Федоров С.А. Экология энергетики

Подождите немного. Документ загружается.

сокой скоростью через узкие фильеры дугообразной формы, цен-

тробежные силы прижимают более тяжелые молекулы урана-238 к

наружной стенке дуги; 2) при каскадной эффузии газ продавливает-

ся через мембраны, легкий изотоп проходит быстрее, чем тяжелый;

3) в газовой центрифуге легкие изотопы концентрируются у оси, а

тяжелые у стенок. Все эти методы — многоступенчатые с каскад-

ным соединением фильтрующих элементов. Сложность обогащения

урана — главное препятствие, не позволяющее странам «третьего

мира» осуществлять свои ядерные программы самостоятельно.

Остановимся на свойствах используемых энергетических ре-

сурсов и объемах таких ресурсов в природе. В табл. 6.1 приведены

значения энергии, выделяющейся при сжигании (для ядерного топ-

лива — при делении и синтезе) единицы массы вещества. Некото-

рые источники энергии остались за рамками табл. 6.1, как, напри-

мер,

ветер, солнечная радиация и др.

Таблица 6.1

Удельная теплота сгорания (деления, синтеза)

различных веществ

Материал

Теплота

сгорания,

Дж/кг

Условное топливо

2,926

•

Каменный уголь (1,67...2,926)- 10

Нефть-сырец

3,80

•

Природный газ

3,89

•

Метан

5,00

•

Водород

1,20- 10

Уран, торий (деление)

8- 10

Дейтерий и тритий (синтез) 3,36

•

Дейтерий (синтез)

3,46

•

В природе уран встречается в виде трех изотопов: U, состав-

ляющий по весу 99,2745 %,

235

U — 0,720 % и

234

U — 0,0055 %. Мас-

са земной коры составляет примерно 2,8 • 10

кг, а масса гидросфе-

ры — около 1,37 • 10

кг. Используемые в реакторах деления веще-

ства составляют чрезвычайно малую часть земной коры и воды. Так,

уран в земной коре содержится в количестве (2,5—3,0)

•

10"

% по

весу, или около 7,0

•

кг (урана-235 около 4,9

•

кг); в морской

воде и того меньше— 3,4

•

10"

%. Природный торий имеет только

один изотоп

232

Th и в земной коре составляет 1,3 • 10"

% по весу,

или 3,6

кг. При полном делении только урана-235 (без нара-

ботки из урана-238 плутония и прямого деления урана-238) в коли-

честве примерно 4,9 • 10

кг выделится 3,9

•

Дж тепловой

энергии, а всего природного урана — 5,6 • 10

Дж. Полное деление

содержащегося в земной коре тория равносильно освобождению

2,88-

Дж тепловой энергии. Максимальная энергия при полном

делении природного урана и тория 3,44

•

Дж.

Географическое распределение широко применяемых источни-

ков энергии очень неоднородно. Мировые запасы энергетических

ресурсов представлены в табл. 6.2.

Таблица 6.2

Мировые запасы энергоресурсов

Источник

энергии

Единицы

измерения

Известные запасы

и тепловая энергия

Возможные запасы

и тепловая энергия

Уголь

кг

Дж

(4,80—5,90) • 10

(9,50—11,8)- 10

(3,2—7,6) • 10

(6,4—15,2) • 10

Нефть

кг

Дж

(90,0—100) • 10

(3,40—3,80) • 10

(20,0—35,0) • 10

(7,6—13,3) • 10

Газ

кг

Дж

(52,0—78,0) • 10

(2,0—3,0) • 10

330 • 10

12,8 • 10

Уран

кг

Дж*

Дж

(1,75—2,36) • 10*

(1,4—1,9)-

(8,4—11,4)- 10

3,9

•

5,6

•

* При сжигании 1 % природного урана в реакторах на тепловых нейтронах.

При сжигании 60 % природного урана в реакторах-бридерах с замкнутым циклом.

