Атомная энергетика
у реально
сложившегося соотношения затрат для реакторов на тепловых нейтронах
оказывается не слишком обременительным. В случае же реакторов на быстрых
нейтронах с этим приходится считаться более серьезно.
Реакторы на быстрых нейтронах обладают существенно большей
критической массой, чем реакторы на тепловых нейтронах (при заданных
размерах реактора). Это объясняется тем, что быстрые нейтроны при
взаимодействии со средой оказываются как бы более "инертными", чем
тепловые. В частности, вероятность вызвать деление атома топлива (на
единицы длины пути) для них значительно (в сотни раз) меньше, чем для
тепловых. Для того чтобы быстрые нейтроны не вылетали без взаимодействия за
пределы реактора и не терялись, их "инертность" необходимо компенсировать
увеличением количества закладываемого топлива с соответствующим
возрастанием критической массы.
Чтобы реакторы на быстрых нейтронах не проигрывали по сравнению с
реакторами на тепловых нейтронах, нужно повышать мощность, развиваемую при
заданных размерах реактора. Тогда количество "замороженного" топлива на
единицу мощности будет соответственно уменьшаться. Достижение высокой
плотности тепловыделения в реакторе на быстрых нейтронах и явилось главной
инженерной задачей.
Заметим, что сама по себе мощность непосредственно не связана с
количеством топлива, находящегося в реакторе. Если это количество превышает
критическую массу, то в нем за счет созданной нестационарности цепной
реакции можно развить любую требуемую мощность. Все дело в том, чтобы
обеспечить достаточно интенсивный теплоотвод из реактора. Речь идет именно
о повышении плотности тепловыделения, ибо увеличение, например, размеров
реактора, способствующее увеличению теплоотвода, неизбежно влечет за собой
и увеличение критической массы, т.е. не решает задачи.
Положение осложняется тем, что для теплоотвода из реактора на
быстрых нейтронах такой привычный и хорошо освоенный теплоноситель, как
обычная вода, не подходит по своим ядерным свойствам. Она, как известно,
замедляет нейтроны и, следовательно, понижает коэффициент воспроизводства.
Газовые теплоносители (гелий и другие) обладают в данном случае приемлемыми
ядерными параметрами. Однако требования интенсивного теплоотвода приводят к
необходимости использовать газ при высоких давлениях (примерно 150 ат, или
[pic]Па), что вызывает свои технические трудности.
В качестве теплоносителя для теплоотвода из реакторов на быстрых
нейтронах был выбран обладающий прекрасными теплофизическими и ядерно-
физическими свойствами расплавленный натрий. Он позволил решить
поставленную задачу достижения высокой плотности тепловыделения.
Следует указать, что в свое время выбор "экзотического" натрия
казался очень смелым решением. Не было никакого не только промышленного, но
и лабораторного опыта его использования в качестве теплоносителя. Вызывала
опасения высокая химическая активность натрия при взаимодействие с водой, а
также с кислородом воздуха, которая, как представлялось, могла весьма
неблагоприятно проявиться в аварийных ситуациях.
Потребовалось проведение большого комплекса научно-технических
исследований и разработок, сооружение стендов и специальных
экспериментальных реакторов на быстрых нейтронах, для того, чтобы убедиться
в хороших технологических и эксплутационных свойствах натриевого
теплоносителя. Как было при этом показано, необходимая высокая степень
безопасности обеспечивается следующими мерами: во-первых, тщательностью
изготовления и контроля качества всего оборудования, соприкасающегося с
натрием; во-вторых, созданием дополнительных страховочных кожухов на случай
аварийной протечки натрия; в-третьих, использованием чувствительных
индикаторов течи, позволяющих достаточно быстро регистрировать начало
аварии и принимать меры к ее ограничению и ликвидации.
Кроме обязательного существования критической массы есть еще одна
характерная особенность использования ядерного топлива, связанная с теми
физическими условиями, в которых оно находится в реакторе. Под действием
интенсивного ядерного излучения, высокой температуры и, в особенности, в
результате накопления продуктов деления происходит постепенное ухудшение
физико-математических, а также ядерно-физических свойств топливной
композиции (смеси топлива и сырья). Топливо, образующее критическую массу,
становится непригодным для дальнейшего использования. Его приходится
периодически извлекать из реактора и заменять свежим. Извлеченное топливо
для восстановления первоначальных свойств должно подвергаться регенерации.
В общем случае - это трудоемкий, длительный и дорогой процесс.
