Определение и общая характеристика радиационно-опасных объектов (РАОО)

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

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.