Вопросы: Характер аварий на аэс в США и СССР

Вид материала

Лекция

Содержание 2.2 Физика ядерного реактора. 2.2.б Классификация нейтронов. Нейтроны с кинетической энергией, меньшей 100 кэВ 2.2. в) Источники нейтронов.

Подобный материал:

• Об обмене удостоверений участников ликвидации последствий катастрофы на Чернобыльской, 560.55kb.
• Об обмене удостоверений участников ликвидации последствий катастрофы на Чернобыльской, 195.62kb.
• Льготы и гарантии гражданам, принимавшим участие в ликвидации последствий катастрофы, 82.19kb.
• Примерный перечень, 148.81kb.
• Одобрен Советом Республики 19 декабря 2008 года Настоящий закон, 445.67kb.
• Одобрен Советом Республики 19 декабря 2008 года Изменения и дополнения: закон, 473.53kb.
• С/х эс в условиях техногенеза, 265.07kb.
• 136. Путин В. В. Развитие атомной энергетики и атомного энергетического комплекса, 917.92kb.
• Литература. 27, 287.37kb.
• Государственный комитет Министерствам и ведомствам Украинской сср по труду усср, 105.86kb.

Лекция №2

Вопросы:

1. Характер аварий на АЭС в США и СССР.
   
2. Авария на ЧАЭС:
   

2. 1. Устройство ЧАЭС (краткая характеристика).

2. 2. Физика ядерного реактора:

2. 2. а) некоторые свойства частиц, из которых состоит атом и его ядро;

2. 2. б) классификация нейтронов;

2. 2. в) источники нейтронов.


§1. Характеристика аварий на АЭС в США и СССР.


До аварии на ЧАЭС председатель Госкомитета по использованию атомной энергии СССР А.Петросьянц писал: «АЭС полностью независимы от источников сырья (урановых рудников) благодаря компактности ядерного горючего и продолжительности его использования. АЭС весьма перспективны в отношении использования мощных энергоблоков. АЭС, как производители энергии, являются чистыми источниками энергии, не увеличивающими загрязненность окружающей среды. Всё ещё бытующий некоторый скептицизм и недоверие к АЭС вызваны преувеличенной боязнью радиационной опасности для обслуживающего персонала станции и, главное, для населения, проживающего в районе её расположения. Эксплуатация АЭС в СССР и за рубежом, в том числе в США, Англии, во Франции, в Канаде, Японии, ФРГ, показывают полную безопасность их работы при соблюдении установленных режимов и необходимых правил. Можно поспорить, какие ЭС более вредны для организма человека и окружающей среды – атомные или работающие на угле…». Директор Физико-энергетического института О.Казачковский писал: «Отходы атомной энергетики, потенциально весьма опасные, настолько компактны, что их можно хранить в местах, изолированных от внешней среды». Академик М.Стырикович: «АЭС – это дневные звёзды. Мы усеем ими всю нашу землю. Совершенно безопасны».

В конце пятидесятых годов в СССР сторонники традиционных ЭС предложили Правительству СССР ввиду неэкономичности (с учётом защиты окружающей среды, т. е. с учётом обеспечения радиационной безопасности) АЭС заморозить строительство Нововоронежской АЭС, но приехавший в Москву академик И.Курчатов не допустил этого. И лишь в 1985 г. (за год до аварии на ЧАЭС) президент АН СССР академик А.Александров отметил: «Нас ещё бог милует, что не произошла у нас Пенсильвания!».

Оказалось, что практическая эксплуатация АЭС в разных странах была связана с относительно частым возникновением аварийных ситуаций. Перечень некоторых из них:

США:

1951 г. Детройт. Авария на исследовательском реакторе. Перегрев ядерного топлива. Загрязнение радиоактивными газами окружающей среды.

1959 г. Санта-Сюзана, Калифорния. Расплавление части ТВЭЛ(ов), отказ системы охлаждения реактора.

1966 г. Частичное расплавление активной зоны, отказ системы охлаждения на реакторе «Энрико Ферми» возле Детройта.

1971 г. Около 200000 литров радиоактивной воды (загрязнённой отходами реактора в Монтжелло, штат Минессота) вытекло наружу (а затем – в реку Миссисипи).

1979 г. Расплавление активной зоны. Отказ системы охлаждения реактора на АЭС «Три-Майл-Айленд», штат Пенсильвания. Последовал выброс радиоактивных газов в атмосферу и жидких радиоактивных отходов в реку Сукуахана.