От Солнца на Землю поступает 6,6

•

Дж/год лучистой энер-

гии. Около 70 % поглощается системой «атмосфера—Земля» на

осуществление цикла «испарение — конденсация воды», перенос

масс в атмосфере и гидросфере, фотосинтез в океане и на суше.

Оценки антропогенного теплового засорения окружающей среды не

допускают превышения значения порядка 10

Дж/год, то есть около

0,1 % поглощаемой лучистой энергии.

В настоящее время мировое потребление энергии находится в

пределах 0,5Q(\Q= 1,01 • 10

Дж), из табл. 6.2 видно, что извест-

ные на настоящий момент времени запасы урана ограничены (при

технологии сжигания в реакторах на медленных нейтронах).

Атомные электростанции

В декабре 1942 г. Э. Ферми осуществил впервые в мире само-

поддерживающуюся ядерную реакцию деления и затем остановил

ее.

В июле 1945 г. в США была взорвана первая плутониевая бомба.

В конце 1940-х годов в США и Советском Союзе появились идеи по

использованию энергии деления актиноидов для энергетики. Первые

энергетические установки разрабатывались для атомного подводно-

го флота.

Разделительные заводы для получения урана-235 для ядерного

оружия из природного урана стали базовыми в производстве обога-

щенного топлива современных энергетических реакторов.

Основной процесс на современных АЭС —- управляемое расще-

пление, при котором энергия выделяется постепенно в виде тепла.

Тепло используется для кипячения воды и получения пара, приво-

дящего в движение обычные турбогенераторы (рис. 6.1). Цепная ре-

акция деления в актиноидах происходит практически при любых

освоенных техникой температурах.

Функция ядерного реактора на АЭС заключается в поддержа-

нии непрерывной цепной реакции, которая не должна переходить в

ядерный взрыв. В ядерных реакторах небольшими гранулами обо-

гащенного урана заполняют стержни — длинные стальные трубки

(рис.

6.2). Пакеты из нескольких десятков стержней называются те-

пловыделяющими элементами (твэлами). Если множество твэлов

разместить поблизости друг от друга, начнется устойчивая цепная

реакция. За счет выделяющегося при ней тепла нагревается вода,

протекающая через активную зону и омывающая стержни.

Рис. 6.1. Кипящий реактор

Перед использованием сырые отпрессованные таблетки нагрева-

ют до 1 700 °С для достижения необходимой прочности и плотности,

обтачивают до требуемого размера с точностью 10"

мм и заряжают в

оболочку стержня. Оболочку заполняют частично, поскольку при ра-

боте образуются газы. Примерно 3 % урана в твэлах— это уран-235.

Остальная часть— уран-238, неспособный к делению тепловыми

нейтронами. Для изменения скорости реакции твэлы комплектуются

регулирующими стержнями из кадмия или бора, поглощающими ней-

троны. Регулирующие стержни во время работы вдвигаются в твэлы

на разную глубину.

Рис.

6.2. Компоненты сердечника реактора

Для получения тепловой энергии от реакции деления обычно

применяют два основных типа реакторов: реакторы с охлаждением

кипящей водой (рис. 6.1) и реакторы с охлаждением водой под дав-

лением (рис. 6.3). Конструкция этих реакторов достаточно надежна,

по принципу действия они мало различаются между собой. В реак-

торах обоих типов управляемая реакция деления урана-235 проис-

ходит в активной зоне, где выделяется тепло. Кипящий реактор ра-

ботает точно так же, как обычный котел, вода, протекающая через

активную зону, нагревается и превращается в пар, который исполь-

зуется для вращения турбины. В отличие от этого, в реакторе с ох-

лаждением водой под давлением вода в первичном контуре не дово-

дится до кипения, поскольку поддерживается высокое давление,

предупреждающее образование пара. Тепло передается воде вто-

ричного контура, которая доводится до кипения, превращается в пар

и подается на турбины. Таким образом, в кипящем реакторе пар об-

разуется в активной зоне и направляется непосредственно на турби-

ну. В реакторе с охлаждением под давлением пар, подаваемый на

турбину, образуется в парогенераторе и циркулирует только во

вторичном контуре.

