Белорусская атомная электростанция находится на пороге запуска, который состоится в начале ноября.
Накануне этого события, которое станет безусловно важным для общественности нашей страны, Республиканская научно-техническая библиотека публикует материал на тему атомной энергетики и ее использования в современном мире.
Если говорить об истории развития ядерной науки, то нужно вернуться в начало XX века. Тогда еще не был открыт нейтрон, не было приемлемой теории строения атома, даже не обсуждалась возможность цепной реакции деления ядра. Но уже в 1912 году выдающийся российский ученый Владимир Иванович Вернадский выступил в Российской академии наук с докладом о новых ядерных силах на базе исследований радиоактивности радия. В то время уже были известные опыты лауреатов Нобелевской премии Марии Склодовской-Кюри и Пьера Кюри.
Вернадский понимал, что открыты ядерные силы, которые в миллион раз более эффективны, чем известные химические силы. Он предположил, что человечество вступает в новую эру, когда не будет ограничения доступа к энергии, а все проблемы питания, здоровья, промышленного и социального развития будут решены.
Это было одним из первых предсказаний о грядущем золотом веке человечества на основе научно-технологической революции. Однако позднее он же впервые осознал весь трагический драматизм этого открытия дверей не только в светлое будущее, но и к возможности самоуничтожения человечества.
Первые школы ядерной физики
Одной из первых экспериментально-теоретических школ, сыгравших историческую роль в освоении ядерной энергии, была школа Эрнеста Резерфорда в Лондоне. В то же время в Центральной Европе начала развиваться Копенгагенская школа под руководством Нильса Бора, и вместе со школой Резерфорда они заложили основы современной теории ядра.
В России ядерная физика развивалась прежде всего школой «папы Иоффе» — Абрама Федоровича Иоффе, директора Физико-технического института в Санкт-Петербурге. Он собрал молодых и талантливых учеников, организовывал им стажировки у Резерфорда, и фактически многие будущие руководители советского атомного проекта — Харитон, Лейпунский, Капица, Ландау — прошли эту школу. Так образом, до начала Второй мировой войны развитие ядерной физики в СССР и Европе шло параллельно с исследованиями на Западе. Однако с установлением в Италии, Германии и Испании фашистских режимов началась эмиграция ученых из европейских стран, в особенности из Германии.
В Соединенных Штатах Америки в один момент собрались восемнадцать нобелевских лауреатов по химии и физике — эмигрантов во главе с признанным мировым авторитетом — немецким ученым Альбертом Эйнштейном.
В 1939 году два венгерских эмигранта-физика Лео Сциллард и Юджин Вигнер подвигли Альберта Эйнштейна написать президенту США Рузвельту письмо и объяснить необходимость развития атомного проекта в Америке в противовес разработкам в нацистской Германии. Ученые понимали, что ядерные силы — это источник могучей силы добра и зла, и поэтому выступали за необходимость контроля над этой технологией. Рузвельт отнесся к этому письму очень серьезно, и уже через несколько месяцев в США был создан Урановый комитет, положивший впоследствии начало Манхэттенскому атомному проекту.
Как работает ядерный реактор
Работа ядерного реактора основана на использовании делящегося изотопа. В природе существует единственный такой изотоп — уран-235, который так и называется — делящийся. Нейтральный нейтрон способен проникнуть в ядро. Поглотив нейтрон, ядро урана-235 начинает деформироваться, возбужденное внесенной энергией связи нейтрона. После этого ядро может разделиться на две части — на осколки деления с испусканием новых нейтронов деления.
Когда нейтроны деления попадают в следующее ядро, оно может тоже разделиться с выделением свободных нейтронов, приводя к цепной реакции деления. В результате ядерной реакции деления в реакторе высвобождается энергия, во много раз превосходящая энергию химических реакций: деление 1 грамма урана-235 эквивалентно сжиганию 3 тонн угля.
Если же поглотить рождающиеся нейтроны деления, цепная реакция остановится. Если не ограничивать число рождающихся нейтронов после деления, например, в ядерной бомбе, то произойдет разгон, то есть случится ядерный взрыв.
