Н. И. Кудряков
Атомная энергетика: словарь терминов
Чтобы читатель мог воспринимать записи академика Легасова и статью Н. Кудрякова «Технология катастрофы…» в широком контексте, чтобы он мог точнее представить, о чем там идет речь, – в словаре предлагается пояснение различного рода терминов из них. Курсивом с подчеркиванием обозначены термины, для которых в словаре имеются отдельные статьи; курсивом без подчеркивания – те, чье толкование дано прямо в прилегающем тексте, а также те, что являются важными точками изложения, но не требуют отдельного толкования в рамках словаря. Обращаем особое внимание: многие из последних (прежде всего это некоторые общие термины, касающиеся ядерных реакций и их использования в энергетических реакторах) не требуют здесь дополнительных пояснений, так как этому посвящены соответствующие фрагменты статьи «Технология катастрофы…».
Авария на АЭС «Три-Майл-Айленд» — авария, произошедшая на энергоблоке № 2 АЭС «Три-Майл-Айленд» (США) 28 марта 1979 г. Первая в гражданской атомной энергетике авария, приведшая к полной потере энергоблока АЭС; имела большой общественный резонанс.
В 04:00:45 28.03.1979 реактор энергоблока № 2 был остановлен действием автоматической аварийной защиты по признаку роста давления в реакторном контуре. После останова реактора и приведения его в подкритическое состояние было необходимо организовать его расхолаживание. Однако должным образом персоналу сделать это не удалось. Все действия персонала в течение нескольких часов были обусловлены неверным представлением о состоянии реактора. В частности, работники не видели, что происходит потеря теплоносителя через предохранительный клапан, открывшийся перед началом работы аварийной защиты и не закрывшийся после снижения давления. Значительная часть (порядка 1/3) воды из реакторного контура была потеряна, активная зона частично оголилась, что привело к перегреву ядерного топлива, массовой разгерметизации и частичному разрушению тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) с выходом радиоактивных продуктов. Значительное количество радиоактивной воды из реактора оказались разлитым во внутренних помещениях станции. За пределы станции радиоактивность вышла в главным образом в виде летучего йода-131 с вентиляционным выбросом. Радиационное воздействие на население оценено как незначительное – порядка 1 % от годовой дозы, получаемой от естественного фона и медицинских процедур.
Авария привела к обострению антиядерных настроений в США и в мире; на повестку дня впервые был поставлен вопрос о судьбе атомной энергетики как таковой. В США после аварии были отменены все контракты на сооружение энергоблоков АЭС.
Комиссии, проводившие расследование, отметили в качестве основных причин аварии следующие обстоятельства: разработчики реактора не рассматривали имевший место режим как возможный, не изучали его и не отразили его в эксплуатационных инструкциях; объем контроля по реакторному контуру оказался недостаточным, система отображения информации не давала однозначной картины происходящего; объем и содержание обучения персонала не дали тому необходимых знаний, причем до него не доводился опыт эксплуатации на других АЭС.
По итогам рассмотрения причин и обстоятельств аварии организация эксплуатации атомных станций в США была существенно обновлена. В частности, в области реакторной теплофизики были усилены исследования методами математического моделирования. Улучшена подготовка персонала, в т. ч. с применением технических средств – тренажеров. Реорганизована деятельность национального надзорного органа – Комиссии по ядерному регулированию, созданы новые организационные структуры (в частности, INPO – Институт по эксплуатации атомных станций), способствующие изучению опыта эксплуатации. Эти и другие мероприятия существенно повысили безопасность атомной энергетики США и вывели ее на первое место в мире по экономической эффективности.
Лит.: Коллиер Дж., Хьюитт Дж. Введение в ядерную энергетику. М.: Энергоатомиздат, 1989. См. 5.2.: «Аварии на реакторах с легководным охлаждением».
Активная зона ядерного реактора – конструктивная и функциональная часть ядерного реактора, где протекает управляемая самоподдерживающаяся цепная реакция и выделяется тепловая энергия. Основными компонентами АЗ являются: ядерное топливо, замедлитель нейтронов, теплоноситель, органы регулирования (управляющие стержни). Геометрически АЗ представляет собой тело, близкое к прямому цилиндру или прямой призме.
Традиционная структура активной зоны ядерного реактора. Биологическая и тепловая защита в состав АЗ не входят. Из открытых источников
Активность радиоактивного источника – число радиоактивных распадов в единицу времени. Единица измерения А. в метрической системе – беккерель (Бк), соответствующий одному распаду в секунду; внесистемная единица – кюри (Ки), 1 Ки = 3.7·1010 Бк. При радиационных авариях оценивают не массу поступивших в окружающую среду радиоактивных веществ, а величину А., поскольку именно она определяет ущерб и необходимые объемы и виды работ по ЛПА.
Наряду с полной А., создаваемой всем количеством радионуклидов в источнике, рассматривают производные величины: А. удельную, объемную и поверхностную. Удельная А. – активность единицы массы вещества источника. Так, удельная А. отработавшего ядерного топлива, выгружаемого из реактора РБМК-1000, составляет ~1.2·1017расп/с·тонна, или 1.2·1017 Бк/т, или 3.24·106 Ки/т. Объемная А. – А., приходящаяся на единицу объема источника. Определение величины объемной А. особенно актуально, если источником излучения являются радиоактивные вещества в летучей форме – в виде газов или аэрозолей. Поверхностная А. – А., приходящаяся на единицу площади поверхности источника. Эта величина применяется, когда радиоактивное вещество является поверхностным загрязнителем. По величине инструментально измеренной объемной и/или поверхностной А. в конкретном месте определяют величину ожидаемой дозовой нагрузки.
АТОМ – материальное образование, объект микромира, частица вещества, наименьшая часть химического элемента, определяющая его свойства и являющаяся их носителем. А. состоит из ядра, обладающего положительным электрическим зарядом, и окружающих ядро электронов, обладающих отрицательным зарядом и образующих электронные оболочки А. Сумма отрицательных зарядов электронов равна положительному заряду ядра, и атом в целом электрически нейтрален. Ядро, в свою очередь, состоит из обладающих положительным зарядом протонов и электрически нейтральных нейтронов. Размер (диаметр) А. определяется диаметром внешней, самой удаленной от ядра электронной оболочки. Характерное значение размера А. оценивается величиной 10-8 см, характерное значение размера атомного ядра – 10-12 см; т. е. размер атома в 10 тыс. и более раз больше, чем размер ядра.
Основной характеристикой А. является величина электрического заряда ядра, традиционно обозначаемая буквой Z. Величина заряда (зарядовое число) равно числу протонов в ядре и определяет атомный номер химического элемента, его порядковый номер в периодической системе. Число протонов и число нейтронов в сумме определяют массовое число, традиционно обозначаемое буквой A. Масса ядра в тысячи раз больше, чем масса электронов на внешних оболочках, т. е. почти вся масса А. сосредоточена в его ядре. Если число протонов в ядре постоянно и характеризует данный элемент как таковой, то число нейтронов, а вместе с ним и атомное число, может варьироваться (см. Изотопы).
Если с электронной оболочки А. утрачивается один или несколько электронов, то баланс положительных и отрицательных зарядов А. смещается в положительную сторону на величину одного или нескольких элементарных зарядов; А. в целом перестает быть электрически нейтральным и становится носителем положительного электрического заряда. А., утративший один или несколько электронов с внешних оболочек, называется ионом. Явление преобразования обычных А. в ионы называется ионизацией. Вещество, подвергшееся ей, приобретает физические и химические свойства, не характерные для вещества, состоящего из нейтральных А. (см. Ионизирующее излучение).
АЭС «Три-Майл-Айленд» – атомная электростанция на северо-востоке США (шт. Пенсильвания, близ г. Гаррисберг) в составе 2-х энергоблоков с реакторами водо-водяного типа (см. ВВЭР) с установленной электрической мощностью 880 и 950 МВт, введенных в эксплуатацию в 1974 и 1978 гг. соответственно. Получила известность благодаря аварии 28.03.1979 г. на энергоблоке № 2, в результате которой энергоблок был выведен из строя (См. Авария на АЭС «Три-Майл-Айленд»). С остановом энергоблока № 1, состоявшимся 20.09.2019 г., производство электроэнергии на АЭС прекращено.
