XVIII Международный конкурс научно-исследовательских и творческих работ учащихся
Старт в науке
Безопасность атомной энергетики в России на современном этапе
Автор работы награжден дипломом победителя II степени
Полная версия работы доступна во вкладке "Файлы работы" в формате PDF
Введение.
Использование мирного атома - одно из развивающихся направлений в современной науке. Атомная энергетика остается предметом острых дебатов. Сторонники и противники атомной энергетики резко расходятся в оценках ее безопасности, надежности и экономической эффективности. Кроме того, широко распространено мнение о возможной утечке ядерного топлива из сферы производства электроэнергии и его использования для производства ядерного оружия.
Повсеместное применение ядерной энергии началось благодаря научно-техническому прогрессу не только в военной области, но и в мирных целях. Сегодня нельзя обойтись без нее в промышленности (атомные подводные лодки и ледоколы), энергетике и медицине.
Вместе с тем, использование ядерной энергии имеет не только преимущества, но и недостатки. Прежде всего, это опасность радиации, как для человека, так и для окружающей среды. Масштабная катастрофа на Чернобыльской АЭС, которая, помимо непосредственных последствий, серьёзно отразилась на всей ядерной энергетике в целом. После этой аварии темпы строительства новых АЭС существенно замедлились. Большое влияние на атомную энергетику оказала катастрофа на АЭС Фукусима-1, произошедшая в марте 2011 года в Японии. Она возникла в результате воздействия на АЭС сильного землетрясения и последовавшего за ним цунами.
Мы считаем актуальной тему нашего исследования, поскольку ядерная энергетика рассматривается как наиболее перспективная. Это связано как с относительно большими запасами ядерного топлива, так и с щадящим воздействием на среду при безопасной эксплуатации. К преимуществам относится также возможность строительства АЭС, не привязываясь к месторождениям ресурсов, поскольку их транспортировка не требует существенных затрат в связи с малыми объемами.
В связи с вышеизложенным в ходе нашего исследования мы поставили перед собой цель: выяснить насколько безопасно использование атомной энергии на современном этапе развития атомной энергетики в России.
Нами был поставлен ряд задач:
Познакомиться с историей развития атомной энергетики России.
Выяснить влияние последствий аварии на ЧАЭС на развитие современной атомной энергетики России.
Определить степень безопасности современных ядерных реакторов.
Проанализировать «Энергетическую стратегию Российской Федерации на период до 2035 года».
Гипотеза нашего исследования такова: атомная энергетика является наиболее безопасной на современном этапе развития энергетики в России.
Объектом исследования нашей работы является развитие атомной энергетики России на современном этапе.
Предметом исследования является система безопасности современных ядерных реакторов.
В нашей работе мы использовали следующие методы исследования:
Изучение литературы и других источников информации;
Анализ текстов и чертежей;
Метод обобщения
Глава 1.
Развитие атомной энергетики в России.
1.1. Становление атомной энергетики в СССР.
Еще до Великой Отечественной войны велись исследования в области ядерной физики. В 1918 году был сформирован Первый отдел в Комиссии Академии наук по изучению производительных и естественных сил России, в задачи которого входило исследование редких и радиоактивных материалов.
С участием ученых, среди которых был А.Ф. Иоффе, в 1920 году было организовано первое заседание Атомной комиссии. Спустя год Государственный ученый совет Наркомпроса учредил при Академии наук Радиевую лабораторию, в стенах которой проходило становление и развитие советской атомной науки и техники под управлением В.Г. Хлопина. Именно здесь впервые начали фундаментально исследовать свойства радиоактивных веществ и само явление радиоактивности.
В 1935 году группа сотрудников вместе с И.В. Курчатовым открыли явление ядерной изометрии – явления существования у ядер атомов изомерных состояний с достаточно большим временем жизни. В 1937 году был получен первый пучок ускоренных протонов. В 1939 году Советские ученые Ю.Б. Харитон, А.И. Лейпунский и Я.Б. Зельдович открыли спонтанное деление ядер урана и провели первые теоретические расчеты цепной ядерной реакции, что послужило утверждению Президиумом Академии наук СССР в 1940 году программы работ по изучению реакций деления урана.
Рис.1. Установка для расщепления атома в Радиевой лаборатории
Случившаяся война с Германией отодвинула на задний план работы в области изучения ядерной физики. Но в самый разгар Сталинградской битвы 1942 года Советское правительство получило известия о разработке ядерного оружия в Германии и США, что побудило Государственный комитет обороны возобновить прерванные работы в области физики атомного ядра. В тот же год комитет принял секретное постановление «Об организации работ по урану».
12 апреля 1943 была создана «Лаборатория измерительных приборов №2 Академии наук СССР», руководителем стал И.В. Курчатов.
Успешное испытание атомной бомбы США в 1945 году ускорило создание первого Советского ядерного реактора. Уже в 1946 году появился реактор Ф-1, в котором, под руководством И.В. Курчатова, была осуществлена самоподдерживающаяся цепная реакция деления урана. Успешное испытание позволило запустить промышленный реактор по производству плутония в 1948 году. А уже 29 августа 1949 года прошло испытание первой советской атомной бомбы РДС-1 на Семипалатинском полигоне, что в дальнейшем положило начало испытаниям новых боевых образцов вооружения.
