Ядерный реактор — первый и наиболее яркий пример мощной промышленной установки, работающей по законам микромира. Управление реактором требует глубокого понимания протекающих в нем процессов и быстрого реагирования на их изменения. Особенно ясно это стало после Чернобыльской аварии.
Подчеркивая безусловную актуальность полной гласности по радиационной обстановке после аварии на Чернобыльской АЭС, следует указать и на необходимость при этом понимать, что вредно для людей, а что нет. В какой-то степени эта книга дает ответ и на этот вопрос.
Рассмотрены принципы работы ядерных реакторов и физические эффекты, затрудняющие их нормальную эксплуатацию. Анализируются дозовые характеристики излучения и облучения персонала АЭС и населения, Рассмотрены аварии на АЭС «Три-Майл-Айленд» (США) и Чернобыльской (СССР).
ОГЛАВЛЕНИЕ
Предисловие 3
Введение 6
1. Энергия, вещество, излучение 7
1.1. Вселенная началась с «большого взрыва» 7
1.2. Виды ионизирующего излучения 16
Гамма-излучение (17). Бета-излучение (18). Нейтронное излучение (19). Альфа-излучение (20).
1.3. Взаимодействие излучения с веществом 20
Взаимодействие а- и P-излучений с веществом (23). Взаимодействие уизлУчения с веществом (25). Взаимодействие нейтронов с веществом (29). Рассеяние нейтронов на ядрах (29).
1.4. Естественные источники излучения 34
2. Эскиз истории создания теории ядерных реакторов 40
2.1. Открытие возможности цепной ядерной реакции деления 41
2.2. О назначении ядерных реакторов, о мемуарах и о школьных учебниках 51
2.3. Введение в теорию нейтронных мультиплицирующих систем реакторов 59
Замедление нейтронов (60). Диффузионное приближение (63). Диффузионное уравнение с учетом захвата нейтронов (66). Распределение тепловых нейтронов (67). Интегральное уравнение для тепловых нейтронов при. наличии размножения (67). Теория экспоненциальных опытов (68). Граничные условия (69). Критические размеры однородных систем (71). Примеры определения критических размеров систем без отражателя и с отражателем (73). Распределение плотности нейтронов (74). Регулирующие стержни (75). Общий приближенный метод нахождения критических размеров с учетом конечной длины замедления нейтронов (метод многих групп) (77). Неоднородные системы (79). Резонансное поглощение в гетерогенных системах (80). Влияние температуры на резонансное поглощение (81). Коэффициент использования тепловых нейтронов в гетерогенном реакторе (82). Внутренний блок-эффект при тепловом поглощении (82). Теория гетерогенной решетки (84). Формула обратных часов (87). Основные вехи развития теории реакторов (88).
3. Физика энергетических реакторов 90
3.1. Дальнейшее развитие теории реакторов 90 Теория резонансного поглощения (91). Теория регуляторов (92). Двухгрупповое приближение (94). Ксе-ноновое «отравление» реактора (95). Самариевое «зашлаковывание» реактора (97). Выгорание топлива в энергетических реакторах (98). Оптимизация физических параметров реактора (100).
3.2. Технические характеристики энергетических реакторов 108 Свойства замедлителя и частота расположения твэлов (108). Технические характеристики ВВЭР (110). Технические характеристики РБМК (112). Физические характеристики технологического процесса энергетического реактора (115).
3.3. Физические эффекты, способствующие нарушению нормальной эксплуатации реактора 120
Самопроизвольный разгон реактора (121). Система регулирования (123). «Локальный котел» (124). Температурный (мощностной) эффект (125). Нагревание топлива (125). Нагревание замедлителя (126). Нагревание теплоносителя (126). Изменение внешнего блок-эффекта (126). Изменение спектра нейтронов (126). Искажение распределения тепловыделения (128). Искажение распределения тепловыделения при выгорании ядерного топлива (128). Спонтанные пространственные ксеноновые колебания (129). Затухающие колебания плотности нейтронов после кратковременной остановки реактора (132). Замечания о механических повреждениях реакторов 133). Заключительные замечания (135).
4. Дозовые характеристики ионизирующего излучения 137
4.1. Единицы измерения активности и ионизирующих излучений 137
4.2. Биологическое действие ионизирующих излучений 143
4.3. Нормы радиационной безопасности 148
5. Радиоактивное излучение в нормальном режиме работы АЭС 155
5.1. Распределение энергии деления 156
Осколки деления (156). Мгновенные нейтроны (157) Запаздывающие нейтроны (158). Мгновенное у-излучение (159). |3-и у-излучение продуктов деления (159), Антинейтрино (159).
5.2. Накопление продуктов деления 160 Факторы, влияющие на накопление продуктов деления (16]). Активность отработавшего топлива реакторов ВВЭР и РБМК (162). Биологически значимые продукты деления (165).
