Реферат: Ядерные реакторы

Комсомольск-на-Амуре

KOST

&

AKRED

COST@AMURNET.RU

ПЛАН

1.Введение.

2.Общее устройствоэлектростанции.

3.Немногоядерной физики.

4. Ядерныйреактор.

5. Устройстворазличных типовядерных реакторов.

6.Сравнение.

7. Факторыопасностиядерных реакторов.

8. Заключение.

Список литературы

1.Введение.

Опасна лиядерная энергетика? Этим вопросомособенно частостали задаватьсяв последнеевремя, особеннопосле аварийна атомныхэлектростанцияхТримайл-Айленди ЧернобыльскойАЭС. И если опасностьвсе же имеется, то каким образомможно уменьшитьриск неприятныхпоследствийаварии? И гдеже причина тогоили иного фактораопасности? Ответу на этивопросы и посвященаданная работа.

В данномдокладе будутосвещены основныевопросы устройстваи работы атомныхэлектростанцийи ядерных реакторов, проведенасравнительнаяхарактеристикаразличных типовядерных реакторов, разъясненыпричины ихопасности.

2.Общее устройствоэлектростанции.

Все аппаратыдля преобразованияразличных видовэнергии вэлектрическую- электростанцииможно условноразделить наследующие виды:

Тепловые электростанции — они преобразуют различные виды энергии в энергию нагретого теплоносителя (в основном воды), который, в свою очередь, передает свою энергию на турбину, вырабатывающую электрический ток. К этому виду относятся угольные, газовые, атомные электростанции, электростанции, работающие на нефти и ее производных, некоторые виды солнечных.

Гидроэлектростанции — преобразовывают энергию движущейся воды в электричество, передавая ее непосредственно на турбину. К ним относятся гидроэлектростанции и приливные электростанции.

Электростанции, непосредственно вырабатывающие электричество — солнечные на фотоэлементах, ветряные.

Принципиальнаясхема тепловойэлектростанциипредставленана рис.1. Стоитиметь в виду, что в ее конструкцииможет бытьпредусмотренонесколькоконтуров — теплоносительот тепловыделяющегореактора можетне идти сразуна турбину, аотдать своетепло в теплообменникетеплоносителюследующегоконтура, которыйуже может поступатьна турбину, аможет дальшепередаватьсвою энергиюследующемуконтуру. Такжев любой электростанциипредусмотренасистема охлажденияотработавшеготеплоносителя, чтобы довеститемпературутеплоносителядо необходимогодля повторногоцикла значения.Если поблизостиот электростанцииесть населенныйпункт, то этодостигаетсяпутем использованиятепла отработавшеготеплоносителядля нагреваводы для отоплениядомов или горячеговодоснабжения, а если нет, тоизлишнее теплоотработавшеготеплоносителяпросто сбрасываетсяв атмосферув градирнях(их можно видетьна рисункеобложки: изсебя они представляютширокие конусообразныетрубы). Конденсаторомотработавшегопара на неатомныхэлектростанцияхчаще всегослужат именноградирни.

Рис.1

Атомныеэлектростанцииотносятся ктепловым, таккак в их устройствеимеются тепловыделители, теплоносительи генераторэлектрическоготока — турбина.Существуюткак одноконтурныеАЭС, так идвух-трех-контурные(это зависитот типа ядерногореактора).

 3.Немногоядерной физики.

Для лучшегоуяснения принциповработы ядерногореактора исмысла процессов, происходящихв нем, вкратцеизложим основныемоменты физикиреакторов.

Ядерный реактор — аппарат, в котором происходят ядерные реакции — превращения одних химических элементов в другие. Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегося вещества, которое при своем распаде выделяет элементарные частицы, способные вызвать распад других ядер.

Деление атомного ядра может произойти самопроизвольно или при попадании в него элементарной частицы. Самопроизвольный распад в ядерной энергетике не используется из-за очень низкой его интенсивности.

В качестве делящегося вещества в настоящее время могут использоваться изотопы урана — уран-235 и уран-238, а также плутоний-239.

