В Україні діють 4 атомних електростанції з 14-ма енергетичними реакторами та 2 дослідницьких реактори “ІР-100”.

Атомні електростанції України

Назва станції | Кількість і тип ядерних реакторів | Сумарна потужність всіх енергоблоків, ГВт | Рік пуску першого блоку АЕС

1. | Запорізька АЕС | 6 ВВЕР* | 6,0 | 1983

2. | Південно-Українська АЕС | 2 ВВЕР | 2,0 | 1983

3. | Рівненська АЕС | 4 ВВЕР | 3,0 | 1980

4. | Хмельницька АЕС | 2 ВВЕР | 2,0 | 1984

* - водоводяні енергетичні реактори

Радіаційна аварія на АЕС, при якій відбудеться руйнування одного реактора з викидом в оточуюче середовище до 10% радіоактивних продуктів ядерного палива за межі санітарно-захисної зони станції може створити зони забруднення (з різними рівнями радіації) загальною площею 400 тис. км2, до яких потрапить кілька тисяч населених пунктів з населенням в кілька мільйонів.

Слід також зауважити, що, крім власних, для України потенційну небезпеку становлять АЕС деяких сусідніх держав: Курська АЕС Російської Федерації, АЕС Болгарії, Словаччини, Угорщини та Чехії.

Необхідно згадати й про радіоактивні відходи, які утворюються в процесі роботи всіх складових паливно-ядерного циклу. За своїм агрегатним станом вони бувають зріджені та тверді. До зріджених відносять розчини неорганічних речовин, пульпи фільтроматеріалів, органічні рідини (масла, розчинники та інше). До твердих – вироби, деталі машин і механізмів, матеріали, біологічні об’єкти, відпрацьовані радіонуклідні джерела.

Основними місцями зосередження радіоактивних відходів на сьогоднішній день є:

АЕС (70 тис. м3);

уранодобувна та переробна промисловість (65,5 млн. т);

зона відчуження АЕС (1,1 млрд. м3).

Основна маса радіоактивних відходів (85-90%), накопичених в Україні, є середньо- та низькоактивними. Високоактивні в основному накопичуються на проммайданчиках АЕС у спеціальних сховищах.

Будова, принципи роботи та класифікація ядерних реакторів

Ядерний реактор – це фізичний пристрій, у якому здійснюється керована ланцюгова реакція ядерного поділу з виділенням і відведенням теплової енергії.

У переважній більшості існуючих ядерних реакторів для підтримання ланцюгової реакції поділу ядер атомі в палива використовуються повільні (теплові) нейтрони. Проте, вже існують ядерні реактори, які працюють і на швидких нейтронах.

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.

В якості ядерного палива використовується природний уран, збагачений ізотопом з масовим числом 235. Ступінь збагачення складає декілька відсотків (максимально до 6%).

До сповільнювачів відносяться речовини, які в значній мірі зменшують енергію, а одночасно і швидкість нейтронів (графіт, легка і важка вода та інші).

Регулюючі стержні та стержні аварійного захисту містять в собі речовини, що добре поглинають нейтрони (бор, кадмій та інші).

Теплоносіями можуть бути вода (легка або важка), гази (гелій, азот, діоксид вуглецю), рідкі метали (натрій) та деякі інші речовини.

За своїм призначенням ядерні реактори поділяються на дослідницькі, експериментальні та енергетичні.

На сьогоднішній день у ядерній енергетиці використовується п’ять основних модифікацій реакторів, що працюють на повільних нейтронах і один тип реактора-розмножувача на швидких нейтронах.

Основні типи ядерних енергетичних реакторів

Тип реактора | Теплоносій | Сповільнювач

Реактори, що працюють на повільних нейтронах

ВВЕР | Легка вода під тиском | Легка вода

Легка вода кипляча | Легка вода

Газ | Графіт

Важка вода | Важка вода

РВПК | Легка вода | Графіт

Реактори, що працюють на швидких нейтронах

ШН | Рідкий метал | Відсутній

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 служить легка вода, а сповільнювачем – графіт.

Принципова відміна цих двох типів реакторів полягає ще і в тому, що в реакторі типу ВВЕР теплоносій прокачується через всю активну зону і під тиском знаходиться весь корпус реактора, а в реакторах типу РВПК теплоносій циркулює по робочих каналах і тільки вони знаходяться під тиском. В зв’язку з цими особливостями теплозйому реактори першого типу прийнято називати корпусними, а реактори другого типу – канальними.

На Чорнобильській АЕС використовувались уран-графітові реактори РВПК-1000, на одному з яких і сталася аварія.

Реактор РВПК –1000 розміщується в бетонній шахті висотою 25,5 м і діаметром 21,6 м. Графітове мурування циліндричної форми виконує роль уповільнювача нейтронів. Його маса становить 1700 т. Для герметизації реакторного простору графітове мурування з боків оточується легким циліндричним металевим кожухом, а згори і знизу – масивними стальними плитами, які забезпечують також кріплення графіту і є компонентом біологічного захисту реактора. Графітове мурування складається з окремих, зібраних у колони, блоків з вертикальними циліндричними отворами, що пронизують його на всю висоту. Ці отвори являють собою технологічні канали, всього їх 1693. Поряд з ними існують ще 211 каналів системи управління і аварійного захисту.

Верхня та нижня частини технологічних каналів виготовлені з нержавіючої сталі, центральна – зі сплаву ніобію з цирконієм. В кожному такому каналі розміщується касета з 36-ма тепловиділяючими елементами (твелами), які представляють собою цирконієві трубки , всередині яких знаходиться диоксид урану у вигляді пігулок. Загальна висота активної зони реактора становить 7,0 м, діаметр – 11,5 м. Теплоносієм є звичайна вода, яка підводиться знизу до кожного технологічного каналу. Піднімаючись догори і омиваючи