Тема 10 ядерні аварії

1 2 3 4 5

Ім'я файлу: ТЕМА 10_.DOC
Розширення: doc
Розмір: 390кб.
Дата: 01.11.2021
скачати
Пов'язані файли:
20130412-095046.doc

ТЕМА 10

ЯДЕРНІ АВАРІЇ

У 1996 році виповнилось 100 років з дня відкриття А.Беккерелем явища радіоактивності, яке А.Енштейн назвав самою революційною силою технічного прогресу з тих пір, як доісторична людина відкрила вогонь. Проте ми вже добре знаємо, що всякий технічний прогрес, з одного боку, приносить користь, а з другого - небезпеку.

Значні досягнення у створенні радіаційних технологій та опанування ядерної енергії, даючи людству багато корисного, висунули ряд нових проблем. Однією з цих проблем є радіоактивне забруднення довкілля при аваріях та його негативний вплив на здоров'я населення. Хоча частота аварій при дотриманні безпеки невелика, однак вірогідність іх підвищується через те, що збільшується кількість радіаційно- і ядерно-небезпечних об'єктів.

Ядерна енергетика бере свій початок з першої в світі атомної електростанції, яка була споруджена в СРСР під керівництвом І.В.Курчатова і введена в експлуатацію 27 червня 1954 року (м. Обнінськ Калужської області).

За станом на кінець 1996 року в 33 країнах світу працювало на атомних електростанціях 442 ядерних енергетичних реактори загальною потужністю 351 ГВт і 36 реакторів загальною потужністю 28 ГВт будувалось.

У 1996 році, за даними МАГАТЕ, на долю АЕС приходилось 18% виробництва електроенергії, що перевищує весь об'єм електроенергії, що вироблена у світі всіма типами електростанцій за 1960 рік.

Значного розвитку ядерна енергетика досягла і в колишньому Радянському Союзі. Виходячи з даних, які наведені в таблиці 16.I, потужності, що вводились на АЕС Радянського Союзу, подвоювались через кожні 5 років.

У 1985 році частка електроенергії, що вироблялась на АЕС, складала 14% сумарного виробництва електроенергії в СРСР.

Сьогодні в Україні працює 4 АЕС, які забезпечують біля 40% валового виробництва електроенергії в країні.
Розвиток ядерної енергетики в СРСР

Роки	Потужності, що вводились на АЕС, ГВт
1971 - 1975 1976 - 1980 1981 - 1985	70 - 80 130 - 150 240 - 250

Атомні електростанції України

Назва станції	Кількість і тип ядерних ревкторів	Сумарна потужність всіх енергоблоків ГВт	Рік пуску першого блоку АЕС
Запорізька АЕС	6 ВВЕР*	6,0	1983
Південно-Українська	2 ВВЕР	2,0	1983
Рівненська АЕС	4 ВВЕР	3,0	1980
Хмельницька АЕС	2 ВВЕР	2,0	1984
Чорнобильська АЕС	4 РВПК**	3,0	1977-(закрита 15.12 2000р.)

*ВВЕР - водоводяні енергетичні реактори

**РВПК - реактори великої потужності канальні.

Про перспективність атомної енергетики в нашій країні свідчить Указ Президента України N 64/94 від 23 лютого 1994 року "Про невідкладні заходи щодо розвитку атомної енергетики та формування ядерно-паливного циклу в Україні".
Радіаційно небезпечні технології та об'єкти

ядерно-паливного циклу
Поняття "ядерно-паливний цикл" характеризує послідовність операцій з радіоактивними матеріалами у ядерній енергетиці і включає до себе такі технології і відповідні їм об'єкти, (мал. 16.1) як:

видобування, подрібнення і концентрування уранової руди - уранові рудники збагачувальні фабрики;

вилучення урану із уранової руди та його збагачування ізотопом з масовим числом 235 - радіохімічні підприємства;

перетворення урану в паливо і виготовлення паливних елементів - підприємства атомного машинобудування;

використання паливних елементів у ядерних реакторах: - атомні електростанції, атомні теплоелектроцентралі, атомні станції побутового теплозабезпечення (АСТ), атомні станції промислового теплозабезпечення, атомні надводні кораблі (АНС), атомні підводні човни, космічні апарати, дослідницькі реактори;