Вместе с военными разработками, также проводились работы по мирному использованию атомной энергии. Так, 16 мая 1950 года Советское правительство выпустило постановление «О научно-исследовательских, проектных и экспериментальных работах по использованию атомной энергии для мирных целей». В мае 1950 года началось строительство первой в мире АЭС, которая, под руководством Курчатова, заработала 26 июня 1954. АЭС располагалась в городе Обнинск, ее мощность была 5 МВт.
В июне 1955 года началась разработка программы развития ядерной энергетики в СССР под руководством И.В. Курчатова и А.П. Александрова. В том же году был запущен первый в мире реактор на быстрых нейтронах БР-1 с нулевой мощностью, спустя год – БР-2 с тепловой мощностью 100 КВт.
Началась масштабная программа по строительству мощных атомных электростанций. Первый реактор типа ВВЭР-1 (водо-водяной энергетический реактор) мощностью 210 МВт был запущен в 1964 году на Нововоронежской АЭС. Второй блок мощностью 350 МВт запущен в декабре 1969.
Развернулось строительство АЭС как на родине, так и за рубежом. С 1957 по 1967 год в странах Азии, Африки, Восточной Европы СССР было построено 25 атомных установок.
В 1967 году в Институте физики высоких энергий запущен крупнейший ускоритель протонов У-70 на энергию 70 миллиардов электронвольт.
Рис. 2. Энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350.
В 1973 году в городе Шевченко (г. Актау н.в.) запустили первый в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350. Спустя год на Ленинградской АЭС состоялся запуск первого реактора РБМК (реактор большой мощности канальный) с мощностью 1000 МВт.
26 апреля 1986 года произошла авария на Чернобыльской АЭС. После ужасной катастрофы развитие атомной энергетики затормозилось, однако с января 1992 года начался процесс восстановления отрасли. Министерство атомной энергии и промышленности СССР (преемник Минсредмаша) преобразовали в Министерство Российской Федерации по атомной энергии, которому передали 80% предприятий, 9 АЭС с 28 энергоблоками.
Развитие атомной энергетики России на современном этапе.
В 2004 году Министерство атомной энергии упразднили, функции передали Федеральному агентству по атомной энергии, на базе которого в 2007 году создали государственную корпорацию «Росатом». Госкорпорация управляет всеми ядерными активами страны, которые сконцентрированы в рамках принадлежащего «Росатому» холдинга «Атомэнергопром». В него входят:
«Концерн Росэнергоатом» - управляющая компания российских АЭС;
«ТВЭЛ» - корпорация, объединяющая активы по фабрикации обогащенного урана;
«Атомэнергомаш» - машиностроительный дивизион «Атомэнергопрома»;
«Атомредметзолото» - корпорация, занимающаяся добычей урана и объединяющая горнорудные активы Росатома.
С 2000 года по сегодняшний день число действующих АЭС выросло до 11, на которых эксплуатируются 38 энергоблоков мощности 30,3 ГВт:
Энергоблоки с канальными реакторами. 10 энергоблоков с реакторами типа РБМК-1000 и 3 энергоблока с реакторами типа ЭГП-6;
Энергоблоки с реакторами типа ВВЭР. 13 энергоблоков ВВЭР-1000, 5 энергоблоков ВВЭР-440 с различными модификациями и 3 энергоблока ВВЭР-1200;
Энергоблоки с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением. БН-600 и БН-800;
2 реактора ПАТЭС (плавучая атомная теплоэлектростанция) типа КЛТ-40С мощности 35МВт.
На сегодняшний день атомная отрасль России это мощный комплекс из более чем 350 предприятий и организаций. Доля атомной энергетики в энергобалансе страны в настоящее время составляет около 19%.
В нашей работе мы приведем примеры ныне работающих АЭС, введенных в эксплуатацию в конце XX века.
Ленинградская АЭС. Строительство было начато в июле 1967 года, 22 декабря 1973 года состоялся запуск первого энергоблока. На сегодняшний день обеспечивает более 50% энергопотребления в Санкт Петербурге и области, крупнейший производитель электрической энергии на Северо-Западе России. Была первой станцией с реакторами РБМК-1000. Эксплуатирует 4 реактора типа ВВЭР-1000 мощностью 1000 МВт каждый.
Ростовская АЭС. Строительство началось в 1977 году, введена в эксплуатацию в декабре 2001 года. Является одним из крупнейших предприятий энергетики Юга России, производит 46% электроэнергии в регионе. Мощность АЭС – 4030 МВт. Эксплуатирует 4 реактора типа ВВЭР-1000.
Калининская АЭС. Расположена на севере Тверской области в 150 км от города Тверь. Сооружение первого блока началось в 1974 году, пуск состоялся 9 мая 1984 года. Вырабатывает 70% электроэнергии, производимой в Тверской области. Установленная мощность – 4000 МВт, состоит из двух очередей, каждая очередь включает в себя два реактора типа ВВЭР-1000.
Смоленская АЭС. Расположена на юге Смоленской области в 3 км от города Десногорск. Строительство было начато в 1975 году, введена в эксплуатацию в 1982.