В ядерном реакторе происходит цепная реакция. Ядра урана или плутония распадаются, при этом образуются два-три ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяется энергия, излучаются гамма-кванты и образуются два или три нейтрона, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией (величина этой энергии должна лежать в определенном диапазоне: более медленная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него). Наибольшее значение в ядерной энергетике имеют нейтроны.

В зависимости от скорости элементарной частицы выделяют два вида нейтронов: быстрые и медленные. Нейтроны разных видов по-разному влияют на ядра делящихся элементов.

Уран-238 делится только быстрыми нейтронами. При его делении выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых нейтрона. Вследствие того, что эти быстрые нейтроны замедляются в веществе урана-238 до скоростей, неспособных вызвать деление ядра урана-238, цепная реакция в уране-238 протекать не может.

Поскольку в естественном уране основной изотоп — уран-238, то цепная реакция в естественном уране протекать не может.

В уране-235 цепная реакция протекать может, так как наиболее эффективно его деление происходит, когда нейтроны замедлены в 3-4 раза по сравнению с быстрыми, что происходит при достаточно длинном их пробеге в толще урана без риска быть поглощенными посторонними веществами или при прохождении через вещество, обладающее свойством замедлять нейтроны, не поглощая их.

Поскольку в естественном уране имеется достаточно большое количество веществ, поглощающих нейтроны (тот же уран-238, который при этом превращается в другой делящийся изотоп — плутоний-239), то в современных ядерных реакторах необходимо для замедления нейтронов применять не сам уран, а другие вещества, мало поглощающие нейтроны (например, графит или тяжелая вода).

Обыкновенная вода нейтроны замедляет очень хорошо, но сильно их поглощает. Поэтому для нормального протекания цепной реакции при использовании в качестве замедлителя обыкновенной легкой воды необходимо использовать уран с высокой долей делящегося изотопа — урана-235 (обогащенный уран). Обогащенный уран производят по достаточно сложной и трудоемкой технологии на горнообогатительных комбинатах, при этом образуются токсичные и радиоактивные отходы.

Графит хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании графита в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды.

Тяжелая вода очень хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании тяжелой воды в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды. Но производство тяжелой воды очень трудоемко и экологически опасно.

При попадании медленного нейтрона в ядро урана-235 он может быть захвачен этим ядром. При этом произойдет ряд ядерных реакций, итогом которых станет образование ядра плутония-239. (Плутоний-239 в принципе может тоже использоваться для нужд ядерной энергетики, но в настоящее время он является одним из основных компонентов начинки атомных бомб.) Поэтому ядерное топливо в реакторе не только расходуется, но и нарабатывается. У некоторых ядерных реакторов основной задачей является как раз такая наработка.

Другим способом решить проблему необходимости замедления нейтронов является создание реакторов без необходимости их замедлять — реакторов на быстрых нейтронах. В таком реакторе основным делящимся веществом является не уран, а плутоний. Уран же (используется уран-238) выступает как дополнительный компонент реакции — от быстрого нейтрона, выпущенного при распаде ядра плутония, произойдет распад ядра урана с выделением энергии и испусканием других нейтронов, а при попадании в ядро урана замедлившегося нейтрона он превратится в плутоний-239, возобновляя тем самым запасы ядерного топлива в реакторе. В связи с малой величиной поглощения нейтронов плутонием цепная реакция в сплаве плутония и урана-238 идти будет, причем в ней будет образовываться большое количество нейтронов.

Таким образом, в ядерном реакторе должен использоваться либо обогащенный уран с замедлителем, поглощающем нейтроны, либо необогащенный уран с замедлителем, мало поглощающем нейтроны, либо сплав плутония с ураном без замедлителя. О различных типах ядерных реакторов, реализующих эти три возможности разными способами, будет говориться дальше.

 4.Ядерный реактор.

Как уже указывалось, тремя обязательнымиэлементамидля реакторовна тепловыхнейтронахявляютсятепловыделитель, замедлительи теплоноситель.На данном рисункепредставленатипичная схемаактивной зоны.