5.3. Накопление актиноидов 166
Изменение изотопного состава урана (168). Образование новых делящихся нуклидов (169). Радиационные характеристики смеси актиноидов (170).
5.4. Активная зона реактора как источник излучения 172
Нейтринное излучение (172). у-Излучение (174).
5.5. Технологические контуры АЭС как источники излучения 176
5.6. Излучение остановленного реактора 179
5.7. Радиоактивные выбросы и сбросы 180
5.8. Дозы облучения персонала АЭС и населения 182
6. Ядерный топливный цикл 184
6.1. Основные понятия о ядерном топливном цикле , ь 184
Добыча руды (184). Переработка руды (187). Аффинаж (188). Производство UF6 и разделение изотопов (189). Изготовление топлива (193). Хранение, транспортировка и радиохимическая переработка отработавшего топлива (194). Хранение и переработка радиоактивных отходов (196). Вывод из эксплуатации ядерных реакторов (198).
6.2. Радиоактивность и дозы облучения на начальных стадиях ядерного топливного цикла 200
Добыча урана (200). Переработка руды и изготовление ядернбго топлива (201).
6.3. Радиоактивность и дозы облучения при обращении с отработавшим топливом 202
7. Предотвращение аварий ядерных реакторов 205
7.1. Оценки вероятности возникновения аварии из-за отказа оборудования 207
Метод «деревьев событий» (209). Соотношение польза — риск (211).
7.2. Примеры аварий ядерных реакторов на АЭС «Три-Майл-Айленд» (США) и Чернобыльской (СССР) 214
Авария на реакторе АЭС «Три-Майл-Айленд» (214). Авария на Чернобыльской АЭС и ее последствия (218).
7.3. Сопоставление последствий от взрыва атомной бомбы и от полного разрушения ядерного реактора 231
Качественное сопоставление (231), Количественное сопоставление (232).
Заключение 234
ПРЕДИСЛОВИЕ
Ни отдельный человек, ни человеческое общество не могут существовать без потребления энергии. В течение истории цивилизации человек осваивал различные источники энергии. В настоящее время наиболее мощными являются источники атомной энергии — естественные источники органического топлива исчерпываются, а использование солнечной энергии пока что имеет очень низкий КПД. Ядерная энергия преобразуется в электрическую на атомных электростанциях (АЭС). «Сердце» АЭС — ядерный редактор.
Использование источников энергии неизбежно связано с вредным воздействием на окружающую среду (может быть, единственное исключение — биохимический метод усвоения энергии). Это воздействие специфично для каждого типа источника энергии. Ядерная энергия характерна тем, что ее вредное действие связано с радиоактивным излучением.
О ядерных реакторах написано большое количество книг. В них изложены различные аспекты принципов работы ядерных реакторов, начиная от чисто научных проблем осуществления цепной ядерной реакции деления и кончая техническими вопросами эксплуатации ядерных реакторов. Как правило, эти книги отличаются двумя особенностями. Во-первых, они написаны для специалистов; во-вторых, в них рассматривается главным образом какая-либо одна сторона работы ядерных реакторов, например: теория и расчет ядерных реакторов, или проблемы выгорания ядерного топлива, или вопросы регулирования ядерного реактора, или расчеты образования продуктов деления и определения их радиоактивности и т.п. Данная книга отличается от ранее написанных своей общей концепцией: здесь ядерный реактор рассматривается, в первую очередь, как источник ионизирующего излучения и исследуются те эффекты, которые это излучение определяют.
Книга состоит из семи глав.
Глава 1 по существу является вводной. В ней приводится современная концепция о трансформации вещества и энергии во Вселенной, перечисляются виды ионизирующего излучения и описываются свойства взаимодействия этого излучения с веществом. Одна из задач этой главы заключается в том, чтобы разъяснить читателю, что ядерная энергия обусловлена совершенно иными законами природы по сравнению с теми, которые проявляются в обыденной жизни.
Глава 2 содержит краткий эскиз истории создания теории ядерных реакторов в Советском Союзе. Ранее в монографической литературе подобного связанного изложения этих вопросов не приводилось. Здесь рассматриваются вообще история ядерной физики, предшествующая открытию цепной ядерной реакции деления, пионерские работы по теории ядерных реакторов, а также основы теории ядерных реакторов, созданные еще в 40-х годах нашего столетия. Изложенный материал позволяет понять принципы работы ядерных реакторов и тот круг физических вопросов, который приходится решать при проектировании и эксплуатации ядерных реакторов.
В главе 3 конкретизируются отдельные вопросы физики энергетических реакторов: во-первых, приводятся результаты дальнейшего развития теории реакторов, необходимые для понимания особенностей работы реакторов в штатном и внештатном режимах; во-вторых, описываются инженерные характеристики существующих в Советском Союзе энергетических реакторов; в-третьих, подробно анализируются физические эффекты, способствующие нарушению нормальной эксплуатации энергетических реакторов.
