Реферат на тему:
Уроки Чорнобиля
Розвиток ядерної енергетики
Словосполучення “ядерна енергія” викликає у сучасної грамотної людини
складні й суперечливі почуття. Та хоч би що там було, а відкриття
наприкінці 30-х років XX ст. способу контрольованого виділення ядерної
енергії, концентрація якої в урані в мільйони разів вища від величини
хімічної енергії у традиційних видах палива (вугіллі й нафті), назавжди
лишиться великим досягненням науки.
На жаль, як і більшість попередніх досягнень учених, і це спочатку було
спрямовано на створення універсальної зброї, про яку в усі часи мріяли
дрібненькі, середні й великі завойовники. Ми можемо лише дякувати долі,
яка не вклала ядерну зброю в руки А. Гітлера, який не забарився б
застосувати її всюди і проти всіх. І хоч не здійснився передбачений
футурологами ще на початку 40-х років минулого століття найгірший
варіант розвитку подій, та не сталося й оптимального, бо після війни
світ лишився розділеним на два величезні табори, які з усіх сил
змагалися між собою, привертаючи до себе у спільники решту держав.
Сила, престиж і політична вага країн тимчасово почали вимірюватися
насамперед масою наявної у них ядерної вибухівки — плутонію і
збагаченого урану.
Нагадаємо, що природний уран складається з кількох ізотопів (різновидів
ядер з різною кількістю нейтронів). Найбільше в ньому урану-238 (99,3
%). Значно менший вміст легшого і менш стійкого урану-235 (235U92 ),
якого лише 0,7 %. Хоч легший ізотоп є прекрасною ядерною вибухівкою, але
його дуже важко відділити від стійкішого “родича”, якого спочатку не
вдалося безпосередньо використати в ядерній зброї. А от в ядерних
реакторах можна одночасно і отримати ядерну енергію, і перетворити
уран-238 на плутоній. Останній хімічними методами порівняно просто
відокремити від решти речовин і використати “за призначенням”.
Наведемо ланцюжок перетворень, що веде до появи ядра плутонію з
урану-238:
У процесі нормальної роботи будь-якого ядерного реактора під час кожного
поділу ядра урану-235 утворюється 2-4 нейтрони. Один з них необхідний
для підтримки керованої реакції в реакторі, а решту можна використати
для утворення плутонію за схемою (10.1). Поглинувши нейтрон, уран-238
втрачає стійкість і за кілька діб перетворюється на плутоній.
Ми навели цю реакцію на доказ того, що в ядерних реакторах одні елементи
перетворюються на інші (можна, наприклад, здійснити мрію алхіміків і
ртуть перетворити на золото). Якщо перші (уран-238 у наведеному
прикладі) мають малу активність і належать до природних, то наступним
(уран-239, нептуній-239 і плутоній-239) притаманна незрівнянно більша
активність. Це типові антропогенні, штучні радіонукліди. Висока
активність робить їх набагато шкідливішими у разі проникнення у довкілля
(як під час аварії на ЧАЕС у 1986 р. та в інших випадках).
Понад десять років ядерні реактори будували лише для виробництва
плутонію для ядерної зброї. Попутно вони виділяли багато тепла, але його
не використовували. В СРСР воно нагрівало воду великих рік Сибіру, у США
— рік Заходу. Коли таких “військових” реакторів спорудили “досить”
(потім виявилося, що забагато), вчені дістали дозвіл політиків і
генералів на створення більш корисних реакторів, які б окрім плутонію
могли виробляти й електричну енергію.
Якщо у США та інших капіталістичних країнах “стихія ринку” примусила
виробників у змаганні між собою шукати найкращий і найбезпечніший
варіант енергетичного реактора, то в Радянському Союзі для випередження
інших країн “мирний атом” розпочався з пристосування реактора для
підводних човнів до роботи на ядерних електростанціях (останні часто
називають “атомними” або АЕС). Цей тип реактора називався в СРСР
“канальним”, а за кордоном — “радянським”.
Як невдовзі довело життя, це був не найкращий варіант. “Там” це
зрозуміли швидко і хоч теж експериментували з канальним типом
енергетичного реактора, але на практиці використали інші. Вони були
досить різноманітними за конструкцією, використаними мате-
ріалами, речовинами для відведення тепла з розпеченого серця реактора
тощо. Зазначимо найголовніші їх деталі: всі закордонні енергетичні
ядерні реактори мали дві або три захисні лінії (оболонки), завданням
яких було виключити проникнення у довкілля таких “злих” радіонуклідів,
як щойно згадані нептуній і плутоній, у разі пошкодження, аварії чи
катастрофи реактора.