Через реакторс помощью насосов(обычно называемыхциркуляционными)прокачиваетсятеплоноситель, поступающийпотом или натурбину (в РБМК)или в теплообменник(в остальныхтипах реакторов).Нагретыйтеплоносительтеплообменникапоступает натурбину, гдетеряет частьсвоей энергиина выработкуэлектричества.Из турбинытеплоносительпоступает вконденсатордля пара, чтобыв реактор поступалтеплоносительс нужными дляоптимальнойработы параметрами.Также в реактореимеется системауправленияим (на рисункене показана), которая состоитиз набора стержнейдиаметром внесколькосантиметрови длиной, сопоставимойс высотой активнойзоны, состоящихиз высокопоглощающегонейтроны материала, обычно из соединенийбора. Стержнирасполагаютсяв специальныхканалах и могутбыть поднятыили опущеныв реактор. Вподнятом состоянииони способствуютразгону реактора, в опущенном- заглушаютего. Приводыстержней регулируютсянезависимодруг от друга, поэтому с ихпомощью можноконфигурироватьактивностьреакции в различныхчастях активнойзоны.

Реакторы, работающиена быстрыхнейтронах, устроены несколькоиначе. О нихбудет сказанониже.

Несколькотерминов:

Топливнаякассета — конструкцияиз таблетокурана и собирающегоих вместе корпусатолщиной 10-20 сми длиной в несколькометров, являющаясявыделителемэнергии за счетраспада урана.Материаломкорпуса обычноявляется цирконий.

ТВС — тепловыделяющаясборка — топливнаякассета и еекрепление. ТВСнаходится вактивной зонереактора.

СУЗ — системауправлениязащитой. В основномсостоит изнейтронопоглощающихстержней.

5. Устройстворазличных типовядерных реакторов.

В настоящеевремя в миресуществуетпять типовядерных реакторов.Это реакторВВЭР (Водо-ВодянойЭнергетическийреактор), РБМК(Реактор БольшойМощности Канальный), реактор натяжелой воде, реактор с шаровойзасыпкой игазовым контуром, реактор набыстрых нейтронах.У каждого типареактора естьособенностиконструкции, отличающиеего от других, хотя, безусловно, отдельныеэлементы конструкциимогут заимствоватьсяиз других типов.ВВЭР строилисьв основном натерриториибывшего СССРи в ВосточнойЕвропе, реакторовтипа РБМК многов России, странахЗападной Европыи Юго-ВосточнойАзии, реакторына тяжелой водев основномстроились вАмерике. Параметрыэтих реакторовлучше всегопредставитьв виде таблицы.

Параметры сравнения ВВЭР РБМК Реактор на тяжелой воде Тепловыделитель 4.5%-й обогащенный уран 2.8%-й обогащенный уран 2-3%-й обогащенный уран Замедлитель и его свойства Легкая вода. Очень хорошо замедляет нейтроны, очень сильно поглощает нейтроны. Очень дешева. Графит. Хорошо замедляет нейтроны, почти не поглощает нейтроны. Достаточно дешев. Тяжелая вода. Очень хорошо замедляет нейтроны, почти не поглощает нейтроны. Очень дорога в производстве. Особенности активной зоны, определяемые параметрами замедлителя Тесное расположение тепловыделяющих элементов, необходимость повышенного обогащения урана Достаточно редкое расположение тепловыделяющих элементов, возможность использования низкообогащенного урана или отработанного топлива ВВЭР Достаточно редкое расположение тепловыделяющих элементов, возможность использования низкообогащенного урана или отработанного топлива ВВЭР Количество контуров Два Один Два Теплоноситель Легкая вода в обоих контурах. Одновременно является замедлителем. Легкая вода. Замедляющий эффект незначителен. Тяжелая вода в первом контуре, легкая вода во втором. Тяжелая вода одновременно является замедлителем. Регулирование Раствор борной кислоты в теплоносителе. Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия. Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия. Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия. Перегрузки топлива 1 раз в 4-6 месяцев, с полной остановкой реактора и вскрытием его корпуса. Каждый тепловыделяющий элемент переставляется внутри реактора трижды до его окончательного извлечения. В процессе работы, с помощью специальной перегрузочной машины, позволяющей перезагружать отдельные тепловыделяющие элементы. Каждый тепловыделяющий элемент переставляется внутри реактора несколько раз до его окончательного извлечения. Раз в несколько месяцев, с полной остановкой реактора. Наружный отражатель Наружный металлический корпус. Графитовая кладка толщиной 65 см. Наружный корпус не обязателен, но желателен по соображениям безопасности Наружный металлический корпус.