Вырабатывает около 20 млрд. киловатт часов электроэнергии: около 80% электроэнергии в Смоленской области и 13% энергии, вырабатываемой на АЭС России. Была признана лучшей АЭС России по направлению «Физическая защита». Суммарная установленная мощность – 3000 МВт, эксплуатирует 3 реактора РБМК-1000.
Белоярская АЭС им. И.В. Курчатова. Первая АЭС с реакторами разных типов на площадке. Расположена в Свердловской области. В 1957 году было принято решение о строительстве АЭС в Белоярском районе, пуск первого энергоблока состоялся в апреле 1964.На Белоярской АЭС эксплуатируется один из лучших ядерных реакторов мира по показателям надежности и безопасности – самый мощный реактор на быстрых нейтронах БН-800. Энергетическая мощность – 1485 МВт. Всего энергоблоков 4, два реактора на тепловых нейтронах АМБ-100 и АМБ-200 остановлены. В настоящее время работают два реактора: БН-600 и БН-800.
Нововоронежская АЭС. Первая в России АЭС с реакторами типа ВВЭР. Расположена в Воронежской области на расстоянии 3,5 км от города Нововоронеж. Крупнейший производитель электроэнергии Воронежской области: около 85% вырабатываемого электричества и до 90% вырабатываемой теплоэнергии. Строительство началось в 1958 году, ввод в эксплуатацию приходится на сентябрь 1964 года.
Насчитывает 7 энергоблоков, первые пять реакторов являются головными прототипами серийных энергетических реакторов ВВЭР. Электрическая мощность станции – 3778 МВт. Эксплуатирует реакторы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, а также два реактора типа ВВЭР-1200.
Курская АЭС. Курская АЭС является важнейшим узлом Единой энергетической системы России, потребителем которой является энергосистема «Центр», охватывающая 19 областей Центрального федерального округа России. Расположена в городе Курчатов Курской области. Начало строительства – 1971 год, ввод в эксплуатацию – 19 декабря 1976 года. Электрическая мощность – 4000 МВт. Использует 4 канальных реактора кипящего типа с графитовым замедлителем и водяным теплоносителем РБМК-1000.
Типы ядерных реакторов, эксплуатируемых в России.
На атомных станциях России используют ядерные реакторы следующих основных типов:
водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя;
графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем;
тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя;
графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.
Действующие в настоящее время АЭС по технологическим требованиям работают главным образом в базовой части графика нагрузки энергосистемы с продолжительностью использования установленной мощности 6500-7000 ч/год.
Рис. 3. Технологические схемы АЭС.
Одноконтурная технологическая схема АЭС
Одноконтурная схема с кипящим реактором и графитовым замедлителем типа РБМК-1000 применена на Ленинградской АЭС. Реактор работает в блоке с двумя конденсационными турбинами типа К-500-65/3000 и двумя генераторами мощностью 500 МВт. Кипящий реактор является парогенератором и тем самым предопределяет возможность применения одноконтурной схемы. Начальные параметры насыщенного пара перед турбиной: температура 284°С, давление пара 7,0 МПа. Одноконтурная схема относительно проста, но радиоактивность распространяется на все элементы блока, что усложняет биологическую защиту.
Двухконтурная технологическая схема АЭС
Двухконтурную схему применяют в водо-водяном реакторе типа ВВЭР. В активную зону реактора подается под давлением вода, которая нагревается до температуры 568-598°С при давлении 12,25-15,7 МПа. Энергия теплоносителя используется в парогенераторе для образования насыщенного пара. Второй контур нерадиоактивен. Блок состоит из одной конденсационной турбины мощностью 1000 МВт или двух турбин мощностью по 500 МВт с соответствующими генераторами.
Трехконтурная технологическая схема АЭС
Трехконтурную схему применяют на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН-600. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой, сооружают второй контур с нерадиоактивным натрием. Таким образом схема получается трехконтурной. Реактор БН-600 работает в блоке с тремя конденсационными турбинами К-200-130 с начальным давлением пара 13 МПа и температурой 500°С.
При работе АЭС, не потребляющих органическое топливо (уголь, нефть, газ), в атмосферу не выбрасываются окислы серы, азота, углекислый газ; это позволяет снизить «парниковый эффект», ведущий к глобальному изменению климата.
Водо-водяной ядерный реактор — реактор, использующий в качестве замедлителя и теплоносителя обычную (лёгкую) воду. Наиболее распространённый в мире тип водо-водяных реакторов — с водой под давлением. В России производятся реакторы ВВЭР, в других странах общее название таких реакторов — PWR (реактор с водой под давлением, от англ. pressurized water reactor). Другой тип водо-водяных реакторов — «кипящие».
Рис. 4. Схема ВВЭР.
Реактор ВВЭР, водо-водяной энергетический реактор – реактор корпусного типа, с гетерогенной активной зоной с «тепловым» спектром нейтронов. В качестве топлива в нем используется двуокись урана UО2 , обогащенная изотопом U235, в качестве замедлителя – обычная вода, которая одновременно является теплоносителем.
Преимущества
Ректор можно считать использование реактора корпусного типа, двухконтурной схемы, а также водный теплоноситель в обоих контурах. Его главными достоинствами являются, во-первых, компактность и относительная простота конструкции, во-вторых, хорошая управляемость.