Первые ядерные реакторы
Перед создателями первых в мире ядерных реакторов встала трудная задача. Содержание делящегося урана-235 в природном уране составляет ничтожную долю — всего лишь 0,71%. Основную долю природного урана составляет уран-238, вероятность деления которого очень мала.
С самого начала разработки ядерного реактора встал вопрос, по какому направлению идти в поиске вещества-замедлителя: использовать легкую (обычную) воду, тяжелую воду с дейтерием вместо водорода, чтобы избежать избыточного поглощения нейтронов в водороде, графит, бериллий или парафин. Физики обнаружили, что есть два вещества, которые могут замедлять нейтроны, с тем чтобы при этом достаточно увеличилась вероятность его взаимодействия с ураном, но практически не поглощались бы нейтроны, — это тяжелая вода (дейтерий) и графит.
В нацистской Германии сделали ставку на тяжелую воду: завод по производству удобрений в Норвегии, захваченный нацистами, производил достаточное количество тяжелой воды. Но союзники, узнав об этом, захватили всю тяжелую воду и на барже переправили ее в Англию, а завод уничтожили. Немцы в 1940 году, будучи очень близки к осуществлению реакции деления, остались без тяжелой воды. Конструкция их первого реактора была очень оригинальна. Топливные элементы выглядели как цепочки «сосисок» из урана. Если эти цепочки подвесить внутри реактора на решетке, то наблюдается гетерогенный эффект: нейтроны более избирательно поглощаются в уране и более эффективно достигают делящихся ядер. Если что-то случилось, «сосиски» можно просто отпустить, они упадут, и образуется гомогенная зона реактора, в которой нейтроны начинают использоваться неэффективно, и реактор глохнет. И вот тогда нацистам в Германии не хватило тяжелой воды, чтобы заполнить эту критическую сборку.
В США ученые выбрали два направления — графит и тяжелую воду, причем в качестве приоритетного направления взяли графит. В декабре 1942 года коллективом под руководством итальянского ученого и лауреата Нобелевской премии по физике Энрико Ферми был запущен первый в мире уран-графитовый ядерный реактор — Chicago Pile 1 (СР-1). Затем этот реактор был разобран и перенесен в Аргонскую национальную лабораторию (ANL), созданную в США, под названием СР-2. В 1944 году в АNL запустили первый в мире тяжеловодный ядерный реактор СР-3.
Принципиально важным шагом стал запуск в ANL последователями Ферми первого в мире реактора на быстрых нейтронах (без замедлителя) Clementine (CP-4), в котором в качестве охлаждающей жидкости впервые использовался жидкий металл — ртуть.
Атомный проект в СССР
До начала Второй мировой войны исследования по ядерной физике в СССР концентрировались в центральных институтах Академии наук: в Ленинграде в Физико-техническом институте, в Радиевом институте, в Физико-техническом институте в Харькове и в Москве.
Но в 1940 году И. В. Курчатов, Л. И. Русинов, Г. Н. Флеров и Ю. Б. Харитон обратились в Президиум АН СССР с письмом «Об использовании энергии урана в цепной реакции». В сентябре была создана Комиссия по проблеме урана, на основании решения которой была утверждена программа работ по первому советскому урановому проекту.
А в 1943 году ГКО СССР принял постановление об организации работ по использованию атомной энергии в военных целях. Курирование атомной проблемы было возложено на В. М. Молотова, а ответственным за вопросы обеспечения военных и ученых разведывательной информацией был назначен Л. П. Берия. Научное руководство проблемой возложили на Игоря Курчатова.
Для управления работами по атомному проекту 20 августа 1945 года постановлением ГКО СССР был создан новый орган — Специальный комитет. На него возлагалась организация всей деятельности по использованию атомной энергии в СССР: научно-исследовательские работы, разведка месторождений и добыча урана в СССР и за его пределами, создание атомной промышленности и ядерно-энергетических установок, разработка и производство атомных бомб. Последняя задача была ключевой в реализации атомного проекта СССР.