ВВЭР

РеакторыВВЭР являютсясамым распространеннымтипом реакторовв России. Весьмапривлекательныдешевизнаиспользуемогов них теплоносителя-замедлителяи относительнаябезопасностьв эксплуатации, несмотря нанеобходимостьиспользованияв этих реакторахобогащенногоурана. Из самогоназвания реактораВВЭР следует, что у него изамедлителем, и теплоносителемявляется обычнаялегкая вода.В качестветоплива используетсяобогащенныйдо 4.5% уран. Принципиальнаясхема реактораВВЭР представленана рис.2.

Рис.2

Как видноиз схемы, онимеет два контура.Первый контур, реакторный, полностьюизолированот второго, чтоуменьшаетрадиоактивныевыбросы в атмосферу.Циркуляционныенасосы (насоспервого контурана схеме непоказан) прокачиваютводу черезреактор итеплообменник(питание циркуляционныхнасосов происходитот турбины).Вода реакторногоконтура находитсяпод повышеннымдавлением, такчто несмотряна ее высокуютемпературу(293 градуса — навыходе, 267 — навходе в реактор)ее закипанияне происходит.Вода второгоконтура находитсяпод обычнымдавлением, такчто в теплообменникеона превращаетсяв пар. В теплообменнике-парогенераторетеплоноситель, циркулирующийпо первомуконтуру, отдаеттепло водевторого контура.Пар, генеруемыйв парогенераторе, по главнымпаропроводамвторого контурапоступает натурбины и, отдаетчасть своейэнергии навращение турбины, после чегопоступает вконденсатор.Конденсатор, охлаждаемыйводой циркуляционногоконтура (таксказать, третийконтур), обеспечиваетсбор и конденсациюотработавшегопара. Конденсат, пройдя системуподогревателей, подается сновав теплообменник.

Энергетическаямощность большинствареакторов ВВЭРв нашей стране- 1000 мегаватт(Мвт).

Рис.3

Строениеактивной зоныреактора ВВЭРпоказано нарис.3. Она имеетпрочный наружныйстальной корпус, могущий в случаенепредвиденныхобстоятельствлокализоватьвозможнуюаварию. Корпусполностьюзаполнен водойпод высокимдавлением. Всередине активнойзоны расположеныТВС с шагом в20-25 см. НекоторыеТВС дополненысверху поглотителемиз бороциркониевогосплава и нитридабора и способнынаходится вактивной зонеили бороциркониевойчастью, илиурановой — такимобразом осуществляетсярегулированиецепной реакции.Вода подаетсяв реактор снизупод давлением.Сверху реакторзакрыт стальнойкрышкой, герметизирующейего корпус иявляющейсябиозащитой.

РБМК

РБМКпостроен понесколькодругому принципу, чем ВВЭР. Преждевсего в егоактивной зонепроисходиткипение — изреактора поступаетпароводнаясмесь, которая, проходя черезсепараторы, делится наводу, возвращающуюсяна вход реактора, и пар, которыйидет непосредственнона турбину.Электричество, вырабатываемоетурбиной, тратится, как и в реактореВВЭР, также наработу циркуляционныхнасосов. Егопринципиальнаясхема — на рис.4.