Недостатки
К недостаткам водо-водяных реакторов стоит отнести необходимость подбора коррозионно-устойчивых материалов для ТВЭЛов и корпуса реактора. Использование двухконтурной схемы добавляет потери теплоты в парогенераторе, но имеет свои плюсы ввиду нерадиоактивности второго контура: повышение срока службы элементов ПТУ и относительной безопасности утечки.
Графитно-водный реактор (уран-графитовый, водно-графитовый реактор), гетерогенный ядерный реактор на тепловых нейтронах, в котором замедлителем служит графит, а теплоносителем - обычная вода; относится к классу канальных реакторов. Активная зона (А3) графито-водного реактора на тепловых нейтронах состоит из ядерного топлива, обогащённого 235U (до 6,5%), и графитовых блоков, пронизанных металлическими каналами, по которым протекает теплоноситель. В каналах или на их внешних стенках размещаются твэлы. А3 окружается герметическим кожухом. Отсутствие тяжёлого громоздкого корпуса, несущего давление, - главная особенность графито-водного реактора. За счёт увеличения числа каналов можно создать реактор мощностью до нескольких гигаватт. В реакторах такого типа смена твэлов может производиться с помощью специального приспособления с дистанционным управлением без остановки реактора и без снижения его мощности (перегрузка «на ходу»), графито-водный реактор обладает малой энергонапряжённостыо на единицу объёма активной зоны.
Рис.5. Схема ГВР
Преимущества:
Технология изготовления таких реакторов хорошо изучена и отработана.
Вода, обладая хорошими теплопередающими свойствами, относительно просто и с малыми затратами мощности перекачивается насосами.
В реакторах с водяным теплоносителем-замедлителем при соответствующей конструкции активной зоны можно достичь отрицательного температурного коэффициента реактивности, что предохраняет реактор от самопроизвольного повышения мощности.
Позволяет создавать блоки мощностью до 1600 МВт.
Недостатки:
Вода взаимодействует с ураном и его соединениями (корродирует) при аварийных ситуациях, поэтому тепловыделяющие элементы должны снабжаться антикоррозионными покрытиями (обычно цирконий). При повышенных температурах воды конструкционные материалы также должны подбираться с достаточно хорошими антикоррозионными свойствами
Высокую интенсивность коррозии многих металлов в воде выше 300 °C + высокое давление воды.
Нужен парогенератор.
Возможность аварии с течью теплоносителя и необходимость средств для её компенсации.
Тяжеловодный ядерный реактор (англ. Pressurised Heavy Water Reactor (PHWR)) — ядерный реактор, который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D2O — тяжёлую воду.
Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем лёгкий водород, такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс (то есть для них требуется менее обогащённый уран), что позволяет использовать в качестве топлива природный уран в энергетических реакторах или использовать «лишние» нейтроны для наработки изотопов. У тяжелой воды очень низкая степень поглощения нейтронов и очень высокие замедляющие свойства, превышающие аналогичные свойства графита.
Вследствие этого реакторы на тяжелой воде работают на необогащенном топливе, что позволяет не строить сложные и опасные предприятия по обогащению урана. Конструкция реактора во многом аналогична конструкции реактора ВВЭР.
Преимущества.
К достоинствам относятся более умеренные требования к топливным каналам (они тонкостенные), отсутствие необходимости их объединения в сложные системы труб высокого давления. Физическая эффективность корпусных конструкций может быть также несколько выше.
Недостатки.
Для увеличения мощности тяжеловодного реактора, работающего на природном уране, до хотя бы сравнимых уровней необходимо пропорциональное наращивание активной зоны — большее (в расчете на единицу мощности), чем для легководных реакторов, работающих с обогащенным топливом, не говоря о быстрых или высокотемпературных конструкциях. Это особенно проблематично для тяжеловодной концепции, которая в буквальном смысле упирается в размеры корпуса реактора: увеличение объема корпуса давления сопряжено с прогрессирующим ростом сложностей его изготовления и, соответственно, стоимости. Кроме того, увеличение объема корпуса требует больших объемов дорогостоящей тяжелой воды.
ГРАФИТО-ГАЗОВЫЙ РЕАКТОР, корпусной ядерный реактор на тепловых нейтронах, в котором замедлителем служит графит, а теплоносителем - газ (обычно СО2, реже Не). Активная зона (А3) графито-газового реактора включает в себя замедлитель, изготовленный из графитовых блоков с каналами для прохода теплоносителя, и твэлы. Получили распространение графито-газовые реакторы нескольких типов. В реакторах Magnox твэлы представляют собой стержни из естественного металлического 235U в оболочке из магниевого сплава, известного как Magnox (отсюда название реактора), слабо поглощающего нейтроны. Теплоноситель (СО2) прокачивают через реактор под давлением 2 МПа; температура на выходе А3 около 400 °С, кпд до 28%. Характерная особенность таких реакторов - сравнительно малое энерговыделение на единицу объёма А3 (на 1 тонн топлива) и, как следствие, значительные размеры А3. Например, в реакторе АЭС Wylfa (Великобритания) мощностью 875 МВт А3 имеет диаметр 17,4 м, высоту 9,1 м; средняя плотность энерговыделения топлива составляет 3,15 МВт/т.
