Достижения теоретической и экспериментальной физики: ядерный реактор и проблемы ядерной энергетики

Как же классифицируются ядерные реакторы и какие виды ядерного горючего используются в них? Как уже стало понятно, ядерный реактор (далее - ЯР) - это установка, в которой осуществляется управляемая ц.р.д. Существуют экспериментальные ЯР (они используются для решения задач, связанных с разработкой новых идей в реакторостроении, и, как правило, обладают небольшой мощностью), энергетические реакторы, использующиеся на АЭС, на надводных кораблях и подводных атомных лодках, и бридерные реакторы, предназначенные для воспроизводства ядерного горючего (получения изотопа плутония-239 из изотопа урана-238). Остановимся подробнее на энергетических ЯР.

Большая часть энергетических ЯР работает на тепловых (медленных) нейтронах. В таких реакторах для замедления нейтронов используются графит, тяжелая вода (в молекуле которой вместо атомов водорода атомы изотопа водорода - дейтерия) и обычная вода. При проектировании самых первых ЯР ученые имели в своем распоряжении только естественный уран, содержащий примерно 99,3% урана-238 и только лишь 0,7% урана-235 (есть еще кстати три тысячных процента урана-233). Из этих двух изотопов уран-235 делится на нейтронах любой энергии, но лучше всего - медленными нейтронами, а уран-238 делится только очень быстрыми нейтронами.





В ядерной физике вероятность реакции деления выражается в так называемых сечениях процесса - сечения захвата, поглощения и рассеяния. Эта вероятность определяется энергией теплового нейтрона. Тепловой нейтрон с очень маленькой энергией (порядка нескольких сотых эВ) с большой вероятностью делит ядро урана-235, пройдя в его массе путь всего около полмиллиметра. А более быстрые нейтроны с энергией в несколько сотен эВ разделят ядро урана-235 с вероятностью на порядок меньшей. В настоящее время в энергетических ЯР используется обогащенный уран, содержащий 2-5% урана-235.



В нашей стране в ядерной энергетике используются, в основном, два типа энергетических ЯР, работающих на тепловых нейтронах: водо-водяные гетерогенные реакторы (ВВЭР) и реакторы с графитовым замедлителем и водой в качестве теплоносителя. В реакторах ВВЭР замедлителем и теплоносителем является обычная вода, а в качестве ядерного горючего используется обогащенный уран (3,5% урана-235). Такие реакторы называют "корпусными", т.к. размножающая среда (активная зона) находится внутри корпусов, к качеству которых предъявляются очень высокие требования: они должны выдерживать высокое давление (примерно 10 МПа) при высокой температуре (примерно 300 градусов Цельсия). В реакторах второго типа через замедлитель (графит) проходят трубы (каналы), в которых размещается ядерное горючее и через которые пропускается теплоноситель (вода). Давление пароводяной смеси на стенки каналов намного меньше, чем давление на стенки корпуса реакторов ВВЭР, и толщина труб всего около 1 мм, тогда как стенки корпусных реакторов имеют толщину не менее 10 см. Это является преимуществом "канальных" реакторов по сравнению с корпусными. У реакторов второго типа есть также и другие преимущества: в них можно использовать слабо обогащенный уран (1,5-2% урана-235); замена ядерного горючего возможна при работающем реакторе, тогда как для замены топлива в корпусном реакторе требуется остановка реактора на 2-3 недели.



Для обеспечения в реакторе всех необходимых режимов работы используется сложная система регулирования реактивности и мощности реактора. Основным элементом этой системы являются управляющие стержни. Стержни изготавливаются из веществ, хорошо поглощающих нейтроны (бор, кадмий и др.). Предусматривается три типа стержней: регулирующие, корректирующие и аварийные. Регулирующие стержни обеспечивают малые изменения реактивности, требуемые для регулировки скорости реакции. Понятно, что опускание стержней уменьшает коэффициент размножения нейтронов, а при подъеме стержней этот коэффициент растет. Корректирующие стержни устанавливаются на место при запуске реактора и служат для уменьшения избыточной реактивности реактора в начальный период его эксплуатации. Ну а по аварийным стержням, в принципе, все должно быть понятно и без слов. Они автоматически "падают" вглубь активной зоны в случае незапланированного роста реактивности и быстро останавливают ц.р.д.



Вот кратко о том, какие бывают реакторы, на каком горючем они работают и как в них происходит ц.р.д. Но на сегодняшний момент актуален вопрос: а нужно ли развивать ядерную энергетику? В некоторых странах на долю атомной энергии приходится свыше 50% от потребляемой в стране электроэнергии! Возражений против продолжения развития ядерной энергетики немало. Главное возражение заключается в том, что размножающая среда работающих (и уже не работающих) реакторов является чрезвычайно радиоактивной. Активность создают осколки деления. При каждом акте деления получаются два осколка, каждый из которых является родоначальником цепочки из трех и более звеньев. Число различных радиоактивных изотопов, содержащихся в этих цепочках, свыше 200! Их распад, в основном, изучен. Около 75% радиоактивных изотопов имеют периоды полураспада, равные минутам и часам.



Далее, по подсчетам, активность осколков в реакторе мощностью 1000 МВт, в который загружается около 100 т обогащенного урана, в миллиард раз превышает собственную активность ядерного горючего! Такая активность сильно осложняет конструкцию реакторов и создает большие трудности при хранении и переработке отработанного топлива. А ведь в отработанном топливе, кроме короткоживущих изотопов, есть еще и долгоживущие, типа криптона, стронция, цезия...И "благодаря" им активность отработанного топлива остается очень большой даже через 100 лет! Проблема захоронения радиоактивных отходов атомной энергетики еще не решена. Существует множество всяких проектов захоронения отходов, но они не снимают опасения рассредоточения этой радиоактивности по поверхности земли и в водоемах. Поэтому на самом деле на заданный вопрос, наверно, нельзя дать однозначного ответа. Мнения будут разделяться. Самое главное, чтобы не случалось аварий, как, например, на Чернобыльской АЭС, или Фукусиме.