На трехконтурных АЭС создают дополнительный промежуточный контур для того, чтобы даже в аварийных ситуациях можно было избежать контакта радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Трехконтурные АЭС наиболее дорогие из-за большого количества оборудования.

Кроме классификации АЭС по числу контуров можно выделить отдельные типы станций в зависимости от:

1) типа реактора – на тепловых или быстрых нейтронах;

2) параметров и типа паровых турбин – АЭС с турбинами на насыщенном или перегретом паре и т. п.;

3) параметров и типа теплоносителя – с газовым теплоносителем, теплоносителем «вода под давлением», жидкометаллическим и др.;

4) конструктивных особенностей реактора – с реакторами канального или корпусного типа, кипящим с естественной или принудительной циркуляцией и др.;

5) типа замедлителя реактора – графитовый, тяжеловодный или др. замедлитель.

5. ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО.

Делящимися изотопами называются нуклиды, которые делятся при взаимодействии с низкоэнергетическими нейтронами. К таким изотопам относятся U235, U233, Pu239 и Pu241, среди которых только первый существует в природе. Период полураспада остальных изотопов сравнительно мал, и за время, прошедшее с момента образования во Вселенной химических элементов в процессе ядерного синтеза, они успели полностью распасться. U233 образуется при захвате нейтронов сырьевым изотопом Th232, единственным стабильным изотопом тория. Торий не имеет делящихся нуклидов и является только воспроизводящим материалом. Pu239 образуется аналогично из сырьевого изотопа U238. Более тяжелый делящийся изотоп Pu241 образуется в результате двух последовательных захватов нейтронов ядром Pu239.

Хотя при начальном образовании вещества во Вселенной относительные количества изотопов U235 и U238 в естественном уране должны быть примерно одинаковыми, меньший период полураспада первого из них (0,71*109 лет по сравнению с 4,5*109 лет) привел к тому, что к настоящему времени содержание U235 в естественном уране очень сильно снизилось.

Вопрос об использовании плутония для сокращения потребления естественного урана должен решаться с учетом того обстоятельства, что стоимость его извлечения из облученного топлива достаточно высока. Это связано как с высоким уровнем радиоактивности отработанного топлива, так и с высокой токсичностью самого плутония.

6. ЭКОЛОГИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ.

Использование реакции деления тяжелых ядер для производства энергии сопровождается вредными факторами, потенциально опасными для биосферы Земли. Наиболее вредный фактор – радиоактивное загрязнение.

Атомная промышленность включает предприятия по добыче и переработке уранового сырья, обогащению урана, заводы по изготовлению твэлов, атомные электростанции, радиохимические заводы по регенерации отработанного топлива, предприятия по переработке и хранению радиоактивных отходов. Радиационное воздействие на окружающую среду возможно на всех этих предприятиях. Наиболее сложные проблемы радиационной безопасности связаны с АЭС.

При нормальной работе АЭС и предприятий ядерного топливного цикла скорость выброса радиоактивных продуктов в окружающую среду тщательно контролируется. Содержащиеся в воздухе радиоактивные нуклиды благородных газов криптона, ксенона, радона, трития, а также присутствие аэрозолей топлива и продуктов деления определяют наличие ионизирующего излучения в воздухе. Жидкие радиоактивные выбросы, попадающие в реки, большие озера или океан, содержат тритий, продукты деления и другие вещества.

Человек может подвергаться следующим воздействиям ионизирующего излучения:

1) внешнему бета- и гамма-излучению при распаде газообразных радиоактивных нуклидов, содержащихся в атмосфере или в воде;

2) облучению при распаде осевших на землю радиоактивных аэрозольных частиц;

3) внутреннему облучению при вдыхании радиоактивных нуклидов (ингаляционному облучению);

4) внутреннему облучению в результате потребления загрязненной радиоактивными нуклидами пищи или воды.

Скорость и уровень выхода радиоактивных нуклидов в окружающую среду зависят от механизмов удержания этих нуклидов, которые, в свою очередь, определяются конструкцией защитных устройств технологического оборудования топливного цикла. Совокупность взаимосвязанных герметизированных объемов (так называемых барьеров безопасности с низким уровнем утечки) и другие технические меры позволяют обеспечить очень высокие коэффициенты удержания радиоактивных веществ, или что то же самое, низкие коэффициенты радиоактивных выбросов в окружающую среду.

Также как и в других энергоустановках, в которых происходит преобразование тепловой энергии в электрическую, в АЭС необходимо сбрасывать часть теплоты, выделяемой при сгорании топлива. В стандартных АЭС, в которых электроэнергия производится паротурбогенераторами, тепловой сброс осуществляется водой, охлаждающей конденсаторы. Эта вода забирается из реки, озера или моря.

Для того чтобы уменьшить вредное воздействие на экологию реки или озера, из которых забирается вода, особенно при жарком климате, когда окружающая температура уже достаточно высока, может оказаться необходимым применение некоторых технических методов локальной защиты от перегрева водных источников. Среди этих методов: увеличение расхода охлаждающей воды в конденсаторе, создание прудов охлаждения и градирен.

7. ЛИТЕРАТУРА.

1. Емельянов И.Я., Гаврилов П.А., Селивестров Б.Н. «Управление и безопасность ядерных энергетических реакторов» - Москва: «Атомиздат», 1975 г.

2. Кащеев В.П. «Ядерные энергетические установки» - Минск: «Вышейша школа», 1989 г.

3. Кащеев В.П., Левадный В.А. «Атомная энергия. Прошлое, настоящее и будущее» - Минск: «Вышейша школа», 1984 г.

4. Кесслер Г. «Ядерная энергетика» - Москва: «Энергоатомиздат», 1986 г.

5. Коллиер Дж., Хьюитт Дж. «Введение в ядерную энергетику» - Москва: «Энергоатомиздат», 1989 г.

6. Маргулова Т.Х. «Атомная энергетика сегодня и завтра» - Москва: «Высшая школа», 1989 г.

7. Маргулова Т.Х. «Атомные электрические станции» - Москва: «Высшая школа», 1984 г.