Рис. 6. Схема ГГР.
Достоинства:
Можно получить высокую температуру газа при низких давлениях. – можно поднять параметры пара второго контура – повысить КПД.
Сечение захвата очень маленько – паразитический захват маленький – нейтронный баланс лучше.
Газ менее химически активен – снижает вероятность коррозии и не требуется отделять теплоноситель от графитового замедлителя.
ГГР лучше совмещаются с дисперсионным топливом.
Воздействие на окружающую среду предпочтительнее
Более простое управление (отрицательный температурный коэффициент реактивности).
Доступность материалов.
Возможность перегрузки без останова реактора.
Недостатки:
Проблемы отвода теплоты из-за низкой теплоемкости и теплопроводности газа – отсюда – большие габариты – используются оребренные ТВЭЛы.
Большие затраты на прокачку теплоносителя из-за больших объемов и низкой плотности.
Необходимость повышения давления газового теплоносителя.
Большие габариты и объемы – большая стоимость установки.
Причины катастрофы на Чернобыльской атомной электростанции.
На ЧАЭС действующим реактором был РБМК – 1000, т.е. графито-водный с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем (реактор большой мощности канальный мощностью 1000 мегаватт). По сути, это графитовый цилиндр с множеством отверстий (каналов). Графит выполняет роль замедлителя, а через технологические каналы загружается ядерное топливо в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). ТВЭЛы сделаны из циркония, металла с очень маленьким сечением захвата нейтронов. Они пропускают нейтроны и тепло, которое нагревает теплоноситель, препятствуя утечке продуктов распада. ТВЭЛы могут объединяться в тепловыделяющие сборки (ТВС). Тепловыделяющие элементы характерны для гетерогенных ядерных реакторов, в которых замедлитель отделен от горючего.
РБМК — одноконтурный реактор. В качестве теплоносителя используется вода, которая частично превращается в пар. Пароводяная смесь поступает в сепараторы, где пар отделяется от воды и направляется на турбогенераторы. Отработанный пар конденсируется и вновь поступает в реактор.
В конструкции РБМК имелся недостаток, сыгравший роковую роль в катастрофе на Чернобыльской АЭС. Дело в том, что расстояние между каналами было слишком большим и слишком много быстрых нейтронов тормозилось графитом, превращаясь в тепловые нейтроны. Они хорошо поглощаются водой, но там постоянно образуются пузырьки пара, что снижает абсорбционные характеристики теплоносителя. В результате повышается реактивность, вода еще сильнее нагревается. То есть РБМК отличается достаточно высоким паровым коэффициентом реактивности, что осложняет контроль за протеканием ядерной реакции. Реактор должен оснащаться дополнительными системами безопасности, работать на нем должен только высококвалифицированный персонал.
В РБМК имеется множество систем обеспечения безопасности, включая применение независимых петель контура охлаждения реактора, использования системы аварийного охлаждения реактора (САОР) и системы аварийного отключения реактора (SCRAM). Но там не было предусмотрено такой части, что не дало бы операторам реактора по собственному усмотрению отключить все эти системы безопасности. В результате то, что должно было стать простым испытанием турбогенератора в режиме выбега (что предусматривало использование кинетической энергии, запасённой во вращающемся роторе турбогенератора, для выработки электроэнергии, необходимой для питания циркуляционных насосов в аварийной ситуации), превратилось в катастрофу.
У реактора РБМК есть одна особенность, которая выражается в том, что он крайне нестабилен и сложен в управлении на низких уровнях мощности. Учитывая положительный паровой коэффициент реактивности, несовершенство конструкции управляющих стержней и образование, в качестве побочного продукта работы реактора, ксенона-135, поглощающего много нейтронов, мощность реактора упала менее чем до 100 МВт. Это привело к тому, что операторы начали убирать всё больше и больше управляющих стержней (включая стержни, имеющие отношение к автоматической системе управления) в попытке увеличить реактивность реактора. Это позволило реактивности медленно вырасти и дойти до уровней, близких к тем, которые требовались для проведения эксперимента.
Поток охлаждающей жидкости в ядре реактора был усилен для получения большего количества пара, но это понизило реактивность, поэтому два насоса были остановлены для того чтобы снова повысить реактивность реактора. В этой ситуации, когда практически все управляющие стержни были вынуты из реактора, и когда были отключены все системы безопасности, эксперимент свернули, несмотря на то что падение мощности, выдаваемой замедляемым генератором, привело к понижению давления воды, охлаждающей реактор. И, наконец, было принято решение воспользоваться системой аварийного отключения реактора, что привело бы к сравнительно быстрому вводу управляющих стержней в реактор для его остановки.
Стержни вытесняли воду из каналов, создавая пустоты, а графит на концах стержней способствовал повышению реактивности реактора. В результате роста реактивности в нижней части реактора теплоотдача реактора подскочила примерно до 30000 МВт (при номинальной теплоотдаче в 3000 МВт). Вода, охлаждающая реактор, немедленно закипела, циркониевая оболочка топливных стержней расплавилась, она прореагировала с паром, а в результате этой реакции выделился водород.