Эту аварию можно рассматривать как предтечу аварии на ЧАЭС. На реакторном блоке №2 мощностью 880 МВт не оказалось дополнительной системы обеспечения безопасности, которая была на других блоках. Произошёл отказ подачи воды насосами в парогенератор, а 3 запасных (аварийных) насоса уже 2 недели находились в ремонте. Произошел перегрев первого контура. Автоматически отключилась турбина парогенератора. Возросли температура и давление воды (пара). Через предохранительный клапан смесь перегретой воды с паром пошла в барбатёр, в котором разрушилась мембрана и около 370 м³ горячей радиоактивной воды вылилось. Автоматически включились дренажные насосы. Персонал должен был их выключить, чтобы радиоактивная вода осталась внутри реактора, но он этого не сделал. Вода начала испаряться, возросло давление и радиоактивные газы вырвались наружу. Автоматически сработала аварийная защита реактора и стержни-поглотители нейтронов опустились, предотвратив взрыв. В корпусе реактора образовался огромный газовый пузырь, содержащий водород, а смесь водорода и кислорода взрывоопасна. Водород образовался вследствие расщепления молекул воды (2H₂O → 2H₂ + O₂) из-за химических свойств циркониевой оболочки ТВЭЛ(ов) при высоких температурах. Этот пузырь (объёмом ≈ 30 м³), содержащий также риптон, неон, аргон, ксенон и др., препятствовал циркуляции охлаждающей воды. Сработала система аварийного расхолаживания активной зоны из-за возросших температуры и давления в реакторе. Если бы смесь водорода и кислорода взорвалась, то это было бы эквивалентно взрыву 3 тонн тринитротолуола. Корпус ректора был бы разрушен, мощность эквивалентной дозы к тому времени внутри защитной оболочки достигла 30000 бэр/час. Если бы газовый пузырь продолжал увеличиваться, а не вышел наружу частично, то газ вытеснил бы из корпуса вообще всю охлаждающую воду и температура так возросла, что расплавила бы урановые таблетки, что и произошло на ЧАЭС (ситуация на американском реакторе была похожа на чернобыльскую за 20 с до взрыва). Но на ЧАЭС была отключена персоналом система аварийного охлаждения активной зоны.

1982 г. Авария на реакторе «Джина» близ Рочестера. Произошёл разрыв трубы парогенератора и выброс в атмосферу радиоактивного газа.

1982 г. Буквально через 5 дней на АЭС близ г. Онтарио (штат Нью-Йорк) произошла авария в системе охлаждения и снова радиоактивные вещества были выброшены в окружающую среду.

1985 г. На АЭС «Саммерт-Плант» была преждевременно достигнута критичность реактора, т.е. имел место неуправляемый его разгон.

1985 г. На АЭС «Индиан-Пойнт-2» близ Нью-Йорка произошла утечка за пределы станции радиоактивной воды.

1986 г. На заводе обогащения урана в Уэбберс-Фолс произошёл взрыв резервуара с радиоактивным газом.

Это наиболее крупные аварии дочернобыльского периода в США, свидетельствующие о необходимости строжайшего соблюдения норм радиационной безопасности при эксплуатации ядерных реакторов и сопутствующих производств.

СССР:

1966 г. Произошел разгон на мгновенных нейтронах на реакторе АЭС в г. Мелекесе. Реакцию погасили борной кислотой, но при этом были переоблучены эксплуатационщики.

1964-1979 гг. В течение 15 лет неоднократно разрушались сборки активной зоны на 1-ом блоке Белоярской АЭС. Ремонты вызывали переоблучение персонала.

Январь 1974 г. Взрыв железобетонного газгольдера выдержки радиоактивных газов на 1-ом блоке Ленинградской АЭС.

Февраль 1974 г. Разрыв промежуточного контура на 1-ом блоке Ленинградской АЭС вследствие вскипания воды с последующими гидроударами. В окружающую среду была сброшена радиоактивная вода. Погибло несколько человек.

1975 г. На 1-ом блоке Ленинградской АЭС произошло частичное разрушение активной зоны (локальный «козёл»). Реактор был остановлен и продут аварийным запасом азота. В атмосферу выброшены радиоактивные вещества (~1,5 * 10⁶ Ки).

1977 г. Расплавление половины топливных сборок активной зоны на 2-м блоке Белоярской АЭС. Ремонт длился ~ 1 год с переоблучением персонала.

Декабрь 1978г. Сгорел 2-й блок Белоярской АЭС. Выгорел весь контрольный кабель. Реактор оказался без контроля. Пожар возник из-за падения плиты перекрытия на маслобак турбины. При охлаждении реактора переоблучились 8 человек.