виділення з відпрацьованого палива накопиченого плутонію, невикористаного урану та інших радіонуклідів, які застосовуються в різних галузях виробництва (наука, техніка, медицина, тощо) - радіохімічні заводи;

регенерація палива і виготовлення паливних елементів - радіохімічні підприємства та підприємства атомного машинобудування;

перевезення свіжого і відпрацьованого палива, радіоактивних матеріалів та відходів - спеціалізовані транспортні підприємства;

зберігання палива, радіоактивних матеріалів та відходів - тимчасові сховища на окремих підприємствах та постійні сховища на пунктах захоронення радіоактивних відходів.

Слід відзначити, що в Україні, як в багатьох інших країнах світу, немає повного (замкнутого) ядерно-паливного циклу. Проте окремі елементи його функціонують. До них відносяться: видобуток, подрібнення і концентрування уранової руди (уранові рудники), використання ядерного палива (енергетичні та дослідницькі реактори), зберігання відпрацьованого палива (сховища), перевезення свіжого та відпрацьованого палива і радіоактивних відходів (спеціальні транспортні підприємства), зберігання радіоактивних відходів (пункти їх захоронення) та деякі інші.

Будова, принцип роботи та класифікація ядерних реакторів
Ядерний реактор - це фізичний пристрій, у якому здійснюється керована ланцюгова реакція ядерного поділу з виділенням і відведенням теплової енергії.

У переважній більшості існуючих ядерних реакторів для підтримання ланцюгової реакції поділу ядер атомів палива використовуються повільні (теплові) нейтрони. Проте, вже є ядерні реактори, які працюють і на швидких нейтронах.

Основною частиною ядерного реактора є активна зона, в якій певним чином розташовані тепловиділяючі елементи з ядерним паливом, сповільнювач нейтронів та нейтроно-поглинаючі стержні, за допомогою яких здійснюється управління ланцюговою реакцією ядерного поділу. Для відведення тепла від тепловидільних елементів через активну зону безперервно прокачується теплоносій.

Як ядерне паливо у більшості реакторів використовується природний уран, збагачений ізотопом з масовим числом 235 у вигляді діоксиду. Ступінь збагачення складає декілька відсотків.

До сповільнювачів відносяться речовини, які в значній мірі зменшують енергію, а разом з тим і швидкість нейтронів (графіт, легка і важка вода та інші).

Регулюючі стержні та стержні аварійного захисту містять в собі речовини, що добре поглинають нейтрони (бор, кадмій, гафній та інші).

Теплоносіями можуть служити вода (легка або важка), газ (гелій, азот, двоокис вуглецю), рідкий метал (натрій) та деякі інші речовини.

Класифікація ядерних реакторів. За своїм призначенням ядерні реактори поділяються на дослідницькі, експериментальні та енергетичні.

На сьогоднішній день у ядерній енергетиці використовується п'ять основних модифікацій реакторів, що працюють на повільних нейтронах і один тип реактора - розмножувача на швидких нейтронах.

Основні типи ядерних енергетичних реакторів

Тип реактора	Теплоносій	Сповільнювач
Реактори, що працюють на повілбних нейтронах
ВВЕР РВПК	Легка вода під тиском Легка вода кипляча Газ Важка вода Легка вода	Легка вода Легка вода Графіт Важка вода Графіт
Реактори, що працюють на швидких нейтронах
ШН	Рідкий метал	Відсутній

На вітчизняних АЕС найбільш широкого застосування набули водоводяні енергетичні реактори (ВВЕР), в яких як теплоносієм, так і сповільнювачем є легка вода, і реактори великої потужності канальні (РВПК), де теплоносієм служить легка вода, а сповільнювачем - графіт.

Принципова відміна цих двох типів реакторів полягає ще і в тому, що в реакторі типу ВВЕР теплоносій прокачується через всю активну зону і під тиском знаходиться весь корпус реактора, а в реакторах типу РВПК теплоносій циркулює по робочих каналах і тільки вони знаходяться під тиском. В зв'язку з цими особливостями теплозйому реактори першого типу прийнято називати корпусними, а реактори другого типу - канальними. Основні технічні показники цих реакторів приведені в табл.