Первым взрывом (возможно, его причиной стал перегретый пар) сбросило крышку реактора и повредило крышу здания. Второй взрыв, который произошёл через несколько секунд (это, вероятно, взорвалась смесь водорода с кислородом), разрушил ядро реактора и прекратил цепную ядерную реакцию. Всё, что осталось от реактора №4, представляло собой разбросанные повсюду радиоактивные фрагменты ядра реактора и раскалённый кориум — лаваподобная масса, состоящая из компонентов расплавленной активной зоны ядерного реактора, которая затекла в подвал здания реактора. Тем временем в ядре реактора загорелся графит, в воздух поднялся столб радиоактивного дыма, что и привело к радиационному заражению.
Конец эпохи РБМК.
В наши дни всё ещё работают девять реакторов РБМК. Все они расположены в России. А три реактора, оставшиеся на Чернобыльской АЭС, были постепенно выведены из эксплуатации. Работающие реакторы РБМК усовершенствовали, учтя опыт катастрофы. А именно, речь идёт о следующих улучшениях:
Использование топлива с более высоким уровнем обогащения урана, что позволяет скомпенсировать наличие дополнительных управляющих стержней.
Использование большего количества поглотителей нейтронов для стабилизации реактора на низких уровнях мощности.
Ускорение работы системы аварийного отключения реактора (12 секунд вместо 18).
Ограничение доступа к органам управления реактором, отключающим системы безопасности.
Вот главные следствия этих изменений: значительно уменьшился положительный паровой коэффициент реактивности, реактором стало намного легче управлять на низких уровнях мощности, у операторов стало гораздо меньше возможностей для «импровизаций».
Учитывая то, что реакторы типа РБМК и подобные им в наши дни совершенно не пользуются поддержкой общественности, в России будущее атомной электроэнергетики строится на реакторах типа ВВЭР. В частности, речь идёт о реакторе ВВЭР-1200, относящемуся к поколению 3+. В таких реакторах обычная вода используется для замедления нейтронов, для охлаждения реактора, а так же — для поглощения нейтронов. Такие реакторы, при создании которых соблюдаются международные стандарты безопасности, заменят в будущие годы оставшиеся на российских атомных электростанциях реакторы РБМК.
Выводы по первой главе.
Ученые вот уже много лет ведут разработки ядерных реакторов с так называемой естественной безопасностью. Что это означает? На таких реакторах принципиально не могут происходить тяжелые аварии, защита от них базируется только на законах физики. Даже если все стержни регулирования мощности и аварийной защиты будут извлечены, разрушения топлива не произойдет. Для этого в таком реакторе будет использоваться тяжелый металлический теплоноситель (свинец или свинец-висмут). Такой теплоноситель не горит и не может вытекать в больших количествах из активной зоны.
Кроме того, по мнению специалистов, на АЭС будущего начнет применяться плотное ядерное топливо и равновесное количество делящихся элементов (сколько делится и выделяет энергию, столько же вновь образуется). Это исключит возможность разгона реактора на мгновенных нейтронах (что произошло на Чернобыльской АЭС). В топливном цикле реактора не будет лишних делящихся элементов, которые можно было бы изъять без того, чтобы реактор встал, нет необходимости обогащать уран. Кроме того, ядерное топливо в замкнутом топливном цикле станут смешивать с высокорадиоактивными элементами, поэтому проблема хищения делящихся материалов перестанет существовать.
Работа над созданием таких реакторов и их топливного цикла уже активно ведется. К 2020 году должен заработать первый опытный реактор БРЕСТ-300, проектируется реактор СВБР-100, ведутся испытания плотного топлива и технологий переработки. Энергокомплексы на основе подобных реакторов и пристанционного топливного цикла можно будет свободно продавать в неядерные страны, не опасаясь хищения радиоактивных материалов для создания ядерного оружия. Эксперты считают, что переход атомной энергетики на реакторы естественной безопасности произойдет эволюционно, начиная с 2025‑2030 годов.
Глава 2.
Стратегия развития атомной энергетики в России.
2.1. Особенности энергетической стратегии России до 2035 года.
Программой развития атомной энергетики России предусмотрено наращивание доли атомных электрических станций (АЭС) в энергосистемах европейской части страны. Согласно энергетической стратегии развития России на период до 2035 г. развитие атомной энергетики и ядерного топливного цикла является стратегической целью. В этой связи в России к 2050 г. ожидается увеличение доли АЭС с 19 до 22%.
Наряду с продолжением строительства атомных электростанций с традиционными реакторами на тепловых нейтронах сооружаются атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах и соответствующие предприятия замкнутого топливного цикла.
Таким образом будут построены и внедрены 6 новых типов реакторов никогда ранее не строившиеся в России:
БН-800,
БН-1200,
ВВЭР-600,
ВВЭР-1200,
ВВЭР-1300-ТОИ,
БРЕСТ-ОД-300.
РИ
Рис. 7. Генеральный план строительства АЭС в России до 2035 года.
2.2. Будущее атомной энергетики за реакторами ВВЭР.
Высокая степень безопасности АЭС России обеспечена множеством факторов. Основные из них – это принцип самозащищенности реакторной установки, наличие нескольких барьеров безопасности.