Рис.4

ОсновныетехническиехарактеристикиРБМК следующие.Активная зонареактора —вертикальныйцилиндр диаметром11.8 метров и высотой7 метров (см.рис.5).По периферииактивной зоны, а также сверхуи снизу расположенбоковой отражатель- сплошная графитоваякладка толщиной0.65 метра. Собственноактивная зонасобрана изграфитовыхшестигранныхколонн (всегоих 2488), собранныхиз блоков сечением250х250мм. По центрукаждого блокасквозь всюколонну проходятсквозные отверстиядиаметром 114ммдля размещениятехнологическихканалов и стержнейСУЗ.

Общеечисло технологическихканалов в активнойзоне 1693. Внутрибольшинстватехнологическихканалов находятсятепловыделяющиекассеты, имеющиедовольно сложнуюструктуру.Кассета состоитиз двух последовательносоединенныхтепловыделяющихсборок (ТВС), длина каждойиз которых3,5м. ТВС содержит18 стержневыхтвэлов — трубокнаружным диаметром13,5мм с толщинойстенки 0,9 мм, заполненныхтаблеткамидиаметром11,5мм из двуокисиурана (UO2), крепежныедетали из сплавациркония инесущий стерженьиз оксида ниобия.Стенки кассетыплотно фиксированык графитовойкладке, а внутрикассет циркулируетвода. В остальныхканалах расположеныстержни системыуправлениязащитой, которыесостоят изпоглотителя- бороциркониевогосплава. Некоторыеканалы полностьюизолированыот теплоносителя, и в них расположеныдатчики радиации.

Электрическаямощность РБМК- 1000 Мвт. АЭС среакторамиРБМК составляютзаметную долюв атомной энергетике.Так, ими оснащеныЛенинградская, Курская, Чернобыльская, Смоленская, ИгналинскаяАЭС.

Рис.5. Активнаязона реактораРБМК

ВВЭР и РБМК: сравнительныехарактеристики.

Проводясравнениеразличных типовядерных реакторов, стоит остановитсяна двух наиболеераспространенныхв нашей странеи в мире типахэтих аппаратов: ВВЭР (Водо-ВодянойЭнергетическийреактор) и РБМК(Реактор БольшойМощности Канальный).Наиболеепринципиальныеразличия: ВВЭР— корпуснойреактор (давлениедержится корпусомреактора); РБМК--канальныйреактор (давлениедержится независимов каждом канале); в ВВЭР теплоносительи замедлитель— одна и та жевода (дополнительныйзамедлительне вводится), в РБМК замедлитель— графит, атеплоноситель— вода; в ВВЭРпар образуетсяво втором корпусепарогенератора, в РБМК пар образуетсяв непосредственнов активной зонереактора (кипящийреактор) и прямоидет на турбину— нет второгоконтура. Из-заразличногостроения активныхзон параметрыработы у этихреакторов такжеразные. Длябезопасностиреактора имеетзначение такойпараметр, каккоэффициентреактивности — его можно образнопредставитькак величину, показывающую, как изменениятого или иногодругого параметрареактора повлияетна интенсивностьцепной реакциив нем. Если этоткоэффициентположительный, то при увеличениипараметра, покоторому приводитсякоэффициент, цепная реакцияв реакторе приотсутствиикаких-либодругих воздействийбудет нарастатьи в конце станетвозможнымпереход ее внеуправляемуюи каскаднонарастающую- произойдетразгон реактора.При разгонереактора происходитинтенсивноетепловыделение, приводящеек расплавлениютепловыделителей, стеканию ихрасплава внижнюю частьактивной зоны, что может привестик разрушениюкорпуса реактораи выбросурадиоактивныхвеществ в окружающуюсреду.

В даннойтаблице приведеныкоэффициентыреактивностидля РБМК и ВВЭР.

Коэффициентыреактивностиреакторов ВВЭРи РБМК.

Коэффициенты реактивности ВВЭР РБМК Паровой (при наличии пара в активной зоне) — (при появлении в активной зоне пара реактор глохнет) + (при появлении в активной зоне пара реактор разгоняется) Температуры теплоносителя — (при повышении температуры теплоносителя реактор глохнет) +(при повышении температуры теплоносителя реактор разгоняется) Плотности теплоносителя — (при снижении плотности теплоносителя, (в частности, при повышении его температуры) реактор глохнет) +(при снижении плотности теплоносителя, (в частности, при повышении его температуры) реактор разгоняется)

Пояснение.

