне хватает для того, чтобы держать цепную реакцию под надежным контролем.

В случае же, когда положительная реактивность превышает 0,005, происходит неконтролируемый разгон на мгновенных нейтронах, что, по сути, близко к ядерному взрыву. Возможный в этом случае эффект, конечно же, не идентичен взрыву бомбы. Дело в том, что уже на ранней стадии развития цепной реакции топливо начнет испаряться, ТВЭЛы и сам реактор разрушатся, то есть оставшаяся часть топлива окажется разнесенной в пространстве. При этом вновь рождающиеся нейтроны будут преимущественно выбывать из цепной реакции, и она начнет затухать, не охватив все запасы ядер урана-235.

Таким образом, возникновение ситуации, когда положительная реактивность превышает величину бэта, недопустимо: это самое страшное, что может произойти с ядерным реактором. Поэтому во всех реакторах, начиная с реактора Ферми, кроме системы регулирования имеется аварийная защита (АЗ), назначение которой - обеспечить как можно более быстрое введение в реактор большой отрицательной реактивности, т.е. заглушение реактора.

Во времена первого реактора эта функция аварийной защиты получила название SCRAM (Safety Control Rod Axe Man) по ассоциации с образом человека, перерубающего канат, на котором висит падающий в реактор стержень (рис. 24). В большинстве реакторов механизм работы аварийной защиты очень похож, только вме-

сто перерубания каната происходит разъединение электромагнитной муфты, удерживающей стержни в поднятом положении.

Рис. 24. Схема первой аварийной защиты

В современных вариантах реакторов ВВЭР используют специальные баки с борсодержащей жидкостью над реактором. При аварийной ситуации содержимое этих баков самотеком оказывается внутри активной зоны, и цепная ядерная реакция гасится большим количеством бора, ядра которого хорошо поглощают нейтроны.

Защита от неконтролируемого разгона, как правило, входит составной частью в систему управления и защиты (СУЗ) реактора. Сигнал аварийной защиты (АЗ), по которому происходит заглушение реактора, обычно формируется из показаний нейтронных датчиков, причем контролируется как мощность реактора (АЗМ), так и скорость ее роста (АЗСР). Надежность защиты обеспечивается многократным дублированием, схемами предотвращения от ложных срабатываний и другими средствами.

Кроме роста мощности реактора, возможны и другие аварийные ситуации, связанные с какими-либо опасными отклонениями процессов в АЭС. В их числе нарушения режима охлаждения активной зоны реактора, разрыв контура циркуляции теплоносителя и др. В этих случаях также вырабатывается сигнал аварийной защиты, приводящий к сбросу поглощающих стержней. Обеспечивающие его схемы называются технологическими защитами. Однако, в отличие от АЗМ и АЗСР, которые срабатывают независимо от оператора, некоторые технологические защиты могут блокироваться с пульта управления, чтобы избежать излишних остановок энергоблока.

Безопасность реактора обеспечивается и тонкими физическими механизмами [20]. Оказывается, при изменении мощности реактора работает отрицательная обратная связь, 46

противодействующая этому изменению. Основной режим работы реактора, когда процесс деления находится в устойчивом равновесии и его мощность постоянна, соответствует значению k = 1. Пусть в результате воздействия дестабилизирующего фактора k становится немного больше единицы, что при неизменности других параметров приводит к быстрому экспоненциальному росту скорости ядерной реакции. Как следствие, растет тепловая мощность, а значит, и температура ядерного топлива. Известно, что в этом случае уменьшается вероятность захвата нейтронов ядрами ²³⁵U и, следовательно, скорость цепной реакции уменьшается. Таким образом, случайное повышение скорости ядерной реакции гасится.

Для оценки влияния разных факторов на реактивность вводятся понятия коэффициентов реактивности. Коэффициент реактивности по какому-то параметру - реактивность, вносимая при изменении параметра на единицу (производная реактивности по этому параметру). Описанная в предыдущем абзаце закономерность может быть сформулирована как наличие у реактора отрицательного мощностного коэффициента реактивности. Она лежит в основе ядерной безопасности реактора, обеспечивает стабильную работу реактора на заданном уровне мощности и исключает опасность самопроизвольного возрастания мощности. Если же рост k вызван перемещением управляющих стержней, происходит медленное изменение мощности реактора и стабилизация ее на новом значении, а не развитие взрыва.