Необходимо отметить также применение на современных российских атомных энергоблоках активных (то есть требующих вмешательства человека и наличия источника энергоснабжения) и пассивных (не требующих вмешательства оператора и источника энергии) систем безопасности. Кроме того, на всех станциях действует культура безопасности на всех этапах жизненного цикла: от выбора площадки (обязательно только в тех в местах, где отсутствуют запрещающие факторы) до вывода из эксплуатации. Во многом благодаря сочетанию этих элементов опыт стабильной эксплуатации водо-водяных реакторов ВВЭР составляет уже более 1400 реакторо-лет.
В реакторах ВВЭР применена конструкция активной зоны, которая обеспечивает «самозащищенность» реактора или его «саморегулирование». Если поток нейтронов увеличивается, растет температура в реакторе и повышается паросодержание. Но реакторные установки сконструированы таким образом, что само повышение паросодержания в активной зоне приведет к ускоренному поглощению нейтронов и прекращению цепной реакции. Этот эффект специалисты называют отрицательным «коэффициентом» реактивности, как температурным, так и паровым. Таким образом, сама физика реактора обеспечивает самозащищенность на основе естественных обратных связей («отрицательная реактивность»).
Чтобы быстро и эффективно остановить цепную реакцию, нужно «поглотить» выделяемые нейтроны. Для этого используется поглотитель (как правило, карбид бора). Стержни с поглотителем вводятся в активную зону, нейтронный поток поглощается, реакция замедляется и прекращается. Для того, чтобы стержни попали в активную зону при любых условиях, на российских АЭС их подвешивают над реактором и удерживают электромагнитами. Такая схема гарантирует опускание стержней даже при обесточивании энергоблока: электромагниты отключатся и стержни войдут в активную зону просто под действием силы тяжести (без каких-либо дополнительных команд персонала). В этом отличие отечественных проектов от американского, использованного в Японии на АЭС «Фукусима-1» (он предполагал введение стержней снизу).
На российских АЭС в основном применяются двухконтурные схемы, в которых тепло может отводиться без участия каких-либо внешних источников водоснабжения. Двухконтурная схема принципиально более безопасна, чем использованная в Японии одноконтурная, потому что все радиоактивные среды находятся внутри защитной оболочки (контайнмента), а в первом контуре нет пара - риск «оголения» топлива и его перегрева принципиально ниже. Кроме того, реакторы ВВЭР комплектуются 4 парогенераторами, системы отвода тепла многопетлевые, то есть в них обеспечиваются значительные резервы воды. Если все же подача воды через резервные трубы необходима, на АЭС установлены отдельные насосы аварийного расхолаживания (по насосу на каждую трубу).
На российских АЭС с водо-водяными реакторами (ВВЭР) с учетом принципа единичного отказа и возможного необнаруживаемого отказа предусмотрены три независимых канала систем безопасности, каждый из которых может выполнить функции всей системы. Системы безопасности рассчитаны на ликвидацию максимальной проектной аварии с разрывом главного циркуляционного трубопровода первого контура максимального диаметра. Запасы воды также обеспечены многократно: сначала она будет подана из резервных емкостей, установленных в самом энергоблоке, а затем, если этой воды будет все еще недостаточно, вода начнет подаваться из трех дополнительных резервуаров. Питание всех резервных насосов обеспечивается также автономно: каждый будет работать от своего дизель-генератора. Все генераторы располагаются в отдельных строениях, что не допускает их одномоментного выхода из строя. Любой из этих каналов (в случае отказа остальных) обеспечивает полный отвод тепла.
Работа всех этих защитных систем вместе потребуется только в случае максимальной проектной аварии. Все это количество воды, пролитое в реактор, аккумулируется специальной системой сбора и охлаждения. Собранную воду система подаст в активную зону вновь, то есть, как говорят специалисты, будет обеспечена рециркуляция теплоносителя.
2.3. Общественное мнение об атомной энергетике.
Отношение к ядерной энергетике у разных слоёв населения разное. С целью доказательства или опровержения нашей гипотезы мы провел социологический опрос, состоящий из трех вопросов, представленных ниже. В опросе приняли участие 28 человек в возрасте от 15 до 68 лет.
Как вы считаете, является ли ядерная энергетика более безопасной, чем альтернативные источники электроэнергии (например, угольная энергетика)?
Да — 65 %
Нет — 30%
Затрудняюсь ответить — 5 %
Как бы вы отнеслись к тому, если бы рядом с вашим домом стояла АЭС?
Положительно — 35 %
Отрицательно — 40 %
Всё равно — 25 %
Вы считаете, что выгоды для населения от работы АЭС превышают создаваемые ею риски?
Да — 80 %
Нет — 20 %
Исходя из анализа «Стратегии развития атомной энергетики в России до 2035 года» и проведенного нами опроса населения мы можем сделать вывод о том, что наша гипотеза о безопасности атомной энергетики на современном этапе развития в России подтвердилась.
Заключение
Подводя итоги нашего исследования отметим, что АЭС Российской Федерации эксплуатируются надежно и безопасно, что подтверждается результатами регулярных проверок как независимых органов (Ростехнадзора), так и международных организаций (ВАО АЭС и др.). С 1998 года на российских АЭС не зафиксировано ни одного нарушения безопасности, классифицируемого выше первого уровня по Международной шкале INES.