Барботёр – емкость (бак, бассейн), частично заполненная водой, где осуществляется барботаж – прохождение потока пара через слой воды. Используется для охлаждения пара, выполняет функцию пароприемного устройства. На атомных станциях Б. применяется для приема радиоактивного пара, который не может быть выброшен в атмосферу. На энергоблоках с реакторами РБМК предусмотрено наличие т. н. бассейна – Б., ББ, – комплекса помещений, куда при аварии сбрасываются потоки горячей воды и пара. ББ является частью системы локализации аварий – СЛА.
Бассейн-барботёр как часть системы локализации аварий энергоблока АЭС РБМК-1000. Поз. 1, 2 – трубы, подающие пар из аварийных помещений под слой воды. Маргулова Т. Х. Атомные электрические станции – М.: Высш. школа, 1978.
Характерным эпизодом в работах по ЛПА на ЧАЭС явилось изучение возможности падения горячих остатков реактора в бассейн-барботер с последующим паровым взрывом. Для предотвращения подобного исхода была организована связанная с большим риском откачка воды из помещений ББ.
БЭР, биологический эквивалент рентгена – внесистемная единица эквивалентной дозы (см. Доза эквивалентная) ионизирующего излучения.
ВВЭР, водо-водяной энергетический реактор – ядерный реактор на тепловых нейтронах, в котором в качестве замедлителя нейтронов и одновременно теплоносителя используется обычная вода. Благодаря тому, что вода является наиболее эффективным замедлителем нейтронов, полный объем активной зоны такого реактора (топливо + замедлитель + теплоноситель) оказывается минимальным по сравнению с объемами активных зон с другими замедлителями. Компактность активной зоны дает реактору такого типа целый ряд преимуществ, в том числе – возможность использования на морских судах. Малый объем активной зоны упрощает контроль и управление, сокращает строительные объемы.
Реактор ВВЭР-1000: Разрез (а) со схемой движения теплоносителя и общий вид (б). 1. Патрубки с приводами органов регулирования 2. Шпильки крепления верхнего блока к корпусу. 3. Верхний блок с крышкой 4. Корпус реактора. 5. Внутрикорпусная шахта 6. Разделитель входящего и выходящего потоков теплоносителя 7. Выгородка активной зоны 8, 9 Тепловыделяющие сборки активной зоны. Из открытых источников
Поскольку вода как замедлитель эффективна лишь в плотном, т. е. в жидком состоянии, то необходимым условием поддержания цепной ядерной реакции является предотвращение кипения воды. Это достигается созданием в реакторе высокого давления (отсюда англоязычное название для реакторов такого типа – реактор с водой под давлением, Pressurized Water Reactor, PWR). Удержание высокого давления приводит к необходимости применения массивного прочно-плотного корпуса, сложного в изготовлении и транспортировке.
Тепловая схема АЭС с ВВЭР является двухконтурной. Первый контур – реакторный, предназначен для съема тепла в активной зоне. После выхода из активной зоны теплоноситель направляется в парогенераторы, где через теплопередающую поверхность, образованную множеством теплообменных труб, отдает тепло кипящей котловой воде второго контура. Второй контур – паросиловой, образован потоками пара и турбинного конденсата.
ВВЭР/PWR – самый распространенный тип реакторов в современной атомной энергетике.
Лит.: Денисов В. П., Драгунов Ю. Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М.: ИздАТ, 2002; История атомной энергетики Советского Союза и России. Вып. 2. История ВВЭР. М.: ИздАТ, 2002; АЭС с реактором типа ВВЭР-1000: от физических основ эксплуатации до эволюции проекта / С. А. Андрушечко, А. М. Афронов, Б. Ю. Васильев [и др.]. Логос, 2010.
ВНИПИЭТ, Всесоюзный научно-исследовательский и проектный институт энергетической технологии – предприятие-разработчик проектов предприятий ядерного оружейного комплекса и атомной энергетики и промышленности, подведомственных Министерству среднего машиностроения СССР. Проект предприятия (промышленного объекта) отличается от проекта отдельного сколь угодно сложного технического устройства (в частности, ядерного реактора) тем, что должен содержать проектные решения по всему производственному циклу, включая выбор серийно выпускаемого оборудования, по размещению оборудования, прокладке трубопроводов и кабелей, а также помимо технологических решений должен содержать архитектурно-строительные решения.
ВНИПИЭТ явился разработчиком проектов Первой в мире АЭС в г. Обнинске, Ленинградской АЭС, а также проектов реакторных отделений энергоблоков №№ 1 и 2 Чернобыльской АЭС.
В 2014 г. был объединен с Санкт-Петербургским «Атомэнергопроектом», занимавшимся разработкой проектов гражданских объектов – тепловых и атомных электростанций. Объединенное предприятие получило наименование АО «Научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт энергетических технологий “АТОМПРОЕКТ”».
Водоносные слои, водоносные горизонты – геологические образования, пласты из осадочных горных пород с пористой водопроницаемой структурой (песок, гравий и т. п.) и с горизонтальным или с близким к горизонтальному расположением. Обычно ограничены снизу и сверху водоупорными пластами – глиной и т. п. Служат накопителями подземных вод, которые могут быть извлечены на поверхность посредством скважин. Наличие ВС рассматривается как желательное условие при размещение объектов использования атомной энергии в качестве основных или резервных источников водоснабжения; при этом размещение объектов непосредственно над ВС не допускается.
ВТГР, высокотемпературный газоохлаждаемый (гелиевый) реактор – энергетический ядерный реактор, где в качестве теплоносителя применяется гелий. Применение гелия в качестве теплоносителя позволяет получить на выходе из реактора высокие температуры – до 1 тыс. °С – при относительно низких для таких температур значениях давления. При использовании такого реактора на АЭС могут быть получены высокие значения коэффициента полезного действия. ВТГР перспективен в качестве источника высокопотенциального тепла в химических – в т. ч. металлургических – производствах. Ядерное топливо в современных проектах ВТГР оформлено в виде малоразмерных – менее 1 мм – капсул, инкорпорированных в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛ), выполненных из графита и имеющих сферическую форму. Активная зона ВТГР представляет собой свободную засыпку шаровых ТВЭЛ в бетонном бункере (шахте). Объем активной зоны продувается потоком гелия, подаваемым вертикально снизу вверх. Структура и материальный состав активной зоны исключают возникновение аварий, связанных как с неуправляемым разгоном мощности, так и с ухудшением теплоотвода.
В настоящее время реакторы типа ВТГР существуют в единичных экземплярах в качестве опытных образцов.
Лит.: Гребенник В. Н., Кухаркин Н. Е., Пономарев-Степной Н. Н. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы – инновационное направление развития атомной энергетики. М.: Энергоатомиздат, 2008.
Выбег (турбогенератора) – режим работы электрического генератора переменного тока, приводимого в действие паровой турбиной, когда подача пара на турбину прекращена, генератор отключен от внешней электрической сети, и вращение турбины вместе со связанным с ней генератором происходит по инерции. Частота вращения при этом непрерывно уменьшается вплоть до останова. Турбогенератор, работающий в режиме В., некоторыми специалистами рассматривался как источник электроснабжения собственных нужд энергоблока АЭС при аварийной потере внешнего электроснабжения, в т. ч. для организации расхолаживания. На энергоблоке № 4 ЧАЭС в ночь на 26 апреля 1986 года выполнялся электротехнический эксперимент с В. турбогенератора с нагрузкой собственных нужд. В записях Легасова про этот эксперимент неверно указано, что это был свободный В. Свободным В. турбогенератора является тогда, когда тот отключен не только от внешней энергосистемы, но и от потребителей на самой станции.
Газофазный ядерный реактор – гипотетический ядерный реактор, в котором ядерное топливо находится в распыленном состоянии в газовой среде. Рассматривается как часть ядерного ракетного двигателя, ЯРД. Разработка таких реакторов находится на стадии научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ.
Лит.: Кузнецов В. А. Ядерные реакторы космических энергетических установок. М.: Атомиздат, 1977; Паневин И. Г., Прищепа В. И.,Хазов В. Н. Космические ядерные ракетные двигатели. М.: Знание, 1978.
Гамма-излучение, гамма – лучи, гамма-кванты – вид электромагнитного излучения с высокой частотой и энергией. Вследствие высокой частоты в ГИ сильно выражены корпускулярные свойства, т. е. ГИ рассматривается как поток частиц, гамма-квантов (фотонов). Относится к ионизирующим излучениям. ГИ образуется при ядерных превращениях, в т. ч. при радиоактивном распаде. Практически все продукты ядерного деления, образующиеся при работе ядерного реактора, являются гамма-излучателями, поэтому дозиметры, предназначенные для контроля радиационной обстановки вокруг атомных станций, настроены на регистрацию ГИ. Обладает высокой проникающей способностью. Воздействие ГИ на живую ткань вызывает поражения различной степени тяжести (см. Лучевое поражение), но в то же время используется в ядерной медицине. Для защиты от ГИ применяются материалы с высокой плотностью – свинец, сталь, бетон.
