Студопедия

КАТЕГОРИИ:


Архитектура-(3434)Астрономия-(809)Биология-(7483)Биотехнологии-(1457)Военное дело-(14632)Высокие технологии-(1363)География-(913)Геология-(1438)Государство-(451)Демография-(1065)Дом-(47672)Журналистика и СМИ-(912)Изобретательство-(14524)Иностранные языки-(4268)Информатика-(17799)Искусство-(1338)История-(13644)Компьютеры-(11121)Косметика-(55)Кулинария-(373)Культура-(8427)Лингвистика-(374)Литература-(1642)Маркетинг-(23702)Математика-(16968)Машиностроение-(1700)Медицина-(12668)Менеджмент-(24684)Механика-(15423)Науковедение-(506)Образование-(11852)Охрана труда-(3308)Педагогика-(5571)Полиграфия-(1312)Политика-(7869)Право-(5454)Приборостроение-(1369)Программирование-(2801)Производство-(97182)Промышленность-(8706)Психология-(18388)Религия-(3217)Связь-(10668)Сельское хозяйство-(299)Социология-(6455)Спорт-(42831)Строительство-(4793)Торговля-(5050)Транспорт-(2929)Туризм-(1568)Физика-(3942)Философия-(17015)Финансы-(26596)Химия-(22929)Экология-(12095)Экономика-(9961)Электроника-(8441)Электротехника-(4623)Энергетика-(12629)Юриспруденция-(1492)Ядерная техника-(1748)

Ядерная энергетика и ее воздействие на природную среду

Лекция 6

Достоинства ядерной энергетики. Как известно, в атомной энергетике развиваются два направления получения энергии: 1) деление атомных ядер тяжелых элементов (ядерная энергетика), 2) синтез ядер лег­ких элементов (термоядерная энергетика). Как следует из табл. 2.3, доля ядерной энергии в общем объеме вырабатываемой энергии многих развитых стран составляет весьма большую величину, особенно во Франции (79%), Швеции (43%), Южной Корее (43%), Японии (32%). Это, прежде всего страны, бедные традиционными энергоресурсами. В России в настоящее время действует 31 реактор с установленной мощностью более 22 млн кВт.

 

Таблица 2.3. Использование различных энергоресурсов в мире

Страна Уголь Нефть Газ Ядерная энергия Гидро­энергия Энергия ветра Солнеч­ная энергия
Канада              
Швеция            
Швейцария      
США              
Германия              
Великобритания              
Китай      
Россия       13*   0,003 0,001
Франция            
Италия              
Ю. Корея          
Тайвань          
Япония              
Весь мир              

*16,7% в 2005 г.

 

Действительно, возможности ядерной энергетики впечатляющи: по энергетической ценности 1000 т угля или 530 т мазута эквивалент­ны 0,33 кг урана на атомных электростанциях (АЭС) и 45 г дейтерия на термоядерных реакторах. Для выработки 1 кВт∙ч энергии затрачи­вается всего 43,8∙10-6 г урана-235, а угля 0,3—0,4 кг. Сейчас в мире эк­сплуатируется свыше 400 блоков АЭС, по данным МАГАТЭ суммар­ная мощность АЭС к 2000 г. достигла 500 млн кВт.

Одной из немаловажных причин (кроме чисто военных) развития атомной энергетики во всем мире (особенно в 60—80 гг. прошедшего века) стали все возрастающие расходы на разведку, добычу и транс­портировку традиционных энергоносителей (нефти, угля, газа). В ряде стран, в том числе и России, этот расход приблизился к 50% ресурса последних. В то же время широкое применение ядерной энергетики позволяет существенно экономить невозобновимые энергетические ресурсы, использовать их более рационально. Так, для производства 1 трлн кВт∙ч электроэнергии (это чуть больше ее производства в год в нашей стране) пришлось бы сжечь на ТЭС 280 млн т ископаемого топ­лива. Это сопровождалось бы интенсивным загрязнением природной среды продуктами неполного сгорания топ­лива, а также золой, диоксидами серы, азота и др.

