Ядерная весна 25 лет спустя

[Магирус 578]

Прошло четверть века с момента страшной ядерной катастрофы на чернобыльской атомной электростанции и мы опять встречаем весну, да, вроде всё, как всегда: травка зелёненькая появляется, птички поют, девушки достают из шкафа и примеряют более лёгкую одежду, кто-то уже готовится к началу дачного сезона....... Всё, да не всё... Эта весна опять омрачилась очередной трагедией... И меня как-то поражает абсолютное равнодушие моих знакомых, да и вообще, людей в целом: мол, это далеко - и меня не касается и т. п. Понятное дело, что это не значит, что нужно в панической лихорадке скупать костюмы ОЗК или Л-1 с консервами, зарываться в погреб в селе, при этом обложив его стены свинцом и сидеть там, нет, понятно, что от привычного уклада жизни никуда не деться - кушать-то хочется каждый день и работать надо, просто, сам факт... Почему-то вспомнился 1986-й год, хоть я ещё и маленький тогда был, но, всё равно, те события очень ярко отпечатались в сознании…

Помню, тогда мой дядя работал в одном из НИИ, в общем, получилось так, что про аварию на ЧАЭС мои родные узнали одними из первых. Никогда не забуду тот день (дату не помню, что-то вроде 28-го). Раздался телефонный звонок, бабушка подошла к телефону и взяла трубку. Через минуту её лицо стало таким, как будто сегодня Гитлер напал на СССР, в общем, паника, окна все сразу по закрывались, меня на улицу не пускают, а за окном мои друзья гуляют, как в ни в чём не бывало. Я спрашиваю, мол, а почему мне нельзя. Радиация. Таков был ответ. А я, мол, а я её не вижу, покажите и всё такое... Мне-то 6 лет тогда было... В общем, через сутки меня отправили ещё с несколькими детьми (мои родственники) на машине к родственникам в Россию (тогда ещё РСФСР) в Краснодарский край, где я и провёл всё лето, а осенью с мамой уехали на Север России, где тогда проживали....

 

Создаю тему для обсуждения данного вопроса всех, кому это интересно, ваши комментарии, мысли, факты, новости, рассуждения, предположения, впечатления и т. п.

 

Для начала, давайте разберёмся, что такое ядерный реактор в общих чертах.

И так, в очень общих чертах, кто вообще не дружит с техникой.

Представьте себе электрочайник. Внутри него находится нагревательный элемент. А теперь представим, что крышка чайника запаяна наглухо, а вместо нагревательного элемента находится ядерное топливо, которое в процессе деления ядер выделяет тепло. Вода кипит, из носика чайника вырывается струя пара. Если взять, к примеру, кулер охлаждения персонального компьютера и поднести его так, чтобы струя пара попадала на лопасти крыльчатки, то последняя начнёт вращаться. Если соединить эту крыльчатку с электрогенератором - то он начнёт вырабатывать электроэнергию. Далее этот пар охлаждаясь, превращается в воду и возвращается обратно в наш чайник. Вот, собственно, повторяю, в ОБЩИХ чертах. Примерно так и работают все атомные электростанции. Лично я, когда был совсем маленький, думал, что электроэнергия вырабатывается непосредственно из ядерного топлива. Но, на практике - всё намного сложнее.

 

Устройство ядерного реактора

 

Для лучшего уяснения принципов работы ядерного реактора и смысла процессов, происходящих в нем, вкратце изложим основные моменты физики реакторов.

Ядерный реактор - аппарат, в котором происходят ядерные реакции - превращения одних химических элементов в другие. Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегося вещества, которое при своем распаде выделяет элементарные частицы, способные вызвать распад других ядер.

Деление атомного ядра может произойти самопроизвольно или при попадании в него элементарной частицы. Самопроизвольный распад в ядерной энергетике не используется из-за очень низкой его интенсивности. В качестве делящегося вещества в настоящее время могут использоваться изотопы урана - уран-235 и уран-238, а также плутоний-239.

В ядерном реакторе происходит цепная реакция. Ядра урана или плутония распадаются, при этом образуются два-три ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяется энергия, излучаются гамма-кванты и образуются два или три нейтрона, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией (величина этой энергии должна лежать в определенном диапазоне: более медленная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него). Наибольшее значение в ядерной энергетике имеют нейтроны. В зависимости от скорости элементарной частицы выделяют два вида нейтронов: быстрые и медленные. Нейтроны разных видов по-разному влияют на ядра делящихся элементов.

Уран-238 делится только быстрыми нейтронами. При его делении выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых нейтрона. Вследствие того, что эти быстрые нейтроны замедляются в веществе урана-238 до скоростей, неспособных вызвать деление ядра урана-238, цепная реакция в уране-238 протекать не может. Поскольку в естественном уране основной изотоп - уран-238, то цепная реакция в естественном уране протекать не может. В уране-235 цепная реакция протекать может, так как наиболее эффективно его деление происходит, когда нейтроны замедлены в 3-4 раза по сравнению с быстрыми, что происходит при достаточно длинном их пробеге в толще урана без риска быть поглощенными посторонними веществами или при прохождении через вещество, обладающее свойством замедлять нейтроны, не поглощая их. Поскольку в естественном уране имеется достаточно большое количество веществ, поглощающих нейтроны (тот же уран-238, который при этом превращается в другой делящийся изотоп - плутоний-239), то в современных ядерных реакторах необходимо для замедления нейтронов применять не сам уран, а другие вещества, мало поглощающие нейтроны (например, графит или тяжелая вода). Обыкновенная вода нейтроны замедляет очень хорошо, но сильно их поглощает. Поэтому для нормального протекания цепной реакции при использовании в качестве замедлителя обыкновенной легкой воды необходимо использовать уран с высокой долей делящегося изотопа - урана-235 (обогащенный уран). Обогащенный уран производят по достаточно сложной и трудоемкой технологии на горнообогатительных комбинатах, при этом образуются токсичные и радиоактивные отходы.