Для реакторов на тепловых нейтронах содержание топлива в топливной
композиции относительно небольшое - всего несколько процентов. Для
реакторов на быстрых нейтронах соответствующая концентрация топлива
значительно выше. Частично это связано с уже отмеченной необходимостью
увеличивать вообще количество топлива в реакторе на быстрых нейтронах для
создания критической массы в заданном объеме. Главное же заключается в том,
что отношение вероятностей вызвать деление атома топлива или быть
захваченным в атоме сырья различно для разных нейтронов. Для быстрых
нейтронов оно в несколько раз меньше, чем для тепловых, и, следовательно,
содержание топлива в топливной композиции реакторов на быстрых нейтронах
должно быть соответственно больше. Иначе слишком много нейтронов будет
поглощаться атомами сырья и стационарная цепная реакция деления в топливе
окажется невозможной.
Причем при одинаковом накоплении продуктов деления в реакторе на
быстрых нейтронах выгорит в несколько раз меньшая доля заложенного топлива,
чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это приведет соответственно к
необходимости увеличить регенерацию ядерного топлива в реакторах на быстрых
нейтронах. В экономическом отношении это даст заметный проигрыш.
Но кроме совершенствования самого реактора перед учеными все время
встают вопросы о совершенствовании системы безопасности на АЭС, а также
изучение возможных способов переработки радиоактивных отходов,
преобразования их в безопасные вещества. Речь идет о методах превращения
стронция и цезия, имеющих большой период полураспада, в безвредные элементы
путем бомбардировки их нейтронами или химическими способами. Теоретически
это возможно, но в настоящий момент времени при современной технологии
экономически нецелесообразно. Хотя может быть уже в ближайшем будущем будут
получены реальные результаты этих исследований, в результате которых
атомной энергии станет не только самым дешевым видом энергии, но и
действительно экологически чистым.
3. ПРОБЛЕМЫ СЕВЕРО-ЗАПАДНОГО РЕГИОНА
Специализированный комбинат "Радон", где почти четыре десятилетия
перерабатываются и хранятся смертоносные отходы, поступающие с российского
Северо-Запада, влачит жалкое существование. В 1998 году "Радон",
финансируемый из федерального бюджета, получил только половину из
запланированных средств. Денег не хватает даже на зарплату коллективу, не
говоря уже об оплате отопления и освещения, транспортных средств и охраны,
призванной защищать от посягательств на особый груз.
Первыми "экспонатами" "Радона" стали радиоактивные источники,
обнаруженные на Петроградской стороне на том месте, где еще до революции
находился радиевый институт. Но источники находят не только там, где
работают ученые. Нередки случаи, когда приборы с токсичными веществами ,
отслужившие свой век, выбрасывают на свалку, а спустя годы на месте свалки
возводят жилые дома либо детские учреждения и больницы.
Чтобы оградить население от радиации, в конце 50-х годов в бывшем
СССР рядом с крупными промышленными центрами стали строить региональные
специализированные комбинаты. Сюда для хранения и переработки с военных и
гражданских объектов свозили опасный груз. Для создания такого комбината,
который бы обслуживал Северо-Западный регион, выбрали живописное место на
берегу Финского залива в 80 км от северной столицы в поселке Сосновый Бор,
спустя несколько лет там была построена Ленинградская атомная
электростанция (ЛАЭС). В течение почти четверти века все твердые
радиоактивные отходы (ТРО), образующиеся в процессе эксплуатации и ремонта
энергоблоков ЛАЭС (в среднем при нормальной эксплуатации образуется до 2
тыс. кубометров ТРО, а при реконструкции их объем возрастает почти в
полтора раза), спецтранспортом доставлялись в хранилища "Родона". Здесь
отходы разгружали и хранили в отсеках-каньонах. Сейчас низко- и
среднеактивные ТРО захораниваются в недавно построенном хранилище ЛАЭС.
Площадки "Родона", расположенные на 35 гектарах, уже сейчас заполнены
более чем на две трети. Резервов хватит максимум на 2-3 года, хотя все
зависит от того, с какой интенсивностью использовать емкости. В нынешнем
году на "Радон" попала примерно треть того, что подлежало вывозу. Из-за
недостатка финансирования руководство комбината во главе с директором
Михаилом Якушевым не может обеспечить надлежащую охрану, не может купить
контейнеры, использовать технологии, чтобы радиоактивные вещества надежно
хранились 300 лет, пока они не станут безопасными. Система по защите
| |  скачать работу |
Атомная энергетика |
