Взаимодействие АЭС с окружающей средой

Ядерная энергетика

Сейчас большие надежды возлагают на ядерную энергетику. Она использует энергию, выделяющуюся в результате превращения атомных ядер.

Энергетически выгодны реакции синтеза легких ядер и деления тяжелых. В реакции синтеза ядер гелия из дейтерия

²Н + ²Н = ⁴Не

выделяется 17,6 Мэв на каждый акт синтеза, что дает энергию в 23,6 МВт/г сгоревшего дейтерия. Содержание дейтерия в природном водороде 0,015% и 4·10¹³т в гидросфере Земли. Запасы безграничны, но нет управляемого синтеза, есть взрывное протекание реакции в термоядерной (водородной) бомбе с инициированием реакции ядерным взрывом (Т ~ 10⁸ К). Исследования по управляемому термоядерному синтезу велись в установках "Токомак".

К делящимся тяжелым ядрам относятся природные изотопы ²³⁵U, ²³²Th и искусственные ²³³U, ²³⁹Рu и ²⁴¹Рu.

Единственный природный изотоп ²³⁵U делится под воздействием нейтронов любой энергии, называется первичным ядерным горючим, остальные изотопы - вторичное ядерное горючее.

Деление ядер урана сопровождается выделением около 200 Мэв в результате 1 реакции или 20 МВт/г горючего.

Первая АЭС построена и запущена в СССР в г.Обнинске мощностью 5МВт в 1954 году. Это АЭС на тепловых (медленных) нейтронах. Ее действие основано на реакции

²³⁵U + ¹n = ⁹⁰Sr + ¹⁴⁴Xe + 2¹n

или

²³⁵U + ¹n = ¹⁴⁰Ba + ⁹³Kr + 3¹n

В процессе деления образуются вторичные нейтроны, которые вступают в новые реакции, поддерживая протекание цепной реакции деления ядер. Образовавшиеся осколки неустойчивы и делятся сами до образования устойчивого ядра. Такие реакторы используют примерно 1,5% энергии топлива. При взаимодействии ядерного горючего с быстрыми нейтронами используется до 50% энергии топлива, при этом одновременно создается искусственное ядерное топливо. Первая АЭС на быстрых нейтронах построена в 1973 году в г.Шевченко на Мангышлаке. В таком реакторе топливо используется медленнее, чем производится новое топливо (²³⁹Pu или ²³³U) (такой реактор называется реактор-размножитель или бридер):

^238U + ^1n = ^239U ^239U = ^239Np + e ^239Np = ^239Pu + e

или

^232Th + ^1n = ^233Th ^233Th = ^233Pa + e ^233Pa = ^233U + e

Для работы электростанции мощностью 1000МВт в течение 1 суток нужно 750 Т угля, 400 т нефти или 250 г ²³⁵U.

Из-за более низкого КПД циклов АЭС по сравнению с ТЭС (25-30%) тепловые сбросы на них в системе охлаждения выше, чем на ТЭС. Например, для охлаждения ТЭС нужно 70-90м³/сек, а для АЭС - 180м³/сек воды. АЭС сбрасывают в охладительную систему в 1,5-2 раза больше тепла, чем ТЭС той же мощности М(Н₂О) = (150-200)·W т воды в час при разности температур 10°.

Устройство АЭС принципиально не отличается от устройства

ТЭС, только вместо котла, работающего на органическом топливе, стоит ядерный реактор, в котором идет регулируемая цепная реакция и преобразование энергии этой реакции в тепло.

Существует 3 типа реакторов:

1. Теплоноситель - водяной пар. Одноконтурный реактор,

в котором вода охлаждает активную зону и движет турбину генератора.

2. Двухконтурный реактор.

Он может быть двух типов:

а) уран-вода под давлением,

б) уран - газ.

Охлаждение реактора производится либо водой, либо СО₂(Не) под давлением.

3. Трехконтурный ядерный реактор

Теплоноситель в теплообменнике передает тепло во вторичную цепь.

Основная часть реактора – активная зона, в которой кинетическая энергия делящихся ядер переходит в тепловую энергию, отводящуюся теплоносителем. В активной зоне размещены делящееся вещество и замедлитель. В качестве замедлителя используют обычную и тяжелую воду, графит, кадмий, бериллий и их оксиды. В качестве теплоносителя может применяться обычная и тяжелая вода, СО₂, Не. Теплоноситель может быть рабочим телом (в одноконтурных схемах АЭС), т.е. вращать турбину или передавать тепло в парогенераторе (двухконтурная схема АЭС).

