ГЛАВА 4. АВАРИЯНАЧЕРНОБЫЛЬСКОЙАЭС ИЕЕПОСЛЕДСТВИЯ ДЛЯРЕСПУБЛИКИБЕЛАРУСЬ
4.1. ПРИНЦИПДЕЙСТВИЯЯДЕРНОГОРЕАКТОРА
Основой АЭС является ядерный реактор, где в качестве горючего используется уран. Природный уран представляет собой смесь трех изотопов: U-238 - 99,2 %, U-235 - 0,71 %, U-234 — 0,006 % (это металл серого цвета).
Известно, что при облучении урана нейтронами может произойти один из трех вариантов в зависимости от энергии нейтрона и типа ядерного горючего:
• нейтрон поглощается ядром атома, и оно испускает гамма-квант;
• нейтрон проскакивает ядро без последствий;
• нейтрон вызывает распад ядра на два осколка с выбросом нескольких нейтронов, гамма-квантов, других видов излучений с общей энергией примерно 2б0 МэВ.
Нас интересует только третий случай. Данную энергию можно использовать в ядерном реакторе. Но U-238 может делиться только нейтронами с энергией более 1 МэВ, a U-235 может делиться только тепловыми нейтронами. Очевидно, что в ядерном реакторе целесообразно в качестве горючего использовать U-235, а технически получить тепловые нейтроны с необходимой энергией — задача достаточно простая. Однако для обеспечения цепной ядерной реакции необходимо, чтобы масса U-235 была достаточной. Для этого концентрацию U-235 в природном уране повышают до 2—3 %. Для нормальной работы реактора, с одной стороны, требуется, чтобы цепная ядерная реакция поддерживалась, а с другой — требуется исключить ядерный взрыв.
Чтобы не было ядерного взрыва, необходимо получать после каждого цикла деления только один нейтрон, который продолжал бы процесс деления. Остальные нейтроны должны быть или поглощены или уйти из активной зоны. Часть нейтронов поглощается U-238, превращаясь в Pu-239, a часть нейтронов может быть поглощена графитом, бором или другим веществом. Итак, ядерным топливом является U-235.
В странах СНГ используют реакторы двух видов: кипящего типа (РБМК-1000) и водо-водяной энергетический (ВВЭР-440, ВВЭР-1000).
В реакторе кипящего типа вода превращается в пар непосредственно в активной зоне и далее следует на турбину.
В водо-водяном реакторе имеются два контура. В первом контуре вода находится под высоким давлением, что не позволяет ей превратиться в пар. Теплая вода поступает в парогенератор, где преобразуется в пар, который затем приводит турбину в движение.
Каждый из названных типов реакторов имеет свои достоинства и недостатки.
Водо-водяные реакторы более надежные, но дорогостоящие.
Канальные реакторы не имеют трудоемкого в изготовлении прочного корпуса, а также сложного и дорогостоящего парогенератора. Они позволяют производить перезагрузку топлива без остановки реактора, при этом можно использовать менее обогащенное ядерное топливо.
Вместе с тем данные реакторы обладают и недостатками. В частности, возможностью повышенной реактивности при нарушении циркуляции теплоносителя через активную зону. Это требует более высокой квалификации обслуживающего персонала, предосторожности при эксплуатации реактора.
Ввиду больших габаритов реактора значительное количество тепловой энергии аккумулируется в графитной кладке и металлоконструкциях, что замедляет спад тепловой мощности реактора после срабатывания аварийной защиты. Наличие большого парового объема в контуре охлаждения существенно замедляет темп падения давления теплоносителя при аварийном разрыве трубопровода.
Теплоносителем служит обессоленная вода, которая поднимается снизу вверх к каждому технологическому каналу. Омывая твэлы, вода нагревается и частично испаряется. Отвод кипящей воды производится в сепараторы, где от нее отделяется пар, очищается от радиоактивных продуктов и подается на турбину. Конденсат отработанного в турбине пара через сепаратор вновь возвращается в реактор. Температура на выходе из реактора 280 °С.
Как видно из схемы (см. рис. 4.1), в состав активной зоны реактора включены также стержни управления. Если стержни утоплены, реактор "заглушён", то цепная реакция прекращается
Уважаемый посетитель!
Чтобы распечатать файл, скачайте его (в формате Word).
Ссылка на скачивание - внизу страницы.