Рис.

6.3. Водо-водяной реактор

Первичная вода нагревается в первом контуре до температуры

330 °С. В реакторе с водяным охлаждением под давлением мощно-

стью 1 300 МВт сердечник состоит из 200 твэлов по 300 стержней в

каждом. Оба типа реакторов относятся к классу легководных, то

есть работающих на обычной воде, в отличие от систем, в которых

используется для охлаждения тяжелая вода D

Строительство АЭС

На начало 1993 г. в 28 странах работало около 423 ядерных

энергоблоков с общей электрической мощностью порядка 330 ГВт.

В настоящее время строится еще около 70 ядерных блоков в 19

странах. Основа современной ядерной энергетики во всем мире —

реакторы с охлаждением водой под давлением ВВЭР (PWR), имею-

щие различную мощность; всего их насчитывается около 239 общей

электрической мощностью примерно 210 ГВт. На втором месте по

численности — кипящие корпусные реакторы BWR, их около 89 с

электрической мощностью 73 ГВт. В Советском Союзе реакторы

типа BWR не строились.

Научные идеи, заложенные в советские ВВЭР и иностранные

PWR, одни и те же. Атомные станции на базе реакторов под давле-

нием могут отличаться качеством изготовления оборудования и

строительно-монтажных работ, электронными системами управле-

ния процессами, профессионализмом, дисциплинированностью и

тренированностью персонала.

По данным МАГАТЭ лучшими атомными станциями в мире яв-

ляются АЭС Пакшт в Венгрии, и АЭС Лавиза в Финляндии. На обеих

станциях работают реакторы ВВЭР-440 советского производства.

Преимущества использования ядерной энергии

Нельзя не отметить ряд важных преимуществ атомных электро-

станций при сравнении их с угольными. Если сопоставить работу

двух таких электростанций одной и той же мощности (1 ООО МВт) в

течение года, выяснится следующее.

Для ТЭС необходимо 3,5 млн т угля; добыча такого его количе-

ства открытым способом нанесет серьезный ущерб ландшафту, ок-

ружающим водоемам и за счет кислотного выщелачивания — грун-

товым водам. Для АЭС потребуется 1,5 т обогащенного урана, что

соответствует всего 1

ООО

т урановой руды.

Франция сегодня— одна из самых экологически чистых про-

мышленно развитых стран вследствие широкого использования

атомной энергии на электростанциях. В этой стране около 75 % элек-

троэнергии вырабатывается на АЭС, и выбросы СО2 составляют в год

1,7 т на человека. Выбросы N0 во Франции сократились в 5 раз. В

Германии, где АЭС вырабатывают около 30 % электроэнергии, вы-

брасывается 3,0 т/чел. С0

. В США АЭС производят примерно 21 %

электроэнергии при выбросах 5,0 т С0

на человека.

Нормально работающая современная АЭС выбрасывает в окру-

жающую среду меньше радиоактивных продуктов, чем нормально

работающая ТЭС той же мощности на каменном угле, содержащем

много породы. Однако в обоих случаях существует проблема захо-

ронения твердых отходов. Радиоактивные отходы топлива АЭС со-

ставят около 2 т, в то время как на ТЭС образуется около 100 тыс. т

золы.

Именно радиоактивные отходы и возможность аварий на АЭС

вызывают тревогу общественности.

Радиоактивность. Радиоактивные отходы АЭС

Когда ядро урана или какого-либо иного тяжелого элемента де-

лится, образуются, как правило, нестабильные изотопы ядер более

легких атомов йода, цезия, стронция, кобальта и примерно 30 дру-

гих. Они переходят в стабильное состояние, испуская элементарные

частицы и гамма-кванты. Сами же нестабильные изотопы называют-

ся радиоактивными веществами (радиоизотопами, радионуклидами).

