Нейтронное излучение

На атомных электростанциях (АЭС) намечается ввод агрегатов с аодо-водяными и водно-графитными реакторами на тепловых нейтронах с единичной мощностью 440 и 1000 МВт, а также реактора-размножителя на быстрых нейтронах мощностью 600 МВт. Ведется строительство Ленинградской, Кольской, Смоленской, Курской, Армянской, Чернобыльской и других атомных электростанций.

вых нейтронах с единичной мощностью соответственно 440, 1000 МВт и 1000, 1500 МВт, а также с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах мощностью 600 и 800 МВт. Ведется строительство или расширение Смоленской, Курской, Белоярской, Южно-Украинской, Запорожской, Ровенской, Хмельницкой, Крымской, Игналинской, Калининской, Балаковской, Ростовской и ряда других атомных электростанций.

19. Чему равно время удвоения реактора-размножителя на быстрых нейтронах мощностью 1000 МВт, работающего при КПД 40 %, если #в=0,05 и р„ = 50 кВт/кг (предположим, что /2 = *р)?

В Великобритании в 1963 г. был пущен экспериментальный реактор мощностью 15 МВт, затем была введена в эксплуатацию АЭС Даунри с прототипным реактором мощностью 250 МВт. После накопления опыта предполагается построить АЭС с реактором на быстрых нейтронах мощностью 1300 МВт.

В настоящее время многие трудности в создании АЭС уже преодолены. Ввод в действие Ленинградской и Нововоронежокой АЭС с реакторами на тепловых нейтронах мощностью по 1 млн. кВт открывает широкие перспективы строительства в СССР типовых АЭС, удельные капитальные вложения в которых значительно снизятся, а себестоимость производства электроэнергии будет ниже по сравнению с крупными тепловыми электростанциями с энергетическими блоками мощностью 300 тыс. кВт.

Обширные исследования и разработки по программе создания реакторов-размножителей на быстрых нейтронах ведутся во Франции, США, Великобритании, ФРГ и Японии. Интересно отметить, что в США вслед за первыми исследовательскими реакторами еще в 1956 г. было начато, по-видимому, преждевременное строительство АЭС им. Энрико Ферми с реактором на быстрых нейтронах мощностью 60 МВт. В 1963 г. реактор был пущен, и его эксплуатация продолжалась по октябрь 1966 г., когда произошла авария с расплавлением тепловыделяющих элементов. Ликвидация аварии заняла почти четыре года. В конце концов там было принято решение этот реактор законсервировать. В настоящее время основные усилия в США направлены на реализацию проекта демонстрационной АЭС с БН с жидкометаллическим теплоносителем мощностью около 400 МВт, пуск которого намечен на 1983 г. В Великобритании в 1963 г. был пущен экспериментальный реактор в Дунрее мощностью 15 МВт, затем была введена в эксплуатацию АЭС с прототипным реактором мощностью 250 МВт. После накопления опыта предполагается построить АЭС с реактором на быстрых нейтронах мощностью 1300 МВт.

Главная надежда энергетиков — использование так называемых реакторов-размножителей, реакторов на быстрых нейтронах. В них первоначально заложенный уран почти полностью превращается в плутоний, который тоже является атомным «горючим». Совсем как в знаменитой сказке братьев Гримм о чудесном горшочке! Реактор такого типа успешно эксплуатируется в Советском Союзе уже более 10 лет в атомном опреснителе на полуострове Мангышлак. А совсем недавно реакторный блок на быстрых нейтронах мощностью 600 тысяч киловатт введен в строй на Белоярской АЭС. Советский Союз в области строительства реакторов на быстрых нейтронах значительно опередил все другие страны.

Накопленный опыт сооружения и эксплуатации атомных электростанций позволил сделать вывод о целесообразности строительства АЭС мощностью 2—4 млн. кВт с наиболее технически совершенными и экономичными реакторами (два на тепловых нейтронах мощностью 1 млн. кВт и 440 тыс. кВт и один— на быстрых нейтронах — 600 тыс. кВт).

До сих пор в электроэнергетике ПНР основную роль играют ТЭС, работающие на угле. К концу текущего десятилетия в стране планируется строительство атомной электростанции мощностью 800 тыс. кВт. За период 1980— 1990 гг. общую мощность АЭС Польши намечено довести до 8 млн. кВт. К 1990 г. предполагается построить АЭС с реакторами на быстрых нейтронах мощностью 1000 МВт. К 2000 г. ПИР, видимо, будет располагать АЭС общей мощностью 20 ГВт.

В осуществлении этой программы в 1973 г. начато строительство опытной АЭС с реактором-размножителем на быстрых нейтронах мощностью 312 МВт. Остальные АЭС будут оснащаться реакторами на обычной воде. К 2000 г. общую мощность АЭС предполагается довести до 25 000 МВт. Промышленное освоение реакторов-размножителей предполагается в конце 80-х годов.