Графит хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании графита в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды. Тяжелая вода очень хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании тяжелой воды в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды. Но производство тяжелой воды очень трудоемко и экологически опасно. При попадании медленного нейтрона в ядро урана-235 он может быть захвачен этим ядром. При этом произойдет ряд ядерных реакций, итогом которых станет образование ядра плутония-239. (Плутоний-239 в принципе может тоже использоваться для нужд ядерной энергетики, но в настоящее время он является одним из основных компонентов начинки атомных бомб.) Поэтому ядерное топливо в реакторе не только расходуется, но и нарабатывается. У некоторых ядерных реакторов основной задачей является как раз такая наработка. Другим способом решить проблему необходимости замедления нейтронов является создание реакторов без необходимости их замедлять - реакторов на быстрых нейтронах. В таком реакторе основным делящимся веществом является не уран, а плутоний. Уран же (используется уран-238) выступает как дополнительный компонент реакции - от быстрого нейтрона, выпущенного при распаде ядра плутония, произойдет распад ядра урана с выделением энергии и испусканием других нейтронов, а при попадании в ядро урана замедлившегося нейтрона он превратится в плутоний-239, возобновляя тем самым запасы ядерного топлива в реакторе.

Таким образом, в ядерном реакторе должен использоваться либо обогащенный уран с замедлителем, поглощающем нейтроны, либо необогащенный уран с замедлителем, мало поглощающем нейтроны, либо сплав плутония с ураном без замедлителя.

Как уже указывалось, тремя обязательными элементами для реакторов на тепловых нейтронах являются тепловыделитель, замедлитель и теплоноситель.

Через реактор с помощью насосов (называемых циркуляционными) прокачивается теплоноситель, поступающий потом или на турбину или в теплообменник. Нагретый теплоноситель теплообменника поступает на турбину, где теряет часть своей энергии на выработку электричества. Из турбины теплоноситель поступает в конденсатор для пара, чтобы в реактор поступал теплоноситель с нужными для оптимальной работы параметрами. Также в реакторе имеется система управления, которая состоит из набора стержней диаметром в несколько сантиметров и длиной, сопоставимой с высотой активной зоны, состоящих из высокопоглощающего нейтроны материала, обычно из соединений бора. Стержни располагаются в специальных каналах и могут быть подняты или опущены в реактор. В поднятом состоянии они способствуют разгону реактора, в опущенном - заглушают его. Приводы стержней регулируются независимо друг от друга, поэтому с их помощью можно конфигурировать активность реакции в различных частях активной зоны.

 

Существующее типы реакторов:

 

ВВЭР (PWR) (водо-водяной энергетический реактор) - Легководный ядерный реактор под давлением

BWR: Легководный кипящий ядерный реактор

РБМК (реактор большой мощности канальный) - Российская модель реактора с использованием графита и воды

PHWR - реактор на тяжелой воде

PBMR - реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром

FBR: Реактор-размножитель на быстрых нейтронах

 

Сравнение:

 

Реакторы ВВЭР достаточно безопасны в эксплуатации, но требуют высокообогащенного урана.

Реакторы РБМК безопасны лишь при правильной их эксплуатации и хорошо разработанных системах защиты, но зато способны использовать малообогащенное топливо или даже отработанное топливо ВВЭР-ов.

Реакторы на тяжелой воде всем хороши, но уж больно дорого добывать тяжелую воду.

Технология производства реакторов с шаровой засыпкой еще недостаточно хорошо разработана, хотя этот тип реакторов стоило бы признать наиболее приемлемым для широкого применения, в частности, из-за отсутствия катастрофических последствий при аварии с разгоном реактора.

За реакторами на быстрых нейтронах - будущее производства топлива для ядерной энергетики, эти реакторы наиболее эффективно используют ядерное топливо, но их конструкция очень сложна и пока еще малонадежна.

 

 

Реактор типа ВВЭР (PWR)

 

 

ВВЭР (PWR) – реактор не прямого цикла. Реакторы ВВЭР являются самым распространенным типом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя- замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Из самого названия реактора ВВЭР следует, что у него и замедлителем, и теплоносителем является обычная легкая вода. В качестве топлива используется обогащенный до 4.5% уран.

Принципиальная схема реактора ВВЭР представлена на рисунке. Как видно из схемы, он имеет два контура. Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы прокачивают воду через реактор и теплообменник (питание циркуляционных насосов происходит от турбины). Вода реакторного контура находится под повышенным давлением, так что несмотря на ее высокую температуру (293 градуса - на выходе, 267 - на входе в реактор) ее закипания не происходит. Вода второго контура находится под обычным давлением, так что в теплообменнике она превращается в пар. В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генерируемый в парогенераторе, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура (так сказать, третий контур), обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник.

Электрическая мощность реакторов ВВЭР - 1000 Мегаватт (в среднем).

 

Реактор типа BWR

 

 

BWR – реактор прямого цикла. Охлаждающая вода циркулирует в нем, проходя через активную зону реактора, и превращается в пар внутри корпуса реактора. Этот пар непосредственно приводит во вращение турбину электрогенератора. Конденсат после прохождения им деаэратора поступает обратно в корпус реактора. Вследствие прямого цикла происходит загрязнение турбины радиоактивными веществами, содержащимися в паре и воде первичного контура. Поэтому турбина заключена в герметичный кожух, протечки из которого направляются обратно в первичный контур. Турбинный зал является контролируемой зоной, и во время технического обслуживания в нем необходимо применять специальные меры предосторожности.

 

Стержни аварийной защиты у реактора ВВЭР находятся сверху и удерживаются с помощью электромагнитов, по этому, в случае полного обесточивания стержни-поглотители просто падают в активную зону под своим весом, таким образом, «глуша» реактор, в реакторе типа BWR эти стержни находятся снизу, то есть, при обесточивании они не способны будут войти в активную зону.

Это так, в общих чертах.

