Атомная энергетика. Принципы работы и проблемы развития

     Раздел 2. Проблемы атомной энергетики.

     2.1. Обращение с радиоактивными отходами.

     Проблема  утилизации ядерных отходов во всём мире стоит очень остро. Дело в  том, что как таковой, технологии переработки (именно переработки) ядерных  отходов на данный момент, просто не существует. Имеет место утилизация, то есть специальные методы упаковки отходов.

Опишем  кратко весь процесс утилизации по этапам.  Существуют три основных вида ядерных загрязнителей, и для каждого из них есть свой способ переработки.

     Твёрдые ядерные отходы. Сюда входят одежда персонала и средства технического обслуживания (ветошь, тряпки, транспортная резина и тому подобное). Этот вид отходов ядерной промышленности сжигают в специальных печах, а пепел смешивают со специальным цементом. Полученные блоки запаивают в 200 литровые бочки и хранят.

     Жидкие  ядерные отходы.  Это вода, используемая для мытья персонала и одежды, а также технологические растворы из системы теплоносителя или замедлителей. Данный вид отходов выпаривают, поступая в дальнейшем так же, как в пункте 1.

     Отходы  в виде составных элементов конструкций  реактора, транспортные средства и  технические средства контроля над  ядерными процессами. Переработка этого  вида отходов является самой дорогостоящей. Существуют два способа. Первый подразумевает консервацию всех конструкций реактора с помощью саркофага. Второй предполагает демонтаж оборудования с его частичной дезактивацией и последующей утилизацией по схеме пункта 1.

     В итоге реактор, проработавший в  среднем от 30 до 50 лет даёт такое количество заряженного радиацией вещества, что если рассчитывать себестоимость электроэнергии с учётом затрат на утилизацию, то цифры оказываются достаточно большими.  Экологический вред при этом мы просто не в состоянии просчитать.

     Почему  же такое происходит? Главная причина бедственного состояния дел заключается в отсутствии теоретической базы. В этом вопросе учёные хранят равнодушное, если не сказать больше, преступное молчание.

Сделаем небольшой теоретический обзор  проблем, связанных с радиоактивностью. Причиной любой радиоактивности являются процессы альфа-распада, а также гамма-излучения. Чтобы управлять такими процессами мы должны понять причину их возникновения. Но в современных учебниках физики все эти процессы описываются как спонтанные, то есть беспричинные. В то же самое время, любой физик скажет вам, что беспричинных физических процессов не существует. 
          Радиоактивный распад - пример статистического вероятностного процесса. Скорость радиоактивного распада подчиняется закону, выраженному формулой N_t=N₀e^at, (е - основание натурального логарифма = 2.71828). N_t - число атомов радиоактивного элемента в момент времени  t; N₀ - в начальный момент времени; a - постоянная радиоактивного распада. Зная её, легко найти период полураспада: T=ln2/a .

     При анализе цепной ядерной реакции, а также последующих радиоактивных  распадов становится ясна связь между периодом полураспада определённого химического элемента и строением его атома. Не буду утомлять вас описанием хода своих рассуждений. Дадим полученные выводы: период полураспада ядер химических элементов находится в очевидной зависимости от строения ядер. Чем более неправильным является строение ядра атома и всего атома в целом, тем выше скорость его распада. То есть имеет место энтропийный фактор.

     Вся проблема радиоактивных ядерных отходов состоит в том, чтобы найти оптимальный баланс между скоростью распада и его характеристиками. Те элементы, которые распадаются быстро, излучают большое количество энергии, те которые распадаются долго, имеют малое влияние на окружающую среду. Для грамотного решения проблемы ядерного загрязнения мы должны увеличить скорость распада таких элементов, которые имеют достаточную интенсивность и обладают «средним» периодом полураспада. Например, загрязнения, вызванные ядерными испытаниями, проведёнными более 50 лет назад, до сих пор присутствуют в атмосфере и выпадают на Землю вместе с осадками. Наиболее вредными считаются стронций и цезий. 

     2.2. Возможность аварий.

     2.2.1. Авария на ЧАЭС.

     Как уже говорилось ранее, 26 апреля 1986 года произошла авария на Чернобыльской Атомной Электростанции, самая разрушительная во всей истории атомной энергетики. Рассмотрим причины, ход и последствия данного инцидента.

     ЧАЭС расположена на территории Украины в 3 км от города Припять, в 18 км от города Чернобыль, в 16 км от границы с Республикой Беларусь и в 110 км от Киева.

