Специфика технологии ядерного топливного цикла

Специфика ОВОС проектов ТЭС

Анализ проектов создания ТЭС позволяет говорить об основных положениях документа и типичных его недостатках.

1. Технико-экономическая аргументация потребностей в тепло- и электроэнергии в ближней и дальней перспективе в аспекте социаль­но-экономического развития регионов потребления. Недостатки: отсутствие обоснования границ региона энергопотребления и недо­учет потерь при передаче электроэнергии на большие расстояния.

2. Отсутствие (нежелание) глубокого рассмотрения альтернатив­ных вариантов.

3. Обоснование выбора площадки под строительство с учетом сей­смичности и тектонического строения территории. Недостатки: выбор площадки строительства плохо увязывается с размещением селитеб-) ных и рекреационных зон, с экологическим каркасом территории, t

4. Характеристика топлива и особенности его сжигания. Расче»! дымовых выбросов с учетом розы ветров. Ошибки: недоучет числ дней со штилями и инверсиями в зимний период; существующих В регионе антропогенных выбросов в атмосферу, в том числе тяжелых металлов. Нередко — игнорирование возможных экстремальных ава-» рийных разовых выбросов в атмосферу и расчет дальнего и ближнего их переноса в атмосфере и последующей аккумуляции в ландшафте.?; ^w 5. Водоснабжение, водопотребление и водоотведение. Недостатки!' отсутствие глубокого анализа состояния водных объектов, качеств^ забираемых на охлаждение вод. Отсутствие расчета изменения глуби?», ны залегания и режима грунтовых вод после осуществления проекта.

6. Техническое обоснование систем очистки сбросных вод. Расчет зоны теплового загрязнения водоема в случае сброса теплых техни­ческих вод в естественный водоем. Недостатки: низкое качество про­гноза реакции грунтов в чаше водоема-охладителя и трансформации донных аквальных комплексов.

7. Характеристика современного состояния и прогноз изменения ПТК в сфере влияния ТЭС. Недостатки: схематизм прогноза, без уче­та внутриландшафтной дифференциации территории. Недостаточное внимание к последствиям загрязнения почв и сельскохозяйственной продукции выбросами как ТЭС, так и транспорта и другими стацио­нарными источниками.

8. Отсутствие списка краснокнижных видов растений и животных.

9. Слабое обоснование или полное отсутствие рассмотрения ком-¹ пенсационных мероприятий.

10. Отсутствие материалов общественных обсуждений проектов.

На рубеже веков доля атомной энергетики в мировом производ­стве энергии составляла 17%; для России этот показатель равнялся 13%, причем территориальное распределение атомных электростан­ций (АЭС) было крайне неравномерным (рис. 24). В центре Европейс­кой части вклад АЭС в производство энергии равнялся 25%, в Сибири и на Дальнем Востоке — менее 1%.

Общепринято рассмотрение экологических вопросов влияния АЭС на окружающую природную среду вкупе со всей технологической схе­мой ядерного топливного цикла[31] (рис. 25).

60°;о* 60° 40" 60' 100" 1«0° 160° 180° 70° Рис. 24. Размещение АЭС, ПЗРО и исследовательских реакторов: 1 — атомные электростанции; 2 — пункты захоронения радиоактивных отходов; 3 — исследовательские реакторы

I II III IV Рис. 25. Принципиальная схема ядерно-топливного цикла (ЯТЦ)

ЯТЦ включает в себя взаимосвязанные производства:

♦ добычу урановой руды, ее переработку с получением урано вых концентратов и гексахлорида урана;

♦ разделение изотопов (обогащение) урана;

♦ изготовление тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов);

♦ производство тепловой и электрической энергии на АЭС;

♦ регенерацию отработанного ядерного топлива на радиохимии ческих заводах: хранение, обработку и захоронение отходо высокой и низкой удельной активности;

♦ транспортировку топлива и радиоактивных отходов между раз­личными предприятиями ЯТЦ;

♦ демонтаж ядерных установок.

Безусловно, каждое звено ЯТЦ имеет определенное воздействие на окружающую среду.

Добыча урановой руды становится рентабельной, если она содер­жит несколько килограммов урана на тонну. Урановые руды добыва­ются открытым и подземным способами. Полученная руда подверга­ется предварительной обработке, измельчению, выщелачиванию. Иног­да уран извлекается попутно с другими металлами — золотом, медью, свинцом.

Обработка руд осуществляется на гидрометаллургических заводах. Их мощность от 500 до 50 ООО уранового концентрата в год. Для сили­катных и алюмосиликатных руд основным является метод выщелачи­вания раствором серной кислоты с окислителями. Карбонатные руды выщелачивают раствором карбоната или бикарбоната натрия с окиЫ лителями. Для упорных руд применяют кислотное автоклавное выще-| лачивание при повышенных температурах. Полученный концентрат —I «желтый кекс» (Yellow cake) поступает на дальнейшую переработку.