 

 

Реактор типа РБМК

 

 

РБМК построен по несколько другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего в его активной зоне происходит кипение - из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов. Его принципиальная схема - на рисунке.

Основные технические характеристики РБМК следующие. Активная зона реактора - вертикальный цилиндр диаметром 11.8 метров и высотой 7 метров По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель - сплошная графитовая кладка толщиной 0.65 метра. Собственно активная зона собрана из графитовых шестигранных колонн (всего их 2488), собранных из блоков сечением 250х250мм. По центру каждого блока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114мм для размещения технологических каналов и стержней СУЗ.

Общее число технологических каналов в активной зоне 1693. Внутри большинства технологических каналов находятся тепловыделяющие кассеты, имеющие довольно сложную структуру. Кассета состоит из двух последовательно соединенных тепловыделяющих сборок (ТВС), длина каждой из которых 3,5м. ТВС содержит 18 стержневых твэлов - трубок наружным диаметром 13,5мм с толщиной стенки 0,9 мм, заполненных таблетками диаметром 11,5мм из двуокиси урана (UO2), крепежные детали из сплава циркония и несущий стержень из оксида ниобия. Стенки кассеты плотно фиксированы к графитовой кладке, а внутри кассет циркулирует вода. В остальных каналах расположены стержни системы управления защитой, которые состоят из поглотителя - бороциркониевого сплава. Некоторые каналы полностью изолированы от теплоносителя, и в них расположены датчики радиации.

Электрическая мощность РБМК - 1000 Мвт.

 

 

Реактор типа PHWR

 

 

Тяжеловодный ядерный реактор (англ. Pressurised Heavy Water Reactor (PHWR)) — ядерный реактор, который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D2O — тяжёлую воду. Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем лёгкий водород, такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс (то есть для них требуется менее обогащённый уран), что позволяет использовать в качестве топлива природный уран в энергетических реакторах или использовать «лишние» нейтроны для наработки изотопов.

В энергетических реакторах использование природного урана значительно снижает расходы на топливо, хотя экономический эффект несколько сглаживается большей ценой энергоблока и теплоносителя. Наиболее известным реактором этого типа является канадский CANDU. Помимо самой Канады, реакторы CANDU экспортировались в Китай, Южную Корею, Индию, Румынию, Аргентину и Пакистан. Крупномасштабная программа строительства тяжеловодных реакторов PHWR осуществляется в Индии. Промышленные тяжеловодные реакторы широко использовались для производства трития и плутония, а также для производства широкого спектра изотопной продукции, в том числе и медицинского назначения.

В данное время реакторы данного типа очень распространены в США.

Исследовательские реакторы также часто используют тяжёлую воду.

 

 

 

Реактор типа PBMR (реакторы с шаровой засыпкой)

 

 

В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара, в который засыпаны тепловыделяющие элементы, также шарообразные. Каждый элемент представляет из себя графитовую сферу, в которую вкраплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ - чаще всего используется углекислота СО2.

Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник.

Регулирование реактора осуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону.

 

Реактор на быстрых нейтронах (FBR)

 

 

Реактор на быстрых нейтронах очень сильно отличается от реакторов всех остальных типов.

Его основное назначение - обеспечение расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана-238 с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана.

При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом. Прежде всего, в реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя.

В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей.

В Мире имеется только один реактор такого типа. Находится он на Белоярской АЭС в России.

В реакторах такого типа, как правило, используется жидкометаллический теплоноситель. Обычно это или расплав натрия или эвтектический сплав свинца с висмутом. В качестве теплоносителей рассматривались расплавы солей (фториды урана), однако их применение было признано бесперспективным.

Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах появились в 1950-е годы, в 1960-80-е годы работы по созданию промышленных реакторов на быстрых нейтронах активно велись в США, СССР и ряде европейских стран. К началу 1990-х большинство этих проектов было прекращено из-за риска аварий и высоких эксплуатационных затрат.

 

Вкратце были рассмотрены основные типы ядерных реакторов и принцип их работы. Дело в том, что есть ещё куча их модификаций, но, по скольку тема форума рассчитана, в первую очередь, на широкую аудиторию, то не считаю необходимым вдаваться во все тонкости.

 

Фукусима-1.

 

До 11 марта 2011 года мало кто знал о существовании этой атомной электростанции, как и я, собственно говоря, но благодаря некоторым событиям она прославилась на весь Мир. Вот, только слово "прославилась" стоит писать со знаком "минус".....

 

Фукусима-1 расположена в Японии в городе Окума в уезде Футаба префектуры Фукусима. По состоянию на февраль 2011 года её шесть энергоблоков, мощностью 4,7 ГВт, делали Фукусиму-1 одной из 25 крупнейших атомных электростанций в мире.

Начало строительства станции – 1966

Сдача в эксплуатацию – 26 марта 1971

Эксплуатационная компания – TEPCO

Количество энергоблоков – 6

Тип реактора – BWR

 

Энергоблок Тип реактора Мощность Ввод в эксплуатацию

 

Фукусима I-1 BWR-3 439 МВт 26.03.1971

Фукусима I-2 BWR-4 760 МВт 18.07.1974

Фукусима I-3 BWR-4 760 МВт 27.03.1976

Фукусима I-4 BWR-4 760 МВт 12.10.1978

Фукусима I-5 BWR-4 760 МВт 18.04.1978

Фукусима I-6 BWR-5 1067 МВт 24.10.1979

 

Напомню, что в результате землетрясения и последующего цунами произола авария на станции Фукусима 1, в результате которой была выведена из строя система охлаждения реакторов. Ведь реактор - не двигатель автомобиля, его не "выключишь" поворотом ключа в замке зажигания: даже при штатной остановке реактор охлаждают (расхолаживают) примерно 2 недели.