Высокая степень безопасности АЭС России обеспечена множеством факторов. Основные из них – это принцип самозащищенности реакторной установки, наличие нескольких барьеров безопасности.
В России принята беспрецедентная стратегия развития АЭС на долгосрочную перспективу. Вместе с тем, в этом скрывается одна из главных проблем, связанная с проблемой обеспечения базисного режим работы АЭС.
Система безопасности современных российских АЭС состоит из четырех барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду. Первый – это топливная матрица, предотвращающая выход продуктов деления под оболочку тепловыделяющего элемента. Второй – сама оболочка тепловыделяющего элемента, не дающая продуктам деления попасть в теплоноситель главного циркуляционного контура. Третий - главный циркуляционный контур, препятствующий выходу продуктов деления под защитную герметичную оболочку. Наконец, четвертый – это система защитных герметичных оболочек (контайнмент), исключающая выход продуктов деления в окружающую среду. Если что-то случится в реакторном зале, вся радиоактивность останется внутри этой оболочки.
В частности, одним из элементов системы аварийного охлаждения активной зоны современных российских АЭС являются специальные емкости с борной кислотой, находящиеся над реактором. Каждая емкость представляет собой толстостенный сосуд из двухслойной стали объемом 60 кубических метров, работающий под давлением в 60 атмосфер и выше. В случае максимальной проектной аварии – разрыва первого контура охлаждения реактора – содержимое этих емкостей самотеком оказывается внутри активной зоны реактора, и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны. Такого количества раствора достаточно для охлаждения активной зоны до подключения системы аварийного расхолаживания и охлаждения бассейна выдержки.
Стечение природных катаклизмов на территории расположения АЭС в России, которые могут повлечь за собой аварию, сопоставимую с аварией на станции «Фукусима-1», невозможно. В настоящее время все российские АЭС находятся в зонах низкой сейсмоопасности. В европейской части нашей страны, на Великорусской плите, которая считается устойчивым массивом, землетрясения либо не происходят вовсе, либо происходят, но с небольшой интенсивностью (не более 5-6 баллов по шкале Рихтера).
Наконец, наличие собственных сил гражданской обороны и ликвидации последствий чрезвычайных ситуаций (ГО и ЧС) на каждой АЭС делает максимально оперативным реагирование на нештатные ситуации. Эти подразделения находятся в постоянной готовности и оснащены необходимыми техническими средствами, в том числе резервными источниками питания и резервными насосами. Обычные пожарные машины могут подключаться к любому энергоблоку через специальные штуцеры на корпусах блоков, которые разнесены на разные стороны с тем, чтобы не быть одновременно поврежденными. Существуют специальные штабы по управлению кризисными ситуациями (например, Ситуационно-кризисный центр Росатома и такой же собственный центр АО «Концерн Росэнергоатом»), осуществляется планирование мероприятий в случае ЧС, регулярно проводятся соответствующие учения. Такие антикризисные центры в случае необходимости оперативно согласуют свои действия с МЧС РФ и Министерством энергетики РФ. Наконец, существуют также убежища и средства защиты персонала на площадке каждой АЭС.
На всех российских станциях после аварии на Чернобыльской АЭС были проведены дополнительные исследования возможных аварийных ситуаций и путей их преодоления. Были предприняты усилия по минимизации роли человеческого фактора в кризисных ситуациях, была проведена модернизация систем безопасности на старых станциях. В результате на всех действующих станциях нашей страны есть несколько систем, которые включаются одна за другой в случае возникновения ситуации обесточивания, полностью исключая возможность такого развития событий, какое имело место в Японии.
Наконец, на всех российских атомных станциях установлена автоматическая система контроля радиационной обстановки (АСКРО). Она предусматривает наличие датчиков, которые фиксируют уровень радиации вокруг радиационно опасных объектов в режиме реального времени. Показания этих приборов передаются на специальный сайт в Интернете.
Наша гипотеза полностью подтверждена.
Список литературных источников:
Энергетическая стратегия Российской Федерации на период до 2035 года. http://static.government.ru/media/files/w4sigFOiDjGVDYT4IgsApssm6mZRb7wx.pdf
О.Б. Самойлов, Г.Б. Усынин, А.М. Бахметьев. Безопасность ядерных энергетических установок. Учебное пособие. 1989 год. 280 с.
Н.Н. Пономарев-Степной, Е.С. Глушков, В.Н. Гребенник, Е.И. Гришанин, А.Е. Глушков, В.Е. Демин, В.А. Князев, Г.В. Компаниец, Н.Е. Кухаркин, Д.Н. Поляков, П.Н. Алексеев, П.А. Фомиченко, В.А. Невиница, А.С. Пономарев Опыт разработки быстрых газовых реакторов в России. Препринт ИАЭ-6478/ 4. М., 2007 - 70 с.
https://www.rosatom.ru/about-nuclear-industry/safety-russian-npp/
https://dzen.ru/a/Y3s1zIljF3v8_h2h
Емельянов Я.И. и др. Конструирование ядерных реакторов. 1982 год. 390 с.
В.И. Бойко и др. Перспективные ядерные топливные циклы и реакторы нового поколения. 2006 год. 592 с.