Возможные негативные экологические последствия этой стадии ЯТЦ связаны с поступлением в природную среду жидких, твердых и газооб­разных радиоактивных отходов (РАО), содержащих естественные ра­диоактивные вещества — уран и дочерние продукты его распада. Основ-i ными являются твердые отходы — отвалы пустых пород, хвостохрани- лища гидрометаллургических заводов, склады забалансовых руд.

На каждые 200 т извлеченного урана (это годовая потребность АЭС мощностью 1 Гвт) образуется 100 тыс. т РАО, накапливающихся в хвостохранилищах. Они представлены радием-226 и торием-230 с периодами полураспада в десятки тысяч лет, долгоживущими изото­пами урана с периодом полураспада в сотни миллионов лет. Из руд­ников вместе с вентиляционным воздухом в атмосферу выбрасывает­ся радон-222 и радиоактивная пыль с радиоактивными аэрозолями. Жидкие РАО поступают с откачиваемыми подземными водами спец­прачечных и душевых, жидкой фазой хвостов рудничной пульпы.

Доля расщепляющегося U-235 в чистом уране всего 0,7%. Поэтому для использования его на АЭС необходимо доведение содержания U-235 до 3%. Уран с помощью фтора превращают в газообразный гексафто- рид урана (UF₆). Затем изотопы разделяют с помощью нескольких способов — разделения на фильтрах, каскадной диффузии, центри­фугирования газов.

Из обогащенного UF₆ получают диоксид урана, формуют его в бри­кеты — «таблетки». Сырые отпрессованные «таблетки» нагревают до 1700 °С для достижения необходимой прочности и плотности и заряжа­ют в оболочку топливного стержня из сплавов циркония и алюминия или графита высокой плотности. Топливный стержень (ТВЭЛ) — это трубка с сердечником, представляющим собой брикеты из обогащен­ного урана (U0₂). ТВЭЛы собирают в специальные пакеты, кассеты и блоки («сборки») с регулирующими стержнями и размещают затем в активной зоне реактора.

На АЭС энергию для превращения воды в пар получают путем расщепления ядер урана, плутония, тория в ядерном реакторе. В нем проводят управляемую цепную реакцию, при которой допускается расщепление ровно такого количества ядер, которое требуется для выработки электроэнергии. Котел кипящего реактора служит также для нагревания воды. При распаде каждого уранового ядра испускает­ся от двух до трех нейтронов. Для предотвращения распада излишнего числа ядер и выделения слишком большого количества энергии, обес­печения равномерности выработки электроэнергии применяются спе­циальные вещества (кадмий, бор), которые поглощают нейтроны в нужном количестве.

В настоящее время в мире существуют пять основных типов энер­гетических реакторов: водо-водяные с водой под давлением; водо- водяные кипящие реакторы, разработанные в США и наиболее рас­пространенные в настоящее время; реакторы с газовым охлаждени­ем, разработанные и применяющиеся в Великобритании и Франции; реакторы с тяжелой водой, принятые в Канаде; водографитовые ка­нальные реакторы, которые использовались только в СССР.

В России освоен двухконтурный реактор водо-водяной энергети­ческий (ВВЭР). В качестве теплоносителя и замедлителя используется обессоленная вода. Циркуляционными насосами она прокачивается через активную зону реактора под давлением 125 атм., отводит тепло от ТВЭЛов и переносит его в парогенератор, где образуется пар, на­правляемый на турбину (рис. 26).

Системы первого контура включают в себя реактор, циркуляци­онные насосы и трубопроводы, по которым вода поступает из реакто­ра в парогенератор.

К системе второго контура относится паропроводящая часть па­рогенератора, турбогенераторы и трубопроводы, по которым из па­рогенератора пар поступает в машинное отделение к турбинам.

Второй тип реактора — РБМК — реактор большой мощности ка­нальный, где замедлителем является графит, а теплоносителем — вода.

Рис. 26. Упрощенная схема атомной электростанции (а) и рабочего нала атомного реактора (б): 1 — ядерный реактор; 2, 3 — коллекторы; 4 — парогенератор; 5 — трубК 6 — циркуляционный насос; 7 — фильтр; 8 — паровая турбина; 9 — конденс тор; 10, 11 — насосы; 12 — насос для подачи воды; 13 — бак; 14 — турбогене^- тор; 15 — графитовый цилиндр активной зоны канала; 16, 17 — трубки кана

Перспективным типом реактора является высокотемпературный, в качестве ядерного топлива, наряду с ураном, используется торий-23_>

Для обеспечения радиационной безопасности на АЭС существу система защиты, не позволяющая радиоактивным продуктам распа попасть в окружающую среду. Она предусматривает:

♦ размещение расщепляемых материалов в топливных «таблетках

♦ герметичность оболочек топливных стержней, не позволя щая опасным продуктам выйти наружу;

♦ наличие отражателя нейтронов, окружающего активную зон"

♦ высокопрочный металлический толстостенный корпус реактор"

♦ экранирование толстыми бетонными стенами всех сооруж* ний, из которых может исходить радиационная опасность;

♦ железобетонную ограждающую конструкцию толщиной бол_г 1 м, которая не разрушится даже в случае, если на нее рухн" самолет.