 

В данной теме давайте обсуждать, насколько реально человечеству в будущем отказаться от атомной электроэнергии и каково будущее атомных электростанций

[The Province 45]

насколько я знаю -на сегодняшний день за атомной энергетикой-будущее- ибо альтернативы ей просто нет- углеводороды на планете истощаются ,потребляемые мощности же растут..

[Магирус 578]

Я тоже так считаю.

Тем более, что нужно учитывать тот фактор - человеческий. Или, даже - выражусь по другому - просто есть люди, для кого АЭС - это деньги. И естественно МАГАТЭ будет лоббировать развитие ядерной энергетики.

 

Ещё - мало остановить реактор. Даже остановленный реактор - это огромная опасность. Ну и фактор того, что никто де не знает, сколько прослужит реактор. МАГАТЭ как даёт разрешения на продление срока эксплуатации: в стене корпуса каждого реактора есть стержень из того же сплава, что и сам корпус. При перегрузке ядерного топлива стержень вынимают и изучают - там рентгены всякие , ультразвук. Если в стержне повреждения нету, то срок эксплуатации продлевают. То бишь, никто не знает, сколько лет он прослужит.

 

Конечно, теоретически = я тоже за отказ от АЭС. Но при свечах жить не хочу.

Ну и влияние ТЭС на природу тоже очень пагубное

[The Province 45]

кстати- и влияние ГЭС -тоже! был в командировке возле Каховского вдхр...сколько земель затоплено!!! такие земли!!!

[Паха Анархист 641]

Тесла в одной из своих разработок использовал пару грам радия, установка выдавала до 50мегават, размер один кубический метр, украинцы повторили, но проэкт заморозился, мирного атома нет, фукусима это очередное потверждение этому

нам остается лишь восхищаться японцами добровольцами которые работали ликвидаторами, да и своих не забывать

[The Province 45]

вот..нашел статью

Солнце — неиссякающий, повсеместный и мощный источник энергии

Но лишь гидроэнергию рек человек использует более или менее давно и успешно. Это энергия экологически чистая и рентабельная при высоких плотинах и больших напорах (то есть главным образом в горных районах). Однако таких районов на Земле немного. В мировом энергетическом балансе гидроэнергетика составляет около 5 %, и существенное увеличение ее доли вряд ли возможно. К тому же при строительстве плотин неизбежны затопление плодородных пойменных земель, изменение гидрологического режима рек, повышение уровня грунтовых вод и другие нежелательные последствия. Поэтому в перспективе, по мере разрешения энергетического кризиса, плотины и водохранилища, вероятно, будут частично ликвидированы.

 

Геотермальную энергию можно эффективно использовать лишь в вулканических районах. Вклад ее в общий энергетический баланс даже в таких государствах, как Италия, не превышает 2 %. Энергия ветра непостоянна и также может быть применена локально, для удовлетворения местных нужд.

 

Наиболее широкие перспективы сулит, казалось бы, развитие солнечной энергетики. Солнце — неиссякающий, повсеместный и мощный источник энергии. В принципе возможно получение электроэнергии за счет Солнца не только в жарких областях нашей планеты, но и в космическом пространстве. Уже созданы и реализованы многочисленные проекты использования энергии Солнца для бытовых нужд, для плавки особо чистых металлов, выращивания овощей и фруктов в теплицах и оранжереях, для снабжения энергией орбитальных космических станций и т. п. Нет сомнения, что солнечная энергетика будет развиваться и в будущем.

 

Однако энергия Солнца никогда не станет главным источником энергии для человечества, ибо, по справедливому замечанию П. JI. Капицы, солнечная энергия не обладает для этого достаточной плотностью. Основным потребителем энергии в народном хозяйстве является в настоящее время тяжелая промышленность — металлургия, машиностроение, транспорт, строительство и т. п., которой необходимы сотни миллионов киловатт. А чтобы получить за счет Солнца 1 млн кВт энергии, необходимо снимать ее с площади 20 км2, что является весьма сложной и дорогостоящей технической задачей.

[Инфи 242]

хм

аэс наверное менее дорогостоящая?

[Магирус 578]

Тесла в одной из своих разработок использовал пару грам радия, установка выдавала до 50мегават, размер один кубический метр, украинцы повторили, но проэкт заморозился, мирного атома нет, фукусима это очередное потверждение этому

нам остается лишь восхищаться японцами добровольцами которые работали ликвидаторами, да и своих не забывать

 

Вот по поводу ликвидайии аварии - не соглашусь с тобой.

То, что они делали с самого начала - это был позор, позор, на весь Мир...

Простите, но это в правилах такое прописано, что если есть какая-то опасность, персонал ..... покидает АЭС??? Ээээ.... Как бы так сказать - это нормально?

 

У них было 25 лет - 25 лет, чтобы изучить всё, касательно аварии на ЧАЭС.

 

А когда "грянул гром" - то они как дети, просто растерялись.... Не надо ляля, когда они просто тупо сливали десятки тысяч тонн воды - ЖРО (жидкие радиоактивные отходы) просто в океан. Благо АЭС стоИт на берегу океана. И все эти сказки про ихних самураев - это блефф. Никто не захотел рисковать. У нас, как бы не говорили, как бы не хаяли, но в 1986-м уже через несколько дней после трагедии был организован оперативный штаб и начали ликвидацию аварии. А Япошки там какими-то тканями накрывали реакторы - да я сидел и смеялся сквозь слёзы, глядя на это... Господи, какая ткань? Какая краска?

 

Плюс не нужно забывать, что у них не оказалось никакой техники для ликвидации. Извините, но даже в СССР в 1986-м были роботы, способные работать на повреждённой ЧАЭС. У Япошек все роботы - это кошечки и собачки на выставках, играющие в футбол и поколение next с покемоном в голове и айфоном в руке.

 

И я не видел ни одного представителя "Гринпис" возле Фукусимы - ну да, это не в прохладном офисе сидеть и п....ть и не на рельсы ложиться. Там и кони двинуть можно.

[Магирус 578]

хм

аэс наверное менее дорогостоящая?