Гамма-дефектоскопия – способ контроля качества металлических изделий, основанный на просвечивании металла направленным гамма-излучением. С одной стороны проверяемого изделия устанавливается источник гамма-излучения, с другой – регистрирующая фотопленка. После экспонирования и проявления фотопленки внутренние дефекты – раковины, трещины – отображаются как темные образования на светлом фоне. Широко применяется в ряде отраслей промышленности, в т. ч. в атомном машиностроении для контроля качества элементов ответственного оборудования.
Гамма-поле — пространство (поверхность, объем), где наблюдается гамма – излучение. Характеризуется пространственным распределением плотности потока гамма-квантов, или, что практически то же самое, распределением мощности экспозиционной дозы (см. Доза экспозиционная), традиционно измеряемой в микрорентгенах в час (мкР/ч). Примером описания ГП может служить план местности (план помещения), на который нанесены значения мощности экспозиционной дозы в различных местах.
Госприемка – в СССР начиная с 1986 г. служба контроля качества промышленной продукции гражданского назначения на государственных предприятиях, независимая от администрации предприятий. Введение Г. представляло собой попытку применить в гражданских отраслях методы контроля качества на предприятиях военно-промышленного комплекса. В целом себя не оправдала, после 1989 г. была свернута.
Градирня – сооружение в составе обортной системы технического водоснабжения на тепловых и атомных электростанциях. Наиболее распространенным типом Г. является испарительная башенная Г. В состав такой Г. входят вытяжная башня с водораспределительным устройством и водосборный бассейн, расположенный в основании башни. Вода из бассейна отбирается циркуляционными насосами и по водоводам подается к охлаждаемому оборудованию. На ТЭС и АЭС наиболее значительными источниками тепла и потребителями охлаждающей воды являются конденсаторы паровых турбин. Нагретая вода обратным ходом подается на водораспределительное устройство, представляющее собой сеть труб малого диаметра, расположенных на некоторой высоте внутри башни. Из водораспределительного устройства вода проливается вниз каплями и струями.
Схема действия испарительной башенной градирни. 1. Вытяжная башня 2. Выход нагретого воздуха и пара 3. Вход охлаждающего воздуха. 3. Слив воды с водораспределительного устройства 4. Циркуляционные насосы. 5. Конденсатор турбины. Маргулова Т. Х. Указ. соч.
Падая с высоты, она охлаждается за счет контакта с воздухом, частично испаряясь. Охлажденная вода попадает в водосборный бассейн, откуда вновь подается на охлаждаемые устройства. Воздух, нагревшись при контакте с водой, движется вверх и выбрасывается через верхний срез башни. Вместе с теплым воздухом уходит пар, образовавшийся при охлаждении воды. Потери воды с испарением и капельным уносом возмещаются подпиткой водосборного бассейна от внешнего источника (реки, озера). Свежий (холодный) – воздух поступает в башню через входные окна.
Гражданская оборона, ГО – система мероприятий по подготовке к защите и по защите населения, материальных и культурных ценностей на территории Российской Федерации от опасностей, возникающих при военных конфликтах или вследствие этих конфликтов, а также при чрезвычайных ситуациях природного и техногенного характера. В СССР ГО как государственный институт была образована в 1932 г. В число мероприятий ГО входит сооружение и содержание убежищ, планирование и проведение аварийно-спасательных работ, эвакуации населения из пораженных местностей, содержание техники, подготовка технического и медицинского персонала и т. п.
Хотя работы по ЛПА на ЧАЭС явились примером мероприятий ГО, их основной объем был выполнен не формированиями ГО, а силами Министерства среднего машиностроения и армии.
В современной России система ГО включена в МЧС. Соблюдение требований ГО является одним из основных принципов гражданского и промышленного строительства. В состав проектов объектов капитального строительства, в первую очередь объектов использования атомной энергии, должен входить раздел, посвященный инженерно-техническим мероприятиям гражданской обороны и предупреждению чрезвычайных ситуаций – ИТМ ГО ЧС.
Днепровское море, Днепровское водохранилище – одно из водохранилищ на р. Днепр в его нижнем течении; образовано плотиной Днепровской гидроэлектростанции (ДнепроГЭС). Протяженность – ок. 130 км, максимальная ширина – 7 км.
Доза, доза облучения – в физике, радиобиологии, радиационной гигиене величина, используемая для количественной оценки воздействия ионизирующего излучения на любое вещество, в т. ч. на биологическую ткань.
Доза поглощенная – основная дозиметрическая величина, мера воздействия ионизирующего излучения на вещество; определяется как отношение энергии, переданной излучением веществу, к массе вещества. Современная единица измерения ДП – Грэй. 1 Грэй = 1 Джоуль/кг. Внесистемная единица ДП – рад, 1 рад = 0,01 Гр. ДП не зависит от вида ионизирующего излучения.
Доза эквивалентная, или биологическая – мера повреждающего воздействия ионизирующего излучения на живую ткань с учетом вида излучения – альфа-, бета-, гамма-, нейтронного. Поскольку для разных видов излучения характерны разные механизмы взаимодействия с веществом, то разные виды излучения при одной и той же поглощенной дозе (см. Доза поглощенная) вызывают разное биологическое действие. ДЭ как мера действия того или иного вида излучения определяется умножением поглощенной дозы на безразмерный коэффициент качества данного излучения. Для рентгеновского, гамма- и бета-излучений коэффициент качества принят за единицу, т. е. эти виды излучения примерно равнозначны по своему повреждающему действию. Для альфа-излучения коэффициент качества равен 20, т. е. при равной с гамма-излучением поглощенной дозе повреждающий биологический эффект альфа-излучения в 20 раз больше, альфа-излучение опаснее гамма-излучения в 20 раз. Для нейтронного излучения, в зависимости от энергии нейтронов, коэффициент качества находится в диапазоне 5÷20. Размерность ДЭ такая же, как и у поглощенной лозы – Дж/кг. Единица ДЭ в метрической системе – зиверт (Зв), внесистемная – бэр. 1 бэр = 0.01 Зв. ДЭ в 1 бэр для рентгеновского или гамма-излучения создается поглощенной дозой в 1 рад, а поглощенная доза в 1 рад в мягких тканях по энергетическому эффекту примерно равна экспозиционной дозе (см. Доза экспозиционная) в 1 рентген, отсюда и название бэр (биологический эквивалент).
Доза экспозиционная – количественная характеристика воздействия рентгеновского или гамма- излучения на воздух. Ионизирующая способность (см. Ионизирующее излучение) рентгеновского и гамма-излучения в воздухе и в мягкой биологической ткани примерно одинаковы. Для оценки воздействия на вещество других видов излучения используется понятие поглощенной дозы (см. Доза поглощенная).
Дозовая нагрузка, лучевая нагрузка – фактически синоним понятия доза. ДН – значение дозы, полученной при конкретных обстоятельствах – напр., при медицинских обследованиях – и за определенный промежуток времени.
Жидкосолевой реактор, ЖСР, реактор на расплавах солей – энергетический ядерный реактор, в котором теплоносителем является смесь солей (фторидов и хлоридов) металлов – бериллия, лития, калия, натрия – в расплавленном состоянии, а ядерным топливом – также соли (фториды) урана, плутония; теплоноситель и топливо в ЖСР образуют однородную смесь. К преимуществам такого реактора относится возможность достижения высоких температур (700 °C и выше); это обеспечивает высокие значения коэффициента полезного действия в производстве электроэнергии при практическом отсутствии избыточного давления, – что исключает необходимость в прочно-плотном корпусе. Препятствием к массовому созданию ЖСР являются проблемы технологического характера – обеспечение коррозионной стойкости конструкционных материалов и т. п.
Лит.: В. Л. Блинкин, В. М. Новиков. Жидкосолевые ядерные реакторы. М.: Атомиздат, 1978; Новиков В. М., Игнатьев В. В., Федулов В. И., Чередников В. Н. Жидкосолевые ЯЭУ: перспективы и проблемы. М.:Энергоатомиздат, 1990.