Газообразные отходы АЭС складываются из выбросов летучих ве ществ (трития, радиоактивных изотопов ксенона, криптона, йода) аэрозолей. Остальные радионуклиды — осколки деления ядер, проду активации и др. присутствуют в газовых выбросах в виде аэрозолей. Газо­вые выбросы в атмосферу предварительно очищаются от радионуклидов!

Объемы жидких отходов, образующихся на АЭС, могут достигать 100 тыс. м³/год на энергоблоке с реактором РБМК-1000 и 40 тыс. м³/год на энергоблоке с реактором ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Объем твердых отходов ежегодно достигает на АЭС 2000-3000 м³. В основном это отработанное топливо. Ежегодно заменяют примерно Ч_у действующих ТВЭЛов новыми.

Наличие радиоактивных отходов при работе АЭС требует учета при их проектировании определенных санитарно-гигиенических и эко­логических стандартов. Годовая эквивалентная доза для сотрудников АЭС составляет 4,4 мЗв. Для местного населения она равна примерно 0,02 мЗв/год. Для сравнения: фоновое излучение составляет 2 мЗв/год. Для каждой АЭС регламентируются предельно допустимые выбросы в зависимости от размера санитарно-защитной зоны, высоты вентиля­ционной трубы и усредненных метеорологических условий в районе работы АЭС.

Тепловое загрязнение проявляется в воздействии АЭС на поверхно­стные воды. В активной зоне ядерного реактора выделяется огромное количество тепловой энергии. Эту зону необходимо охлаждать во всех режимах эксплуатации, включая остановку АЭС. Расход воды на АЭС в 1,5 раза выше, чем на ТЭС. Хотя сбрасываемые воды условно чис­тые, однако за счет своей термальности они подогревают воды водо­ема-приемника, что вызывает рост его биологической продуктивнос­ти. Уровень экологической опасности для водоемов наиболее высок для северных широт и в южной части умеренного пояса (68° с.ш. — оз. Имандра, 48° с.ш. — Каховское водохранилище). Наименьшая уязви­мость — 56—60° с.ш.

Воздействие АЭС на водные источники существенно возрастает с наращиванием мощности станции. Функционирование станции мощ­ностью 4—6 ГВт приводит к сбросу в водоем подогретых вод объемом от 5 до 7,3 км³/год. Тепловое давление на водные экосистемы настоль­ко велико, что необходимо либо разбавление (охлаждение) сбрасы­ваемых вод, либо расширение площади и объема акватории сброса. При этом площадь водного зеркала должна быть 120—180 км², что возможно только на крупных реках типа Волги. В связи с этим встает задача проектирования специальных водоемов-охладителей, или гра­дирен. В этом случае площади изымаемых земель возрастают в 6 раз, до 3 тыс. га на АЭС мощностью 6 ГВт.

Переработка отработанного топлива. Примерно 10% использован­ного на АЭС ядерного топлива направляется на переработку для извле­чения урана и плутония с целью повторного использования. Технология регенерации топлива заключается в выделении радиоактивных отходов и пригодного для повторного использования топлива. Свыше 99% про­дуктов деления попадает в высокоактивные отходы; поэтому радиохи­мические заводы относятся к наиболее опасным стадиям ЯТЦ.

Хранение, отработка и захоронение отходов. Отходы подразделя­ются на три группы: слабоактивные, среднеактивные и высокоактив­ные. К первой относятся лабораторные отходы, растворы, отходы от уборки, загрязненные фильтры, одежда. Среднеактивные — измель­ченная оболочка топливных стержней. Их также цементируют в спе­циальных сосудах. Высокоактивные отходы — растворенные в азотной кислоте продукты распада, дающие 99% мощности радиоактивного излучения всех ядерных отходов. В проектах создания АЭС для хране­ния высокоактивных отходов предусмотрен метод остекловывания: их растворы концентрируют, подвергают химической обработке, плавят при температуре 1150 ° С со стеклянным порошком и затем сливают в толстостенные емкости из нержавеющей стали. <

Демонтаж АЭС. АЭС рассчитаны на 30 лет работы. Технологи^ демонтажа предусматривает полную очистку территории, до ее при­вода в состояние «зеленой площадки».,

Дата добавления: 2014-11-29