Радиоактивные вещества (РВ) и источники ионизирующих излучений используются в повседневной жизни, производстве, медицине. К примеру, атомные реакторы обеспечивают до 13% потребностей России в электроэнергии. Они приводят в движение турбины, корабли; обеспечивают работу ряда космических объектов. Это и контроль качества швов при литье в машиностроении, и медицинские обследования, и точечное облучение, но, кроме того, это и оружие огромной разрушительной силы, способное уничтожить цивилизацию
Ядерный топливный цикл (ЯТЦ) можно разбить на этапы:
— добыча урановой руды и извлечение из нее (обогащение) урана;
— использование ядерного горючего в реакторах;
— транспортировка РВ;
— химическая регенерация отработанного ядерного топлива;
— очистка отработанного ядерного топлива от радиоактивных (РА) отходов;
— безопасное («вечное») хранение РА отходов и примесей;
— изъятие из отработанного ядерного топлива урана и плутония для использования в ядерной энергетике.
Результатом добычи и дробления урановой руды, обогащения урана являются горы выработки, которые:
— создают опасную экологическую ситуацию;
— выводят из оборота значительные земельные площади;
— изменяют гидрологию территории;
— приводят к длительному РЗ почвы, атмосферы и воды.
Малое содержание урана-235 в добываемой руде (0,7%) не позволяет использовать ее в ядерной энергетике: требуются обогащение этой руды, то есть повышение содержания урана-235 с применением весьма сложного и дорогостоящего оборудования, и значительные энергетические затраты. Обогащение возможно после разделения изотопов урана-233, урана-235, урана-238 на атомном уровне.
Природный уран поставляется на рынок в виде закиси урана (спрессованный порошок желто-бурого цвета), а обогащенный уран — в виде таблеток окиси урана или газообразного шестифтористого урана (в стальных баллонах).
В местах добычи урана основную массу в отвалах составляют горы мелкого песка, смешанного с природными радионуклидами, которые в основном выделяют РА газ радон-222 (дающий? - излучение), что увеличивает вероятность возникновения рака легких. К 1982 г. в США такого песка накопилось около 175 млн т с излучением ниже ПДД. К настоящему времени снесены тысячи домов, школ и других строений, выполненных из этих материалов.
Общие запасы урана на Земле составляют около 15 млн т. Разрабатываются месторождения с запасами до 2,7 млн т. На долю бывшего СССР приходилось до 45% мирового уранового запаса, распределенного почти равномерно между Россией, Узбекистаном и Казахстаном.
|
|
Радиационно-опасный объект (РАОО) — это ОЭ, где в результате аварии могут произойти массовые радиационные выбросы или поражение живых организмов и растений.
Виды РАОО:
АЭС — это ОЭ по производству электроэнергии с использованием ядерного реактора, оборудования и подготовленного персонала (рис. 5.1);
ACT (атомная станция теплоснабжения) — это ОЭ по производству тепловой энергии с использованием реактора, оборудования и подготовленного персонала;
ПЯТЦ (предприятие ядерного топливного цикла) — это ОЭ для изготовления ядерного топлива, его переработки, перевозки и захоронения отходов.
При ядерной реакции до 99% ядерного топлива идет в РА отходы (плутоний, стронций, цезий, кобальт), которые нельзя уничтожить, поэтому надо хранить. Контакты с ядерным горючим, его отходами, энергоносителями, тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ) и другими РА продуктами приводят к РЗ зданий, оборудования, транспорта. Если специальная обработка не снизит их уровень заражения ниже ПДД (ПДУ), то они также требуют захоронения.
Ядерный реактор является основной частью АЭС и ядерных двигателей. Он представляет собой большой котел для нагрева теплоносителя (воды, газа). Источник тепла — управляемая ядерная реакция. Необходимо иметь в виду, что 0,5 г ядерного топлива по производству энергии эквивалентно 15 вагонам угля, который к тому же при сгорании выбрасывает в атмосферу огромное количество канцерогенных веществ.
|
|
Обогащенное ядерное топливо размешается в активной зоне реактора в виде правильной решетки из связок тепловыделяющих элементов (примерно 700 шт.)- ТВЭЛ — это стержень диаметром 10 мм, длиной 4 м, с оболочкой из циркония, постоянно омываемый водой. Вода выполняет роль охладителя и поглотителя нейтронов (если используется «тяжелая вода», то она только замедляет нейтроны, но не поглощает их, то есть в этом случае можно использовать природный уран. Такой тип реактора использует лишь 1% выделенной энергии).