Замедлитель нейтронов, замедлитель – материал, применяемый в ядерных реакторах для замедления нейтронов деления. Нейтроны, образовавшиеся в результате деления ядер урана, обладают высокой кинетической энергией, соответствующей скоростям порядка 20 тыс. км/с. При таких скоростях вероятность нейтрона провзаимодействовать со следующим ядром урана и вызвать его деление крайне мала. С уменьшением скорости нейтрона вероятность его взаимодействия с ядром увеличивается. Т. е. снижение скорости нейтронов деления является одним из условий осуществления самоподдерживающейся цепной ядерной реакции в природном или в слабообогащенном уране. Снижение скорости может быть достигнуто, если организовать прохождение нейтронов через вещество, соударяясь с ядрами атомов которого нейтроны теряют свою энергию и скорость. Вещества, специально выбираемые для подобного взаимодействия с нейтронами, и являются ЗН. Наиболее распространенные в атомной энергетике ЗН – вода и графит.
При выборе в качестве ЗН графита реактор по конструктивной схеме создается как канальный реактор, при выборе воды – как реактор корпусного типа (см. Корпусной реактор), чаще всего – как ВВЭР. В последнем случае вода одновременно выполняет и роль теплоносителя.
Изотопы – разновидности атомов одного и того же химического элемента, отличающиеся друг от друга по массе и по ядерно-физическим свойствам. Признаком, делающим каждый данный химический элемент самим собой и отличающим его от других элементов, является значение электрического заряда атомного ядра, зарядовое число ядра, обычно обозначаемое как Z. Так, заряд ядра химического элемента № 1, водорода, равен единице (Z=1), заряд ядра гелия – 2 (Z=2), лития – 3 (Z=3) и т. д. Зарядовые числа образуют последовательность, где каждое последующее число больше предыдущего на единицу. Последний в последовательности из наблюдаемых в природе химических элементов – уран с зарядовым числом, равным 92. Зарядовое число определяет место каждого данного элемента в периодической системе, т. е. его порядковый, атомный номер. Для каждого химического элемента атомный номер равен зарядовому числу. Для каждого из И. данного химического элемента зарядовое число и атомный номер одинаковы. Зарядовое число, в свою очередь, определяется количеством находящихся в ядре протонов – носителей единичного элементарного электрического заряда. Суммарный электрический заряд ядра, т. е. зарядовое число и атомный номер, таким образом, равен числу находящихся в ядре протонов.
Наряду с положительно заряженными протонами в ядре присутствуют электрически нейтральные частицы – нейтроны. Сумма числа протонов и нейтронов определяет массовое число ядра, обычно обозначаемое как A. Если обозначить число нейтронов в ядре как N, то A=Z+N. Для большей части химических элементов, каждый из которых однозначно определяется числом протонов и тем самым – номером в периодической системе, – возможно разнообразие массовых чисел, т. к. в ядре атома данного элемента может быть разное число нейтронов.
Так, для водорода число протонов равно единице, а число нейтронов может быть равно либо нулю, либо одному, либо двум. Соответственно, массовые числа ядер водорода могут быть равны единице (один протон), двум (протон плюс нейтрон) или трем (один протон плюс два нейтрона). Эти разновидности атомов водорода, отличающиеся по массе, но имеющие одинаковый электрический заряд, и называются И. водорода. Тот или иной И. принято именовать названием рассматриваемого элемента с добавлением значения массового числа: водород-1 (легкий водород), водород-2 (тяжелый водород, он же дейтерий), водород-3 (сверхтяжелый водород, он же тритий).
Из открытых источников
От массовых чисел зависят ядерно-физические свойства И.: ядра легкого водорода и дейтерия стабильны, ядра трития подвержены радиоактивному распаду.
Для урана при зарядовом числе и, соответственно, при числе протонов в ядре, равным 92, число нейтронов может быть равно 142, 143 и 146; т. е. массовые числа могут быть равны 234 (уран-234), 235 (уран-235) и 238 (уран-238). И. уран-235 является единственным в природе материалом, в массе которого возможна самоддерживающаяся цепная реакция деления. Из урана-238 при облучении его нейтронами может быть получен не наблюдаемый в природе химический элемент – плутоний.
Примеры первых восьми химических элементов и урана с их природными изотопами приведены в таблице.
Таблица 1. Природные изотопы некоторых химических элементов.
Близким по значению к понятию И. является понятие нуклид. В записях В. А. Легасова это фактически синонимы.
Изотопный спектр — в записях В. А. Легасова понятие ИС употребляется как синоним понятия «изотопный состав». В общенаучном смысле «спектр» означает «распределение». При ЛПА на ЧАЭС задача определения ИС гамма-фона состояла в определении состава радиоактивного выброса по отдельным видам изотопов – йод, цезий и т. п. – с целью оценки состояния ядерного топлива, оставшегося в развале реактора, и прогноза радиационной обстановки.
Институт атомной энергии (ИАЭ) им. И. В. Курчатова – научно-исследовательский институт, многопрофильный научный центр, занимающийся исследованиями в области ядерной физики и в других областях науки. Стал первой специализированной научной организацией, созданной в рамках советского атомного проекта. На основе фундаментальных исследований, выполненных в ИАЭ, был осуществлен полный цикл работ по созданию в СССР атомного оружия.
Институт выполнял роль организации – научного руководителя целого ряда проектов ядерных реакторов гражданского назначения различного типа, в т. ч. реактора РБМК-1000. Здесь в большом объеме проделаны исследования по управляемому термоядерному синтезу. В советское время ИАЭ возглавляли Игорь Васильевич Курчатов (в 1943–1960), Анатолий Петрович Александров (1980–1989), Евгений Павлович Велихов (1989–1992). Имя И. В. Курчатова присвоено ИАЭ в 1960 г.
В работах по ЛПА на ЧАЭС приняли участие 672 специалиста ИАЭ. При Правительственной комиссии работала сформированная в ИАЭ экспертная группа, первым председателем которой был первый заместитель директора ИАЭ Валерий Алексеевич Легасов.
В 1991 ИАЭ был преобразован в Российский научный центр «Курчатовский институт» – РНЦ КИ; с 2010 г. – Национальный научный центр «Курчатовский институт».
Ионизирующее излучение, ИИ – излучение, способное при прохождении через вещество вызвать ионизацию его атомов (об атомах и ионах см. Атом). Именно оно называется радиацей в узком смысле. Основными видами ИИ, учитываемыми при обеспечении радиационной безопасности, считаются альфа-, бета-, нейтронное, рентгеновское и гамма-излучение.
Альфа-излучение – поток альфа-частиц, представляющих собой ядра атомов гелия, состоящие из двух протонов и двух нейтронов и несущие положительный электрический заряд. Образуется при радиоактивном распаде тяжелых ядер. Бета-излучение – поток бета-частиц, т. е. свободных электронов, несущих отрицательный заряд. Образуется при радиоактивном распаде. Нейтронное излучение – поток свободных нейтронов – частиц, имеющих внутриядерную природу и электрически нейтральных. Образуется в реакции деления тяжелых ядер в активной зоне ядерного реактора. Рентгеновское излучение – поток фотонов (квантов). Образуется при торможении в веществе потока электронов, имеющих высокую энергию. Гамма-излучение – тоже электромагнитное, поток квантов-фотонов, образующихся при ядерных превращениях – делении тяжелых ядер и радиоактивном распаде.
ИИ находит широкое применение в различных сферах человеческой деятельности. Первым видом ИИ, нашедшим применение на практике, оказалось рентгеновское. (См. также Гамма-дефектоскопия).
Взаимодействуя с веществом, ИИ, выбивая электроны из электронных оболочек атомов, превращает электрически нейтральные атомы в положительно заряженные ионы. Вещество, в составе которого присутствуют ионизированные атомы, приобретает свойства, нехарактерные для его исходного состояния: напр., непроводящие материалы становятся проводниками электричества.
Биологическое действие ИИ выражается в ионизации молекул воды, присутствующей в живой ткани и составляющей до 70 % ее массы. При этом образуются агрессивные водородосодержащие соединения – свободные радикалы и перекись водорода, – нарушающие биохимические процессы и приводящие к массовой гибели клеток (см. Лучевое поражение). Количественной мерой воздействия ИИ на вещество является доза.
Канальный реактор, реактор канального типа – ядерный реактор, в активной зоне которого движение теплоносителя осуществляется, в отличие от реакторов корпусного типа (см. Корпусной реактор), не единым потоком, а через множество технологических каналов. Технологический канал в простейшем случае представляет собой трубу цилиндрической формы. В технологических каналах расположено ядерное топливо, для съема тепла с которого и организована циркуляция теплоносителя. В части каналов расположены органы регулирования.
