Федоров С.А. Экология энергетики

Подождите немного. Документ загружается.

Если не учитывать конструкционные материалы и оболочку, то

отработанный состав содержит: около 3 % высокоактивных продук-

тов распада, 95 % урана-238, 1 % урана-235 и около 1 % плутония,

образовавшегося при распаде урана-235.

Проблема захоронения радиоактивных отходов включает два

аспекта:

— кратковременная изоляция (несколько лет) короткоживущих

изотопов, после чего обращаться с ними гораздо легче и безопаснее,

чем вначале;

— долговременная изоляция (тысячи лет), обеспечивающая за-

щиту от долгоживущих изотопов.

Поэтому сначала отработанные твэлы выдерживают в течение

года в бассейнах с водой. Вода поглощает продолжающее выделять-

ся в небольшом количестве тепло и защищает от радиации. Затем их

помещают в контейнеры и передают в промежуточные хранилища,

где они ожидают дальнейшей переработки. Лишь в немногих стра-

нах (Россия, Франция, США и Англия) есть перерабатывающие

предприятия, на которых отработанное топливо регенерируется, а

его остатки помещаются в долговременные хранилища.

Продукты деления могут проникать в воду из активной зоны

из-за дефектов в оболочке твэлов. В этом случае продукты распада

появляются и в воде первичного контура. Вода активной зоны со-

держит не только продукты деления, но и металл, который появля-

ется там в результате коррозии оболочки твэла. Этот металл также

становится радиоактивным при облучении нейтронами в активной

зоне реактора. Обработка воды в свою очередь приводит к появле-

нию различных газообразных, жидких и твердых отходов.

В регенерационных установках отработанные твэлы измельча-

ются и растворяются в азотной кислоте. Уран, плутоний и продукты

распада растворяются в ней полностью, а металлические обрезки

остаются в осадке. Их отделяют, цементируют и захоранивают. Рас-

твор подвергают ряду химических превращений и разделяют на

фракции. Уран и плутоний после дополнительной очистки отправ-

ляют на фабрику по производству твэлов.

Слабо- и среднеактивные отходы концентрируют, помещают в

емкости и цементируют. Высокоактивные отходы сплавляют со

стеклянным порошком, а расплав заливают в толстостенные емкости

из

нержавеющей стали.

Наилучшая возможность изоляции радиоактивных отходов —

захоронение их в подземных соляных пластах (рис. 6.4). Технология

хранения материалов со слабой, средней и высокой активностью

различна. Высокоактивные отходы опускают в скважины на глубину

порядка

км и замуровывают.

Рис.

6.4. Хранение радиоактивных отходов

Благодаря пластичности каменной соли, в ее массиве отсутст-

вуют разрывы и трещины, через которые может попасть вода. Кроме

того,

каменная соль обладает высокой теплопроводностью.

Помимо отработанного топлива, АЭС потенциально опасны

еще одним видом загрязнений: до сих пор ни одна из крупных стан-

ций не была выведена из рабочего состояния и демонтирована. Для

АЭС эта операция составляет около 10 % ее первоначальной стои-

мости. Альтернатива демонтажу — герметизация и охрана АЭС и

реактора в течение 100 и более лет.

Нормально работающие АЭС выделяют в окружающее про-

странство незначительное количество радиоактивных веществ,

средняя эквивалентная доза составляет 0,0005 мЗв/год. Космическое

излучение приносит 2 мЗв/год, норматив на рентгеновское обследо-

вание 0,5—1 мЗв/год. Для сотрудников АЭС облучение составляет

4,4 мЗв/год.

Возможность аварий

До 1986 г. последствия катастроф на АЭС рассматривались чис-

то теоретически. Однако 26 апреля 1986 г. в 1 ч 24 мин в Чернобыле

теория стала реальностью. При остановке одного из блоков электро-

станции персонал решил провести незапланированный эксперимент,

когда были частично отключены системы защиты. Внезапно реактор

заработал на полную мощность, произошло его плавление и выброс

пара, снесший тысячетонную крышу реакторного зала. Радиоактив-

ное вещество поднялось на многие сотни метров в атмосферу.