Сентябрь 1982г. Разрушение центральной топливной сборки на 1-ом блоке ЧАЭС из-за ошибок персонала. Произошел выброс радиоактивных веществ на промзону, город Припять. Во время ликвидации малого «козла» переоблучился ремонтный персонал.

Октябрь 1982г. Взрыв генератора на 1-м блоке Армянской АЭС. Сгорел машинный зал. Большая часть оперативного персонала в панике покинула станцию, оставив реактор без надзора. С Кольской АЭС была самолетом доставлена оперативная группа, которая помогла спасти реактор.

1985г. Авария на 1-м блоке Балаковской АЭС. При проведении пусконаладочных работ вырвало предохранительный клапан и пар (300 ⁰С) стал поступать в помещение, где работали люди. Погибли 14 человек.

Из приведенного видно, что и в дочернобыльский период аварии на АЭС были не такими уж редкими и рядовыми происшествиями. А после аварии на ЧАЭС 1986г. и вовсе встал вопрос: «Допустимо ли строительство реакторов, расположенных на поверхности земли, или все они должны быть загнаны под землю?» Академик А.Сахаров, утверждал, что «ядерная энергетика нужна человечеству и должна развиваться, но только в условиях практически полной безопасности, а это реально требует размещение реакторов под землей. Нужен международный закон, запрещающий надземное расположение реакторов. Медлить нельзя.»


§2 Авария на ЧАЭС.

2.1. Устройство ЧАЭС (краткая характеристика).


К апрелю 1986г. на ЧАЭС работали 4 блока. Каждый блок состоит из ядерного реактора РБМК-100 (реактор большой мощности канальный) и двух турбин с электрогенераторами по 500 МВт (т.е. каждый блок вырабатывает 1000 МВт электроэнергии). Мощность выделения тепла в реакторе 3200 МВт. Отсюда КПД блока -- 31%. РБМК-100 – реактор на тепловых нейтронах. Замедлитель – графит. Теплоноситель – H₂O.

Активная зона РБМК-цилиндр иаметром 11,8м и высотой 7м, заполненный графитовыми блоками объемом (25х25х60) см³. В центре каждого блока-отверстие. Эти отверстия формируют цилиндрические каналы для теплоносителя и кассет с ядерным топливом. Общая масса графита в активной зоне 1850тонн. Активная зона окружена отражателем толщиной около 1м (состоит из таких же графитовых блоков, но без отверстий). Графитовый слой окружен стальным баком с водой, который играет роль биологической защиты. Графит опирается на плиту из металлоконструкций, а сверху закрыт другой подобной плитой, на которую для защиты от излучения положили дополнительный настил.

В 1661 каналах с теплоносителем размещены кассеты с 36-ю ТВЭЛами (тепловыделяющими элементами), которые представляют собой пустотелые цилиндры из циркония с примесью 1% ниобия длиной около 3,5м и диаметром 1,36см. В ТВЭЛы помещают таблетки (200 шт.) спеченной двуокиси урана иаметром 1см и высотой 1,5см, которые и являются ядерным топливом. Содержание в таблетках ~2% (выше в 3 раза естественного содержания его в урановой массе). Общая масса урана в реакторе – 190тонн. В других 211 каналах перемещаются стержни – поглотители нейтронов. Каналы со стержнями – поглотителями охлаждаются водой независимого контура.

Вода в системе охлаждения циркулирует под давлением 70 атмосфер (при таком давлении температура кипения воды ровна 284 ^оС). Воду подают главные циркуляционные насосы (ГЦН). Проходя через активную зону, Н₂О вскипает и смесь состоит на 14% из пара и 86% из воды. Эта смесь поступает в четыре барабана – сепаратора (горизонтальные цилиндры из стали длинной 30м и диаметром 2,6м). В них вода стекает вниз, а пар по паропроводам подается на две турбины. Остывая после прохождения через турбину, пар конденсируется в воду температурой 165 ^оС. Эта питательная вода подается насосами снова в барабаны–сепараторы, где смешивается с горячей водой из реактора, охлаждает ее до 270 ^оС и поступает вместе с ней на вход ГЦН. Таким образом, теплоноситель циркулирует по замкнутому контуру (изображено на рис.1).

В состав каждого энергоблока входят: система управления и защиты, регулирующая мощность цепной реакции, системы обеспечения безопасности (система аварийного охлаждения реактора – САОР, предотвращающая плавление оболочек ТВЭЛов и попадание радиоактивных частиц в воду и др.).





Рис.1. Циркуляция теплоносителя в РБМК-1000.

Т-турбина; Н-насос; ГЦН - главный циркуляционный насос; Б--С – барабан - сепаратор.


2.2 Физика ядерного реактора.