 

Атомная электроэнергия очень дешёвая, это факт

[Магирус 578]

Они в первые дни там пытались подать электроэнергию для того, чтобы запитать насосы, которые должны были охладить реакторы. Извини, Паха, а толку запитывать насосы, если контуры порвало? Это же очевидно... Все видели эти взрывы и школьнику было понятно, что там всё разворотило к чёртовой матери и запитывай - не запитывай - там уже всё... Крандбздец полный... Все видели эти кадры

[Паха Анархист 641]

Магирус причем здесь насосы,песком надо было засыпать, рядовые работники-герои

[The Province 45]

Паха Анархист, а заносить песок в реактор нужно было в жаростойких ведрах? (обычные-то расплавятся нафик!))))

[Паха Анархист 641]

там были самураи

[The Province 45]

в ведрах?:кросафчег:

[Магирус 578]

Песком засыпать? А как его туда засыпать? Куда засыпать?

 

Паша, не забывай: на ЧАЭС была расплавлена активная зона. А тут - реакторы на тот момент были целыми.

И песочек сыпали в ЧАЭС со свинцом для того, чтобы предотвратить дальнейший выброс радиации в атмосферу. А потом получилось так, что бетонная плита реактора начала прогибаться. Не так всё просто.

[Project 1]

Интересно, выгодно и опасно. Толи дело ветровые электростанции

[Магирус 578]

Ветровыми электростанциями придётся покрыть всю поверхность Украины. Промышленность не может ждать "дуновения ветра"

[Леена 23]

А как же солнечная энергия? Разве она не является альтернативой ядерной? В этом году в германии обратила внимание на то, какое колличество полей выведено из сельскохозяйственных угодий и на них построены поля солнечных батарей... Огромадные площади, занятые рядами батарей. Хозяйка дома, в котором мы жили, сказала, что весь их поселок запитывается с одного не слишком большого поля. Правда тут же уточнила, что от центральной энергосети пока не отключились, надо еще поставить накопители, что бы полностью перейти на энергию солнца.

В прошлом году такого обилия солнечных полей я что-то не видел, хотя мы и ездили примерно по тем же местам...

Может альтернатива атому все же будет найдена? Видно солнечные поля тоже кому-то выгодны...

[URIST 23]

Леена, Мне кажется, что нам точно, далеко до таких полей... А вот потребность в энергии, по идее - растет, каждый день. Было бы интересно заглянуть лет на 200 вперед

[Patronka 3]

А как же солнечная энергия? Разве она не является альтернативой ядерной? В этом году в германии обратила внимание на то, какое колличество полей выведено из сельскохозяйственных угодий и на них построены поля солнечных батарей... Огромадные площади, занятые рядами батарей. Хозяйка дома, в котором мы жили, сказала, что весь их поселок запитывается с одного не слишком большого поля. Правда тут же уточнила, что от центральной энергосети пока не отключились, надо еще поставить накопители, что бы полностью перейти на энергию солнца.

В прошлом году такого обилия солнечных полей я что-то не видел, хотя мы и ездили примерно по тем же местам...

Может альтернатива атому все же будет найдена? Вижно солнечные поля тоже кому-то выгодны...

 

За солнечной энергией будущее.

[1234 4]

У солнечных батарей низкий КПД

[1234 4]

Леена, Мне кажется, что нам точно, далеко до таких полей... А вот потребность в энергии, по идее - растет, каждый день. Было бы интересно заглянуть лет на 200 вперед

 

Палка о двух концах: с одной стороны - да, с другой стороны - энергосберегающие технологи: раньше был телевизор "Рекорд - 726", который потреблял от сети 325 Ватт (!!!), а сейчас телек 20" + потребляет не более сотни, а если ноутбук - то и того меньше + энергосберегающие лампочки итак далее

[trisimsim 4]

Палка о двух концах: с одной стороны - да, с другой стороны - энергосберегающие технологи: раньше был телевизор "Рекорд - 726", который потреблял от сети 325 Ватт (!!!), а сейчас телек 20" + потребляет не более сотни, а если ноутбук - то и того меньше + энергосберегающие лампочки итак далее

Первый паровоз не нашутку

испугал своих потенциальных

пользователей. Чехов в своем

рассказе описал как один из

потенциальных пользователей

скрутил гайку фиксируюшую

положение рельса до, во время

и после прохождения паровоза.

Но и по сей день внучата того

паровоза доставляют посильные

хлопоты потенциальным

пользователям.

[mordred 1]

Прошло четверть века с момента страшной ядерной катастрофы на чернобыльской атомной электростанции и мы опять встречаем весну, да, вроде всё, как всегда: травка зелёненькая появляется, птички поют, девушки достают из шкафа и примеряют более лёгкую одежду, кто-то уже готовится к началу дачного сезона....... Всё, да не всё... Эта весна опять омрачилась очередной трагедией... И меня как-то поражает абсолютное равнодушие моих знакомых, да и вообще, людей в целом: мол, это далеко - и меня не касается и т. п. Понятное дело, что это не значит, что нужно в панической лихорадке скупать костюмы ОЗК или Л-1 с консервами, зарываться в погреб в селе, при этом обложив его стены свинцом и сидеть там, нет, понятно, что от привычного уклада жизни никуда не деться - кушать-то хочется каждый день и работать надо, просто, сам факт... Почему-то вспомнился 1986-й год, хоть я ещё и маленький тогда был, но, всё равно, те события очень ярко отпечатались в сознании…

Помню, тогда мой дядя работал в одном из НИИ, в общем, получилось так, что про аварию на ЧАЭС мои родные узнали одними из первых. Никогда не забуду тот день (дату не помню, что-то вроде 28-го). Раздался телефонный звонок, бабушка подошла к телефону и взяла трубку. Через минуту её лицо стало таким, как будто сегодня Гитлер напал на СССР, в общем, паника, окна все сразу по закрывались, меня на улицу не пускают, а за окном мои друзья гуляют, как в ни в чём не бывало. Я спрашиваю, мол, а почему мне нельзя. Радиация. Таков был ответ. А я, мол, а я её не вижу, покажите и всё такое... Мне-то 6 лет тогда было... В общем, через сутки меня отправили ещё с несколькими детьми (мои родственники) на машине к родственникам в Россию (тогда ещё РСФСР) в Краснодарский край, где я и провёл всё лето, а осенью с мамой уехали на Север России, где тогда проживали....

