ОПЕРАТИВНО-ТАКТИЧЕСКАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАДИАЦИОННО-ОПАСНЫХ ОБЪЕКТОВ (РОО)

Вероятность возникновения аварийных ситуаций, связанных с радиационным поражением людей, сохраняется вследствие большого числа предприятий, связанных непосредственно с производством ядерных материалов, предприятия где И.И.И. применяются в технологических процессах или для автоматизации производства, предприятий где используются Я.Э.Х.

Ядерно-топливный цикл гражданского назначения это вся последовательность повторяющихся производственных процессов начиная от добычи топлива, производства электроэнергии и кончая удалением и захоронением радиоактивных отходов.

Из всех рассмотренных объектов наиболее сложная обстановка может сложиться на предприятиях, где используются ядерные энергетические установки (ЯЭУ) - это прежде всего АЭС, АТЭС. 27 июня 1954 г. в СССР в г. Обнинске Калужской области, была пущена первая в мире атомная электростанция. Если на тепловой электростанции источником энергии является органическое топливо, то на атомной - уран или плутоний. Главное достоинство атомной энергии - её энергоёмкость. Например, 1985 г. четыре блока Ленинградской АЭС выработали 28,5 млрд. КВт/ч электроэнергии. Для производства такого же количества энергии на ТЭС потребовалось бы 200 тыс. вагонов угля вместо 3-4 вагонов ядерного топлива, так как одна тонна урана по выделяемой теплоте эквивалентна 2,5-3 млн. т каменного угля. Мировые запасы разведанного урана позволяют обеспечить человечество ядерными энергоресурсами на многие столетия.

Использование ядерной энергии на АЭС стало возможным благодаря открытию реакции деления ядер тяжёлых элементов под воздействием нейтронов и созданию специальных установок - ядерных реакторов для осуществления регулируемой, самоподдерживающейся цепной ядерной реакции. Каждый акт деления тяжёлых ядер сопровождается поглощением одного нейтрона, появлением двух - трёх новых нейтронов и, как правило, двух осколков. Полное выделение энергии за один акт примерно составляет 200 МэВ, с которой 5 МэВ приходиться на вторичные нейтроны. Следует иметь в виду, что для обеспечения цепной реакции деления не нужны сторонние нейтроны: они образуются вследствие спонтанного (самопроизвольного) деления. Период самопроизвольного полураспада 8 (Т₈ лет) урана U²³⁵ составляет около 10¹⁷ лет.

При делении ядер урана примерно 83 % энергии преобразуется в кинетическую энергию продуктов деления; 3 % связанной с энергией γ-излучения, ещё 3 % вноситься образующимися при делении нейтронами. Остальные 11 % энергии выделяются постепенно в виде энергии β- и γ-излучения в процессе радиоактивного распада ядер нуклидов, образующихся при делении.

Природный уран представляет смесь двух изотопов U²³⁵ - 0,7 % и U²³⁸ - 93,3 %.. Основным делящимся веществом является U²³⁵. Поэтому, прежде чем использовать природный уран в реакторе, его подвергают переработке, соответствующей типу реактора. В большинстве случаев уран обогащают изотопом U²³⁵ (более чем в 10 раз увеличивают содержание U²³⁵) на заводе по разделению изотопов, затем через последовательные технологические операции превращают в порошок U⁴², который спекают в топливные таблетки. Для осуществления незатухающей цепной реакции деления необходимо, чтобы коэффициент размножения нейтронов был не меньше единицы. (Коэффициент размножения показывает, во сколько раз число нейтронов каждого последующего поколения, образующихся при делении ядер U²³⁵, больше числа нейтронов предыдущего поколения). Такие условия можно создать, если природный уран поместить в вещество, которое эффективно замедляет быстрые нейтроны. Эффективными замедлителями являются углерод (графит), тяжёлая вода, бериллий или оксид бериллия, а также обычная вода. Описанная цепная реакция используется в так называемых тепловых реакторах.

Помимо тепловых реакторов существуют реакторы на быстрых нейтронах (быстрые реакторы). Такие реакторы не требуют замедлителя. В таких реакторах используется высокообогащённое ядерное топливо, благодаря чему образуется значительный избыток нейтронов, которые обеспечивают воспроизводство вторичного ядерного топлива, в частности плутония Pu²³⁹.