Основные процессы взаимодействия ТЭС и АЭС с окружающей средой однотипны в части преобразования тепловой энергии в электрическую. Основное тепловыделение АЭС в окружающую среду происходит в конденсаторах турбин. Однако, удельные тепловыделения в охлаждающую воду у АЭС больше, чем у ТЭС из-за большего расхода пара, что определяет большие удельные расходы охлаждающей воды. Поэтому на большинстве новых АЭС предусматривается строительство градирен, в которых теплота отводится непосредственно в атмосферу. Охлаждение в градирне происходит за счет испарения части воды, стекающей по оросителю под действием силы тяжести (испарение 1% воды понижает ее температуру примерно на 6°С).

Прямой выход радиоактивных отходов ядерных реакций в окружающую среду предотвращается многоступенчатой системой радиационной защиты. При нормальной эксплуатации АЭС радиоактивность контура ядерного реактора обусловлена активацией продуктов коррозии, проникновением продуктов деления в теплоноситель. Наведенной радиации подвергаются практически все вещества, взаимодействующие с радиоактивными излучениями.

При эксплуатации АЭС образуются газообразные, жидкие и твердые отходы. Газообразные выбросы через вентиляционную трубу очень малы - не превышают нескольких % от предельно допустимого уровня (ПДУ), т.к. на АЭС используется высокоэффективная очистка газов. Жидкие отходы - вода, загрязненная низкоактивными веществами очищается и используется вторично, небольшие ее количества сливаются в бытовую канализацию. Более сложна ситуация с высокоактивными жидкими и твердыми отходами. Жидким высокоактивным отходом может быть теплоноситель первого контура в случае протечки или нарушении герметичности оборудования, вода бассейнов выдержки ТВЭЛов и т.д. За год работы образуется 0,5-1,5м³ среднеактивных жидких отходов на 1 МВт электрической мощности. Твердые высокоактивные отходы - элементы оборудования, инструмент, отработанные фильтр очистки воздуха, спецодежда, мусор. Эти отходы не могут быть искусственно дезактивированы. Единственный способ - естественный распад. Жидкие отходы подвергают "отверждению" путем нагрева и выпаривания и захоранивают в специальных контейнерах. Твердые - сжигают, прессуют, захоранивают в металлических контейнерах.

При работе реактора концентрация делящихся ядер в ТВЭЛах постепенное уменьшается, т.е. ТВЭЛы выгорают. Около 1/3 ТВЭЛов требует ежегодной замены. Вынутые ТВЭЛы хранят в воде в пределах реактора несколько недель (150дней) до распада радиоактивных элементов с коротким периодом полураспада.

АЭС - составляющая ядерного топливного цикла (ЯТЦ) или полного ядерного цикла. Этот цикл состоит из:

- добычи и переработки урановой руды с получением химических концентратов урана (рудодобывающие и рудоперерабатывающие заводы). Добыча урановой руды идет открытым способом или выщелачиванием. На этом этапе из недр идет выделение радиоактивного радона. Обогащение руды идет от примерно 0,7% до 3%. Для обеспечения топливом блока АЭС мощностью 1000МВт требуется 50-80 тыс.т руды в год. В отвалах остается примерно 70% естественных радиоактивных веществ. Твердые отходы складируют на поверхности, поэтому они загрязняют окружающую среду из-за вымывания осадками содержащихся U, Po из-за выделения радона. Образуются жидкие отходы - шахтные, дренажные воды и пылегазообразные - вентиляционные выбросы из разработок. В жидких отходах переработки содержатся различные соли радиоактивных металлов;

- получение чистых соединений U из концентратов (аффинажные заводы). При получении 2кг U₃O₈ образуется 3-3,5м³ жидких токсичных и радиоактивных отходов;

- производство UF₆ и разделение его изотопов (заводы по получению UF₆ и разделению его изотопов) На этой стадии в атмосферу выделяются F₂, HF и низко концентрированные радиоактивные отходы;