Активная зона КР выглядит как массив замедлителя, который пронизан множеством каналов. Каналы образуют регулярную структуру – решетку. Расстояние между каналами – шаг решетки – является характерным конструктивным параметром канального реактора.
Схема канального реактора. 1 – отражатель нейтронов, 2 – биологическая защита, 3 – замедлитель нейтронов, 4 – ядерное топливо (тепловыделяющие сборки), 5 – органы регулирования (управляющие стержни), 6 – труба технологического канала (собственно канал). Из открытых источников
Одним из основных преимуществ КР является отсутствие массивного прочно-плотного корпуса, сложного в изготовлении и транспортировке (см. Корпусной реактор, ВВЭР, ВТГР).
Также преимуществом КР является возможность доступа в активную зону при работе на мощности – например, для перегрузки ядерного топлива без останова реактора. Благодаря возможности доступа в активную зону на КР осуществляются радиационные технологии, в частности – получение изотопов для ядерной медицины.
Лит.: Гл. 1 «Некоторые этапы развития канального направления в атомном реакторостроении» в кн.: Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. Под общ. редакцией Ю. М. Черкашова. М.: ГУП НИКИЭТ, 2006; Гл.1. «Взгляд в историю. Создание отечественных уран-графитовых ядерных реакторов. Безопасность и опыт эксплуатации» в кн.: Неизвестный Чернобыль: история, события, факты, уроки, М.: МНЭПУ, 2006.
Киевское море, Киевское водохранилище – одно из водохранилищ на р. Днепр; расположено севернее Киева и образовано плотиной Киевской ГЭС. Протяженность – 110 км, наибольшая ширина – до 12 км. В ~30 км к северо-западу от места впадения в КМ р. Припять расположена Чернобыльская АЭС. Предотвращение попадания радиоактивности в Припять и КМ было одной из задач при планировании работ по ЛПА на ЧАЭС.
«Китайский синдром» — гипотетическая ядерная авария, сопровождающаяся расплавлением ядерного топлива и выходом расплава за пределы здания реактора. Понятие «КС» возникло как обозначение ситуации, когда расплав активной зоны, образовавшийся в западном полушарии, движется под действием силы тяжести, проходит сквозь земной шар и выходит на поверхность в восточном полушарии – условно, в Китае.
Причиной возникновения аварии типа «КС» является ухудшение теплоотвода от ядерного топлива при наличии в топливе остаточного тепловыделения. Тепловыделение при недостаточном теплоотводе приводит к росту температуры топлива до температуры плавления (~2700 °C). Перейдя в жидкую фазу, ядерное топливо приобретает подвижность и стекает вниз, подвергая тепловому разрушению строительные конструкции. Если масса расплава достаточно велика, то он способен пройти через фундамент здания реактора и уйти в грунт. Для предотвращения перегрева ядерного топлива в проектах АЭС предусматриваются системы отвода остаточных тепловыделений (см. Расхолаживание). Вплоть до конца 80-х годов в мире отсутствовали материалы и технологии, позволяющие удерживать расплав ядерного топлива, поэтому сценарий «КС» рассматривался как явление непреодолимой силы.
На ЧАЭС для предотвращения возможного выхода расплава в грунт было предусмотрено сооружение бетонной защиты под фундаментной плитой здания реактора с принудительным охлаждением, для чего сооружался котлован и ведущая к нему штольня. Опасения не подтвердились – образовавшиеся массы расплава ядерного топлива не прошли дальше бассейна-барботёра (см. Барботёр).
Лит.: Коллиер Дж., Хьюитт Дж. Введение в ядерную энергетику. М.: Энергоатомиздат, 1989. См. 6.5., «Китайский синдром: что происходит на самом деле».
Коллиматор — устройство для формирования однонаправленных параллельных или близких к параллельным пучков излучений; в ядерной физике и в физике элементарных частиц – совокупность преграды, поглощающей данный вид излучения (для рентгеновских и гамма-квантов (см. Гамма-излучение) – из свинца, для нейтронов – из соединений бора или кадмия и т. д.), и пропускающего канала.
Из открытых источников
Комптоновский эффект, Комптон-рассеяние – см. Эффект Комптона.
Короткоживущие изотопы (нуклиды) – радиоактивные изотопы (нуклиды) (см. также Радиоактивный распад, Радионуклиды) с малыми периодами полураспада и, соответственно, с малыми временами жизни. Понятие КИ употребляется как противопоставление понятию долгоживущих изотопов (нуклидов). Разделение изотопов на коротко- и долгоживущие достаточно условно и не может быть сделано однозначно. В радиационной гигиене короткоживущими считаются изотопы, периоды полураспада которых измеряются часами и сутками (например, йод-131 с периодом полураспада 8 сут.), долгоживущими – с периодами полураспада, измеряемыми годами (стронций-90, 28 лет; цезий-137, 30 лет). Факт устойчивого снижения концентрации КИ вокруг аварийного энергоблока ЧАЭС послужил основанием для вывода о том, что эти изотопы больше не образуются и что, следовательно, цепной реакции нет.
Корпусной реактор, реактор корпусного типа – ядерный реактор, характерным конструктивным элементом которого является прочно-плотный корпус, удерживающий высокие – от нескольких десятков атмосфер – давления. Понятие КР обычно употребляется в противопоставление реактору канального типа (см. Канальный реактор). К КР относятся водо-водяные (см. ВВЭР) и водяные кипящие (они же – корпусные кипящие) реакторы. К КР может быть отнесен и высокотемпературный газоохлаждаемый реактор – ВТГР.
Курчатовский институт – см. Институт атомной энергии им. И. В. Курчатова.
Кюри – внесистемная единица измерения активности радионуклидов. Русскоязычное обозначение – Ки. Активность вещества равна 1 Ки, если в нем происходит 3.7·1010 радиоактивных распадов в секунду. Первоначально активность в 1 Ки определялась как активность радона-222, генерируемого 1 граммом радия-226. Системная единица измерения активности – беккерель (Бк), соответствующий 1 распаду в секунду. 1 Ки = 3.7·1010Бк; 1 Бк ≈ 2.7·10-11Ки.
ЛПА – аббревиатура от «ликвидация последствий аварии».
Лучевое поражение – повреждение живой ткани, отдельных органов и всего организма, вызванное воздействием ионизирующего излучения (радиации). ЛП классифицируются прежде всего как острые и хронические. Острые ЛП – острая лучевая болезнь (ОЛБ) и острые местные лучевые поражения (напр., ожоги). Хронические – хроническая лучевая болезнь и хронические лучевые поражения кожи (дерматиты и дерматозы). Острая лучевая болезнь как наиболее тяжелое клиническое проявление ЛП может наступить при получении поглощенной дозы (см. Доза поглощенная) в 1 Гр (100 рад). Дозы от 10 Гр считаются смертельными.
На ЧАЭС в первые часы и дни после аварии работниками станции и ликвидаторами, общее число которых на тот период составило ок. 1 тыс. чел., были получены дозы от 2 до 20 Гр. Официально подтверждено 134 случая ОЛБ; 28 человек из этого числа умерли до конца 1986 г.
Миллирентген, микрорентген — единицы измерения экспозиционной дозы (см. Доза экспозиционная) гамма- и рентгеновского излучения, равные 1/1000 и 1/1 000 000 рентгена соответственно, обозначаются как мР и мкР; мР и мкР в час (мР/ч и мкР/ч) – величины мощности дозы. Упомянутое В. А. Легасовым значение мощности дозы на улицах Припяти, достигавшее к вечеру 26.04.1986 десятков мР/ч, не представляло непосредственной угрозы жизни людей, но тысячекратно превышало величину естественного радиационного фона, составляющего обычно 10÷15 мкР/ч.
Министерство среднего машиностроения СССР, Минсредмаш, МСМ – орган государственного управления атомной отраслью промышленности. Образовано в 1953 г., явилось преемником Первого главного управления при Совете Министров СССР, руководившего советским атомным проектом. В составе МСМ находились предприятия, где осуществлялся полный технологический цикл создания атомного оружия – от разведки и добычи урана до научного руководства ядерными испытаниями; научно-исследовательские и проектно-конструкторские организации – ВНИПИЭТ, Институт атомной энергии им. И. В. Курчатова, НИКИМТ, НИКИЭТ, СНИИП, Радиевый институт и др. Предприятия и организации МСМ располагались как в крупных промышленных и культурных центрах (Москва, Ленинград, Новосибирск), так и в закрытых «атомных» городах (Арзамас-16 и т. п.).