В реакторе ВВЭР при появлении в активной зоне пара или при повышении температуры теплоносителя, приводящего к снижению его плотности, падает количество столкновений нейтронов с атомами молекул теплоносителя, уменьшается замедление нейтронов, вследствие чего все они уходят за пределы активной зоны, не реагируя с другими ядрами. Реактор останавливается.

В реакторе РБМК при вскипании воды или повышении ее температуры, приводящее к снижению ее плотности, уходит ее нейтронопоглощающее действие (замедлитель в этом реакторе и так уже есть, а у пара коэффициент поглощения нейтронов гораздо ниже, чем у воды). В реакторе нарастает цепная реакция и он разгоняется., что, в свою очередь, приводит к дальнейшему повышению температуры воды и ее вскипанию.

Следовательно, при возникновениинештатныхситуаций работыреактора, сопровождающихсяего разгоном, реактор ВВЭРзаглохнет, ареактор РБМКпродолжитразгон с нарастающейинтенсивностью, что может привестик очень интенсивномутепловыделению, результатомкоторого будетрасплавлениеактивной зоныреактора. Данноепоследствиеочень опасно, так как приконтактерасплавленныхциркониевыхоболочек сводой происходитразложениеее на водороди кислород, образующихкрайне взрывчатыйгремучий газ, при взрывекоторого неизбежноразрушениеактивной зоныи выброс радиоактивныхтоплива и графитав окружающуюсреду. Именнопо такому путиразвивалисьсобытия приаварии наЧернобыльскойАЭС. Поэтомув реакторе РБМКкак нигде важнароль защитныхсистем, которыебудут илипредотвращатьразгон реактора, или экстренноего охлаждатьв случае разгона, гася подъемтемпературыи вскипаниетеплоносителя.Современныереакторы типаРБМК оборудованыдостаточноэффективнымиподобнымисистемами, практическисводящими нанет риск развитияаварии (наЧернобыльскойАЭС в ночь авариипо преступнойхалатностив нарушениевсех инструкцийи запретов былиполностьюотключенысистемы аварийнойзащиты), но оподобной возможностиследует помнить.

Если подвестиитог, то реакторРБМК требуетменьшего обогащениятоплива, обладаетлучшими возможностямипо наработкеделящегосяматериала(плутония), имеетнепрерывныйэксплуатационныйцикл, но болеепотенциальноопасен в эксплуатации.Степень этойопасностизависит откачества системаварийнойзащиты и квалификацииэксплуатационногоперсонала.Кроме того, вследствиеотсутствиявторого контурау РБМК большерадиационныевыбросы в атмосферув течениеэксплуатации.

Реактор натяжелой воде.

В Канаде иАмерике разработчикиядерных реакторовпри решениипроблемы оподдержаниив реакторецепной реакциипредпочлииспользоватьв качествезамедлителятяжелую воду.У тяжелой водыочень низкаястепень поглощениянейтронов иочень высокиезамедляющиесвойства, превышающиеаналогичныесвойства графита.Вследствиеэтого реакторына тяжелой водеработают нанеобогащенномтопливе, чтопозволяет нестроить сложныеи опасные предприятияпо обогащениюурана. В принципехорошо спроектированныйи построенныйреактор натяжелой водеможет работатьдолгие годына естественномуране, нуждающемсялишь в выделенииего из руды, идавать дешевуюэнергию. Нотяжелая водаочень дорогав производстве, и поэтому вследствиенеизбежныхутечек ее изтрубопроводовсуммарныезатраты наэксплуатациюреактора возрастаюти приближаютсяк аналогичныму РБМК и ВВЭР.

В качестветеплоносителяпервого контураможет использоватьсязамедлитель- тяжелая вода, хотя имеютсяреакторы, гдетеплоноситель- легкая вода, а контуры циркуляциитеплоносителяи замедлителяразделены.

Конструкцияреактора вомногом аналогичнаконструкцииреактора ВВЭР.

