Ядерні аварії

Переробка уранових руд з метою отримання окису-закису урану проводиться на спецкомбінаті в м. Жовті Води.

До особливостей уранодобування та переробки слід віднести те, що всі відходи цього технологічного процесу є радіоактивними і представляють певну небезпеку в плані забруднення навколишнього середовища. В урановій руді крім природного урану міститься також торій-232 та продукти їх радіоактивного перетворення, в тому числі радіоактивний газ радон.

Атомна електростанція є одним з підприємств ядерного паливного циклу.

Ядерний реактор - це фізичний пристрій, у якому здійснюється керована ланцюгова реакція ядерного поділу з виділенням і відведенням теплової енергії. Основною частиною ядерного реактора є активна зона, в якій певним чином розташовані тепловиділяючі елементи з ядерним паливом, сповільнювач нейтронів та нейтронно-поглинаючі стержні, за допомогою яких здійснюється управління ланцюговою реакцією ядерного поділу. Для відведення тепла від тепловиділяючих елементів через активну зону безперервно прокачується теплоносій.Як ядерне паливо у більшості реакторів використовується уран – природний чи збагачений ізотопом з масовим числом 235. Ступінь збагачення знаходиться в межах від десяток часток проценту до декількох процентів. Природний уран складається із трьох ізотопів: U238, U235 та U234 з їх відсотковим вмістом: 99,284; 0,711 і 0,0055 % відповідно. Серед них тільки уран-235 має здатність поділяться під дією теплових нейтронів. Його відсоток у суміші ізотопів урану можна збільшити методами газодифузійного розподілу ізотопів або із застосуванням спеціальних ультрацентрифуг. Уран із збагаченням по U235 до 20 % має назву – низькозбагачений уран. При збагаченні у діапазоні 3-5 % уран є енергетичним, оскільки він слугує паливною сировиною для енергетичних реакторів діючих АЕС. Уран з 20 % та більшим вмістом U235 класифікується як високозбагачений уран. Він використовується, в основному, у складі тепловиділяючих елементів (ТВЕЛів) усіх корабельних ядерних реакторів і реакторів-розмножувачів на швидких нейтронах, а також реакторів, які виробляють тритій і в завантаженні деяких дослідницьких реакторів. І, нарешті, уран, що збагачений по U235 більше за 90 % - є так званим збройовим ураном.

У зв’язку з тим, що металевий уран при взаємодії з водою і повітрям займається, для виготовлення ТВЕЛів використовують оксид урану (IV) (UO2). У ТВЕЛах оксид урану (IV) знаходиться у оболонках з цирконію, нержавіючий сталі чи спеціальних сплавах. Це запобігає контакту палива з теплоносієм та виходу у нього продуктів поділу. ТВЕЛи виготовляють у вигляді стержнів, трубок або пластинок, які зібрано у касети і мають назву тепловиділяючі складання.

У реакторах, що працюють на повільних нейтронах, необхідно зменшувати енергію, яка утворюється внаслідок поділу нейтронів (до енергії меншій за 1 еВ). Для цього між ТВЕЛами розташовують сповільнювач. В якості сповільнювача використовують матеріали з низьким атомним номером (наприклад, графіт, легку і важку воду та інші), а також органічні сполуки.

Реактори, що працюють на швидких нейтронах, не мають сповільнювача, так як експлуатація їх базується на поділі урану під впливом швидких нейтронів (з енергією більшою за 100 кеВ).

Потужність реактора, який працює на повільних нейтронах, регулюється за допомогою керуючих стержнів. Ці стержні містять матеріали, які поглинають нейтрони (наприклад, карбід бору). При введенні таких стержнів в активну зону кількість нейтронів, що беруть участь у поділі, зменшується, а відповідно знижується і потужність реактору. Крім цього, в реакторі є стержні аварійного захисту, які містять в собі речовини, що добре поглинають нейтрони. При вводі їх в активну зону відбувається зупинка реактору.

Для відводу тепла від ТВЕЛів застосовують всілякі системи охолодження реактору. Теплоносіями можуть бути вода (легка або важка), гази (гелій, азот, діоксид вуглецю), рідкі метали (натрій) та деякі інші речовини.

Оскільки активна зона, а також комунікації та оснащення першого контуру є джерелом іонізуючого випромінювання, реактор повинен мати біологічний захист.

Класифікація ядерних реакторів. За своїм призначенням ядерні реактори поділяються на дослідницькі, експериментальні та енергетичні. На сьогодні у ядерній енергетиці використовуються п’ять основних модифікацій реакторів, які працюють на повільних нейтронах, і один тип реактора-розмножувача на швидких нейтронах.

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 є легка вода, а сповільнювачем – графіт.