МСМ располагало собственной строительной индустрией и значительным контингентом строителей, в т. ч. военных строителей. Это обстоятельство позволило в сжатые сроки выполнить проектирование и сооружение объекта «Укрытие» («саркофага») – вокруг аварийного 4-го энергоблока ЧАЭС. В организациях МСМ выполнялись все научно-исследовательские и проектно-конструкторские работы по ядерным реакторам гражданского назначения. Первым Министром среднего машиностроения СССР был Вячеслав Александрович Малышев. В 1957–1986 гг. – Ефим Павлович Славский.
В 1989 г. МСМ было объединено с образованным после аварии на ЧАЭС Министерством атомной энергетики, сформировав Министерство атомной энергетики и промышленности СССР.
Лит.: Атомная отрасль России: События. Взгляд в будущее. Сост. Михайлов В. Н. и др. М.: ИздАТ, 1998; Андрюшин И. А., Чернышев А. К., Юдин Ю. А. Укрощение ядра. Страницы истории ядерного оружия и ядерной инфраструктуры СССР. Саров, 2003 г.; Губарев В. С. Белый архипелаг Сталина. М.: Молодая гвардия, 2004. Губарев В. С. Агония Средмаша: от Чернобыля до Чубайса. М.: Академкнига, 2006.
Нейтронное излучение – ионизирующее излучение, носителем которого являются нейтроны. Естественные источники НИ на Земле отсутствуют; образуется при ядерном взрыве или в активной зоне работающего ядерного реактора. Измерение величины плотности нейтронного потока от активной зоны реактора используется для оценки мощности реактора и для регистрации наличия цепной ядерной реакции как таковой. В записях В. А. Легасова о НИ упоминается в эпизоде радиационной разведки у здания реактора, когда наличие сигнала датчиков НИ вызвало предположение, что реактор работает. В действительности НИ от реактора отсутствовало, а сигнал формировался мощным гамма-излучением, исходящим от радиоактивных продуктов деления.
НИ обладает большой проникающей способностью, по биологическому воздействию оно опаснее, чем гамма-излучение (см. Доза эквивалентная). Защита от НИ осуществляется комбинированными барьерами, в которых сочетаются материалы, замедляющие нейтроны (см. Замедлитель нейтронов) и поглощающие их (см. Нейтронный поглотитель).
Нейтронный поглотитель, поглотитель нейтронов – вещество, содержащее в своем составе химические элементы с высокой способностью к поглощению нейтронов. Способностью к поглощению нейтронов обладают любые материалы – т. е. в общем смысле любые материалы являются НП, но в техническом смысле под НП понимаются вещества, чья поглощающая способность выше, чем у урана-235. Такими элементами являются кадмий, гадолиний, гафний, бор. НП используются для регулирования самоподдерживающейся цепной ядерной реакции (СЦР) или для предотвращения ее возникновения. В частности, НП вводятся в активную зону ядерного реактора для перевода его в подкритическое состояние. На первом этапе работ на аварийном энергоблоке ЧАЭС в шахту реактора было сброшено значительное количество НП в виде карбида бора для предотвращения возникновения СЦР в массивах оставшегося ядерного топлива.
НИКИМТ, Научно-исследовательский и конструкторский институт монтажной технологии – предприятие по разработке технологий, материалов, оснастки и оборудования для монтажа, демонтажа, реконструкции и ремонта атомных объектов, для обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом. Образован в 1961 г. в составе Министерства среднего машиностроения.
В ходе ЛПА на ЧАЭС специалистами НИКИМТ был выполнены проекты производства работ по монтажу «саркофага» (объект «Укрытие») вокруг аварийного 4-го энергоблока, по очистке и дезактивации комплекса ЧАЭС и г. Припять. В работах на ЧАЭС приняли участие 260 специалистов НИКИМТ. Ныне – АО «НИКИМТ-Атомстрой».
НИКИЭТ, Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники – предприятие по разработке проектов ядерных реакторов различного типа. В НИКИЭТ выполнены проекты реакторной установки водо-водяного типа для первого поколения советских атомных подводных лодок, двухцелевого реактора ЭИ (для наработки оружейного плутония и для производства электроэнергии), энергетических реакторов АМБ-100 и АМБ-200 для Белоярской АЭС, ряда исследовательских реакторов. В конце 1960-х гг. в НИКИЭТ был разработан проект водо-графитового реактора канального типа РБМК-1000. После аварии на ЧАЭС в НИКИЭТ созданы проекты усовершенствованных энергетических канальных реакторов типа МКЭР, по устройству и принципу работы аналогичных реактору РБМК, но с существенно лучшими показателями безопасности. С момента образования в 1952 г. и до 1986 г. директором и научным руководителем НИИ-8/НИКИЭТ был Николай Антонович Доллежаль (ныне институт носит его имя). С 1986 г. по 1998 гг. директором НИКИЭТ был Евгений Олегович Адамов, впоследствии Министр РФ по атомной энергии.
Лит.: Создано под руководством Н. А. Доллежаля: О ядерных реакторах и их творцах. К 100-летию Н. А. Доллежаля [Сб. ст / М. И. Абрамов, В. Н. Болтинский, В. П. Борщев и др.]. Под ред. В. К. Уласевича. М.: ГУП НИКИЭТ, 1999; Впереди века. НИИ-8 – НИКИЭТ. Под общ. редакцией Ю. Г. Драгунова. М.: Изд-во ОАО «НИКИЭТ», 2012.
Нуклид — согласно определению, данному автором этого термина Труманом Команом, «сорт атома, характеризующийся строением его ядра, в частности, числом протонов и нейтронов в его ядре», – т. е. почти синоним понятия изотоп. Согласно официальному определению, рекомендованному Международным союзом теоретической и прикладной химии, Н. – «вид атомов, характеризующийся определённым массовым числом, атомным номероми энергетическим состоянием ядер и имеющий время жизни, достаточное для наблюдения». Понятие Н. отличается от понятия изотоп тем, что учитывает не только состав ядра, но и его энергетическое состояние – основное либо одно из возбужденных (метастабильных): один и тот же изотоп в зависимости от энергетического состояния ядра может быть представлен несколькими нуклидами. Переход из более высокого энергетического состояния в более низкое сопровождается испусканием гамма-кванта (см. Гамма-излучение). В записях В. А. Легасова понятие Н. употребляется как синоним понятия изотоп.
Обоянское месторождение – месторождение нерудных ископаемых в р-не г. Обояни Курской области.
Остаточное тепловыделение, остаточное энерговыделение, остаточное тепло – тепловая энергия, выделяющаяся в ядерном топливе после прекращения цепной реакции деления за счет радиоактивного распада продуктов деления. Всего в ядерном топливе образуется и накапливается порядка 450 радионуклидов с существенно различными периодами полураспада. По мере того, как распадаются короткоживущие нуклиды (см. Короткоживущие изотопы (нуклиды), мощность ОТ быстро уменьшается. Если в момент останова реактора мощность ОТ оценивается величиной не более 10 % от номинальной тепловой мощности реактора, то уже через час она составляет порядка 1.5 %. Если ОТ не отводится, то происходит разогрев топлива вплоть до его разрушения или расплавления. Для отвода ОТ организуется расхолаживание реактора. В режиме аварийного останова реактора ОТ тепло отводится системами аварийного охлаждения.
Источником тепла ядерное топливо продолжает оставаться и после выгрузки его из реактора. Отработавшее топливо помещается в бассейн выдержки, где хранится под слоем воды. ОТ от топлива в бассейне отводится принудительной циркуляцией воды через теплообменники, охлаждаемые внешней водой. Через год после останова реактора мощность ОТ составляет сотые доли процента от номинальной. Через три года после помещения в бассейн выдержки отработавшее топливо отправляют во внешнее хранилище, где отвод тепла осуществляется естественным рассеиванием в окружающей среде.