- изготовление ядерного топлива и ТВЕЛов - тепловыделяющих элементов (заводы по изготовлению ТВЕЛов). На этих заводах обогащенное топливо прессуют в гранулы размером в наперсток. Около 200 гранул укладывают в 3-х метровый стержень диаметром 6-15мм из нержавеющей стали для реакторов на быстрых нейтронах или сплавов циркония для реакторов на медленных нейтронах. Блок из 200 таких стержней, собранных в оболочку, образует ТВЕЛ, а от 100 до 600 таких ТВЕЛов образуют активную зону реактора. На этой стадии образуются твердые отходы в виде химических соединений (ОН^-, SO4^2-, F^-) и органических веществ (ионообменные смолы). Объем жидких отходов невелик, но они высококонцентрированы. Кроме этого образуются промывные воды с низким содержанием компонентов;

- использование топлива для получения энергии на АЭС;

- переработка отработавшего на АЭС ядерного топлива (радиохимические заводы или заводы по регенерации топлива). После бассейнов на территории станции ТВЕЛы вскрывают, в HNO₃, растворяют радиоактивные элементы. ²³⁵U и 99,5% ²³⁹Рu, количество которого невелико, экстрагируют и очищают. В HNO₃ остаются радиоактивные отходы. Они хранятся 5 лет в жидком состоянии, а затем переводятся в твердое. Отделенным ²³⁵U наполняют новые ТВЕЛы. Оставшиеся продукты деления хранят в течение 20 периодов их полураспада. Одним из наиболее долгоживущих и опасных продуктов деления является ⁹⁰Sr с периодом полураспада 28,8лет, поэтому считается, что ядерные отходы должны храниться 600 лет.

Заводы по переработке ТВЕЛов - серьезный источник загрязнения окружающей среды. Большая часть радиоактивных элементов содержится в сточных водах. Их собирают и хранят в герметичных сосудах, но часть сбрасывается (1 завод в год сбрасывает 500-1500м³ СВ). ⁸⁵Кг, ¹³³Хе, часть ¹³¹I попадает в атмосферу из испарителей, используемых для уплотнения жидких стоков. Период полураспада ²³⁹Рu 24500лет. Его надо хранить 490000лет. Это самый ядовитый из всех известных элементов, ПДКмр ≤ 0,001 мг/м³.

Масса вещества, соответствующая мощности 1кВт, извлеченная из батареи, дает дозу облучения 700бэр/ч на расстоянии 1м, что соответствует ЛД90 для человека.

После 30 лет постоянного облучения АЭС должна быть закрыта.

По Франции: реактор мощностью 1МВт содержит 92т обогащенного на 3% урана, ежегодная замена - 1/3.

Реакторы-размножители на быстрых нейтронах.

Они более сложны в эксплуатации, чем обычные реакторы, для них требуете эффективный теплоноситель, который был бы плохим замедлителем нейтронов оставался бы жидким при высоких температурах. Этим требованиям соответствует жидкий Nа, который циркулирует при 400-540° и должен быть защищен от контакта с водой во избежание бурной химической реакции. Он становится радиоактивным, в случае утечки создается очень большая опасность по сравнению с обычными реакторами.

Оценка количества образующихся и поступающих в биосферу радионуклидов в ЯТЦ

Производство	Уд.активность отходов,Ки/1000МВт/год	Доля поступающей в биосферу активности, %
образуется	выделяется в биосферу
Весь ЯТЦ	4,5·10^9	3,64·10^5
Добыча и переработка U-ых руд	4,4·10^5		3,5·10^-2
Изготовление материалов и ТВЕЛов	незначит.	0,144	3·10^-5
Получение энергии на АЭС	4·10^6	1,84·10^4
Переработка отработавшего ядерного топлива	4,4·10^9	3,46·10^5

Кu - кол-во изотопа, в котором происходит 3.7·10¹⁰ распадов в 1сек.

Составляющие затрат для АЭС по стадиям ПЯЦ

Стадии ПЯЦ	Удельные затраты, долл/кг
Добыча и производство урановых концентратов
Производство UF6
Разделение изотопов	80 - 140
Изготовление ТВЕЛов
Переработка отработавшего топлива (с хранением и транспортировкой)
Отверждение и остекловывание (без затрат на захоронение)

Дата добавления: 2015-05-08