Все учреждения и привлеченные участники повседневно ощущали особый стиль руководства и организации работ, который как бы продолжал, но уже в мирных условиях стиль работы и оперативного управления оборонной промышленностью в годы Великой Отечественной войны.
Результаты не замедлили себя ждать: уже в декабре 1946 года, через 4 года после США, запустили первую в Европе ядерную критическую установку — установку Ф-1. Она до сих пор работает в Курчатовском институте.
В решение атомной проблемы необходимо было вовлечь специалистов самых различных областей науки и техники: металлургов, механиков, химиков, биологов, текстильщиков и специалистов по стеклу. Проблема была комплексной, и ее можно было решить только путем объединения максимального числа людей, наиболее сведущих в области науки и техники.
Мирный атом
В 1953 году Дуайт Эйзенхауэр выступил в ООН с идеей создания режима международного контроля за развитием и использованием ядерных технологий и создания Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) для контроля за его реализацией. В качестве практического шага предлагалось провести I Женевскую конференцию по мирному использованию ядерной энергии под эгидой ООН, где можно было бы обсудить способы мирного использования ядерной энергии. На этой конференции настоящий фурор произвел доклад о первой в мире атомной станции в СССР, запущенной в 1954 году в Обнинске, — с уран-графитовым реактором, охлаждаемым водой на обогащенном уране.
После этого количество атомных стаций по всему миру начало быстро расти, используя базу, созданную оружейными атомными проектами: топливную базу, всю промышленную инфраструктуру (от добычи урана до производства ядерного топлива и использования его в реакторе), подготовку кадров, знания и опыт специалистов. Более того, пущенные первые в мире АЭС различного типа реально были результатом конверсии разработок для военных целей.
К середине 1980-х годов в мире строилось в год до сорока ядерных блоков. И все шло прекрасно до 1979 года — крупнейшей аварии в истории коммерческой атомной энергетики в США на АЭС Three Mile Island. Затем в 1986 году случилась авария на Чернобыльской АЭС, переросшая в ядерную катастрофу с глобальными социально-политическими последствиями. Прежде всего это касалось СССР, поскольку реакторы такого типа строились только в СССР. Однако резко возросло негативное отношение населения в странах Европы. Семь малых стран приняли решение о запрете развития ядерной энергетики. Начался процесс пересмотра концепции безопасности АЭС и дальнейшего развития «культуры ядерной безопасности» как одной из основ ядерной энергетики.
С целью выхода из наступившего кризиса в 2000 году были организованы два международных проекта. Инновационный проект ядерной энергетики ИНПРО, предложенный Россией, развивался под эгидой МАГАТЭ и объединял усилия специалистов развитых и развивающихся в ядерном отношении стран. Цель ИНПРО — определение стратегии развития и требований к будущей ядерной энергетике.
Проект по разработке реакторов четвертого поколения для АЭС будущего направлен на создание реакторов, которые решат проблемы дальнейшего развития ядерной энергетики: безопасности, экономической эффективности, неограниченности ресурсов развития, обращения с отходами и отработанным топливом, нераспространения. Участниками этого проекта, предложенного по инициативе США, являются только десять наиболее развитых в ядерном отношении стран.
*по материалам портала ПостНаука
Белорусская АЭС
Беларусь развивает атомную энергетику, следуя самым строгим международным нормам безопасности в этой области,
а строительство первой в Белоруссии АЭС можно считать одним из самых успешных проектов среди стран ― «новичков» (Минск, апрель 2016)
Генеральный директор МАГАТЭ
Юкия Амано
На белорусской атомной станции размещены реакторы нового поколения класса 3+, общей мощность 2400 МВт;
Заказчиком выступило Правительство Республики Беларусь, а исполнителем строительства и последующим запуском Госкорпорация «Росатом»;
Срок службы станции 60 лет;
Стоимость проекта достигает 10 млрд. долларов;
Экологический эффект:
- выбросы парниковых газов в Республике Беларусь уменьшатся на 10%;
- в учебном центре есть полная копия центрального управления станцией (подбирался такой же цвет плитки, стен, телефонов. Таким образом, полный аналог пульта);
- контроль системы доступа персонала в разные зоны. Чтобы попасть на станцию нужен не только пропуск и коды доступа. Также нужно пройти сканирование радужки глаза. А чтобы попасть ближе к центральному пульту, в дополнение ко всем мерам безопасности еще и сканируется сосудистый рисунок ладони.