     Ко времени аварии на ЧАЭС действовали четыре энергоблока на базе реакторов РБМК-1000 (реактор большой мощности канального типа) с электрической мощностью 1000МВт (тепловая мощность — 3200 МВт) каждый. Ещё два аналогичных энергоблока строились. ЧАЭС производила примерно десятую долю электроэнергии УССР.

     В 01:23:48  26 апреля 1986 года на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС произошёл взрыв, который полностью разрушил реактор. Здание энергоблока частично обрушилось, при этом погибли два человека — оператор ГЦН (главный циркуляционный насос) Валерий Ходемчук (тело не найдено, завалено под обломками двух 130-тонных барабан-сепараторов) и сотрудник пусконаладочного предприятия Владимир Шашенок (умер от перелома позвоночника и многочисленных ожогов в 6:00 в Припятской МСЧ утром 26 апреля). В различных помещениях и на крыше начался пожар. Впоследствии остатки активной зоны расплавились, смесь из расплавленного металла, песка, бетона и фрагментов топлива растеклась по подреакторным помещениям. В результате аварии произошёл выброс в окружающую среду радиоактивных веществ, в том числе изотопов урана, плутония, йода-131 (период полураспада — 8 дней), цезия-134 (период полураспада — 2 года), цезия-137 (период полураспада — 33 года), стронция-90 (период полураспада — 28 лет).

     На 25 апреля 1986 года была запланирована остановка 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС для очередного планово-предупредительного ремонта. Во время таких остановок обычно проводятся различные испытания оборудования, как регламентные, так и нестандартные, проводящиеся по отдельным программам. В этот раз целью одного из них было испытание так называемого режима «выбега ротора турбогенератора», предложенного проектирующими организациями в качестве дополнительной системы аварийного электроснабжения. Режим «выбега» позволял бы использовать кинетическую энергию ротора турбогенератора для обеспечения электропитанием питательных (ПЭН) и главных циркуляционных насосов (ГЦН) в случае обесточивания электроснабжения собственных нужд станции. Однако данный режим не был отработан или внедрён на АЭС с РБМК.

     Испытания должны были проводиться 25 апреля 1986 года на мощности 700—1000 МВт (тепловых), 22-31% от полной мощности. Примерно за сутки до аварии (к 3:47 25 апреля) мощность реактора была снижена примерно до 50 % (1600 МВт). В соответствии с программой, отключена система аварийного охлаждения реактора. Однако дальнейшее снижение мощности было запрещено диспетчером Киевэнерго. Запрет был отменён диспетчером в 23 часа. Во время длительной работы реактора на мощности 1600 МВт происходило нестационарное ксеноновое отравление. В течение 25 апреля пик отравления был пройден, началось разотравление реактора. К моменту получения разрешения на дальнейшее снижение мощности оперативный запас реактивности (ОЗР) возрос практически до исходного значения и продолжал возрастать. При дальнейшем снижении мощности разотравление прекратилось, и снова начался процесс отравления.

     В течение примерно двух часов мощность реактора была снижена до уровня, предусмотренного программой (около 700 МВт тепловых), а затем, по неустановленной причине, до 500 МВт. В 0:28 при переходе с системы локального автоматического регулирования (ЛАР) на автоматический регулятор общей мощности (АР) оператор (СИУР) не смог удержать мощность реактора на заданном уровне, и мощность провалилась (тепловая до 30 МВт и нейтронная до нуля). Персонал, находившийся на БЩУ-4, принял решение о восстановлении мощности реактора и (извлекая поглощающие стержни реактора) через несколько минут добился её роста и в дальнейшем — стабилизации на уровне 160—200 МВт (тепловых). При этом ОЗР непрерывно снижался из-за продолжающегося отравления. Соответственно стержни ручного регулирования (РР) продолжали извлекаться.

     После достижения 200 МВт тепловой мощности были включены дополнительные главные  циркуляционные насосы, и количество работающих насосов было доведено до восьми. Согласно программе испытаний, четыре из них, совместно с двумя дополнительно работающими насосами ПЭН, должны были служить нагрузкой для генератора «выбегающей» турбины во время эксперимента. Дополнительное увеличение расхода теплоносителя через реактор привело к уменьшению парообразования. Кроме этого, расход относительно холодной питательной воды оставался небольшим, соответствующим мощности 200 МВт, что вызвало повышение температуры теплоносителя на входе в активную зону, и она приблизилась к температуре кипения.