 

Создаю тему для обсуждения данного вопроса всех, кому это интересно, ваши комментарии, мысли, факты, новости, рассуждения, предположения, впечатления и т. п.

 

Для начала, давайте разберёмся, что такое ядерный реактор в общих чертах.

И так, в очень общих чертах, кто вообще не дружит с техникой.

Представьте себе электрочайник. Внутри него находится нагревательный элемент. А теперь представим, что крышка чайника запаяна наглухо, а вместо нагревательного элемента находится ядерное топливо, которое в процессе деления ядер выделяет тепло. Вода кипит, из носика чайника вырывается струя пара. Если взять, к примеру, кулер охлаждения персонального компьютера и поднести его так, чтобы струя пара попадала на лопасти крыльчатки, то последняя начнёт вращаться. Если соединить эту крыльчатку с электрогенератором - то он начнёт вырабатывать электроэнергию. Далее этот пар охлаждаясь, превращается в воду и возвращается обратно в наш чайник. Вот, собственно, повторяю, в ОБЩИХ чертах. Примерно так и работают все атомные электростанции. Лично я, когда был совсем маленький, думал, что электроэнергия вырабатывается непосредственно из ядерного топлива. Но, на практике - всё намного сложнее.

 

Устройство ядерного реактора

 

Для лучшего уяснения принципов работы ядерного реактора и смысла процессов, происходящих в нем, вкратце изложим основные моменты физики реакторов.

Ядерный реактор - аппарат, в котором происходят ядерные реакции - превращения одних химических элементов в другие. Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегося вещества, которое при своем распаде выделяет элементарные частицы, способные вызвать распад других ядер.

Деление атомного ядра может произойти самопроизвольно или при попадании в него элементарной частицы. Самопроизвольный распад в ядерной энергетике не используется из-за очень низкой его интенсивности. В качестве делящегося вещества в настоящее время могут использоваться изотопы урана - уран-235 и уран-238, а также плутоний-239.

В ядерном реакторе происходит цепная реакция. Ядра урана или плутония распадаются, при этом образуются два-три ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяется энергия, излучаются гамма-кванты и образуются два или три нейтрона, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией (величина этой энергии должна лежать в определенном диапазоне: более медленная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него). Наибольшее значение в ядерной энергетике имеют нейтроны. В зависимости от скорости элементарной частицы выделяют два вида нейтронов: быстрые и медленные. Нейтроны разных видов по-разному влияют на ядра делящихся элементов.

Уран-238 делится только быстрыми нейтронами. При его делении выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых нейтрона. Вследствие того, что эти быстрые нейтроны замедляются в веществе урана-238 до скоростей, неспособных вызвать деление ядра урана-238, цепная реакция в уране-238 протекать не может. Поскольку в естественном уране основной изотоп - уран-238, то цепная реакция в естественном уране протекать не может. В уране-235 цепная реакция протекать может, так как наиболее эффективно его деление происходит, когда нейтроны замедлены в 3-4 раза по сравнению с быстрыми, что происходит при достаточно длинном их пробеге в толще урана без риска быть поглощенными посторонними веществами или при прохождении через вещество, обладающее свойством замедлять нейтроны, не поглощая их. Поскольку в естественном уране имеется достаточно большое количество веществ, поглощающих нейтроны (тот же уран-238, который при этом превращается в другой делящийся изотоп - плутоний-239), то в современных ядерных реакторах необходимо для замедления нейтронов применять не сам уран, а другие вещества, мало поглощающие нейтроны (например, графит или тяжелая вода). Обыкновенная вода нейтроны замедляет очень хорошо, но сильно их поглощает. Поэтому для нормального протекания цепной реакции при использовании в качестве замедлителя обыкновенной легкой воды необходимо использовать уран с высокой долей делящегося изотопа - урана-235 (обогащенный уран). Обогащенный уран производят по достаточно сложной и трудоемкой технологии на горнообогатительных комбинатах, при этом образуются токсичные и радиоактивные отходы.

Графит хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании графита в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды. Тяжелая вода очень хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании тяжелой воды в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды. Но производство тяжелой воды очень трудоемко и экологически опасно. При попадании медленного нейтрона в ядро урана-235 он может быть захвачен этим ядром. При этом произойдет ряд ядерных реакций, итогом которых станет образование ядра плутония-239. (Плутоний-239 в принципе может тоже использоваться для нужд ядерной энергетики, но в настоящее время он является одним из основных компонентов начинки атомных бомб.) Поэтому ядерное топливо в реакторе не только расходуется, но и нарабатывается. У некоторых ядерных реакторов основной задачей является как раз такая наработка. Другим способом решить проблему необходимости замедления нейтронов является создание реакторов без необходимости их замедлять - реакторов на быстрых нейтронах. В таком реакторе основным делящимся веществом является не уран, а плутоний. Уран же (используется уран-238) выступает как дополнительный компонент реакции - от быстрого нейтрона, выпущенного при распаде ядра плутония, произойдет распад ядра урана с выделением энергии и испусканием других нейтронов, а при попадании в ядро урана замедлившегося нейтрона он превратится в плутоний-239, возобновляя тем самым запасы ядерного топлива в реакторе.

Таким образом, в ядерном реакторе должен использоваться либо обогащенный уран с замедлителем, поглощающем нейтроны, либо необогащенный уран с замедлителем, мало поглощающем нейтроны, либо сплав плутония с ураном без замедлителя.