- устойчива к ураганам и смерчам;
- выдержит мощные землетрясения;
- способна выдержать падение самолета.
Если говорить о экономических эффектах от работы станции то:
- снижение на 1/4 потребностей природного газа;
- генерация до 30% электроэнергии в стране;
- подготовка кадров и освоение новых высоких технологий в сфере атомной энергетики;
- возможность экспортировать электроэнергию в другие страны;
- новые рабочие места (8000 строителей, 15000 занятых в обслуживании нового населенного пункта и станции, 2000 персонал станции).
В завершении нашего очередного «взгляда» представляем подборку новейших статей из периодических изданий фонда библиотеки по теме: «Безопасность ядерной энергетики»
Использование нейронных сетей в теплофизических задачах атомной энергетики (обзор) / А. Р. Забиров [и др.] // Теплоэнергетика. - 2020. - № 8. - С. 5–19. - (Атомные электростанции). – Библиогр.: 75 назв.
Проанализированы перспективы реализации современных цифровых технологий на основе искусственных нейронных сетей при проведении расчетных анализов безопасности объектов использования атомной энергии и представлен обзор работ по этой тематике. Представлены публикации, в которых нейронные сети применяются при проведении экспериментальных исследований и обработке их результатов в таких областях, как теплообмен и гидродинамика в однофазных средах и при фазовых превращениях, а также водородная безопасность.
К вопросу о достижимости естественной безопасности ЯЭУ пятого поколения / И. С. Слесарев [и др.] // Изв. Рос. акад. наук. Энергетика. - 2020. - № 3. - С. 15–32. – Библиогр.: 19 назв.
Известно, что устранение значимых рисков ядерного энергопроизводства является на сегодняшнем этапе необходимостью и целеполаганием, определяющими его развитие в ближайшем будущем. Указано что, отсутствие четкой логики, прозрачности и гарантий в достоверности анонсируемой безопасности существенно мешают ее развитию, заставляют усложнять и излишне переусложнять дорогостоящие технические решения, тем самым препятствуя повышению конкурентоспособности ядерной энергетики. Отмечено, что изначально предложенная концепция Естественной Безопасности ставила задачу решения отмеченных выше проблем, но до сих пор ее конкретное наполнение не было представлено в строгой форме. Обсуждены условия генерации и развития новых средств самозащиты ядерных реакторов нового поколения, а также феноменологические и технические основы для их реализации на основе формализма детерминистского типа.
О развитии нормативной базы, устанавливающей подходы к возврату продуктов переработки отработавшего ядерного топлива в государство их поставщика / А. В. Курындин [и др.] // Ядер. и радиац. безопасность. - 2020. - № 1. - С. 15-20. - (Статьи). – Библиогр.: 9 назв.
Указано, что в настоящее время Российская Федерация принимает на своей территории с целью переработки облученные тепловыделяющие сборки, изготовленные для реакторов российского производства, эксплуатируемых за рубежом. Действующим законодательством предусмотрено, что продукты переработки указанных сборок должны быть направлены в государство их поставщика. Существующие подходы к определению количества данных продуктов в настоящий момент изложены в руководстве по безопасности при использовании атомной энергии «Рекомендации по обеспечению безопасности при возврате продуктов переработки облученных тепловыделяющих сборок в государство их поставщика» (РБ-092-13). Приведен анализ необходимости актуализации возможных методов определения количества продуктов переработки, подлежащих возврату государству-поставщику отработавших тепловыделяющих сборок. Даны предложения по внесению соответствующих изменений в РБ-092-13.
Оценка запасов активности по номенклатуре основных радиационно опасных радионуклидов при долговременном обращении с отработавшим ядерным топливом Белорусской АЭС / Ю. А. Корчева [и др.] // Вес. Нац. акад. навук Беларусі. Сер. фізіка-тэхн. навук. - 2020. - № 2. - С. 243–251. - (Диагностика и безопасность технических и природных систем). – Библиогр.: 5 назв.