Характеристика ядерних енергетичних реакторів

Характеристика	Тип реактора
	ВВЕР-1000	РВПК-1000
Теплова потужність, МВт Електрична потужність, Мвт Ядерне паливо Збагачення палива ураном-235,% Загрузка ядерного палива, т Питома потужність, Мвт/т урану Середня ступінь вигорання, Мвт доба/кг урану Повна компанія, роки	3000 1000 UO₂ 4,4 66 45,5^.10³ 10⁴ 3	3200 1000 UO₂ 2 192 16,7 22,3 3

Характеристика радіонуклідів, що утворюються

при роботі ядерного реактора
Ядерні реактори є генераторами величезної кількості штучних радіонуклідів, які за своїм походженням розділяються на продукти ядерного поділу (ПЯП), продукти наведеної активності (ПНА) та ізотопи трансуранових елементів (ІТЕ)..

Продукти ядерного поділу виникають у процесі розщеплення ядер урану або плутонію під дією нейтронів. До них відносяться біля 200 радіоактивних ізотопів 35 хімічних елементів середини таблиці Д.І.Мєндєлєєва - від цинку (порядковий номер 30) до гадолінію (порядковий номер 64). ПЯП є, як правило, бета- і гама-випромінювачами. Періоди напіврозпаду їх знаходяться в межах від часток секунди до десятків років.

Радіонукліди, що утворюються при роботі

ядерного реактора

Кількість радіонуклідів	Положення в таблиці Д.І.Мєндєлєєва	Вид випромінення	Період напіврозпаду
Продукти поділу ядер атомів палива
Біля 200	Середина таблиці (від 30 до 64 порядкового номеру)	бета, гама	Частки секунди - десятки років
Продукти наведенної активності
Біля 400	Початок і середина таблиці	бета, гама	Секунди, десятки і тисячі років
Ізотопи трансуранових елементів
Біля 60	Кінець таблмці (після 92 порядкового номеру)	альфа, бета	Десятки і мільйони років

Продукти наведеної активності (ПНА) з'являються при опромінюванні нейтронами конструкцій активної зони, теплоносія, що проходить через неї. До ПНА відносяться біля 400 радіонуклідів, які як і ПЯП є, в основному, бета- і гама-випромінювачами з періодами напіврозпаду від секунд до десятків і тисяч років.

Ізотопи трансуранових елементів (ІТЕ) виникають при опромінюванні урану-238 повільними нейтронами. До ІТЕ відносяться біля 60 радіонуклідів, котрі за переважною більшістю є альфа-випромінювачами з великими періодами напіврозпаду.

Таким чином, під час роботи ядерного реактора в ньому утворюється близько 700 різних радіонуклідів.

Науковий комітет з дії атомної радіації Організації об'єднаних націй (НКДАР ООН) вважає, що певне значення в опроміненні людей мають тільки 20 радіоізотопів 14 хімічних елементів. Це водень-3 або тритій, вуглець-14, магній-54, залізо-55, криптон-85, стронцій-89, стронцій-90, цирконій-95, рутеній-103, рутеній-106, йод-131, цезій-134, цезій-137, барій-140, церій-141, церій-144, плутоній-238, плутоній-239, плутоній-241, америцій-241. Найбільшу ж роль в опроміненні населення відіграють лише 8 радіонуклідів, тому що внесок кожного з них в ефективну еквівалентну дозу перевищує 1%. До цих радіонуклідів відносяться вуглець-14, цезій-137, цирконій-95, рутеній-106, стронцій-90, церій-144, водень-3, йод-131.

Кількісне накопичення та якісний склад конкретних радіонуклідів в активній зоні реактора залежить від тривалості його роботи, ступеню збагачення ядерного палива і часу витримки реактора після його зупинки. Вихід продуктів поділу із активної зони при її перегріванні або розплавленні визначається ступенем їх леткості.