Вопреки сложившемуся общественному мнению воздействие са­мих атомных электростанций на окружающую среду относительно невелико: в атмосферу попадает небольшое количество летучих ве­ществ и аэрозолей (строго нормированное по ПДВ) — это тритий, ра­диоактивные изотопы ксенона, криптона, йода, осколки деления ядер, продукты активации. Газовые сбросы в атмосферу предварительно очи­щаются от радионуклидов.

Объемы жидких отходов, образующихся на АЭС, могут достигать 100 тыс. м3/год на энергоблок с реактором РБМК—1000 и 40 тыс. м3/год на энергоблоке с реакторами ВВЭР—440 и ВВЭР—1000. Объем твер­дых отходов ежегодно достигает на АЭС 2000—3000 м3. Основным видом твердых отходов является отработанное топливо. Ежегодно за­меняют примерно 1/3 действующих тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) новыми. Как правило, большая часть твердых и жидких ра­диоактивных отходов (РАО) хранится в специально оборудованных на станции хранилищах. Но заполненность хранилищ жидкими и твер­дыми РО высока и уже достигает 83,5% на Кольской и Белоярской АЭС.

Недалеко от АЭС всегда создаются города или поселки городского типа (Десногорск при Смоленской АЭС, Полярные зори при Кольс­кой АЭС и пр.), поэтому прямое воздействие на население ограниче­но. Что касается персонала, то годовая эквивалентная доза для сотруд­ников АЭС составляет 4,4 мЗв. Для людей, проживающих в окрестно­стях станции, она равна примерно 0,02 мЗв/год. Для сравнения - фоновое излучение составляет 2 мЗв/год, а доза, получаемая в сред­нем за год при рентгеновских обследованиях, достигает 0,5—1 мЗв.

По ряду экономических и экологических показателей ядерная энер­гетика не уступает энергетике на угле, нефти и даже газе.

Производство электроэнергии на атомных станциях не сопровож­дается выбросами в атмосферу диоксида углерода и поэтому не усу­губляет проблемы, связанные с парниковым эффектом. Потребление кислорода на ядерных станциях также сведено к минимуму. Для раз­бавления небольших выбросов АЭС в атмосферу до допустимых кон­центраций требуется в тысячи раз меньше воздуха в расчете на едини­цу вырабатываемой энергии, чем при работе обычных тепловых элек­тростанций.

Экологические проблемы ядерной энергетики. Однако есть причи­ны, в том числе и объективные, заставляющие относиться к ядерной энергетике с осторожностью. Накопленный опыт эксплуатации АЭС с реакторами деления выявил ряд их существенных недостатков.

Непрерывное облучение близживущего населения, растений и живот­ных малыми дозами радиации и загрязнение среды радионуклидами. До сих пор идут дискуссии о пороге вредности малых доз радиации, тем более что радионуклиды попадают через пищевой цикл внутрь тела человека, накапливаются там и могут создать самое опасное внутрен­нее облучение. Если организмы как-то приспособились к естествен­ным радионуклидам (последние практически не концентрируются в телах растений и животных), то весьма опасные для человека долгоживущие радионуклиды ядерного цикла стронций—90 и цезий—137, будучи по химическим свойствам эквивалентными соответственно кальцию и калию, легко усваиваются растениями и животными. Как следствие, их концентрация в некоторых сельскохозяйственных рас­тениях на один-два порядка превышает концентрацию в зараженной почве.

Необходимость длительного хранения на территории АЭС ядерного топлива, а затем переработки и захоронения высокотоксичных РАО. С каждым годом их количество, а также шлаков растет. Они сохраняют свою активность в течение многих столетий. Проблема усложняется тем, что коэффициент использования ядерного топлива составляет лишь менее 3—5%, остальное идет в отходы. Уже к 2000 г. годовая выг­рузка отработанного ядерного топлива из реакторов, эксплуатируемых в мире, составила около 10 тыс. т, из которых 100т — масса особо опас­ных отходов, в том числе около 8 т в России.