Кроме непосредственных продуктов деления ядерного топлива не-

стабильными могут стать и другие вещества внутри и вокруг реак-

тора, поглотив испускаемые при ядерной реакции нейтроны. Все эти

прямые и косвенные продукты расщепления называются радиоак-

тивными отходами АЭС. Из таких же веществ состоят радиоактив-

ные осадки при ядерном взрыве.

По мере испускания элементарных частиц и радиации неста-

бильные изотопы переходят в стабильное состояние и теряют ра-

диоактивность. Этот процесс называется радиоактивным распадом.

Пока радиоактивные вещества изолированы от людей и других жи-

вых организмов, они не представляют опасности, и уровень радиа-

ции постепенно снижается. Обычно считается, что после 10 перио-

дов полураспада уровнем радиации уже можно пренебречь.

Процесс радиоактивного распада в зависимости от времени t

описывается уравнением

N(t) = N

exp(-At), (6.2)

где N— количество нераспавшихся ядер,

- начальное количество

ядер,

— постоянная распада (справочная величина). Одной из ос-

новных характеристик процесса распада является активность А —

количество распадов в единицу времени:

A=AN(t\ (6.3)

Постоянная распада связана с периодом полураспада Ту

соот-

ношением

А = 1п2/Г

1/2

(6.4)

(период полураспада — это время, за которое распадается половина

первоначального количества ядер).

Под активностью радиоактивного элемента понимают количе-

ство распадов в секунду. Единицы измерения активности — бекке-

рель (Бк) и кюри (Ки): 1 Ки = 3,7 • 10

Бк. Излучение, возникающее

при ядерных превращениях, частично или полностью поглощается.

Энергия, поглощенная одним килограммом облученного вещества,

называется поглощенной дозой. Она измеряется в греях (Гр):

1 Гр = 1 Дж/кг. Биологическое действие облучения зависит не толь-

ко от дозы, но и от вида излучения. Поэтому существует понятие

эквивалентной дозы. Единица эквивалентной дозы — зиверт (Зв).

1 Гр альфа-излучения в 20 раз опаснее, чем 1 Гр бета-излучения.

Расщепление урана приводит к образованию смеси радиоактив-

ных изотопов, основные из которых перечислены в табл. 3. Периоды

их полураспада составляют от нескольких дней до многих лет. Осо-

бого внимания заслуживает плутоний

239

Ри, период полураспада ко-

торого — 24 ООО лет. Большая часть радиации продуктов деления

урана исчезает в течение нескольких месяцев или лет в ходе распада

короткоживущих изотопов. Однако

целях безопасности долгожи-

вущие изотопы должны храниться изолированно

до 240

ООО

лет (10

периодов полураспада

239

Ри).

Таблица

6.3

Наиболее распространенные изотопы, образующиеся

при расщеплении

235

и периоды их полураспада

Короткоживущие продукты деления Период полураспада,

сут

Стронций

Иттрий

59,5

Цирконий

Ниобий

Молибден

Мо

2,8

Йод

131

8,1

Ксенон

133

Хе

15,3

Барий

140

Ва

12,8

Церий

,41

Се

32,5

Празеодим

143

Рг

13,9

Неодим

,47

11,1

Долгоживущие продукты деления

Период полураспада,

лет

Криптон

Кг

10,27

Стронций

Цезий

I37

Церий

144

Се

0,8

Прометий

147

Рт

2,6

Плутоний

239

Ри

000

По мере работы реактора количество урана-235

стержне

по-

степенно убывает,

количество продуктов деления увеличивается.

результате процесс деления замедляется, поскольку продукты деле-

ния захватывают часть нейтронов, поддерживающих

ход

реакции.

Примерно через

года, когда твэл

не

является

уже

эффективным

источником тепла вследствие малой интенсивности проходящих

нем реакций деления,

его

необходимо заменить.

На АЭС

ежегодно

заменяют примерно треть действующих твэлов.

На

электростанции

мощностью 1

300 МВт

каждый

год

извлекают

по 30 т

урана.