Непосредственно при взрыве погибли два инженера; еще 31 че-

ловек из персонала станции, участвовавшие в ликвидации последст-

вий аварии, скончались в течение полугода от лучевой болезни.

Впоследствии из 30-километровой зоны вокруг АЭС было эва-

куировано 135 тыс. человек. Эта территория остается незаселенной,

поскольку почва здесь заражена радиоактивными материалами.

В числе выброшенных в атмосферу радиоактивных элементов

были цезий-137 и

йод-131.

При выбросе радиоактивности на йод-131

может приходиться до 50 %. В реакторе РБМК-1000, использовав-

шемся на Чернобыльской АЭС, трубки с твэлами вставлены в ко-

лонну из графита. Долго продолжавшийся пожар на 4-м блоке был

вызван именно горением графита (в западных аналогах графит не

используется). Аналитики считают, что быстрое развитие событий

после возгорания графита вывело из строя систему безопасности

реактора, что вызвало выброс энергии в виде тепла. Можно пола-

гать,

что при выбросе тепла некоторые трубки, в которых заключе-

ны твэлы, были разорваны, что привело к дальнейшему выбросу те-

пла и плавлению твэлов. Раскаленное ядерное топливо вошло в кон-

такт с водой, что дало большое количество пара. Пар вступил в ре-

акцию с графитом, при этом выделился водород. Вслед за этим

последовал взрыв.

В широком радиусе за пределами закрытой зоны были пред-

приняты попытки смыть радиоактивную пыль со зданий и автомо-

бильных дорог. Сельхозпродукты с огромных территорий Европы,

подвергшихся радиоактивному заражению, не были допущены к

продаже. Несмотря на все эти меры многие жители прилежащих к

АЭС областей получили разные дозы облучения, что может привес-

ти к развитию раковых заболеваний и врожденным дефектам потом-

ства. Повышение уровня радиации в результате Чернобыльской ава-

рии было зарегистрировано практически по всему земному шару.

Основные принципы безопасности работы АЭС

При аварии реактор любого типа не может взорваться подобно

атомной бомбе. Кроме того, в легководном реакторе используется

слабообогащенный уран. Поэтому цепная реакция может поддержи-

ваться только в присутствии замедлителя, который одновременно

является и теплоносителем. Вот почему, как только произойдет

утечка теплоносителя, цепная реакция прекратится. Однако и после

этого в активной зоне реактора продолжается значительное тепло-

выделение. Оно обусловлено распадом продуктов деления, накоп-

ленных в твэлах в процессе эксплуатации. Мощность этого источни-

ка тепловой энергии в момент прекращения цепной реакции состав-

ляет около 4% полной тепловой мощности реактора при наличии

цепной реакции. Затем в течение нескольких часов она уменьшается

до 1 %. Это остаточное тепловыделение в условиях утечки теплоно-

сителя и прекращения теплоотвода из активной зоны может привести

к перегреву активной зоны с последующим плавлением твэлов. Чтобы

этого не произошло, на каждом реакторе существует система аварий-

ного охлаждения активной зоны, подающая воду в активную зону в

случае отказа основной системы охлаждения.

Таким образом, при серьезной аварии наибольшая опасность

связана с созданием условий, при которых теплоотвод в реакторе от

твэлов не соответствует тепловыделению в них.

Для легководных реакторов предусмотрены следующие защит-

ные барьеры:

Само ядерное топливо. Оно изготавливается в виде брикетов,

для которых материал матрицы подобран так, что он удерживает в

себе большую часть продуктов деления.

Герметичные оболочки твэлов. Они способны в течение дли-

тельного времени противостоять давлению газообразных продуктов

деления, постепенно накапливающихся в облучаемом топливе.

Замкнутый контур теплоносителя, способный выдержать

большое давление.

Внешняя защитная оболочка, в которую обычно заключен

ядерный реактор с первым контуром.

Замкнутая стальная оболочка, в которую помещено все вы-

шеперечисленное.

6. Специальная санитарная зона радиусом не менее 2,5 км, в

которой располагают АЭС.