Як правило, ці захисні споруди мали зовні вигляд величезного
залізобетонного циліндра чи напівсфери. У розрізі всю конструкцію, в
тому числі кількасоттонний ядерний реактор у формі величезного циліндра
з товстими стінками, схематично показано на рис. 38.
Рис. 38. Розріз стандартної конструкції сучасного реактора з кількома
захистами
Сталь самого реактора була першою і найміцнішою захисною лінією, сталь
укриття — другою, залізобетон — третьою. Розміри і товщину останніх
вибирали так, щоб вони з чималим запасом могли витримати тиск нагрітої
пари води чи іншого реакторного теплоносія навіть у разі повного розпаду
чи розплавлення реактора. Якби не це укриття, то у США аварія на АЕС
Трімайл Айленд у 1979 р. майже так само забруднила б довкілля, як і
вибух у 1986 р. на ЧАЕС.
У Радянському Союзі лише частина АЕС (“наймолодші”, побудовані останніми
роками) мали конструкцію, схожу на зображену на рис. 38. Більшість
реакторів були “канальними”, а станції зовні нагадували великі
промислові будинки без найменших ознак циліндрів чи сфер.
Схему такої АЕС наведено на рис. 39, де показано лише найсуттєвіше:
активну зону реактора, утворену “лісом” труб з ураном у блоках графіту,
товсті стіни з бетону для перехоплення потоку нейтронів і захисту
персоналу від опромінення, благеньку покрівлю “проти атмосферних
опадів”. Зовсім схематично зображено рух води і пари всередині реактора
до сепараторів високого тиску (в каналах реактора лише частина води
перетворювалася на пару, що примусило використати сепаратори для
відділення пари). Немає на малюнку ні систем автоматичного захисту, ні
пульту керування, ні безлічі інших потрібних для роботи реактора систем
і устаткування.
Рис. 39. Схема канального реактора ЧАЕС
Цікаво, що за кордон СРСР продавав “канальні” реактори (у Фінляндію,
Болгарію тощо) хай і з не дуже міцним, але все ж з укриттям, а от на
своїй території з міркувань здешевлення і прискорення будівництва АЕС
обходився без них!
Так трапилося, що побудувавши першу у світі “мирну” АЕС, СРСР довго
відставав від Англії і США за кількістю й потужністю енергетичних
ядерних реакторів. Одного чорного дня “партія і уряд” (насправді ж
верхівка з генералів і вищих партійних керівників) вирішили “наздогнати
і перегнати”. Наче гриби, почали зростати потворні незграбні бетонні
споруди АЕС з величезними канальними реакторами. Особливо густо — на
землі України.
А Чорнобильській станції “партія й уряд” запланували стати в недалекому
майбутньому рекордною, най-найпотужнішою у світі: спочатку 4, потім 6,
далі 8, а як буде треба для рекорду, то й 12 мільйонів кіловат.
Так би й було, якби не Чорнобиль-86, а незабаром і розвал “вічного”
Радянського Союзу.
У читачів може виникнути запитання: “Чому в СРСР так і не змогли масово
застосувати корпусні реактори?” Спробуємо відповісти бодай частково.
1. Простим збільшенням кількості каналів “радянський” реактор можна
легко довести до одного, двох, трьох і більше мільйонів кіловат,
зробивши його найпотужнішим у світі. Для керівників СРСР це була на диво
важлива обставина, набагато важливіша, аніж безпека чи міркування
здорового глузду. Побудувати корпусний реактор на 3 млн кіловат годі й
мріяти. Ніхто у світі не може й не збирається цього робити.
2. Змагаючись з цілим світом, керівники СРСР вимушені були економити,
нехтуючи безпекою та екологією. Здатні до виробництва корпусних
реакторів заводи були перевантажені виробництвом зброї. Спеціалізований
завод так і не ввели в дію на повну потужність (у місті Волгодонську,
Росія).
Про четвертий реактор Ч АЕС до його вибуху
Нам не уникнути розповіді про деякі технічні характеристики і реактора
РВПК-1000 (реактор великої потужності, канальний, на 1 млн кВт).
