Журнал "Вокруг Света" №10 за 2001 год

Помимо этого, ЯСУ дают возможность практически не ограничивать дальность плавания, развивать и поддерживать немалую скорость. К тому же компактность ЯСУ играет далеко не последнюю роль. Преградой для радиоактивного излучения реактора служат две защитные оболочки. Первая закрывает корпуса реактора, вторая — парогенераторное оборудование, систему очистки и контейнеры для отходов.

В общей сложности в мире на сегодня существует более 200 судов различного назначения с 400 ядерными энергетическими установками на борту. Россия располагает 8 атомными ледоколами.

Ядерный реактор

Это устройство предназначено для осуществления и поддержания управляемой цепной ядерной реакции.

Принципы использования ядерных реакторов для производства электричества те же, что и большинства других подобных систем.

Энергия, полученная при расщеплении атомов, используется для нагрева воды и получения пара. Пар приводит в действие турбины, которые и производят электроэнергию. Основными составляющими элементами ядерного реактора являются:

Активная зона, где сосредоточено ядерное топливо и происходит реакция деления ядер, сопровождающаяся выделением энергии;

Теплоноситель — жидкое или газообразное вещество, необходимое для поддержания нужной температуры при вылете из активной зоны;

Отражатель нейтронов — приспособление для уменьшения потерь нейтронов при вылете из активной зоны;

Биологическая защита — система охраны работающих на АЭС людей от воздействия ядерных излучений.

В активной зоне большинства типов реакторов находятся, помимо топлива, модератор (материал, замедляющий нейтроны, полученные при расщеплении, для еще большего их расщепления; модератором часто служит так называемая «тяжелая» вода или графит) и контрольные стержни, сделанные из поглощающих нейтроны материалов, таких как кадмий, гафний или карбит бора. Стержни размещаются в активной зоне или достаются из нее для контроля уровня реакции или ее остановки. Ядерные реакторы делятся на два основных типа — гетерогенный и гомогенный. Первый — наиболее распространен и представляет собой реактор, в котором ядерное топливо распределено в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель нейтронов.

Второй тип реакторов — гомогенный — применяется гораздо реже из-за технологических и конструктивных сложностей. В его основе лежит принцип, при котором ядерное топливо и замедлитель образуют однородную (по ядерно-физическим свойствам) среду для нейтронов. Эта смесь может быть жидким раствором (или суспензией) ядерного топлива и замедлителя.

Цикл ядерного топлива

Основным энергоносителем АЭС является природный уран (U). Его производство — процесс, называемый циклом ядерного топлива. Начинается он с добычи урановой руды, которая затем перемалывается, образуя новое соединение — оксид урана (U3O2), или желтый кек, подвергающийся обогащению. Для этого его переводят в газообразную форму — в состояние уранового гексафторида (UF6). Обогащение — процесс необходимый, так как только 0,7% природного урана подвергается расщеплению, необходимому для производства энергии.

Природный уран содержит два изотопа (разновидности атомов одного химического элемента, атомные ядра которых содержат одинаковое число протонов и разное число нейтронов), один из них — 235U — способен расщепляться, другой — 238U — нет. Для функционирования ядерного реактора необходимо, чтобы концентрация 235U была несколько большей, чем содержится в природном виде. В процессе обогащения и происходит доведение концентрации этого изотопа до 3,5 — 5%, при этом нерасщепляемый изотоп удаляется на 85%.

Это достигается разделением уранового гексафторида (UF6) на два потока: первый, обогащенный до нужного уровня, называется низкообогащенным ураном, а второй, обедненный, — «хвостами».

Далее изготовливаются тепловыделяющие элементы — ТВЭЛы. После того как обогащенный уран (UF6) поступает на специализированное предприятие, происходит процесс его перевода в двуокись урана (UO2), лежащий в основе производства гранул, по форме напоминающих очень большие таблетки, получаемые путем прессования UO2 при температуре более 1 400°C. Затем «таблетки» помещают в специальные стержни, в оболочке которых используются слабо поглощающие нейтроны материалы (цирконий и алюминий). Готовые к употреблению ТВЭЛы объединяются в реакторах в особые группы, образующие так называемые сборки, или кассеты.

Внутри ядерного реактора атомы 235U, упакованные в ТВЭЛы, расщепляются и высвобождают энергию, трансформирующуюся в электрическую.

Отработанное топливо удаляют из реактора спустя год с момента загрузки. Топливные стержни, продолжающие излучать радиацию, помещают в водные резервуары, остужающие их и «смягчающие» тем самым уровень радиации. Так стержни хранятся от нескольких месяцев до нескольких лет.