На практике на мгновенную мощность реактора влияет множество параметров активной зоны, которые, в свою очередь, зависят от мощности, например, плотность теплоносителя, температура графитовой кладки. Поэтому полный мощностной коэффициент реактивности складывается из нескольких составляющих. При этом разные эффекты имеют разные вклады и проявляются с разной степенью инерционности. Так, например, движение регулирующих стержней происходит достаточно медленно, а разогрев топлива и теплоносителя происходит достаточно быстро. В связи с этим различают два мощностных коэффициента реактивности: быстрый, который отражает изменение реактивности до завершения переходных процессов, и полный, который проявляется по их прекращении, то есть при медленном переходе с одного стационарного уровня мощности на другой.

В «Правилах ядерной безопасности атомных электростанций» (ПБЯ-04-74) [21] было записано: «3.2.2. При проектировании реактора следует стремиться к тому, чтобы полный мощностной коэффициент реактивности не был положительным при любых режимах работы АЭС. Если полный мощностной коэффициент реактивности в каких-либо эксплуатационных условиях положителен, в проекте должна быть обеспечена и особо доказана ядерная безопасность реактора при работе в стационарных, переходных и аварийных режимах».

Специальные средства обеспечения безопасности предусмотрены при разгерметизации контура охлаждения реактора (аварии с потерей теплоносителя), в том числе при максимальной проектной аварии (МПА) - разрыве всасывающего или напорного коллектора (его внутренний диаметр около метра) главного циркуляционного насоса - ГЦН. Как уже отмечалось, даже в остановленном реакторе продолжается значительное выделение тепла (в первое время около 7 % от мощности до остановки). Если это тепло не отводить, возможна тяжелая авария с разрушением активной зоны.

При нормальной остановке реактора отвод этого остаточного тепла обеспечивается продолжающими работу ГЦН. В случае же разрыва напорного коллектора ГЦН работающего реактора его активная зона или ее часть остается без охлаждения - это и есть максимальная проектная авария. Для ее предотвращения предусмотрена специальная система аварийного охлаждения реактора (САОР). Она состоит из гидробаллонов с большим запасом воды и включающихся после этого дополнительных насосов аварийного охлаждения. Вода из гидробаллона под давлением (например, за счет созданной в емкости газовой подушки) может быстро поступать в каналы реактора, минуя ГЦН и разрушенную часть контура отвода тепла. Автоматика распознает такую аварию и выдает аварийные сигналы: МПА для запуска САОР и АЗ для заглушения реактора.

Возможна еще одна аварийная ситуация - «потеря собственных нужд», т.е. исчезновение электропитания насосов и вообще всего вспомогательного оборудования, обслуживающего энергоблок. Для случаев обесточивания АЭС, когда невозможно взять питание от собственного генератора, соседнего энергоблока или резервного трансформатора из внешней линии электропередач, предусмотрен автономный источник энергии - резервная дизельная электростанция. Она запускается автоматически и примерно через минуту подает питание на электрические шины собственных нужд.

1.12. Ядерный топливный цикл и проблема захоронения радиоактивных отходов

В силу огромной радиоактивности продуктов деления и трансурановых элементов содержимое отработанных на АЭС ТВЭЛов несет смертельную опасность для человека. Часть образовавшихся радионуклидов имеет короткий период полураспада, поэтому значительного снижения радиоактивности и остаточного тепловыделения можно достичь, помещая ТВЭЛы в заполненные водой бассейны выдержки на время порядка 10-20 лет. Такие бассейны есть на любой АЭС; естественно, что операции по выгрузке ТВЭЛов и их перемещению максимально роботизированы.

Как это ни удивительно, на вопрос, что дальше делать с радиоактивными отходами, до сих пор не найдено однозначного ответа. При этом не вызывает сомнений, что отработавшие ТВЭЛы следует поместить в прочный герметичный контейнер и каким-то образом захоронить. Большинство специалистов сходится во мнении, что самое надежное место захоронения - так называемый геологический могильник [4].

Такой могильник (репозиторий) должен содержать систему шахт и туннелей, расположенных в плотной скалистой породе на глубине сотен метров от поверхности земли. Важно, чтобы в нем были обеспечены вентиляция, охлаждение контейнеров и минимизировано воздействие влаги.

Для предотвращения коррозии и возможного воздействия воды стальные контейнеры целесообразно запечатать в дополнительные медные оболочки (рис. 25) и разместить их в гнезда, засыпаемые глиной.

Рис. 25. Контейнеры для захоронения

Этот способ захоронения изучался экологами на протяжении десятилетий и теоретически представляется, что он исключает попадание радионуклидов в окружающую среду.

