Специфика работы с делящимися веществами
Ядерная безопасность АЭС
Приборный контроль ядерной безопасности АЭС
Обеспечение ядерной безопасности при переработке, хранении и транспортировке делящихся веществ
Приборный контроль ядерной безопасности в перерабатывающей промышленности
ЯДЕРНАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ
ДЕЛЯЩИХСЯ ВЕЩЕСТВ
- СПЕЦИФИКА РАБОТЫ С ДЕЛЯЩИМИСЯ ВЕЩЕСТВАМИ
Стратегия ядерной энергетики предусматривает параллельное развитие реакторов на тепловых нейтронах и реакторов-размножителей на быстрых нейтронах большой единичной мощности, начиная с 1990 г. Второй тип реакторов предполагает использование плутония, получаемого при переработке отработанного на АЭС топлива.
Увеличение роли АЭС в энергетическом балансе страны неразрывно связано с развитием заводов топливного цикла — заводов, производящих твэлы из обогащенного урана или плутония и перерабатывающих облученное ядерное топливо. Эффективная их работа — обязательное условие широкого внедрения АЭС в народное хозяйство. Одним из важнейших аспектов успешной работы предприятий топливного цикла является обеспечение ядерной безопасности на всех стадиях транспортировки, хранения и переработки делящихся веществ. Под ядерной безопасностью понимается совокупность научно-технических решений и организационных мер по предотвращению возникновения неконтролируемой самоподдерживающейся цепной реакции деления (СЦР) и по локализации возможных последствий аварии.
Возрастающие масштабы атомной энергетики и атомной техники в целом потребовали всестороннего рассмотрения и изучения всех потенциально опасных последствий повышения уровня ионизирующих излучений для персонала установок атомной техники и населения, включая отдаленные последствия для будущего всего человечества.
Развитие ядерной энергетики в крупных масштабах требует комплексного подхода к ряду проблем, в том числе и к ядерной безопасности АЭС и предприятий топливного цикла. Для АЭС ищется оптимум между экономически обоснованной надежностью выработки электроэнергии и допустимым биологическим риском для населения и окружающей среды, а на предприятиях топливного цикла — оптимум между стоимостью извлекаемого топлива и допустимым биологическим риском. Суммарный биологический риск, связанный с работой АЭС и предприятий топливного цикла, при правильной их эксплуатации намного меньше биологического риска, возникающего при использовании органического топлива.
В схеме топливного цикла атомной энергетики (рис. 4.1) лишь первое звено — добыча и переработка урановой руды — не нуждается в обеспечении ядерной безопасности. Во всех его других звеньях, начиная с обогащения урана легким изотопом (235U) и кончая переработкой облученных твэлов, а также на все этапах хранения и транспортировки требуется строгое выполнение правил ядерной безопасности.
Следует отметить, что даже в природный условиях около 2 млрд. лет назад, когда содержание 235U составляло 3,64%, а не 0,72%, как в настоящее время, в урановом месторождении в Габоне (Африка) образовались «ядерные реакторы», проработавшие десятки тысяч лет. Не исключено, что сочетание высокой температуры с ионизирующим излучением этих «реакторов» могло оказать стимулирующее действие на процессы, приведшие в конце концов к возникновению жизни на Земле.
Резкое уменьшение критической массы с ростом обогащения 235U требует такого технологического режима на АЭС и предприятия топливного цикла, а также при транспортировании твэлов, чтобы при всех мыслимых эксплуатационных режимах, включая аварийные, не создавалась возможность возникновения СЦР и чтобы биологический риск не превышал нормы, определяемой современным воззрением медицинской науки на допустимые уровни радиационного воздействия. Этот критерий должен удовлетворяться техническими решениями, организационными мероприятиями, высоким качеством проектирования, изготовления, сооружения и эксплуатации ядерных объектов.
Для контроля ядерной безопасности энергетических и исследовательских реакторов, критических и подкритических сборок и предприятий по переработке делящихся веществ создан вневедомственный орган — Госатомнадзор СССР, решение которого определяет возможность пуска любой потенциально опасной ядерной установки в первый раз или после модернизации, а также при рассмотрении отказов или отклонений от заданного режима.
На Госатомнадзор СССР возложено выполнение следующих основных функций: проведение инспекционного надзора по контролю сс стояния ядерной безопасности на подведомственных предприятиях; руководство работой научно-исследовательских организаций — базовых организаций Госатомнадзора; разработка общесоюзных Правил по ядерной безопасности; координация планов научно-исследовательских работ и опытно-конструкторских разработок по ядерной безопасности в СССР. Госатомнадзор рассматривает также технические меры и средства ядерной безопасности, разрабатываемые проектными организациями и предусмотренные техническими проектами ядерных установок, в том числе АЭС.
В СССР действуют правила, обязательные для всех ведомств, организаций и предприятий и определяющие организационные и технические меры по обеспечению ядерной безопасности, Нарушение требований, отраженных в этих документах, влечет за собой административную или судебную ответственность в соответствии с существующим законодательством.
В настоящее время научные аспекты проблем ядерной безопасности охватывают теорию критичности систем с делящимися материалами, в том числе и ядерных реакторов, теорию контроля и управления этими установками, теорию надежности, и, находясь на стыке целого ряда наук, ядерная безопасность превратилась в самостоятельное направление.
Несмотря на существенное различие таких объектов, как АЭС, заводы по переработке урана и плутония, хранилища и т. п., существует общность задач по обеспечению ядерной безопасности и подходов к их решению. Во всех случаях недопустима реализация неконтролируемого надкритического состояния.
Характерным параметром критического состояния является критическая загрузка, или критическая масса (Мкр) — количество материала, содержащего
, достаточное для того, чтобы при наличии замедлителя и других примесей или конструкционных материалов началась самоподдерживающаяся цепная реакция с коэффициентом размножения нейтронов, равным единице
и целый ряд изотопов других трансплутониевых элементов могут образовывать Мкр как при наличии замедлителя нейтронов, так и без него.
Для реакторов на тепловых нейтронах (водные растворы соединений урана, плутония, уран-графитовые и уран-водные реакторы и т. п.) универсальным параметром, характеризующим зависимость Мкр от состава материалов активной зоны, является относительная концентрация ядер замедлителя — число ядер замедлителя, например водорода, отнесенное к одному делящемуся ядру
При малом количестве замедлителя нейтроны не успевают стать тепловыми и обладают малой вероятностью вызвать деление (Мкр велико, а для 2%-ного обогащения no 235U 
). По мере добавления замедлителя спектр нейтронов приближается к тепловому, увеличивается вероятность деления (критические массы уменьшаются до минимальных). Наступает момент, когда дальнейшее добавление замедлителя существенно не влияет на спектр нейтронов, но увеличивает поглощение нейтронов в замедлителе (Мкр растет и становится равной бесконечности вследствие значительного поглощения нейтронов замедлителем — см. рис. 4.3).
Минимальные значения Мкр реализуются примерно при значениях параметра замедления
I, т. е. при концентрациях урана и плутония порядка 35—50 г/л. При отклонении от указанных значений критическая загрузка резко возрастает.
Для реакторов на тепловых нейтронах зависимость критических загрузок от относительных концентраций замедлителя имеет аналогичный характер. Поэтому рабочую точку при работе реактора на номинальном уровне мощности выбирают в области минимума, чтобы фазовые переходы теплоносителя не приводили к образованию эффектов нестабильности.
Рис. 4.1. Урано-плутониевый топливный цикл