Реактор сшаровой засыпкой.

В реакторес шаровой засыпкойактивная зонаимеет формушара, в которыйзасыпанытепловыделяющиеэлементы, такжешарообразные.Каждый элементпредставляетиз себя графитовуюсферу, в которуювкрапленычастицы оксидаурана. Черезреактор прокачиваетсягаз — чаще всегоиспользуетсяуглекислотаСО2.Газ подаетсяв активную зонупод давлениеми впоследствиипоступает натеплообменник.Регулированиереактораосуществляетсястержнями изпоглотителя, вставляемымив активнуюзону.

Экстренноеглушение реактораосуществляетсяпутем выстреливанияв активную зонуклина из поглотителя(рядом с реакторомустраиваютнекое подобиекороткой пушки, которая вэкстраординарнойситуации выстреливаетв реактор черезего корпусклинообразныйкусок поглотителя, при этом реакторсразу останавливается).Реактор с шаровойзасыпкой выгодноотличаетсятем, что в немпринципиальноне может произойтивзрыв гремучегогаза, и в случаеразгона реакторасомым неприятнымпоследствиембудет лишьрасплавлениетепловыделяющихэлементов иневозможностьдальнейшейэксплуатацииреактора. Взрыватакого реакторапри его разгонепроизойти неможет в принципе.С другой стороны, в случае попаданияводы в активнуюзону (например, из второгоконтура в случаепрорыва трубыв теплообменнике)разрушениереактора ивыброс радиоактивногогаза-теплоносителянеизбежно.

Реакторыс шаровой засыпкойв незначительномколичествестроились вВосточнойЕвропе и Америке.

Реактор набыстрых нейтронах.

Реактор набыстрых нейтронахочень сильноотличаетсяот реактороввсех остальныхтипов. Его основноеназначение- обеспечениерасширенноговоспроизводстваделящегосяплутония изурана-238 с цельюсжигания всегоили значительнойчасти природногоурана, а такжеимеющихсязапасов обедненногоурана. При развитииэнергетикиреакторов набыстрых нейтронахможет бытьрешена задачасамообеспеченияядерной энергетикитопливом.

Прежде всего, в реакторе набыстрых нейтронахнет замедлителя.В связи с этимв качестветоплива используетсяне уран-235, а плутонийи уран-238, которыемогут делитсяот быстрыхнейтронов.Плутоний необходимдля обеспечениядостаточнойплотностинейтронногопотока, которуюне может обеспечитьодин уран-238.Тепловыделениереактора набыстрых нейтронахв десять-пятнадцатьраз превосходиттепловыделениереакторов намедленныхнейтронах, всвязи с чемвместо воды(которая простоне справитсяс таким объемомэнергии дляпередачи)используетсярасплав натрия(его температурана входе — 370 градусов, а на выходе — 550, что в десятьраз выше аналогичныхпоказателей, скажем, дляВВЭР — там температураводы на входе- 270 градусов, ана выходе — 293).Опять-таки всвязи с большимтепловыделениемприходитсяоборудоватьдаже не два, атри контура(объем теплоносителяна каждомпоследующем, естественно, больше), причемво втором контуреиспользуетсяопять-такинатрий. Приработе такогореактора происходиточень интенсивноевыделениенейтронов, которые поглощаютсяслоем урана-238, расположенноговокруг активнойзоны. При этомэтот уранпревращаетсяв плутоний-239, который, в своюочередь, можетиспользоватьсяв реакторе какделящийсяэлемент. Плутонийиспользуетсятакже в военныхцелях.

В настоящеевремя реакторына быстрыхнейтронахширокогораспространенияне получили, в основномиз-за сложностиконструкциии проблемыполучениядостаточноустойчивыхматериаловдля конструкционныхдеталей. В Россииимеется толькоодин реактортакого типа(на БелоярскойАЭС). Считается, что такие реакторыимеют большоебудущее.

 6.Сравнение.