Так, інертні гази криптон (Кr) і ксенон (Хе), які киплять при від'ємній температурі (відповідно - 152⁰ і - 107⁰ С), повністю випаровуються з палива.

В значній мірі можуть виділятись із палива йод (І₂), цезій (Сs) і телур (Те), що мають температуру плавлення відповідно 184⁰, 669⁰, 990⁰С.

Такі хімічні елементи, як молібден (Мо), цирконій (Zr), церій (Се) і плутоній (Рu), температура кипіння котрих відповідно 4612⁰, 4377⁰, 3426⁰, 3232⁰С, більш стійко зв'язані з паливом (паливні нукліди) і можуть поступати в навколишнє середовище у вигляді дрібнодисперсного пилу (паливних частинок).

Таким чином, при ядерній аварії реактора радіоактивні викиди можуть складатись із двох компонентів:

- газоаерозольного, до складу якого входять легкі радіонукліди (радіоізотопи криптону, ксенону, йоду, цезію і телуру);

- паливного у виді дрібнодисперсного пилу, до складу якого входять важкі радіонукліди (радіоізотопи молібдену, цирконію, церію, плутонію і в значній мірі стронцію).

Співвідношення цих компонентів залежить від ступеня перегрівання палива і механічного руйнування реактора.

При радіаційних аваріях на інших об'єктах ядерно-паливного циклу кількісний і якісний склад радіонуклідів може значно відрізнятись від вище наведеного.

Слід зауважити, що постійний розпад деяких радіонуклідів, що потрапили у довкілля, супроводжується утворенням та накопиченням нових (дочірніх) радіонуклідів, а це приводить до відповідних змін радіонуклідного складу забруднення об'єктів навколишнього середовища.

Оскільки, до складу аварійних викидів ядерних реакторів входять як короткоживучі радіонукліди з періодами напіврозпаду менше 15 діб, так і довгоживучі з періодами напіврозпаду більше 15 діб, то за перебігом часу кількість короткоживучих радіонуклідів буде зменьшуватись у більшій мірі, ніж довгоживучих. Тому за часом буде змінюватись і внесок кожного із них в сумарну дозу опромінення населення. Викид основних радіонуклідів внаслідок аварії на Чорнобильській АЕС приведені в таблиці .
Основні радіонукліди, що потрапили у довкілля внаслідок

аварії на Чорнобильській АЕС, та їх дозоформуюча роль

у різні терміни після аварії

		Термін після аварії
Радіонуклід	Період напіврозпаду	Перші 10 діб	Перший місяць	Третій місяць	Кінець 1986 року	1987 - 1988 роки	1993 і наступні роки
Йод-131	8.04 доби	+	+	-	-	-	-
Йод-132	2.3 год.	+	-	-	-	-	-
Йод-133	20.8 год.	+	-	-	-	-	-
Йод-135	6.61 год.	+	-	-	-	-	-
Телур-132	3.25 доби	+	-	-	-	-	-
Лантан-140	14.2 год.	+	-	-	-	-	-
Барій-140	12.7 доби	+	+	-	-	-	-
Ніобій-95	35 діб	+	+	-	-	-	-
Цирконій-95	64 доби	+	+	+	-	-	-
Рутеній-103	29.3 доби	+	+	-	-	-	-
Рутеній-106	268.2 доби	+	+	+	+	+	-
Церій-141	32.5 доби	+	+	-	-	-	-
Церій-144	248.3 доби	+	+	+	+	+	-
Цезій-134	2.06 року	+	+	+	+	+	-
Цезій-137	31 рік	+	+	+	+	+	+
Стронцій-89	52 доби	+	+	+	-	-	-
Стронций-90	27 років	+	+	+	+	+	+
Плутоній-238	87.7 років	+	+	+	+	+	+
Плутоній-239	24380 років	+	+	+	+	+	+
Плутоній-240	6537 років	+	+	+	+	+	+
Кюрій-242	163 доби	+	+	+	+	-	-
Кількість нуклідів		21	16	16	9	8	5

Маса радіонуклідів, які були викинуті з реактору аварійної ЧАЕС подані в таблиці

1 2 3 4 5

скачати

© Усі права захищені
написати до нас