Как ни парадоксально, ряд специалистов считает, что захороне­ние РАО в морских глубинах менее опасно, так как там существуют более благоприятные условия для быстрого рассеивания и нейтрали­зации радионуклидов и меньше возможностей для захоронения вод­ных организмов, служащих объектами морского промысла. Однако тшательное изучение гидрологического режима глубоких (более 7 км) впадин показало, что обновление глубинных вод океана происходит менее чем за 100 лет, а в ряде случаев подъем воды с глубин свыше 1 км осуществляется всего за 3—4 года. Таким образом, даже сверхглубокие впадины не могут служить достаточно надежным местом захоронения РАО.

К настоящему времени выработаны следующие технологии захо­ронения РАО: 1) для больших количеств высокоактивных отходов -концентрирование и последующее хранение (посредством остекловывания, бетонирования и последующего складирования в глубоких шах­тах); 2) для небольших количеств высокоактивных РАО — извлечение долгоживущих изотопов с высокой токсичностью (ядовитостью) пе­ред удалением остаточной активности; 3) для отходов средней степе­ни активности — хранение (например, в специальных бассейнах под водой) по достижению распада короткоживущих изотопов и последу­ющее рассеивание в той или иной среде; 4) для относительно неболь­ших количеств слабоактивных отходов — разбавление (например, водой) и последующее рассеивание в воде морей и океанов. Нет нужды говорить о том, что последний способ экологически опасен.

Существуют и другие, в том числе экзотические (например, выброс РАО в космос) способы хранения радиоактивных отходов. Все они сложны и дорогостоящи. При любом способе хранения РАО должны быть изолированы от биохимического круговорота элементов в био­сфере.

АЭС оказывают сильное тепловое воздействие (тепловое загрязнение биосферы) на окружающую среду, особенно на естественные водоемы. Сброс тепла в окружающую среду от АЭС в 1,5—1,8 раз больше, чем от ТЭС, что объясняется разницей в значениях КПД, равных 30—40%. Расход воды на охлаждение, например, для одной из круп­нейших отечественных тепловых станций — Конаковской ГРЭС со­ставляет 70—90 м3/с (сток таких рек, как Южный Буг). Для мощных АЭС этот расход достигает 180 м3/с. Наибольшую опасность представ­ляет охлаждающая АЭС вода, сбрасываемая в природные водоемы при температуре 40—45°С. Такие тепловые сбросы приводят к изменению теплового режима рек и озер и, как следствие, к гибели отдельных вод­ных организмов.

О масштабах теплового загрязнения говорит такой факт. В США — наиболее крупном производителе энергии — для охлаждения сброс­ных вод ТЭС и АЭС потребуется, согласно расчетам, треть стока всех рек страны. Поэтому имеется проект сбрасывать нагретые воды АЭС в море.

Помимо перечисленных недостатков АЭС, следует отметить еще два обстоятельства. Во-первых, крайне опасным является то, что боль­шинство ныне действующих АЭС размещено вблизи крупных городов и около крупных водоемов и рек; некоторые из них находятся в мес­тах, где зафиксированы разломы земной коры. Во-вторых, на соору­жение АЭС требуется затратить до 25% стоимости электроэнергии, которую АЭС выработает за время своей работы. В-третьих, продол­жительность работы АЭС составляет 40—50 лет, после чего должен быть произведен демонтаж оборудования, зданий, сооружений и подверг­нута рекультивации площадка. Подсчитано, что на эти работы необ­ходимо затратить средства, вполне соизмеримые со стоимостью стро­ительства самой атомной электростанции. Эта проблема очень акту­альна для России: большинство ее АЭС уже выработали свой ресурс.

Указанные экологические проблемы, связанные с «нормальным» функционированием, не идут ни в какое сравнение с последствиями крупномасштабных аварий на АЭС. Только в экономическом аспекте аварии на АЭС «Три Майл Айленд» США и на Чернобыльской АЭС обернулись десятками миллиардов долларов прямых убытков и, по-видимому, сотнями миллиардов косвенных.