Глава 4 посвящена описанию дозовых характеристик ионизирующего излучения. Определяются понятия: «активность», «поглощенная доза», «экспозиционная доза», «эквивалентная доза». Далее рассматривается биологическое действие ионизирующего излучения. Приводятся многочисленные примеры. Особенно важные нормы радиационной безопасности подробно обсуждаются.
Главы 5 и 7 являются центральными в книге. В гл. 5 приводятся данные об ионизирующем излучении реак-
тора в нормальном режиме работы АЭС. Сначала описываются виды излучения, возникающие в ядерном реакторе, затем рассказывается о накоплении продуктов деления и определяется их активность. Результаты иллюстрируются данными, полученными при эксплуатации реальных энергетических реакторов. Фактическими данными иллюстрируется также накопление актиноидов. Рассматриваются активная зона ядерного реактора и технологические контуры АЭС как источники излучения. Описывается излучение остановленного реактора. В заключение главы приводятся допустимые дозы облучения персонала АЭС и населения.
Глава 6 посвящена описанию ядерного топливного цикла: ясно, что облучение топлива в ядерном реакторе — лишь один из переделов общего топливного цикла и без описания последнего картина общей активности, выделяющейся при использовании ядерной энергии, была бы неполной. Подробно описывается радиационная обстановка на всех этапах топливного цикла.
И, наконец, в гл. 7 рассматривается комплекс вопросов, связанных с предотвращением аварий ядерных реакторов. Обсуждается правомерность вероятностного подхода к оценке возможности возникновений аварий ядерных реакторов. Подробно описываются возникновение, развитие и последствия аварий ядерных реакторов на АЭС «Три-Майл-Айленд (США) и Чернобыльской (СССР). Приводится сопоставление последствий от взрыва атомной бомбы и от полного разрушения типичного энергетического ядерного реактора.
Резюмируя, следует подчеркнуть, что в книге рассмотрен широкий круг вопросов, связанных с образованием ионизирующего излучения в ядерном реакторе как в нормальных, так и в аварийных режимах последнего. Авторы стремились к максимальной элементарности изложения: математические формулы практически отсутствуют, но зато приводится большое количество качественных физических рассуждений.
Главы 1 (кроме §1.3), 2, 3 и 7 написаны А. П. Руди-ком, главы 4—6 и §1.3 — Л. В. Матвеевым.
Авторы выражают искреннюю благодарность профессору В. В. Хромову, взявшему на себя труд ознакомиться с рукописью, за интересные замечания, а один из авторов (А. П. Рудик), глубоко признателен Е. К. Кандрор за помощь при работе над корректурой.
ВВЕДЕНИЕ
В соответствии с установившейся методологической традицией следовало бы начать изложение с обсуждения естественного вопроса: «А зачем вообще нужна ядерная энергетика, что она может дать, кроме неприятностей?» Однако авторы отказались от подобной схемы подачи материала и отложили ответ на этот вопрос до заключения, где он более обоснован. Сделано это было по следующим причинам. Во-первых, общее обсуждение связанных с этим вопросом проблем без детального анализа физики ядерных реакторов широко отражено в литературе. Поэтому лишнее повторение вряд ли произвело впечатление на кого бы то ни было. Во-вторых, книга писалась летом 1987 г., когда газеты и журналы были переполнены эмоциональнопублицистическими статьями с обсуждением аварии на Чернобыльской АЭС (поток этих крайне нужных статей не уменьшился и к концу 1989 г.). Очевидно, что на этом фоне обсуждение общих проблем ядерной энергетики рационально проводить на глубокой основе физики ядерных реакторов. По существу данная книга и должна дать базу для подобного обсуждения, и авторы надеются в дальнейшем вернуться к этой проблеме.
А начать авторы решили с беглого изложения наиболее общих проблем физики Вселенной. Сделано это исходя из следующих соображений. Ядерные реакторы — как часть практического использования ядерной энергии человечеством — создали прецедент качественно нового взаимодействия человечества с природой. Ядерные реакторы работают по совершенно другим законам, чем агрегаты и устройства, нас непосредственно окружающие. И нам хотелось чуть-чуть приоткрыть для читателя дверь в этот необычайный мир, чтобы читатель хотя бы слегка почувствовал, что разговор идет об овладении совершенно новыми закономерностями. И за использованием ядерной энергии в широком смысле (от медицины через ядерную энергетику до атомных и водородных бомб) последовало использование лазеров (опять же от медицины до СОИ), а на пороге — использование высокотемпературной сверхпроводимости (от чего и до чего?).
После этого короткого введения, навеянного замечаниями рецензента, перейдем к делу. |