Разработаны вероятностная модель и математическая программа CUB, обеспечивающая прогноз запасов активности по перечню наиболее опасных продуктов деления и актиноидов на разных фазах обращения с отработавшим ядерным топливом и продуктами его переработки, определенных Стратегией обращения с отработавшим ядерным топливом Белорусской АЭС. Для прогнозирования запасов активностей радионуклидов на установках по обращению с отработавшим ядерным топливом Белорусской АЭС обоснована возможность применения референтных данных, полученных по материалам нормативного документа РБ-093-14 «Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных». Выполнен анализ влияния степени начального обогащения топлива по 235U и глубины выгорания отработавшего ядерного топлива на удельные активности основных радиационно опасных продуктов деления и актинидов. Представлены результаты расчета активностей продуктов деления и актинидов в отработавших тепловыделяющих сборках со средней глубиной выгорания 55,6 МВт·сут/т U для топлива с начальным обогащением 4,81 % по 235U.
Оценка целостности физических барьеров безопасности РБМК в условиях длительного обесточивания энергоблока / Т. А. Бубнова [и др.] // Атом. энергия. - 2020. - Т. 128, вып. 5. - С. 249–253. - (Статьи). – Библиогр.: 5 назв.
Дан анализ двух последовательных этапов управления запроектной аварией с полным обесточиванием РБМК и множественными отказами оборудования: декомпрессия контура циркуляции и восстановление охлаждения реактора холодной водой в условиях его последующего разогрева. Рассмотрены факторы, влияющие на всплеск давления в контуре циркуляции при восстановлении охлаждения реактора в условиях его разогрева. Показана эффективность последовательности управляющих действий и используемого оборудования с точки зрения возможности переопрессовки канальных труб и реакторного пространства. Состояние канальных труб и реакторного пространства при возникающих деформационных нагрузках проанализировано с использованием экспериментально определенного критерия приемлемости (целостности) канальной трубы.
Соболев, А. В. Оценка показателей надежности персонала при длительной эксплуатации энергоблока атомной станции / А. В. Соболев, И. А. Тутнов, В. Ф. Украинцев // Изв. высш. учеб. заведений. Ядер. энергетика. - 2020. - № 1. - С. 5–14. - (Атомные электростанции). – Библиогр.: 7 назв.
Приведены основные составляющие для формирования методики получения количественных показателей надежности персонала по данным опыта фактической длительной эксплуатации конкретного энергоблока. Даны рекомендации и пояснения к каждому основному элементу методики, в частности, приведены информационная модель методики, основные индикаторы и другие составляющие. Представлена дополнительная методика оценки безопасности ядерных энергетических установок. Предложены оригинальное понятийное определение надежности персонала атомной станции и методика обоснования гарантий безопасности энергоблоков с учетом аспектов человеческого фактора.
Третинников, Д. Л. Моделирование аварийных процессов, протекающих в защитной оболочке АЭС с водо-водяным энергетическим реактором / Д. Л. Третинников, А. В. Дойникова, П. К. Нагула // Вес. Нац. акад. навук Беларусі. Сер. фізіка-тэхн. навук. - 2020. - № 2. - С. 224–234. - (Диагностика и безопасность технических и природных систем). – Библиогр.: 7 назв.
Представлены результаты расчетного моделирования развития аварии в защитной оболочке АЭС с реакторной установкой ВВЭР-1000 с помощью программного средства COCOSYS. Приведены результаты расчета параметров среды в защитной оболочке в условиях запроектной аварии с большой течью из первого контура. Выполнено сравнение полученных результатов с аналогичными расчетами, проведенными с помощью программного средства АНГАР, которое используется российскими специалистами. Сделан вывод, что программное средство COCOSYS позволяет проводить расчетную оценку процессов, протекающих в защитной оболочке реактора при аварийных режимах на АЭС, и может быть использовано для независимой оценки обоснования безопасности АЭС, требуемой нормами МАГАТЭ.