Период полураспада – фундаментальная характеристика каждого радионуклида, время, за которое количество радиоактивного вещества (изотопа, нуклида) уменьшается в два раза. Так, если в некоторый момент количество ядер некоторого нуклида принять за 100 %, то через время, равное одному ПП, оно будет равно 50 %, еще через один ПП – 25 %, еще через один – 12.5 % и т. д. Обозначается как Т1/2. Значение ПП определяется только видом изотопа и не зависит от условий, в которых протекает радиоактивный распад – давления, температуры и т. п., – т. е. скоростью радиоактивного распада управлять невозможно. Поскольку ПП является временем, в течение которого в два раза уменьшается активность, то важной задачей при планировании работ в условиях радиационной аварии является определение изотопного состава радиоактивного выброса (см. Изотопный спектр).
По значениям ПП радионуклиды условно делятся на короткоживущие и долгоживущие. Примеры некоторых радионуклидов с периодами полураспада (по возрастанию массового числа (см. Атом)) приведены в таблице.
Подкритическое состояние ядерного реактора – состояние, при котором коэффициент размножения нейтронов меньше единицы, и либо интенсивность цепной ядерной реакции находится в процессе уменьшения, либо цепная реакция прекратилась. Понятие ПС употребляется наряду с понятиями критическое состояние (коэффициент размножения равен единице, и мощность реактора поддерживается на постоянном уровне) и надкритическое состояние (коэффициент размножения больше единицы, и мощность реактора растет). Определение состояния реактора – являлось оно критическим или подкритическим – стало одной из первоочередных задач при планировании работ по ЛПА на ЧАЭС.
Радиевый институт (им. Георгия Витальевича Хлопина) – научный центр, специализирующийся на изучении явления радиоактивности и связанных с радиоактивностью процессов и технологий. Образован в 1922 г. в Петрограде по инициативе Владимира Ивановича Вернадского, который и стал первым директором РИ. Стал первым в стране и в мире научным центром, где систематически и целенаправленно изучалась радиоактивность. В. Г. Хлопин (1890–1950), имя которого носит РИ – русский и советский радиохимик; в 1921 г. получил первый отечественный препарат радия, в 1936–1946 гг. – директор РИ.
Сотрудниками РИ открыто явление спонтанного деления урана, разработан и внедрен в практику метод гамма-дефектоскопии. В РИ как таковая сложилась отечественная радиохимия. РИ сыграл выдающуюся роль в реализации атомного проекта СССР, разработав оригинальную технологию выделения плутония. Общая схема производства плутония, разработанная в РИ, была реализована на комбинате «Маяк». Здесь разработана и технология регенерации ядерного топлива – выделение из отработавшего топлива урана и плутония для повторного использования.
В работах по ЛПА на ЧАЭС специалисты РИ участвовали с первого дня, выполнив первые радиометрические и дозиметрические измерения на прилегающей к станции территории.
Радиоактивный распад – физическое явление самопроизвольного (спонтанного) изменения состава атомных ядер путем испускания альфа-, бета-частиц, нейтронов, гамма-квантов (см. Гамма-излучение). Атомы, ядра которых подвержены радиоактивному распаду, называются радионуклидами (радиоизотопами).
Радионуклиды – атомы (нуклиды), ядра которых подвержены радиоактивному распаду.
Расхолаживание – режим работы ядерного реактора, при котором реактор остановлен, и от него осуществляется отвод тепла. Целью Р. является достижение и поддержание на реакторе температуры, достаточно низкой для вскрытия оборудования и выполнения работ по осмотру, ремонту, перегрузке топлива и т. п., – т. е. существенно меньшей 100 °C. В режиме Р. отводится тепловая энергия, выделяющаяся при радиоактивном распаде продуктов деления в ядерном топливе (т. н. остаточное тепловыделение). Р. производится за счет организации циркуляции теплоносителя, заполняющего реактор, через дополнительный контур, охлаждаемый внешней водой. Необходимым условием для осуществления режима Р. является наличие электрического питания насосов охлаждающего контура, хотя современные проекты АЭС предусматривают работу охлаждающих контуров за счет естественной циркуляции.
Потеря электроснабжения и невозможность провести Р. привела к аварии на АЭС «Фукусима».
РБМК, реактор большой мощности канальный – ядерный энергетический реактор для атомных электростанций, проект которого был разработан и реализован в СССР. По нейтронному спектру относится к реакторам на тепловых нейтронах, по конструктивной схеме – к реакторам канального типа (см. Канальный реактор). Ядерным топливом является двуокись урана, замедлителем нейтронов – графит, теплоносителем – кипящая вода. Был выполнен в двух вариантах по мощности: РБМК-1000 и РБМК-1500; построено и эксплуатировалось 15 энергоблоков с РБМК-1000 (на Ленинградской АЭС – 4, на Курской – 4, на Чернобыльской – 4, на Смоленской – 3) и 2 энергоблока с РБМК-1500 на Игналинской АЭС в Литве. Номинальная электрическая мощность энергоблока с РБМК-1000 – 1 тыс МВт, или 1 млн кВт, с РБМК-1500 – 1.5 тыс МВт, или 1.5 млн кВт. По тепловой схеме АЭС с РБМК является одноконтурной: пар генерируется непосредственно при кипении воды в активной зоне.
Проект РБМК был разработан в конце 60-х годов: физический расчет выполнен в Курчатовском институте, конструкция – в НИКИЭТ. Прототипом реактора РБМК явился реактор АДЭ-2 – двухцелевой реактор, предназначенный для наработки плутония и одновременно для теплоснабжения, надежно и эффективно работавший на Красноярском горно-химическом комбинате с 1964 г. РБМК во многом повторяет геометрию и конструкцию АДЭ.
Первый энергоблок с РБМК-1000 был пущен 22.12.1973 г. на Ленинградской АЭС, и до 1980 г. эти реакторы являлись самыми мощными энергетическими реакторами в стране. Стремление сохранить во вновь разрабатываемом реакторе возможность двухцелевого функционала и обеспечить эффективное использование ядерного топлива обусловили выбор такого значения шага графитовой решетки, благодаря которому при первоначально выбранном обогащении топлива – 1.8 % по урану-235 – достигается максимальное значение коэффициента размножения нейтронов. Однако такое значение шага решетки предопределило неустойчивость реактора в управлении и в конечном счете явилось коренной причиной аварии на ЧАЭС в 1986 г.
После аварии на ЧАЭС на реакторах РБМК были выполнены масштабные работы по модернизации, как на собственно реакторе, так и технологических системах, влияющих на его безопасность, – и эксплуатация реакторов такого типа была продолжена. После аварии были достроены и введены в эксплуатацию энергоблок № 2 на Игналинской АЭС и энергоблок № 3 на Смоленской, строительство же энергоблоков № 3 Игналинской и № 4 Смоленской было остановлено; находившийся в высокой степени готовности энергоблок № 5 Курской АЭС в эксплуатацию не ввели. 21 декабря 2018 г. после 45 лет работы был остановлен первый энергоблок с реактором РБМК на ЛАЭС.
Лит.: Доллежаль Н. А., Емельянов И. Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат, 1980; Вопросы безопасности АЭС с реакторами РБМК-1000 (Учеб. пособие) / А. Н. Ананьев, Л. А. Белянин, А. П. Еперин и др. Сосновый Бор: ЛАЭС, 1994; Доллежаль Н. А. Об энергетическом уран-графитовом канальном реакторе и об одной из версий аварии 26 апреля 1986 г. на четвертом энергоблоке Чернобыльской атомной электростанции (К истории зарождения уран-графитовых канальных реакторов – РБМК). М.: НИКИЭТ, 1995; История атомной энергетики Советского Союза и России. Вып. 3. История РБМК. М.: ИздАТ, 2003; Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. Под общ. редакцией Ю. М. Черкашова. М.: ГУП НИКИЭТ, 2006.
«Рыжий лес» – участок в составе лесного урочища Янов в 2 км к северо-западу от комплекса ЧАЭС. Лес на этом участке погиб при прохождении выброса от взрыва реактора. Название обусловлено характерным красно-бурым цветом погибшей хвои. При проведении дезактивации деревья на данном участке были снесены и захоронены под слой земли.
Скрепер – землеройно-транспортная машина, прицепная либо самоходная, предназначенная для горизонтальной резки грунта, его перемещения и отсыпки в земляные сооружения (отвалы).
СНИИП, Специализированный научно-исследовательский институт приборостроения – исследовательская и проектно-конструкторская организация в области ядерного приборостроения, разработчик систем контроля и управления для предприятий ядерного оружейного комплекса, атомной энергетики и промышленности, в т. ч. дозиметрической и радиометрической аппаратуры, обеспечивающей радиационную безопасность. Образован в 1952 году по инициативе И. В. Курчатова.