Страх перед подобными катастрофами резко изменил отношение людей к ядерной энергетике, подорвал доверие к надежности АЭС. США, Япония, Великобритания притормозили строительство новых АЭС, другие страны (Швеция, Австрия) отказались от него совсем и даже постепенно закрывают уже действующие. Понятно, что радио­фобия в первую очередь затронула население России.

Мероприятия по повышению уровня безопасности АЭС. После тра­гедии Чернобыля были произведены коренные усовершенствования технологий ядерной безопасности отечественных АЭС, которые позволили вывести их на уровень, превышающий среднемировые пока­затели безопасности (табл. 2.10).

В настоящее время интенсивно проводятся работы, имеющие це­лью повысить безопасность эксплуатации АЭС.

Таблица 2.10 Показатели безопасности АЭС

Страна   Показатель безопасности  
США 0,9
Германия 0,2
Япония 0,02
Россия 0,5
Украина 1,1
Великобритания  
Франция 0,9
Корея 0,9
Среднемировой  

Таблица 2.11. Динамика показателей безопасности

Год Средне­- мировой   России  
  1,6 1,8
  2,0 1,1
  1,1 0,5
  1,0 0,7
  1,0 0,5

Примечание: в качестве показателей безопасности АЭС принято число срабатываний аварийной защиты блока АЭС за семь тысяч часов эксплуатации (1 год).

Основная задача в проблеме обеспечения безопасности АЭС со­стоит в том, чтобы надежно локализовать осколки деления и продук­ты их радиоактивного распада как при нормальной эксплуатации, так и при возможных авариях, связанных с повреждением оборудо­вания, неисправностями в системе управления, ошибочными дей­ствиями обслуживающего персонала или стихийными бедствиями. Для полной гарантии безопасности обычно предусматривается не­сколько защитных барьеров. В общем случае их может быть четыре (см. рис. 2.6).

Первым барьером служит матрица с распределенными частицами ядерного топлива. Вторым — оболочки тепловыделяющих элементов (ТВЭлов). Роль третьего выполняют корпус реактора и контур цирку­ляции теплоносителя (первый контур), препятствующие выходу про­дуктов деления при разгерметизации ТВЭЛов. Наконец, в качестве четвертого барьера могут быть использованы специальные защитные оболочки, исключающие загрязнение атмосферы при разуплотнении корпуса реактора или контура циркуляции теплоносителя. Защитные оболочки — это сплошные железобетонные или металлические соору­жения, рассчитанные на снижение давления (рис. 2.7), удержание ра­диоактивного пара и улавливание радиоактивных продуктов в случае максимальной проектной аварии (в этом случае предполагается мгновенный разрыв трубопровода наибольшего диаметра. При со­оружении АЭС оборудование пер­вого контура, который при аварии может стать источником распрос­транения радиоактивности, разме­щается в герметичных боксах, снабженных системами снижения давления пара. Боксы, по суще­ству, решают ту же задачу, что и за­щитная оболочка.

Решению задачи безопасной эксплуатации подчинена даже архитектура главного здания АЭС, которое скомпоновано по зонам.

В зоне свободного режима возможно воздействие на персонал ионизирующего излучения, а также заражение воздуха и поверхностей оборудования радиоактивными веществами.

В зоне свободного режима влияние радиации полностью исключе­но. Прямое сообщение между зонами невозможно. Доставка материа­лов, оборудования, приборов в зону строгого режима осуществляется через отдельные входы и транспортные пути. Люди проходят туда толь­ко через санпропускник.