Реальное же положение дел с захоронением радиоактивных отходов выглядит просто драматично: до сих пор в мире не создано ни одного геологического хранилища. Первый такой могильник (рис. 26), скорее всего, будет построен к 2020 году в Олкилуото (Финляндия). Расходы на его

Рис. 26. Геологический могильник

Рис. 27. Сухое хранилище

Расходы на его постройку с 1970 года включаются в стоимость электроэнергии, производимой на финских АЭС. В США к 2017 году планировалось открытие хранилища в Юкка Маунтин (Невада), однако оно неоднократно откладывалось.

Поскольку бассейны выдержки действующих в мире АЭС переполнены, хранящиеся в них ТВЭЛы обычно перемещают в т. и. сухие хранилища [22]. Один из вариантов такого хранилища представлен на рис. 27. В этом сооружении из стали и бетона стоимостью около 1 млн. долларов можно хранить 10 т отходов (примерно столько получается в реакторе мощностью 500 А/Вот за год).

Сторонники данного подхода утверждают, что излучение хранилища практически не увеличивает радиационный фон на площадке АЭС, а тепловая энергия мощностью 10 кВт свободно уносится конвекцией. Предполагается, что когда-либо складируемые таким образом отходы будут вывезены в геологические могильники.

Описанный выше способ обращения с топливом, когда его отходы после выгрузки из реактора подлежат захоронению, получил название открытого (или одношагового) топливного цикла (рис. 28) [4].

Рис. 28. Схема открытого топливного цикла

В разгар гонки вооружений (шестидесятые годы прошлого столетия) представлялось целесообразным получать плутоний не только в реакторах военного назначения, но и извлекая его из отработанного топлива АЭС. Параллельно стала обсуждаться идея т. н. замкнутого топливного цикла, когда из отходов уранового топлива путем переработки извлекается плутоний, который используется для приготовления нового топлива.

Переработка ядерных отходов налажена в немногих странах мира. В их числе США, Англия, Франция, Япония, Россия.

Наибольший опыт использования плутония в ядерной энергетике накоплен во Франции, где выделенный плутоний в виде двуокиси смешивается с двуокисью природного или обедненного урана из отходов обогатительных производств, образуя т.н. МОХ (Mixed Oxide) топливо [22]. Оно может использоваться как для обычных (тепловых) реакторов, так и для реакторов на быстрых нейтронах. Отходы реакторов снова направляются на завод, но фактически не на переработку, а на хранение, поскольку содержащийся в них плутоний уже более трудно извлечь. Таким образом, переработка, кроме производства плутония, выступает и как способ обращения с отходами, заключающийся в их перемещении с площадок АЭС на завод по переработке.

В целом красивая идея замкнутого топливного цикла имеет три серьезных недостатка. Во-первых, стоимость заводов по извлечению плутония чрезвычайно велика, особенно с учетом требований по обеспечению безопасности для человека. Во-вторых, количество высокорадиоактивных отходов после переработки уменьшается незначительно. Эти отходы все равно нуждаются в надежном захоронении, и цикл замкнут лишь частично. Третий недостаток стал особенно актуальным, когда в мире возобладала политика разоружения.

Речь идет о том, что получаемому после переработки плутонию необходимо обеспечить такую систему хранения и использования, чтобы полностью исключить возможность его попадания к террористам или в страны, руководство которых обладает нездоровыми амбициями. На самом деле это главный недостаток: в сравнении с возможной утечкой радиоактивных отходов из мест захоронения более значительную угрозу человечеству несет применение ядерного оружия. Эта угроза стала совершенно очевидной, когда после строительства с участием США перерабатывающего завода в Индии первый же наработанный там плутоний был использован для создания ядерной бомбы, испытанной в 1974 году.

Возможность попадания в недобрые руки урана с заводов по обогащению или изготовлению ТВЭЛов не так страшна, потому что для получения оружейного урана нужна высокая степень обогащения (порядка 90%), которой в состоянии добиться только страны с очень высоким научно-техническим потенциалом. Плутоний в составе отработанного топлива смешан с другими продуктами деления, гамма-излучение которых смертельно опасно.

Пятикилограммовый же слиток плутония, не обладающий большой радиоактивностью, в принципе, можно вынести с завода или хранилища, и это чрезвычайно лакомая добыча для злоумышленников. Поэтому стоимость мероприятий по обеспечению сохранности плутония чрезвычайно высока и почти соизмерима со стоимостью его получения.

В годы холодной войны американскими заводами по переработке топлива в штатах Вашингтон и Северная Каролина было произведено 100 т оружейного плутония, что было достаточно для изготовления более 12 000 бомб и вдвое превышало плановые потребности. Хранение избыточного плутония обходится более чем в 15 млрд, долларов, а вывод из эксплуатации заводов по переработке требует примерно 150 млрд, долларов.