Если подводитьитог, то стоитсказать следующее.Реакторы ВВЭРдостаточнобезопасны вэксплуатации, но требуютвысокообогащенногоурана. РеакторыРБМК безопаснылишь при правильнойих эксплуатациии хорошо разработанныхсистемах защиты, но зато способныиспользоватьмалообогащенноетопливо илидаже отработанноетопливо ВВЭР-ов.Реакторы натяжелой водевсем хороши, но уж больнодорого добыватьтяжелую воду.Технологияпроизводствареакторов сшаровой засыпкойеще недостаточнохорошо разработана, хотя этот типреакторовстоило бы признатьнаиболее приемлемымдля широкогоприменения, в частности, из-за отсутствиякатастрофическихпоследствийпри аварии сразгоном реактора.За реакторамина быстрыхнейтронах — будущее производстватоплива дляядерной энергетики, эти реакторынаиболее эффективноиспользуютядерное топливо, но их конструкцияочень сложнаи пока ещемалонадежна.

 7.Факторы опасностиядерных реакторов.

Факторыопасностиядерных реакторовдостаточномногочисленны.Перечислимлишь некоторыеиз них.

Возможность аварии с разгоном реактора. При этом вследствие сильнейшего тепловыделения может произойти расплавление активной зоны реактора и попадание радиоактивных веществ в окружающую среду. Если в реакторе имеется вода, то в случае такой аварии она будет разлагаться на водород и кислород, что приведет к взрыву гремучего газа в реакторе и достаточно серьезному разрушению не только реактора, но и всего энергоблока с радиоактивным заражением местности.

Аварии сразгоном реактораможно предотвратить, применив специальныетехнологииконструкцииреакторов, систем защиты, подготовкиперсонала.

Радиоактивные выбросы в окружающую среду. Их количество и характер зависит от конструкции реактора и качества его сборки и эксплуатации. У РБМК они наибольшие, у реактора с шаровой засыпкой наименьшие. Очистные сооружения могут уменьшить их.

Впрочем, уатомной станции, работающейв нормальномрежиме, этивыбросы меньше, чем, скажем, уугольной станции, так как в углетоже содержатсярадиоактивныевещества, и приего сгоранииони выходятв атмосферу.

Необходимость захоронения отработавшего реактора.

На сегодняшнийдень эта проблемане решена, хотяесть многоразработокв этой области.

Радиоактивное облучение персонала.

Можно предотвратитьили уменьшитьприменениемсоответствующихмер радиационнойбезопасностив процессеэксплуатацииатомной станции.

Ядерный взрывни в одном реакторепроизойти впринципе неможет.

8. Заключение.

Атомнаяэнергетика- активно развивающаясяотрасль. Очевидно, что ей предназначенобольшое будущее, так как запасынефти, газа, угля постепенноиссякают, ауран — достаточнораспространенныйэлемент наЗемле. Но следуетпомнить, чтоатомная энергетикасвязана с повышеннойопасностьюдля людей, которая, в частности, проявляетсяв крайне неблагоприятныхпоследствияхаварий с разрушениематомных реакторов.В связи с этимнеобходимозакладыватьрешение проблемыбезопасности(в частности, предупреждениеаварий с разгономреактора, локализациюаварии в пределахбиозащиты, уменьшениерадиоактивныхвыбросов и др.)еще в конструкциюреактора, настадии егопроектирования.

Стоит такжерассматриватьдругие предложенияпо повышениюбезопасностиобъектов атомнойэнергетики, как то: строительствоатомных электростанцийпод землей, отправка ядерныхотходов в космическоепространство.

Целью настоящейработы быловсего лишьрассказатьо современнойатомной энергетике, показать устройствои основные типыядерных реакторов.К сожалению, объем докладане позволяетболее подробноостановитьсяна вопросахфизики реактора, тонкостяхконструкцииотдельных типови вытекающихиз них проблемэксплуатации, надежностии безопасности.

Список литературы

1. И.Х.Ганев.Физика и расчетреактора. Учебноепособие длявузов. М, 1992, Энергоатомиздат.

2. Л.В.Матвеев, А.П.Рудик. Почтивсе о ядерномреакторе. М.,1990, Энергоатомиздат.