В свою очередь зона строгого режима разбита на помещения по­стоянного пребывания персонала, полуобслуживаемые (разрешается периодическое пребывание людей во время работы реактора) и необ­служиваемые (во время работы реактора вход туда запрещен). Для каж­дой из этих групп санитарные правила устанавливают индивидуаль­ные допустимые уровни радиационного воздействия. Исследования, проведенные на действующих атомных станциях, показывают, что ре­ализованные при их сооружении меры обеспечения радиационной безопасности создают надежные условия для эксплуатации АЭС в со­ответствии с требованиями действующих санитарных норм и правил. Так, на Белоярской АЭС фактически дозы облучения персонала в два раза ниже допустимого уровня. Еще благоприятней показатели на Ново-Воронежской АЭС, где годовая доза облучения не превышает 10% от допустимой.

Для снижения уровня радиоактивности выбросов АЭС применя­ются современные технологии фильтрации. Радиоактивные газы по­ступают в систему очистки, состоящую из аэрозольных, угольных фильтров и газгольдеров, где они выдерживаются до распада коротко-живущих радионуклидов и только затем сбрасываются в атмосферу. В месте выброса газов производится постоянное измерение их расхода и радиоактивности. Радиационная обстановка воздушной среды кон­тролируется на различных удалениях в радиусе до 60 км от АЭС, при­чем служба внешней дозиметрии на всех постах проводит, кроме это­го, отбор проб почвы, воды и растительности.

На АЭС разрабатываются меры для максимально возможного ис­ключения сброса сточных вод, загрязненных радиоактивными веще­ствами. Так, в водоемы разрешается отводить только строго опреде­ленное количество очищенной воды с концентрацией радионуклидов, не превышающей уровень для питьевой воды. В связи с большим рас­ходом воды на охлаждение большое внимание уделяется разработке замкнутых циклов охлаждения и новым способам отвода теплоты, в том числе и воздушно-конденсационными установками.

Однако воздействие АЭС на окружающую среду нельзя рассмат­ривать изолированно от других стадий ядерного топливного цикла (ЯТЦ). ЯТЦ включает следующие взаимосвязанные производства: до­бычу урановой руды, ее переработку с получением урановых концент­ратов и гексафторида урана; разделение изотопов (обогащение) ура­на; изготовление ТВЭЛов; регенерацию отработанного ядерного топ­лива на радиохимических заводах, хранение, отработку и захоронение отходов высокой и низкой удельной активности; транспортировку топ­лива и радиоактивных отходов между различными предприятиями ЯТЦ (рис. 2.8).

 

 

 

Переработка отработанного ядерного топлива (ОЯТ) является наи­более опасной частью ядерного цикла, поскольку около 90% продук­тов деления попадает в высокоактивные отходы (106— 1013 Бк/л). По этой причине радиохимические заводы признаны самыми опасными стадиями ЯТЦ.

Радиохимические заводы расположены на Урале — Озерск (Челя-бинск-40), и Южной Сибири — Железногорск (Красноярск-26), Северск (Томск-7).

При размещении этих заводов, к сожалению, не были учтены воз­можности аварийных ситуаций, которые могут оказать сильное воз­действие как на окружающую территорию, так и на население. Все за­воды находятся в непосредственной близости от крупных городов, два из них — в верховьях крупнейших рек России. Красноярский ГХК рас­положен в 40—50 км от Красноярска, под землей. Его покрывает 250-метровый каменный колпак. Это предприятие определяет радиацион­ную обстановку в бассейне р. Енисей на всем ее протяжении — от г. Красноярска до устья. На правом берегу р. Енисей, в 60 км от Красно­ярска ниже по течению расположен полигон «Северный» для хранения жидких среднеактивных отходов. Жидкие промстоки передаются на полигон магистральным трубопроводом длиной 15 км. Отходы закачива­ются под землю в водоносные песчано-глинистые горизонты на глубину 400—500 и 130—220 м. Хранилище за время своего существования при­няло миллионы кубометров отходов общей активностью около 108 Ки.

Сибирский химический комбинат расположен около города Северска (Томск-7), в 15—20 км от Томска. Комплекс включает пять ре­акторов с графитовыми замедлителями и химкомбинат. Комбинат имеет полный цикл переработки — первичное обогащение, наработка плутония, установка для отделения плутония от высокорадиоактив­ных продуктов распада, вторичная переработка отработанного урана с использованием технологии фторирования.