     В 1:23:04 начался эксперимент. Из-за снижения оборотов насосов, подключённых к «выбегающему»  генератору, и положительного парового коэффициента реактивности  реактор испытывал тенденцию к увеличению мощности (вводилась положительная реактивность), однако в течение почти всего времени эксперимента поведение мощности не внушало опасений.

     В 1:23:39 зарегистрирован сигнал аварийной защиты АЗ-5 от нажатия кнопки на пульте оператора. Поглощающие стержни начали движение в активную зону, однако вследствие их неудачной конструкции и заниженного (не регламентного) оперативного запаса реактивности реактор не был заглушён. Через 1—2 с был записан фрагмент сообщения, похожий на повторный сигнал АЗ-5. В следующие несколько секунд зарегистрированы различные сигналы, свидетельствующие о быстром росте мощности, затем регистрирующие системы вышли из строя.

     По  различным свидетельствам, произошло  от одного до нескольких мощных ударов (большинство свидетелей указали  на два мощных взрыва), и к 1:23:47—1:23:50 реактор был полностью разрушен.

       При выяснении причин аварии не было возможности обратиться к опыту подобных случаев в истории. Приходилось полагаться на свидетельства очевидцев, а также на результаты замеров и экспериментов, проведенных после аварии. Причинами аварии сегодня считается роковое сочетание человеческой некомпетентности и несовершенства техники. 
           Сюда относят в первую очередь ручное управление регулирующими стержнями. Мощность реактора снижается при помощи так называемых регулирующих стержней: чем меньше регулирующих стержней находится между твэлами, тем большую мощность вырабатывает реактор. Однако такая система "торможения" в этом типе реактора имеет один роковой недостаток. Когда все стержни выведены, а затем снова вводятся между твэлами, в первый момент это ведет к обратному эффекту. Мощность реактора не снижается. Напротив, в первый момент она начинает возрастать. 
            Когда большое количество регулирующих стержней одновременно выводится, а затем одновременно вводится обратно, как это и происходило во время эксперимента на ЧАЭС, мощность реактора так сильно возрастает, что реактор разрушается. Подобная ошибка, которая, однако, не привела к таким серьезным последствиям, однажды уже была совершена в 1983 году на реакторе подобного типа в Литве. Однако этим опытом никто не поделился с операторами ЧАЭС.

     В первые 10 часов после аварии, чтобы потушить пожар и таким образом остановить выброс радиоактивных материалов, в активную зону реактора пожарными закачивалась вода. После 10 часов безрезультатных попыток погасить реактор таким способом эти попытки были прекращены. С 27-го апреля по 5-е мая более 30 военных вертолетов постоянно вылетали к реактору. С вертолетов было сброшено среди прочих материалов 2400 тонн свинца и 1800 тонн песка. Это должно было потушить пожар и задержать излучение. 
         Но такого эффекта не было достигнуто. Вопреки ожиданиям, под сброшенными материалами теплота стала накапливаться. Температура в реакторе снова поднялась, а с этим увеличилось и количество выбрасываемой активности. Во время последней фазы тушения реактор охлаждали азотом. Только к 6-му мая пожар и радиоактивная эмиссия были взяты под контроль. 
           На работы по тушению реактора было привлечено 600 мужчин из пожарного подразделения станции и из состава персонала. Они получили наибольшую дозу облучения. 134 человека из них получили дозы облучения от 0,7 до 13 зиверт (Зв). Это означает, что они за несколько часов получили дозу облучения в 13 000 раз превышающую 1 мЗв: в Европейском Союзе 1 мЗв считается максимальным уровнем эффективной дозы, которую может получить человек в течение года из-за влияния атомной электростанции. 
           31 ликвидатор умер спустя непродолжительное время. До 1989 года на работы по расчистке в Чернобыле в общей сложности было привлечено около 800 000 мужчин, которые по сегодняшний день ощущают последствия участия в этих работах для их здоровья. 300 000 из них получили дозы облучения свыше 0,5 Зв. Вопрос о том, какое число ликвидаторов на сегодняшний день умерло от последствий облучения, остается спорным. По сведениям, предоставленным официальными инстанциями трех наиболее пострадавших стран-правопреемниц бывшего СССР к настоящему времени умерло 25 000 ликвидаторов.