Наведемо найважливіші з них у табл. 34, зазначивши (для
допитливих) дані досконаліших корпусних реакторів ВВР-1000 і ВВР-440, що
стоять на більшості українських АЕС.
Таблиця 34 Енергетичні параметри реакторів АЕС в Україні
Характеристика реактора, одиниця вимірювання Тип реактора
РВПК-1000 ВВР-1000 ВВР-440
Електрична потужність, млн кВт 1,00 1,00 0,44
Коефіцієнт корисної дії, % 31,3 33 32
Температура теплоносія, води, °С 284 322 300
Кількість урану в реакторі, т 192 66 44
Збагачення, вміст U-235, % 1,8 3,3 3,5
Споживання урану за рік, т 50 33 14
Розмір корпуса реактора
повна висота, м
діаметр,
м маса, т
—
10,9 4,57 300
11,8 4,27 201
Розмір активної зони реактора висота, м діаметр, м 7,0 11,8 3,55 3,1 2,5
2,88
Активна зона чорнобильських реакторів має циліндричну форму і заповнена
блоками графіту (приблизно 1850 т), необхідного для сповільнення
нейтронів і нормальної роботи установки. Товщу графіту пронизують аж
1884 циліндричні канали, більша частина яких (1680) містить
тепловиділяючі елементи (ТВЕЛи) у вигляді композицій з довгих трубочок з
особливого сплаву (цирконій з ніобієм). Всередині них складені у
стовпчик чорні таблетки з окису урану. Виділене ними тепло виносить
нагору потік води, що рухається між трубочками. Під час нормальної
роботи реактора шість основних помп (рис. 39) подавали в нього чималу
ріку води: 11 кубометрів щосекунди. 1,5 тонни встигали за час перетину
активної зони перетворитися на пару.
Ця зона реактора оточена особливим відбивачем нейтронів, що дає змогу
підвищити його ефективність і виробляти не менше 3 кг плутонію з кожної
використаної тонни слабозбагаченого (і дешевого) урану. Зверху вона
перекрита круглою, великою, важкою (майже 2000 тонн) і дірчастою
кришкою. Над нею по рейках у великому залі реактора рухається масивна і
висока машина для автоматичної заміни ТВЕЛів без зупинки реактора. Це
робило його малочутливим до дрібних аварій.
З досі не згаданих систем виокремимо засоби керування реактором і
системи запобігання аваріям. Для пуску реактора з його активної зони
поступово виводили вгору частину з 211 стержнів з речовини, яка сильно
поглинає нейтрони (карбід бору). Для регуляції розподілу нейтронів в
активній зоні слугували ще 24 коротші стержні, які вводилися у нижню
частину активної зони. Оскільки в нормальних умовах реактор змінював
свої характеристики повільно, його конструктори вибрали невелику
швидкість руху стержнів — 40 см/с.
Під час роботи автоматика, допоміжна ЕОМ і оператори весь час
балансували, підтримуючи потрібну потужність, адже вилучення поглинаючих
стержнів збільшує її, а введення — зменшує. Наче рух на возику із
запряженим тигром: не поганятимеш — зупиниться і засне, а поганятимеш
невдало…
Ми не випадково навели цю жаску аналогію. І конструктори, і оператори
добре знали одну з головних особливостей реакторів цього типу —
“схильність до саморозгону”. Цієї “схильності”, як і підвищеної
небезпеки, не було в перші місяці роботи реактора на “свіжому” урані.
Підвищення в якійсь частині активної зони температури вище нормальної і
поява в ній пари замість води призводили до природного гальмування
ланцюгової реакції з ураном-235 і зменшення виділення тепла. Все саме
собою поверталося до норми, вибух реактора був виключений законами
фізики.
Все повністю змінювалося наприкінці стадії повного використання ТВЕЛів з
ураном. Накопичення продуктів поділу і зменшення вмісту U-235
погіршувало властивості реактора так, що перетворення води в робочих
каналах на пару вже посилювало ланцюгову реакцію. Без негайного
втручання автоматики через невблаганність тих самих законів фізики вибух
ставав неминучим.
Правила використання (регламент) виключали вибух, але … лише за умови
їх дотримання операторами на пульті керування. Якщо знову використати
аналогії, то можна сказати так: “свіжий” запас урану перетворював
реактор на важкий віз з повільною і слухняною парою волів, частково вже
використаний — на легку і вертку таратайку із запряженими тиграми.