Более 200 сотрудников СНИИП приняли участие в ЛПА на ЧАЭС. На основе опыта радиационной разведки на ЧАЭС в СНИИП была разработана современная концепция автоматизированных систем контроля радиационной обстановки – АСКРО.
Лит.: Фертман Д. Е., Чебышов С. Б. Радиометрия сред. М.: АО ФИД «Деловой экспресс», 2017.
СУЗ, система управления и защиты ядерного реактора – техническая система, предназначенная для пуска ядерного реактора, поддержания заданной мощности, переходов с одного уровня мощности на другой, планового или аварийного останова реактора, удержания его в подкритическом состоянии. Важнейшей функцией СУЗ является измерение плотности потока нейтронов (нейтронной мощности) в активной зоне реактора, а также технологических параметров энергоблока, влияющих на состояние реактора, – в частности, давления пара. Непосредственное управляющее воздействие на мощность реактора осуществляется перемещением в объеме активной зоны органов регулирования (ОР), выполненных из поглощающих нейтроны материалов (как правило, на основе соединений бора; см. Нейтронный поглотитель) и конструктивно оформленных в виде стержневых элементов, перемещаемых вертикально. Для увеличения мощности стержни движутся из активной зоны, для уменьшения мощности – в активную зону.
Тепловизор – прибор для дистанционного наблюдения распределения температур на поверхностях удаленных объектов. Действие Т. основано на способности всякого тела, температура которого больше абсолютного нуля, излучать электромагнитные волны (инфракрасное излучение, ИК); т. е. Т. – прибор, который видит объекты в ИК-диапазоне. На мониторе Т. формируется многоцветное изображение объекта, где распределение цветов соответствует распределению температур. Применяются в военном и в пожарном деле, в промышленности, при проведении спасательных операций и аварийно-восстановительных работ.
Тепловые нейтроны – свободные, т. е. находящиеся вне атомных ядер (см. Атом) нейтроны в состоянии теплового равновесия с замедляющей средой (см. Замедлитель). Тепловое равновесие подразумевает, что значение кинетической энергии нейтронов в среднем равно кинетической энергии молекул среды. Температура среды при этом полагается не ниже 20 °C. При более низких температурах нейтроны считаются холодными и ультрахолодными. В тепловой области скорость движения нейтронов составляет несколько км/с.
ТН – это нейтроны деления, которые при вылете из ядер имели скорости порядка 20 тыс. км/с, т. е. относились к быстрым нейтронам, и которые потеряли свою кинетическую энергию при прохождении через замедлитель. ТН обладают в сотни раз более высокой вероятностью провзаимодействовать с ядром урана и вызвать его деление, нежели быстрые нейтроны. Это позволяет осуществить самоподдерживающуюся цепную реакцию деления в природном и в слабообогащенном уране. За единичными исключениями энергетические ядерные реакторы на атомных станциях – реакторы на ТН. Все варианты реакторов, физика которых основывается на ТН, являются, по сути, вариантами выбора материала замедлителя.
Теплоноситель – подвижная среда (газ, жидкость), применяемая для переноса в пространстве тепловой энергии. Традиционная схема применения Т.: 1) нагрев от источника тепла – 2) перенос в пространстве по трубам или каналам – 3) охлаждение с передачей тепла приемнику (поглотителю) тепла. В энергетических ядерных реакторах в качестве Т. используются: вода, в т. ч. кипящая вода; газы (углекислый газ, гелий; см. ВТГР); жидкие металлы – натрий, свинец и сплавы на их основе; в перспективе – расплавы солей (см. Жидкосолевой реактор).
Реакторы, где в качестве Т. применяется вода, обозначаются как водоохлаждаемые. К водоохлаждаемым относятся реакторы РБМК, установленные на ЧАЭС; в качестве Т. в них выступает кипящая вода. Наиболее распространенным типом водоохлаждаемых реакторов являются реакторы типа ВВЭР; в них вода одновременно выполняет роль эффективного замедлителя нейтронов.
Туф – горная порода, обладающая пористой структурой и сравнительно малой плотностью. По химическому составу представляет собой соединения кальция и кремния. Широко применяется в качестве отделочного материала в строительстве, для тепло- и звукоизоляции. Может быть использован как сорбент.
Управляемый термоядерный синтез, УТС – управляемая ядерная реакция, в ходе которой происходит соединение (синтез) легких ядер (изотопов водорода, гелия, лития) в более тяжелые, и при этом выделяется энергия. Считается, что освоение УТС позволит обеспечить человечество энергией на неопределенно долгую перспективу. По сравнению с любыми другими энергетически технологиями обладает практически неисчерпаемой ресурсной базой – водой мирового океана как источником водорода. В отличие от традиционной ядерной энергетики, основанной на реакции деления тяжелых ядер, в реакции УТС не образуются радиоактивные отходы.
Практическому освоению УТС препятствует целый ряд обстоятельств. Одним из условий протекания реакции синтеза легких ядер является температура, достигающая миллионов градусов, поэтому такая реакция и получила обозначение как термо-ядерная. Работы по УТС в настоящее время не вы вышли за рамки расчетно-теоретических исследований и экспериментов. В СССР и России работами по УТС занимался и занимается Курчатовский институт, где было создано несколько экспериментальных термоядерных реакторов – т. н. токамаков. На основе технологии токамака в исследовательском центре Кадараш во Франции в рамках международного проекта сооружается экспериментальный термоядерный реактор ITER.
Лит.: Арцимович Л. А.Управляемые термоядерные реакции. М.: Физматлит, 1961; Семенов И. Энергетика будущего: управляемый термоядерный синтез. Что такое термоядерный реактор ИТЭР и почему так важно его создание? Научно-популярная лекция, прочитанная в 2008 году в ФИАНе ().
Цезиевое пятно – локальное скопление на местности радиоактивного цезия.
Цезий-137 – один из изотопов химического элемента цезия с атомным номером 55 и массовым числом 137. В естественном виде в природе отсутствует, образуется в результате работы ядерных реакторов. Бета-радиоактивен (см. Радиоактивный распад) с периодом полураспада свыше 30 лет. Продукт распада – барий-137 – является гамма-излучателем (см. Гамма-излучение), поэтому наличие цезия-137 порождает как бета-, так и гамма-излучение с высокой проникающей способностью. Применяется в гамма-дефектоскопах (см. Гамма-дефектоскопия), ядерной медицине и т. п. При авариях ядерных реакторов становится одним из основных загрязнителей биосферы, активно мигрирует в природной среде и по пищевым цепочкам, накапливается в водорослях, лишайниках, грибах. Способность накапливаться в организме человека делает его одним из наиболее опасных радионуклидов.
Цеолиты – природные и искусственные минералы, соединения кальция и натрия, обладающие свойством избирательно поглощать и отдавать различные вещества, прежде всего воду. Применяются как сорбенты в системах жизнеобеспечения, водоочистки, ликвидации разливов нефти, дезактивации объектов и территорий при радиоактивном заражении и т. п.
Эндотермические процессы (реакции) – процессы, протекающие с поглощением тепловой энергии. К ЭП относятся восстановление металлов из окислов, электролиз и электролитическая диссоциация, фотосинтез, ионизация. Понятие ЭП употребляется для противопоставления экзотермическим процессам, идущим с выделением тепла (окисление, в т. ч горение, радиоактивный распад, деление ядер).
Эффект Комптона – рассеяние квантов электромагнитного излучения (фотонов), в частности, гамма-квантов (см. Гамма-излучение), на свободных электронах в веществе. ЭК подтверждает положение о корпускулярно-волновом дуализме элементарных частиц, т. е. об обладании ими свойствами и частиц, и волн, и подтверждает существование фотонов. Назван по имени Артура Комптона — американского физика, открывшего эффект в 1923 г.
В записях В. А. Легасова отмечено, что в помещениях 3-го энергоблока ЧАЭС, несмотря на проведенную там дезактивацию, наблюдался сильный гамма-фон, не позволявший вести подготовку энергоблока к пуску. Этот гамма-фон, согласно первоначальному предположению, создавался гамма-излучением от аварийного 4-го энергоблока; предполагалось, что гамма-кванты согласно механизму ЭК рассеивались на материалах строительных конструкций и в атмосферном воздухе, облучая 3-й энергоблок. Мысль оказалась ошибочной: радиационный фон в помещениях 3-го энергоблока создавался загрязнением на крыше объединенного машинного зала. С целью удаления этого загрязнения была заменена кровля машзала.