Развитие ядерной энергии в СССР до настоящего времени базировалась на ядерных реакторах двух основных типов ВВЭР (LWR) (PWR) водо-водяной энергетический реактор. В данном случае водо-водяной обозначает то, что теплоноситель, и замедлитель - это вода. Реакторы типа ВВЭР используются на АЭС - Нововоронежской, Кольской, Ровенской, Запарожской, Калининской, Балаховской и др. АЭС.

Реакторы РБМК (в зарубежной литературе (BWR) расшифровываются как реактор большой мощности канальный (или кипящий). В реакторе РБМК замедлитель - графит, а теплоноситель вода.

Реакторы типа РБМК используются на Белоярской, Ленинградской, Курской, Смоленской, Игналинской, Чернобыльской и др. АЭС.

Использование канальных реакторов обеспечивало быстрое наращивание мощностей АЭС так как они обеспечивают возможность секционирования реактора и создание реакторов различной мощности из стандартных секций заводского типа. В 1987 г. на их долю приходилось около половины установленных мощностей (13 блоков мощностью 1000 МВт и два блока по 1500 МВт).

Авария на IV блоке Чернобыльской АЭС в 1986 г. с разрушением реактора и выходом радиоактивных продуктов в окружающею среду привлекла внимание специалистов и мировой общественности. После этой аварии принято решение о развитии отечественной ядерной энергетики на базе реакторов типа ВВЭР, которые будут производиться на специализированном производственном объединении "Атоммаш" в г. Волгодонске. (ВВЭР-корпусной реактор).

Рассмотренные типы реакторов работают на тепловых нейтронах, и в них используются в качестве делящегося нуклида U²³⁵ (содержание которого в природном уране составляет около 0,7 %). Перспективы развития ядерной энергетики связывают со строительством реакторов на быстрых нейтронах, с вводом которых в эксплуатацию можно будет использовать сырьевой нуклид U²³⁸. На Белоярской АЭС БН-600 (МВт).

Энергия, выделяющаяся в результате деления ядер тяжелых элементов, выводится из реактора в виде теплоты. Далее тепловая энергия преобразуется в энергию другого вида, необходимую внешнему потребителю. Комплекс оборудования, обеспечивающего работу ядерного реактора, вывод из реактора тепловой энергии и преобразование её в энергию другого вида, составляет ядерную энергетическую установку (ЯЭУ).

Всех потребителей по виду используемой энергии можно разделить на три группы:

1) Потребители тепловой энергии - атомные станции теплоснабжения (АЭСТ); атомные теплоцентрали АТЭЦ - Билибинская АТЭЦ; термоопреснительные установки.

2) Потребители механической энергии - транспортные и ракетные двигатели.

3) Потребители электрической энергии - АЭС.

Тепловая энергия выводится из реактора с помощью специальной среды, называемой теплоносителем. В качестве теплоносителя в ядерной энергетике используется вода и водяной пар, жидкие металлы, различные инертные газы, органические жидкости.

Вода в реактор поступает при давлении 16,6 МПа с температурой 562 К. В активной зоне реактора она нагревается до 595 К и направляется в теплогенератор, где охлаждается, отдавая теплоту теплоносителя второго контура. Из парогенератора вода возвращается в реактор с помощью главного циркуляционного насоса. Энергетически связь первого и второго контуров осуществляется через парогенераторы. Теплоноситель во втором контуре нагревается и насыщенный пар направляется на турбину. В проточной части паровой турбины при его расширении преобразуется в механическую (кинетическую) энергию потока пара, которая используется для вращения ротора турбины электрогенератора. Отработанный пар за турбиной конденсируется и возвращается в парогенератор.

Вода первого контура при работе реактора приобретает высокую наведенную радиоактивность даже без нарушения плотности оболочек твэлов, т.к. в воде практически присутствуют примеси, которые активируются в активной зоне (продукты коррозии, соли и т.п.) оборудование первого контура становится источником ионизирующего излучения, и поэтому его размещают в необслуживаемых помещениях. Следовательно, конструкция оборудования должна обеспечивать его длительную работу без обслуживания и прямого контроля со стороны

персонала.

Всё оборудование второго контура в нормальных условиях на чистой, не радиоактивной, рабочей среде. Все современные ЯЭУ снабжены системами аварийного охлаждения активной зоны реактора, которые обеспечивают отвод теплоты из активной зоны в случае аварии с потерей теплоносителя из циркуляционного контура и дублирующими системами.