В сттэоительстпя Айг я™**^ „,„_--._ —-„„„uj^ Ulinil Сшл, одновременно проводя исследования и в своей стране. На современном этапе развития атомной энергетики упор делается на реакторы с обычной водой, но проводятся исследования по разработке и других реакторов. В конце 1976 г. в префектуре Оараи построен опытный реактор-размножитель на быстрых нейтронах мощностью 50 тыс. кВт, результаты его работы будут использованы при проектировании реактора-размножителя мощностью 300 тыс. кВт. Цз

Под радиационной стойкостью электроизоляционных материалов понимают способность выдерживать воздействие ионизирующих излучений, т. е. излучений, вызывающих ионизацию атомов и возбуждение электронов. Среди разнообразных видов таких излучений наибольшую опасность для электроизоляционных материалов представляют гамма-излучение и нейтронное излучение, способные проникать в вещества на большую глубину — порядка десятков сантиметров. При использовании электроизоляционных материалов в ядерном реакторе они подвергаются воздействию смешанного излучения, в котором главную роль играют составляющие гамма- и нейтронного излучения.

Гамма-излучение — это поток гамма-квантов, т. е. электромагнитное коротковолновое излучение. Нейтронное излучение представляет собой поток нейтронов с различной энергией wa. Различают нейтроны тепловые (ш>, = 0,025 эВ), надтешювые (шя > 0,1-^0,2 эВ), промежуточные (шн<2-105 эВ) и быстрые (WH == 2-10бч-2-107 эВ). В ионизирующем нейтронном излучении наиболее активную роль играют промежуточные и быстрые нейтроны.

Источники ионизирующих излучений. В измерительных приборах используются различные виды ядерных излучений (альфа-, бета-, гамма- и нейтронное излучение). Источниками ядерных излучений служат естественные и искусственные радиоактивные изотопы.

— на отказ 342 Нейтронное излучение 232

В качестве ионизирующих агентов применяются а-, Р- и у-лучи радиоактивных веществ; значительно реже — рентгеновские лучи и нейтронное излучение.

веществ; значительно реже — рентгеновские лучи и нейтронное излучение. Для измерения степени ионизации используются ионизационные преобразователи — ионизационные камеры и ионизационные счетчики, работающие на различных участках вольт-амперной характеристики газового промежутка между двумя электродами. На 247 показана зависимость тока / в камере ( 246) с постоянным составом газа от приложенного напряжения U и интенсивности облучения /. На участке / характеристики ток увеличивается прямо пропорционально напряжению, затем рост его замедляется и на участке II ток достигает насыщения. Это указывает на то, что все ионы, образующиеся в камере, уносятся электрическим полем к электродам. На участке III ионизационный ток снова начинает расти, что вызывается вторичной ионизацией при ударениях первичных электронов и ионов о нейтральные молекулы. Это

При контактах (особенно в смесях) плутония с некоторыми легкими элементами (например, F, Al, Li) под влиянием а-излучения возникает самопроизвольное нейтронное излучение (а, n-реакция). В ?меси изотопов плутония, содержащей 241Ри, будет образовываться и накапливаться 241Ат (а-распад, '1 \/г= =436 лет). Как видно из табл. 6.1 и 6.2, сечения деления тепловыми нейтронами у 239Ри и 241Ри больше, чем у 235U.

При контактах (особенно в смесях) плутония с некоторыми легкими элементами (например, F, Al, Li) под влиянием а-излучения возникает самопроизвольное нейтронное излучение (а, n-реакция). В ?меси изотопов плутония, содержащей 241Ри, будет образовываться и накапливаться 241Ат (а-распад, '1 \/г= =436 лет). Как видно из табл. 6.1 и 6.2, сечения деления тепловыми нейтронами у 239Ри и 241Ри больше, чем у 235U.

Как известно, существуют четыре типа ядерного излучения, опасного для человека и разрушительного для оборудования: 7-кванты, нейтронное излучение, Р-и а-частицы. Эти излучения при распаде изотопов сопровождаются дополнительным излучением (тормозным, рентгеновским и др.), которое необходимо учитывать при конструировании защитных оболочек. Наилучшими материалами для защиты от Y-квантов являются свинец, вольфрам и обедненный уран, от нейтронного излучения — водородсодержащие соединения, бериллий и другие материалы с малыми атомными массами. На Х.29, Х.ЗО приведены толщины свинцовой защиты от 0- и а-частиц? обеспечивающие мощность дозы на расстоянии 1 м от точечного источника не более 10мбэр/ч. На Х.31 приведена зависимость мощности доз излучения от тепловой мощности изотопного источника для расстояния I м от оси топливной ампулы с учетом самопоглощения в топливе и стенках ампулы. Из Х.31, в частности, следует, что

' — "Sr (тормозное излучение); 2 — !"Ст (нейтронное излучение); 3 — "4Сгп (т-излучение); 4 —'"Ра (нейтронное излучение); 5 — ,мРи (^-излучение) (1 бэр/ч= 2,56.10' быстрых нейтронов/ см'-ч, 1 6эр/ч= 1 фэр/ч для' -[-квантов, 10 бэр/ч=1 фэр/ч для нейтронов) [42].