Существуют ядерные реакторы на медленных и быстрых нейтронах. Реакторы на медленных нейтронах могут охлаждаться обычной водой, как, например, РБМК — реактор большой мощности, канальный; ВВЭР — водо-водяной реактор, либо «тяжелой» водой или газом, как, например, ВТГР — высокотемпературный с гелиевым охлаждением реактор. Реакторы на быстрых нейтронах называются реакторами-размножителями (Р-Р). Если ВВЭР использует 5% ядерного топлива, то реактор на быстрых нейтронах, например БН-600, — до 55%.
Работой реактора, то есть движением стержней в активной зоне относительно вещества, поглощающего нейтроны, управляет оператор или автоматическая система.
Реактор (рис. 5.2) имеет два контура движения воды. В первом контуре (где обеспечивается давление 7 кПа) вода остается в жидком состоянии даже при температуре 330°С и, проходя через теплообменник (парогенератор), отдает тепло воде второго контура. Первый и второй контуры реактора надежно изолированы друг от друга. Во втором контуре реактора вода находится в парообразном состоянии, поскольку давление здесь атмосферное. Этот пар вращает турбогенератор, который вырабатывает электроэнергию.
В реакторе с гелиевым охлаждением (ВТГР) дня замедления нейтронов используют графитовые блоки, а в качестве теплоносителя — углекислый газ или гелий при температуре 670°С (эти газы не допускают коррозии металла). Тепло через теплообменник передается во второй контур, где температура пара достигает 540°С.
Для аварийной остановки реактора его активная зона может быть без вмешательства оператора залита водой с поглотителем нейтронов (бор, либо отличное от воды водородосодержащее вещество) из специального водоема. Такая вода в обычном режиме не смешивается с рабочим теплоносителем, а «глушит» реактор только при резком развитии аварии. (В обычном режиме трубы с водой погружены на определенную глубину. С появлением в них пара трубы всплывают, что увеличивает производительность насосов. Если насосы не способны справиться с глушением, то активная зона реактора заливается составом из аварийного спецводоема: происходит «глушение» реактора.) Вероятность нанесения ущерба здоровью персонала АЭС в год составляет 5х10-6 от рака и Ю-6 от лучевой болезни.
|
|
фильм "Чернобыль - за секунды до катастрофы"
Для обеспечения защиты на АЭС имеется соответствующая охрана, механические препятствия, электронная охранная сигнализация, электрическое самообеспечение. Чтобы не отстать от мирового сообщества, Россия должна развивать свою атомную энергетику. Перспективы развития АЭС в России показаны в табл. 2.1.
Таблица 2.1
Планирование ввода в эксплуатацию блоков АЭС
Наименование АЭС, номер блока | Мощность, МВт | Срок ввода в эксплуатацию, гг. |
Взамен выведенных | ||
Билибинская, 5 и 6 Билибинская, 7 Нововоронежская, 6 и 7 Кольская, 5 и 6 Кольская, 7 | по 320 320 1000 по 630 630 | 2001...2005 2006...2010 2001...2005 2001...2005 2006...2010 |
Новые энергоблоки | ||
Балаковская, 5 Балаковская, 6 Воронежская ACT, 1 и 2 Южно-Уральская, 1, 2 и 3 Белоярская, 4 | 1000 1000 по 500 по 800 800 | 1996...2000 2001...2005 1996...2000 1996...2000 1996...2000 |
Новые АЭС и ACT | ||
Дальневосточная, 1 и 2 Приморская, 1 и 2 Хабаровская ACT, 1 и 2 Сосновый бор, 1 | по 600 по 600 по 500 630 | 2001....2010 2001....2010 2001....2005 1996....2000 |
Для получения управляемой термоядерной реакции ученые пошли несколькими путями. Один из них привел к созданию токамака, другой — к схеме реактора с «открытой» ловушкой. В 1968 г. токамак потряс мир многообещающими результатами, и основные средства стали вкладывать именно в это направление. Но сторонники второго пути считают свою схему предпочтительней: сердцевину реактора с открытой ловушкой изготовить значительно проще (его вакуумную камеру можно выточить на токарном станке); такие реакторы проще ремонтировать (они не требуют разборки, как круглые токамаки); на основе открытой ловушки легче создать реакторы нового поколения (безнейтронные, радиоактивно безопасные). Ученые Академгородка в Новосибирске продемонстрировали установки ГОЛ-3 — 12-метровую ловушку, где плазма нагревается электронным пучком, и АМБАЛ-М, которая удерживает плазму в продольном направлении за счет электростатического потенциала. В феврале 1967 г. в космос была запущена первая в мире орбитальная термоэмиссионная ядерная энергетическая установка «Топаз» («Термоэмиссионный опытный преобразователь в активной зоне»), в которой энергия ядерного распада непосредственно превращается в электрический ток. А в июле 1987 г. в космос была выведена вторая подобная установка, проработавшая там больше года. «Топаз» создавался трудами ученых Физико-энергетического института (ФЭИ) в Обнинске.
