Авария на Чернобыльской АЭС и ее последствия для Республики Беларусь

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