Как уже указывалось, тремя обязательными элементами для реакторов на тепловых нейтронах являются тепловыделитель, замедлитель и теплоноситель.

Через реактор с помощью насосов (называемых циркуляционными) прокачивается теплоноситель, поступающий потом или на турбину или в теплообменник. Нагретый теплоноситель теплообменника поступает на турбину, где теряет часть своей энергии на выработку электричества. Из турбины теплоноситель поступает в конденсатор для пара, чтобы в реактор поступал теплоноситель с нужными для оптимальной работы параметрами. Также в реакторе имеется система управления, которая состоит из набора стержней диаметром в несколько сантиметров и длиной, сопоставимой с высотой активной зоны, состоящих из высокопоглощающего нейтроны материала, обычно из соединений бора. Стержни располагаются в специальных каналах и могут быть подняты или опущены в реактор. В поднятом состоянии они способствуют разгону реактора, в опущенном - заглушают его. Приводы стержней регулируются независимо друг от друга, поэтому с их помощью можно конфигурировать активность реакции в различных частях активной зоны.

 

Существующее типы реакторов:

 

ВВЭР (PWR) (водо-водяной энергетический реактор) - Легководный ядерный реактор под давлением

BWR: Легководный кипящий ядерный реактор

РБМК (реактор большой мощности канальный) - Российская модель реактора с использованием графита и воды

PHWR - реактор на тяжелой воде

PBMR - реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром

FBR: Реактор-размножитель на быстрых нейтронах

 

Сравнение:

 

Реакторы ВВЭР достаточно безопасны в эксплуатации, но требуют высокообогащенного урана.

Реакторы РБМК безопасны лишь при правильной их эксплуатации и хорошо разработанных системах защиты, но зато способны использовать малообогащенное топливо или даже отработанное топливо ВВЭР-ов.

Реакторы на тяжелой воде всем хороши, но уж больно дорого добывать тяжелую воду.

Технология производства реакторов с шаровой засыпкой еще недостаточно хорошо разработана, хотя этот тип реакторов стоило бы признать наиболее приемлемым для широкого применения, в частности, из-за отсутствия катастрофических последствий при аварии с разгоном реактора.

За реакторами на быстрых нейтронах - будущее производства топлива для ядерной энергетики, эти реакторы наиболее эффективно используют ядерное топливо, но их конструкция очень сложна и пока еще малонадежна.

 

 

Реактор типа ВВЭР (PWR)

 

 

ВВЭР (PWR) – реактор не прямого цикла. Реакторы ВВЭР являются самым распространенным типом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя- замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Из самого названия реактора ВВЭР следует, что у него и замедлителем, и теплоносителем является обычная легкая вода. В качестве топлива используется обогащенный до 4.5% уран.

Принципиальная схема реактора ВВЭР представлена на рисунке. Как видно из схемы, он имеет два контура. Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы прокачивают воду через реактор и теплообменник (питание циркуляционных насосов происходит от турбины). Вода реакторного контура находится под повышенным давлением, так что несмотря на ее высокую температуру (293 градуса - на выходе, 267 - на входе в реактор) ее закипания не происходит. Вода второго контура находится под обычным давлением, так что в теплообменнике она превращается в пар. В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генерируемый в парогенераторе, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура (так сказать, третий контур), обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник.

Электрическая мощность реакторов ВВЭР - 1000 Мегаватт (в среднем).

 

Реактор типа BWR

 

 

BWR – реактор прямого цикла. Охлаждающая вода циркулирует в нем, проходя через активную зону реактора, и превращается в пар внутри корпуса реактора. Этот пар непосредственно приводит во вращение турбину электрогенератора. Конденсат после прохождения им деаэратора поступает обратно в корпус реактора. Вследствие прямого цикла происходит загрязнение турбины радиоактивными веществами, содержащимися в паре и воде первичного контура. Поэтому турбина заключена в герметичный кожух, протечки из которого направляются обратно в первичный контур. Турбинный зал является контролируемой зоной, и во время технического обслуживания в нем необходимо применять специальные меры предосторожности.

 

Стержни аварийной защиты у реактора ВВЭР находятся сверху и удерживаются с помощью электромагнитов, по этому, в случае полного обесточивания стержни-поглотители просто падают в активную зону под своим весом, таким образом, «глуша» реактор, в реакторе типа BWR эти стержни находятся снизу, то есть, при обесточивании они не способны будут войти в активную зону.

Это так, в общих чертах.

 

 

Реактор типа РБМК

 

 

РБМК построен по несколько другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего в его активной зоне происходит кипение - из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов. Его принципиальная схема - на рисунке.

Основные технические характеристики РБМК следующие. Активная зона реактора - вертикальный цилиндр диаметром 11.8 метров и высотой 7 метров По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель - сплошная графитовая кладка толщиной 0.65 метра. Собственно активная зона собрана из графитовых шестигранных колонн (всего их 2488), собранных из блоков сечением 250х250мм. По центру каждого блока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114мм для размещения технологических каналов и стержней СУЗ.

Общее число технологических каналов в активной зоне 1693. Внутри большинства технологических каналов находятся тепловыделяющие кассеты, имеющие довольно сложную структуру. Кассета состоит из двух последовательно соединенных тепловыделяющих сборок (ТВС), длина каждой из которых 3,5м. ТВС содержит 18 стержневых твэлов - трубок наружным диаметром 13,5мм с толщиной стенки 0,9 мм, заполненных таблетками диаметром 11,5мм из двуокиси урана (UO2), крепежные детали из сплава циркония и несущий стержень из оксида ниобия. Стенки кассеты плотно фиксированы к графитовой кладке, а внутри кассет циркулирует вода. В остальных каналах расположены стержни системы управления защитой, которые состоят из поглотителя - бороциркониевого сплава. Некоторые каналы полностью изолированы от теплоносителя, и в них расположены датчики радиации.

Электрическая мощность РБМК - 1000 Мвт.