Ускладнювалося не лише керування, сам реактор поступово накопичував
щораз більше радіонуклідів, продуктів поділу урану чи плутонію,
перетворюючись на дедалі потужнішу радіонуклідну бомбу. Четвертий
реактор ЧАЕС робив це аж надто довго, мало не півтора року, нагромадивши
у своєму бетонному череві мільярди кюрі активності.
Для допитливих наведемо в табл. 35 узагальнені дані про нормальну
активність радіонуклідів в активній зоні РВПК-1000, спричинену тими з
них, що мають більший від години період піврозпаду (нагадаємо, що 1 МКі
= 1 000 000 Кюрі). Перед вибухом четвертий реактор ЧАЕС містив, мабуть,
ще більше ядер з великим періодом напіврозпаду.
Таблиця 35
Активність радіонуклідів в активній зоні РВПК-1000 під час роботи при
нормальній потужності
Час піврозпаду радіонуклідів Загальна активність
(МКі)
менше доби 1284,3
від доби до тижня 2673,8
від тижня до місяця 468,03
від місяця до року 1084,08
від року до 33 років 48,86
понад 33 роки 0,109
Разом 5559,179
Грандіозність числа 5559,179 Мкі важко уявити. Якби весь вміст реактора
вирвався назовні й рівномірно розподілився по полях, лісах, луках і
містах України, то на кожний квадратний кілометр припало б приблизно 914
Кі! Щоправда, через рік від цього забруднення лишилася б приблизно 1/10,
а через 10 років — менше сотої.
Отже, що довше працював реактор, то сильніше втрачав керованість і
стійкість, тим акуратніше й старанніше треба було ним керувати,
“тримаючи палець на запобіжнику”.
Реактор мав аж три великі системи захисту і ще кілька менших підсистем,
але… Всі вони не були розраховані на той випадок, коли персонал,
навмисне чи випадково, “піде на підрив”. У наш час систему, що захищає
устаткування під таких дій персоналу чи випадкових людей, образно
названо “захистом від дурня”. Реактори ЧАЕС не мали ні такого захисту
(бо невігласів передбачалося не допускати до керування ними), ні
“вродженого” самозахисту у формі самозга-сання реакції внаслідок
підвищення температури активної зони (в другій половині часу
використання робочих стержнів).
Список використаної літератури
Дерій С. І., Ілюха В. О. Екологія. — К.: Вид-во фітосоціолог. центру,
1998.
Джигирей В. С. Екологія та охорона навколишнього природного середовища:
Навч. посіб. — К.: Знання, 2000.
Злобін Ю. А. Основи екології. — К.: Лібра, 1998.
Кучерявий В. 77. Екологія. — Львів.: Світ, 2000.
Чернова Н. М., Былова А. М. Экология.— М.: Просвещение, 1988.
Чистик О. В. Экология: Учеб. пособие. — Минск.: “Новое знание”, 2000.
Экология: Учебник, пособие. — М.: Знание, 1997.
Экология города: Учебник. — К.: Либра, 2000.
Бойчук Ю. Д., Солошенко Е. М., Бугай О. В. Екологія і охорона
навколишнього середовища: Навч. посіб. — 2-ге вид., стереотип. — Суми:
Вид. “Унів. книга”, 2003. — 284 с.
Боков В. А., Лущик А. В. Основы экологической безопасности: Учеб,
пособие. — Симферополь: СОНАТ, 1998. — 224 с.
Васюта О. А. Екологічна політика України на зламі тисячоліть:
Монографія. — К.: КІМУ, 2003. — 306 с.
Грицай М. В. та ін. Основи екологічної безпеки: Навч. посіб. — Суми:
Вид-во СумДУ, 2003. — 267 с.
Кутлахмедов Ю. О., Корогодін В. L, Колътовер В. К. Основи радіоекології.
— К.: Вища школа, 2003. — 319с.
Маврищев В. В. Основы экологии: Учеб. пособие. — Мн.: Выш. шк.,
2003.—416с.
Мамедов Н. М., Суравегина И. Т. Экология. — М.: Школа-Пресс, 1996. —
464с.
Фарб П. Популярная экология: Пер. с англ. — М.: Мир, 1971. — 189 с.
Царик Т. Є., Файфу pa В. В. Основи екології. — Тернопіль, 2003. — 208 с.
Нашли опечатку? Выделите и нажмите CTRL+Enter