Особенностью ядерного реактора на быстрых нейтронах (Р-Р) является его способность производить ядерного топлива больше, чем он сам потребляет. При этом стержни урана-238 помещают в зону воспроизводства (кольцом охватывающую активную зону). Здесь из-за воздействия нейтронов часть атомов U-238 превращается в атомы Ри-239. Если эту смесь (U-238 и Ри-239) поместить в активную зону, то при ее «сгорании» получится «оружейный» плутоний, так как произойдет обогащение природного урана. Эти циклы можно повторять несколько раз и получить электроэнергии в 40 раз больше, чем в реакторе на медленных нейтронах. К тому же Р-Р имеет значительно более высокий КПД по сравнению с реактором на медленных нейтронах. Он эффективней использует ядерное топливо, дает меньше РА отходов и работает при более низком давлении, то есть менее вероятна его разгерметизация («утечка»). Но ему присущ и серьезный недостаток: от воздействия быстрых нейтронов происходит «ослабление» металла (сталь набухает и становится хрупкой). Р-Р «всеядны»: только они способны перерабатывать любое ядерное топливо и отходы, уничтожать высвобождающийся при разоружении плутоний.
Один из основных лидеров в области разработки реакторов на быстрых нейтронах — ФЭИ (г. Обнинск). Его экспериментальный реактор БР-10 с давних пор является серьезным конкурентом знаменитому токамаку. ФЭИ имеет крупнейший в мире стенд для проведения исследований в области атомной энергетики.
Первый в мире промышленный Р-Р был построен в г. Шевченко. Это был БН-350, а на Белоярской АЭС с 1980 г. действует БН-600. Сейчас это единственный в мире реактор, способный превращать оружейный плутоний в электроэнергию. В 1994 г. на Южно-Уральской АЭС планировалось пустить первый из трех запланированных БН-800.
Опыт эксплуатации АЭС показал, что наиболее опасны водо-водяные двухконтурные реакторы — из-за «протечек» в результате дефектов используемого при строительстве материала, в местах соединения, в системе охлаждения, из-за коррозии в парогенераторе, ошибок персонала. Может быть нарушена герметичность стержней, а также их перегрев, в результате чего выделяющийся из воды водород способен взрываться. Не исключен разрыв реактора из-за огромного давления образовавшегося водяного пара с выбросом РА продуктов ядерной реакции. Серьезную опасность представляют и хранящиеся на АЭС в жидком состоянии РА отходы, так как гарантийный срок службы бетонных емкостей составляет 40 лет и на многих АЭС он близок к окончанию. РА отходы в тысячи раз вреднее урановой руды, поскольку представляют собой мельчайшую пыль, которая малейшим ветром разносится на огромные площади, заражая их на сотни лет и создавая там высокий уровень радиации.
Для хранения отходов применяют специализированные хранилища. Один реактор мощностью 1000 МВт ежегодно превращает 30 т уранового топлива в РА отходы. С 21 АЭС ФРЕ ежегодно снимают 300 т использованных тепловыделяющих элементов. На 1986 г. в США хранилось более 12 000 т отработанных тепловыделяющих элементов, а к 2000 г. их ожидается до 55 000 т.
Существует много способов захоронения РА отходов, но абсолютно надежного до сих пор не найдено. Только недавно отказались от закачки жидких РА отходов в глубокие скважины (испорчено много артезианских колодцев). Приходится отказываться от их затопления в морях Тихого, Атлантического и Северного Ледовитого океанов. Не обеспечивается безопасность и в специальных хранилищах (могильниках, спецполигонах), построенных даже со строго определенным горизонтом фунта и представляющих весьма сложный инженерный комплекс. Контейнеры с РА отходами делают герметичными. Могильники требуют отчуждения огромной территории. В них же закладывают РА отходы от организаций. Отходы от реакторов ВР-400 направляются на переработку для извлечения урана или плутония, который возвращается в ЯТЦ. Остатки от регенерации хранят остеклованными в бетонных хранилищах.
Отправка РА отходов в глубины космоса тоже не выход: авария любой ракеты при выводе на орбиту приведет к распылению плутония, летальная доза которого составляет 0,01 г. Не менее опасны и «мирные» атомные взрывы для строительства газо- и нефтехранилищ, создания озер, поворота рек.
|
|