 

 

Реактор типа PHWR

 

 

Тяжеловодный ядерный реактор (англ. Pressurised Heavy Water Reactor (PHWR)) — ядерный реактор, который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D2O — тяжёлую воду. Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем лёгкий водород, такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс (то есть для них требуется менее обогащённый уран), что позволяет использовать в качестве топлива природный уран в энергетических реакторах или использовать «лишние» нейтроны для наработки изотопов.

В энергетических реакторах использование природного урана значительно снижает расходы на топливо, хотя экономический эффект несколько сглаживается большей ценой энергоблока и теплоносителя. Наиболее известным реактором этого типа является канадский CANDU. Помимо самой Канады, реакторы CANDU экспортировались в Китай, Южную Корею, Индию, Румынию, Аргентину и Пакистан. Крупномасштабная программа строительства тяжеловодных реакторов PHWR осуществляется в Индии. Промышленные тяжеловодные реакторы широко использовались для производства трития и плутония, а также для производства широкого спектра изотопной продукции, в том числе и медицинского назначения.

В данное время реакторы данного типа очень распространены в США.

Исследовательские реакторы также часто используют тяжёлую воду.

 

 

 

Реактор типа PBMR (реакторы с шаровой засыпкой)

 

 

В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара, в который засыпаны тепловыделяющие элементы, также шарообразные. Каждый элемент представляет из себя графитовую сферу, в которую вкраплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ - чаще всего используется углекислота СО2.

Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник.

Регулирование реактора осуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону.

 

Реактор на быстрых нейтронах (FBR)

 

 

Реактор на быстрых нейтронах очень сильно отличается от реакторов всех остальных типов.

Его основное назначение - обеспечение расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана-238 с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана.

При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом. Прежде всего, в реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя.

В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей.

В Мире имеется только один реактор такого типа. Находится он на Белоярской АЭС в России.

В реакторах такого типа, как правило, используется жидкометаллический теплоноситель. Обычно это или расплав натрия или эвтектический сплав свинца с висмутом. В качестве теплоносителей рассматривались расплавы солей (фториды урана), однако их применение было признано бесперспективным.

Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах появились в 1950-е годы, в 1960-80-е годы работы по созданию промышленных реакторов на быстрых нейтронах активно велись в США, СССР и ряде европейских стран. К началу 1990-х большинство этих проектов было прекращено из-за риска аварий и высоких эксплуатационных затрат.

 

Вкратце были рассмотрены основные типы ядерных реакторов и принцип их работы. Дело в том, что есть ещё куча их модификаций, но, по скольку тема форума рассчитана, в первую очередь, на широкую аудиторию, то не считаю необходимым вдаваться во все тонкости.

 

Фукусима-1.

 

До 11 марта 2011 года мало кто знал о существовании этой атомной электростанции, как и я, собственно говоря, но благодаря некоторым событиям она прославилась на весь Мир. Вот, только слово "прославилась" стоит писать со знаком "минус".....

 

Фукусима-1 расположена в Японии в городе Окума в уезде Футаба префектуры Фукусима. По состоянию на февраль 2011 года её шесть энергоблоков, мощностью 4,7 ГВт, делали Фукусиму-1 одной из 25 крупнейших атомных электростанций в мире.

Начало строительства станции – 1966

Сдача в эксплуатацию – 26 марта 1971

Эксплуатационная компания – TEPCO

Количество энергоблоков – 6

Тип реактора – BWR

 

Энергоблок Тип реактора Мощность Ввод в эксплуатацию

 

Фукусима I-1 BWR-3 439 МВт 26.03.1971

Фукусима I-2 BWR-4 760 МВт 18.07.1974

Фукусима I-3 BWR-4 760 МВт 27.03.1976

Фукусима I-4 BWR-4 760 МВт 12.10.1978

Фукусима I-5 BWR-4 760 МВт 18.04.1978

Фукусима I-6 BWR-5 1067 МВт 24.10.1979

 

Напомню, что в результате землетрясения и последующего цунами произола авария на станции Фукусима 1, в результате которой была выведена из строя система охлаждения реакторов. Ведь реактор - не двигатель автомобиля, его не "выключишь" поворотом ключа в замке зажигания: даже при штатной остановке реактор охлаждают (расхолаживают) примерно 2 недели.

 

В данной теме давайте обсуждать, насколько реально человечеству в будущем отказаться от атомной электроэнергии и каково будущее атомных электростанций

Хочу присоединится к вам и вспомнить тех людей кто погиб в этой катастрофе но хочу вспомнить ище один ядерний взрив о котором мало кто знает в селе Хрестище Харьковского района 1973 подземний ядерний взрив в тот момент жил в Краснограде 20 км от эпицентра горела газовая скважена не могли потушить очень долго в конце концов додумались бросить маленькою ядерную бомбу во внутрь тогда бил мальчиком хдил на речку а у нас семья из заподной Украини пасла коров у них бил мальчик они жили как раз в самом эпицентре он бил моего возраста говорил бистро на западенском я плохо понимал его он мене говорил что у них землетрясение било и что корови раждаются с двумя головами тогда я подумал что он дурак сечяс я понимаю что это било реяльно

[mordred 1]

Хочу присоединится к вам и вспомнить тех людей кто погиб в этой катастрофе но хочу вспомнить ище один ядерний взрив о котором мало кто знает в селе Хрестище Харьковского района 1973 подземний ядерний взрив в тот момент жил в Краснограде 20 км от эпицентра горела газовая скважена не могли потушить очень долго в конце концов додумались бросить маленькою ядерную бомбу во внутрь тогда бил мальчиком хдил на речку а у нас семья из заподной Украини пасла коров у них бил мальчик они жили как раз в самом эпицентре он бил моего возраста говорил бистро на западенском я плохо понимал его он мене говорил что у них землетрясение било и что корови раждаются с двумя головами тогда я подумал что он дурак сечяс я понимаю что это било реяльно

 

И откуда ти такой умний взялся