2.2.а Некоторые свойства частиц, из которых состоит атом и его ядро.




Рис 2.

Табл. 1

частица	заряд	спин, ħ	масса, (mc2), МэВ	Время жизни
p	+e	½	938,272	>1032 лет
n	0	½	939,565	887±2 с
e	-e	½	0,511	> 4,2*1024 лет

Из двухпараметрического распределения плотности заряда в ядре следует, что радиус ядра (радиус полуплотности) R=(1,2A^1/3-0,5) Фм.



Для ядер с A>20 R≈1,2 A^1/3 Фм. Параметр а связан с толщиной поверхностного слоя t соотношением t=(4ln3)a≈4,4a. Опыт показывает, что t примерно одна и та же для всех ядер: t≈2,4 Фм (а≈0,55 Фм).

Для протона ρ(r)=ρ(0)e^-r/a; где а=0,23 Фм; ρ(0)=3 е/Фм³.

Среднеквадратичный радиус протона, учитывая, что заряд, сосредоточенный в шаровом слое единичной толщины, равен 4πr²ρ(r):



Размер нейтрона примерно такой же. В нейтроне центральная область заряжена положительно, а область r>0,7 Фм – отрицательно (Рис. 4):



Рис.4. Распределение заряда в нуклонах


При этом суммарный по всему объёму нейтрона заряд равен нулю.

Зарядовая структура нейтрона и протона объясняется их кварковым составом. Протон состоит из двух u-кварков и одного d-кварка, а нейтрон – из двух d-кварков и одного u-кварка. Масса (mc²) в составе адрона m_{u-кварка}=m_{d-кварка}≈0,33ГэВ. Пленение («склеивание» глюонами) кварков в адроне (нуклоне) называют конфайнментом. Кварки вместе с лептонами (< 10^-16см) называют фундаментальными фермионами (у них полуцелый спин). В группу лептонов входит электрон, мюон со временем жизни t_ж~2,2*10^-6с [МэВ], таон [t_ж~2,9*10^-13с; МэВ], электронное нейтрино эВ], мюонное нейтрино МэВ и таонное нейтрино МэВ]. Из них состоят все более крупные объекты: адроны, ядра, атомы, молекулы и т.д., т.е. наш мир можно свести к фундаментальным фермионам, взаимодействующим путём обмена фундаментальными бозонами (фотонами, глюонами, w- и z- бозонами). 12 фермионов подразделяются на 3 группы, которые называют поколениями. В каждом из поколений 2 кварка и 2 лептона (Табл 2)


Табл. 2

Поколения		1	2	3	заряд
кварки	верхние	u	c	T	+2/3e
	нижние	d	s	b	-1/3e
лептоны	нейтрино	νe	νμ	ντ	0
	заряженные	e	μ	τ	-e

Протоны (как и электроны, γ-кванты, нейтрино) – стабильные частицы. Нейтроны стабильны только в составе ядра. Свободные нейтроны относительно быстро распадаютя (табл 1): n→p+e^-+ΰ_e, причём протон, электрон и электронное антинейтрино характеризуют распад d-кварков.

Исследования по глубоконеупругому рассеянию лептонов на нуклонах показали, что нуклоны состоят из трёх валентных кварков, виртуальных «морских» кварков/антикварков и глюонов (как из фотонов и w-, и z-бозонов, у них s=1, а масса покоя, как и у фотонов, равна 0, но радиус взаимодействия ~10^-13см, тогда как у фотонов он стремится к бесконечности, а у w- и z-бозонов ~10^-16см, mW^±(mc²)=80,42ГэВ и mZ(mc²)=91,19ГэВ. Доли внутреннего импульса протона распределяются среди этих типов партонов (точечные объекты с диаметром  <10^-16см, в которых сосредоточена вся масса или внутренняя энергия нуклона) следующим образом: доля импульса протона, приходящаяся на u-кварки и антикварки ε_u=0,36; доля на d-кварки (и антикварки) ε_d=0,18; а доля на глюоны ε_g=0,46. Т.о. ≈50% массы протона, приходится на глюоны. Для нейтронов, повидимому, ε_d=0,36, ε_u=0,18, ε_g=0,46.


2.2.б Классификация нейтронов.