Повышения безопасности АЭС в настоящее время добиваются

путем улучшения и увеличения числа защитных барьеров; совер-

шенствования измерительной аппаратуры и систем, управляющих

нейтронными и тепловыми процессами; создания управленческих

систем, самозащищенных от ошибок оператора и диверсий; повы-

шения качества эксплуатации.

Экономические и технические проблемы ядерной энергетики

С 1974 г. в США нет заказов на строительство новых АЭС.

Компании, производящие электричество, отказались от ядерной

энергии задолго до Чернобыльской катастрофы. Произошло это

прежде всего по экономическим причинам.

Во-первых, новые стандарты безопасности при строительстве и

эксплуатации АЭС повысили их стоимость по меньшей мере в 5 раз,

даже с учетом инфляции. Во-вторых, протест общественности не-

редко приводит к задержке строительства и/или пуска АЭС, от чего

расходы возрастают еще больше, поскольку заказчику приходится

платить проценты с капиталовложений в несколько миллиардов

долларов, даже если электроэнергия не производится. Проблема

долговременного захоронения радиоактивных отходов также далека

от разрешения. Наконец, если системы безопасности и могут защи-

тить людей, они не спасут компанию от финансового краха. Как по-

казал опыт Тримайл-Айленд (США, 1979 г.), случись авария, невоз-

можность из-за радиоактивности немедленной дезактивации и ре-

монта АЭС за считанные минуты превращает многомиллиардную

прибыль в многомиллиардные убытки. Таким образом, ядерная

энергетика сопряжена с финансовым риском, нежелательным для

владельцев электростанций.

Другой фактор, способствующий росту стоимости электроэнер-

гии, выработанной на АЭС, — срок их службы, который оказался

короче, чем предполагалось. Сначала его оценивали примерно в 40

лет, но, как выяснилось, он значительно меньше, возможно, не более

30 лет. Эта разница также повышает себестоимость электроэнергии:

расходы на строительство должны окупиться быстрее.

Сокращение срока службы АЭС обусловлено так называемым

охрупчиванием. Во время цепной реакции нейтроны бомбардируют

корпус реактора и другое оборудование. В результате металлы, из ксь

торых они сделаны, становятся хрупкими и могут треснуть под на-^

грузкой. Когда корпус реактора настолько теряет прочность, что уж^

считается небезопасным, станцию следует вывести из эксплуатации.

Сам вывод станции из эксплуатации чрезвычайно дорог. К это-

му времени оборудование АЭС становится настолько радиоактив-

ным из-за бомбардировки нейтронами, что единственный безопас-

ный вариант — загерметизировать защитную оболочку реактора на

неопределенно долгий период и построить новую станцию.

Реакторы-размножители

На реакторах с тепловыми нейтронами невозможно создать

«большую» ядерную энергетику, так как в них сжигается меньше

1 % добываемого природного урана. На начальном периоде разви-

тия ядерной энергетики лишь отдельные развитые страны могли по-

зволить себе использование АЭС только на тепловых нейтронах.

В 1960-е гг., когда возможности ядерной энергии казались без-

граничными (так, только в США предполагалось построить до 1 ООО

АЭС к 2000 г.), начали высказывать опасения относительно возмож-

ного будущего дефицита урана-235. Для решения этой проблемы

был создан реактор-размножитель (бридер), или реактор на быстрых

нейтронах.

В реакторе-размножителе в качестве расщепляющегося мате-

риала используется плутоний-239, а «лишние» нейтроны поглоща-

ются ядрами стабильного урана-238. В результате он превращается в

радиоактивный плутоний-239. После обогащения это вещество

можно использовать как ядерное топливо, аналогичное

235

U. Таким

образом, в реакторах-размножителях из неспособного к расщепле-

нию,

а значит, бесполезного с энергетической точки зрения урана-

238 получают ценное ядерное топливо. Превращение урана-238 в

плутоний лучше проходит под действием быстрых нейтронов, по-

этому для расщепления рабочего плутония его содержание в твэлах

должно быть повышено. В реакторах-бридерах твэлы содержат 20—

30 % плутония и 70—80 % урана-238. Такая концентрация влечет

большие проблемы. В частности, теплоносителем в таких реакторах

могут быть только жидкие металлы, имеющие высокую теплопро-

водность и не замедляющие нейтроны (рис. 6.5).