К 2005 году в России и Англии накопилось примерно по 100 т плутония [22]. Некоторое время эти страны и Франция получали доходы от приема на переработку отработанного топлива из других стран, власти которых считали, что такой вариант будет удобным, хоть и дорогим способом избавится от своих отходов. Однако после того как в контрактах было оговорено, что выделенный плутоний и высокорадиоактивные остатки должны возвращаться отправителям, их интерес к этому варианту упал. Стало очевидным, что строить сухие хранилища на собственной территории примерно в 10 раз дешевле.

В России на сегодняшний день работает одно предприятие - ПО «Маяк» (Челябинская область), которое способно переработать отходы топлива с 15% используемых в стране реакторов. В 2006 году Япония построила завод по переработке ядерных отходов стоимостью 20 млрд, долларов. В то же время Англия планирует закрыть свои заводы по переработке топлива, на что требуется 98 млрд, долларов.

Ведущаяся в наши дни разработка реакторов четвертого поколения увязывается с возрождением идеи замкнутого топливного цикла. В так называемом усовершенствованном замкнутом цикле (рис. 29) предполагается многократно «дожигать» переработанные отходы, включая не только уран, плутоний, но и другие трансурановые элементы, в реакторах на быстрых нейтронах [22]. Предполагается, что в результате отходы будут содержать в основном легкие элементы, обладающие более коротким временем жизни. Это позволит уменьшить количество отходов, подлежащих окончательному захоронению в геологических хранилищах.

Рис. 29. Усовершенствованный замкнутый цикл

В США обсуждается проект строительства от 40 до 75 реакторов на быстрых нейтронах мощностью 1000 МВт, способных расщепить трансурановые элементы из отходов всех 103 (2013 год) работающих обычных реакторов, и соответствующего завода по переработке. Предполагается, что каждый новый реактор будет дороже своих предшественников на 1-2 млрд, долларов, а строительство инфраструктуры по переработке обойдется в 100-200 млрд, долларов.

Преимущества замкнутого топливного цикла очевидны. В их числе более эффективное использование топливного сырья - природного урана - и сокращение отходов, подлежащих вечному захоронению. В усовершенствованном топливном цикле снижается вероятность возможного использования плутония для создания ядерного оружия.

Однако в наши дни большинство специалистов отдает предпочтение открытому топливному циклу, который, по их мнению, больше отвечает интересам экономичности и экологической безопасности. При этом подчеркиваются основные недостатки замкнутого цикла.

Во-первых, стоимость получаемого в таком цикле топлива существенно выше, чем традиционного уранового. Согласно исследованию Массачусетского технологического института (MIT 2003), стоимость усовершенствованного замкнутого топливного цикла, включая хранение и захоронение радиоактивных отходов, будет в 4,5 раза больше стоимости открытого цикла.

Во-вторых, проблемы газообразных выбросов, утечек радиоактивных материалов, обеспечения безопасности станут куда серьезнее, чем на нынешних перерабатывающих предприятиях.

В указанном выше исследовании делается вывод, что нет однозначных аргументов в пользу того, что замкнутый топливный цикл упрощает проблему обращения с отходами, не говоря уже о новых затратах и рисках. Скептики же прямо утверждают, что сиюминутный риск для окружающей среды и человека превышает долгосрочные выгоды от сокращения радиоактивных отходов.

Обобщая сказанное, можно констатировать, что в наши дни основные недостатки ядерной энергетики не преодолены. Однако эта область техники продолжает развиваться. Ситуация может измениться, когда сформируется парк реакторов новых поколений и будут введены в эксплуатацию геологические хранилища радиоактивных отходов.

Следует отметить, что опасность, исходящая от атомной энергетики, подсознанием людей преувеличена. Определенные риски для человека существуют в результате внедрения в жизнь многих новых технологий, особенно связанных с производством и использованием значительного количества энергии. Тема приемлемости для человека тех или иных рисков заслуживает отдельного глубокого рассмотрения. Здесь же приведем несколько фактов, свидетельствующих об опасности традиционных электростанций.

Так, по данным Всемирной организации здравоохранения только в Китае на угольных электростанциях ежегодно погибает более 250 работников, а от болезней, напрямую вызванных вдыханием вредных выбросов, - более 500 тыс. человек.