В ядерных реакциях, образуются, как правило, быстрые нейтроны (с энергией 0,1-1МэВ). Быстрые нейтроны при соударениях с атомными ядрами теряют энергию большими порциями, расходуя её, главным образом, на возбуждение ядер или их расщепление. В результате энергия нейтрона становится меньше минимальной энергии возбуждения ядра (от десятков КэВ до нескольких МэВ в зависимости от свойств ядра). После этого рассеяние нейтрона ядром становится упругим, т.е. нейтрон расходует энергию на сообщение ядру скорости без изменения его внутреннего состояния. При одном упругом соударении нейтрон теряет в среднем долю энергии, равную 2A/(A+1)², где А – массовое число ядра-мишени. Эта доля мала для тяжёлых ядер (1/100 для свинца) и велика для лёгких ядер (1/7 для углерода и ½ для водорода). Поэтому замедление нейтронов на лёгких ядрах происходит гораздо быстрее, чем на тяжёлых.

Замедление нейтронов приводит в конечном счёте к образованию тепловых нейтронов (нейтронов, находящихся в тепловом равновесии со средой, в которой происходит замедление). Средняя энергия теплового нейтрона при комнатной температуре равна 0,025эВ.

В процессе замедления часть нейтронов теряется, поглощаясь при столкновении с ядрами или вылетая из среды наружу.

В замедлителях нейтронов – веществах, содержащих лёгкие ядра, слабо захватывающие нейтроны, (при достаточно больших размерах замедлителя) потери малы и большая часть нейтронов, испущенных источником, превращается в тепловые нейтроны.

К числу лучших замедлителей относятся вода, тяжёлая вода, бериллий, графит, которые широко используются в ядерной технике. Нейтроны с кинетической энергией, меньшей 100 кэВ, называются медленными. Различают нейтроны ультрахолодные (0–10^-7эВ), холодные (10^-7–5∙10^-3 эВ), тепловые и надтепловые (2,5∙10^-2–0,5 эВ), резонансные (0,5 эВ–1(10) кэВ), которые имеют много резонансных пиков в зависимости эффективного сечения взаимодействия со средними и тяжелыми ядрами от энергии нейтронов, и промежуточные (1(10)–100 кэВ). Приведенные значения граничных энергии условны. В действительности эти границы различны и зависят от типа явлений и конкретного вещества.

Медленные нейтроны и, в частности, тепловые имеют огромное значение для работы ядерных реакторов. Большие потоки тепловых нейтронов в ядерных реакторах широко используются также для получения радиоактивных изотопов. Исследования неупругого рассеяния тепловых и холодных нейтронов дают важные сведения о динамике атомов в твёрдых телах и жидкостях и о свойствах молекул. Сечение захвата холодных нейтронов ядрами очень большое, поскольку у них сильно проявляются волновые свойства (длина волны де Бройля больше межатомных расстояний).


2.2. в) Источники нейтронов.

1. Радиево-бериллиевые источники. Впервые нейтроны были получены с помощью α-частиц радиевых препаратов. Реакция (α, n): ₂⁴He + ₄⁹Be → ₆¹²C + n.
   
2. Фотонейтронные источники. Реакция (γ, n): γ + ₁²H → p + n – фоторасщепление дейтона на протон и нейтрон.
   
3. Реакции типа (d, n) в ускорителях (реакции срыва): d + ₄⁹Be → ₅¹⁰B + n.
   

При энергии дейтонов E_d ≈ 16 МэВ получают ≈ 10⁹ n/(см²∙с) с энергией E_n ≈ 4 МэВ. При энергии дейтонов ≈ 200 МэВ в реакциях срыва на средних и тяжёлых ядрах получают пучки нейтронов с E_n ≈ 100 МэВ.

4. Ядерные реакции (деление ядер урана в реакторе). При захвате нейтрона тяжёлым ядром, последнее делится на осколки, испуская при этом 2-3 нейтрона. В осколках число нейтронов больше числа протонов, как и в исходных ядрах. Выделившиеся нейтроны, сталкиваясь с ядрами, снова вызывают их деление и т.д., т.е. возникает цепная реакция. Образующиеся в этой реакции нейтроны имеют энергию ≈ 0–13 МэВ (плотность потока нейтронов ≈ 10¹⁹ n/(см²∙с)).
   

Источниками нейтронов могут быть и другие процессы (реакции) при варьировании, например, ядер мишени или типа ускоренных частиц. Это тесно связано с проблемой искусственного получения нуклидов (ядер с различными Z и A). В настоящее время известно около 3000 нуклидов (т.е. ядерный мир богаче мира химических элементов или атомов). Среди необычных ядер, полученных искусственно, такие как ₂¹⁰He; ₆⁸C; ₈¹²O; и т.д. до ₁₁₈²⁹³M. Известно 285 стабильных и долгоживущих (T_1/2 > 5∙10⁸ лет) нуклидов и около 2700 радиоактивных с меньшими T_1/2. Вообще оценивают, что искусственно может быть получено 5000 – 6000 ядер.