Рис.

6.5. Реактор-размножитель

Технически реакторы на быстрых нейтронах более сложны, чем

на тепловых нейтронах. Значение критической массы неодинаково

для различных реакторов и в общем случае относительно велико.

Так, для серийного российского блока с реактором на тепловых ней-

тронах ВВЭР-440 критическая масса составляет 700 кг

235

U. Реакто-

ры на быстрых нейтронах обладают существенно большей критиче-

ской массой. Это объясняется тем, что вероятность деления атома

топлива для них в сотни раз меньше, чем для тепловых. Для того,

чтобы быстрые нейтроны не вылетали за пределы реактора и не те-

рялись, увеличивается масса топлива. Положение осложняется тем,

что для теплоотвода из реактора на быстрых нейтронах обычная во-

да не годится, поскольку замедляет нейтроны. В качестве теплоно-

сителя в этом случае используется расплавленный натрий.

Первая промышленная АЭС с реактором на быстрых нейтронах

БН-35С была введена в строй в 1975 г. в г. Шевченко на берегу Кас-

пийского моря. Общее количество натрия в реакторе составляет

1 000 т. КПД реакторов на быстрых нейтронах составляет около 40 %.

Современное отношение многих правительств к ядерной энер-

гетике базируется на опасении, что плутоний, в том числе и выгру-

жаемый из водоохлаждаемых реакторов, может быть использован

для создания ядерного и радиологического оружия. Плутоний смер-

тельно опасен и в случае использования его в бомбах с обычной

взрывчаткой в качестве рассеиваемого радиоактивного вещества.

Радиологическая война может уничтожить все живое в районах, где

будут рассеяны изотопы плутония. Особо опасно попадание плуто-

ния в легкие. Учитывая большой период полураспада этих изотопов,

пораженная территория будет оставаться мертвой в течение очень

большого отрезка времени. Собрать или нейтрализовать рассеянный

плутоний практически невозможно. Его можно уничтожить, облучая

мишени из плутония (без природного урана) нейтронным потоком.

7. Солнечная энергия

Солнечная энергия — это энергия излучения, образующаяся в

результате термоядерных реакций в недрах Солнца. Поскольку ее

запасы практически неисчерпаемы (по оценкам, Солнце будет «го-

реть» еще несколько миллиардов лет), энергию Солнца относят к

возобновляемым энергоресурсам.

Потенциальные возможности энергетики, основанной на ис-

пользовании непосредственно солнечного излучения, очень велики.

Общее количество солнечной энергии, проходящей через атмосферу

и достигающей поверхности Земли, оценивается в 2 000 Q в год.

Только 70 % попадающего на поверхность атмосферы излуче-

ния проходит дальше. Использование всего 0,02 % этой энергии

могло бы обеспечить все сегодняшние потребности энергетики, а

0,5 % — полностью покрыть потребности и на перспективу. В есте-

ственных экосистемах лишь небольшая часть (около 0,1 %) солнеч-

ной энергии поглощается хлорофиллом, содержащимся в листьях

растений, и используется для фотосинтеза, то есть образования ор-

ганического вещества из углекислого газа и воды. Таким образом,

эта часть энергии Солнца улавливается и запасается в виде потенци-

альной энергии органических веществ. За счет их разложения удов-

летворяются энергетические потребности всех остальных компонен-

тов экосистем.

Световое излучение можно улавливать и использовать непо-

средственно, когда оно достигает Земли. Это называют прямым ис-

пользованием солнечной энергии. Кроме того, она обеспечивает

круговорот воды, циркуляцию воздуха и накопление органического

вещества в биосфере. Значит, обращаясь к этим энергоресурсам, мы

по сути дела занимаемся непрямым использованием солнечной

энергии.

Солнечная энергия может быть преобразована в тепловую, ме-

ханическую и электрическую энергию, использована в химических и