Казалось бы, что может быть безопаснее гидроэнергетики? Однако в этой области происходили и происходят тяжелейшие аварии. Так, в результате прорыва плотины китайского водохранилища на реке Жухэ в провинции Хэнань (1975 год) погибло более 170 000 человек, пострадало 11 млн. человек. В результате аварии на Саяно-Шушенской ГЭС (2009 год) погибло 75 человек, серьезный ущерб был нанесен помещениям и оборудованию станции, региональной энергосистеме, окружающей среде.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ:

1. Nuclear energy of the future: what research for which objectives? - Paris: CEA Saclay and Groupe Moniteur, 2006. - 108 p.
2. International Energy Agency. Key World Energy Statistics
2013 [Электронный ресурс]. 2012. - URL:
http :// www.iea.org/publications/ freepublications/publication/KeyWorld2 013_FINAL_WEB.pdf.
3. Атомная электростанция. [Электронный ресурс]. - 2013,- URL: Атомная_электростанция.
4. Хиппен, Ф. Утилизация ядерного топлива. В мире науки. - 2008. - №8. - С. 38-43.
5. Кузнецов, В.М. Вывод из эксплуатации объектов атомной энергетики. [Электронный ресурс]. - 2013. - URL:
http : //www. seu. ru/programs/atomsafe/books/Kuznecov/snytie .pdf.
6. Кузнецов, В. М., Меньшиков, В. Ф. Нерешенность про
блемы вывода из эксплуатации энергетических ядерных реакторов в России - глобальный тупик атомной энергетики. [Электронный ресурс]. - 2013. - URL:
http :// www.seu.ru/programs/ atomsafe/books/Kuznecov/Doclad5 .pdf.
7. World Nuclear Association. The Nuclear Renaissance [Элек-тронный ресурс]. - 2011. - URL: http : //www. world-
nuclear.org/info/Current-and-Future-Generation/The-Nuclear- Renaissance/#.UnIFlxBVeSp.
8. International Atomic Energy Agency. Operational & Long- Term Shutdown Reactors. 2012 [Электронный ресурс]. - 2012. -URL: http :// www.iaea.org/PRIS/WorldStatistics/ OperationalReactorsByCount ry.aspx.
9. Фриш, О., Уиллер, Дж. Открытие деления ядер. Успехи физических наук. - 1968. - Том 96, вып. 4. - С. 697-715.
10. Карпан, Н.В. Чернобыль. Месть мирного атома / Исторический обзор этапов развития атомной науки и техники. Анализ причин событий Чернобыльской катастрофы. - Киев: ЧП «Кантри Лайф», 2005. - 566 с.
11. Бэкман, И.Н. Военные реакторы. [Электронный ресурс].- 2012. - URL:
http :// profbeckman.narod.ni/ RH0.files/24_l.pdf. - Дата обращения: 17.09.2013.
12. Красин, А.К. Ядерная энергетика и пути ее развития. Мн.: Наука и техника, 1981. - 207 с.
13. Чуприн, К. Два лика мобильного атома. Военно- промышленный курьер. - №39 (456). - 2012.
14. World nuclear Association. Nuclear Power Reactors. [Электронный ресурс]. - 2013. - URL: http :// www.world-
nuclear .org/info/Nuclear-Fuel-Cycle/ Power-Reactors/Nuclear-Power- Reactors.
15. Рябцев И., Якимец, В. Три-Майл-Айленд. /Ядерная эн-циклопедия. - М.: Благотворительный фонд Ярошинской, 1966. - С. 262-263.
16. Андрушенко, С.А., Афров, А.М., Васильев, Б.Ю., Генералов, В.Н., Косоуров, К.Б., Семченков, Ю.М., Украинцев, В.Ф. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. - М: «Логос», 2010. - 628 с.
17. Бэкман, И.Н. Реакторы на быстрых нейтронах. [Электронный ресурс]. - 2012. - URL:
http :// profbeckman. narod.ru/RH0.fdes/23_3.pdf.
18. Гурин, В. Ядерный реактор. /Ядерная энциклопедия - М.: Благотворительный фонд Ярошинской, 1966. - С. 51-54.
19. Гурин, В. Физические основы, системы и типы ядерных реакторов. /Ядерная энциклопедия - М.: Благотворительный фонд Ярошинской, 1966. - С. 55-59.
20. Левин, В.Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. - 4-е изд. - М.: Атомиздат, 1979.
21. Правила ядерной безопасности атомных электростанций. ПБЯ-04-74. - М: Атомиздат, 1974.
22. Дойч, Дж., Мониц, Э. Ядерный вариант. В мире науки - 2007.-№1. - С. 46-51.