Использование комбинатом современных новейших технологий, в том числе и плазменных, позволяет получать обогащенный уран вы­сокого качества.

Существенному воздействию подвергся ряд городов при авариях. В 1957 г. на ПО «Маяк» произошел взрыв одного из хранилищ жидких РАО. В результате переноса продуктов аварии в северо-восточном на­правлении образовался Восточно-Уральский радиоактивный след. Заг­рязненными оказались участки Челябинской, Екатеринбургской, Тю­менской областей. В выбросах преобладали стронций-90, цезий-144, цезий-137.

С целью повышения экономических показателей работы АЭС, а также для снижения величины рассеиваемой в окружающей среде энергии активно разрабатывается предложение создания крупных ком­плексов на базе АЭС, в которых будет использоваться «сбросное теп­ло» электростанций в тепличных хозяйствах для растениеводства, в рыбных водоемах и т. п.

Низкий уровень использования ядерного горючего в реакторах на тепловых нейтронах и соответственно большой объем отработанного ядерного топлива устраняются при использовании так называемых реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. В таких реакторах происходит процесс расширенного воспроизводства ядерного топлива: образуется плутоний — новое топливо. Это позволяет вовлечь в топливный цикл весь естественный уран, а не только уран-235, которого в нем содержится всего 0,7%. В этом отношении отечественная атомная энергетика может гордиться своими достижениями: на Белоярской АЭС имени И.В. Курчатова в качестве третьего блока была построена новая промышленная АЭС с крупнейшим в мире ядерным реактором на быстрых нейтронах БН— 600. Его тепловая мощность со­ставляет 1470 МВт, а электрическая — 600 МВт; при этом была вдвое увеличена глубина выгорания ядерного топлива — 10% вместо 5 и про­должительность работы между остановками на перегрузку топлива -150 суток вместо 50. В перспективе в реакторах на быстрых нейтронах можно использовать практически все 100% добываемого урана. Соче­тание подобных реакторов с реакторами на тепловых нейтронах мно­гократно увеличит производство энергии из урана.

Рассматривая вопрос о перспективах ядерной энергетики, следует объективно оценить данные по разведанным и потенциально извле­каемым запасам энергоносителей (табл. 2.12).

 

Таблица 2.12. Разведанные и потенциальные запасы некоторых энергоносителей

Энергоресурсы Запасы, 1018Дж В том числе потенциальные, 1018Дж Срок обеспечения, лет
Уголь      
Нефть      
Газ   11 000  
Ядерная энергия:      
- замкнутый ядерный топливный 300 000 600 000  

Как следует из табл. 12, в продолжительной перспективе из всех традиционных энергоносителей человечество может рассчитывать только на уголь и ядерную энергию. Однако широкомасштабное при­менение АЭС станет возможным только при устранении экологичес­ких ограничений, часть которых рассмотрена выше. В России, похо­же, постепенно преодолевается чернобыльский синдром и на перспек­тиву предполагается опережающее развитие атомной энергетики. Так, за 2001—2010 годы предполагается закончить строительство пяти ре­акторов и построить еще пять новых, увеличив тем самым установ­ленную мощность АЭС на 10 ГВт. В следующее десятилетие их мощ­ность должна вырасти до 35 ГВт по минимальному варианту и на 52,6 ГВт (т. е. увеличиться почти в 2,5 раза) по максимальному. Это означает, что доля АЭС будет доведена до 20%. При этом стратегичес­ким направлением развития атомной энергетики в России является замыкание ядерного топливного цикла. Во исполнение этого намече­ны коренная модернизация радиохимического завода по переработке ОЯТ-завода РТ-l в Озерске, а также окончание строительства и пуск завода РТ-2 в Железногорске мощностью 1500 т в год с производством принципиально нового МОКС - топлива (смешанного уран-плуто­ниевого топлива) с последующим использованием его в реакторах на быстрых нейтронах.

В ряде стран основным направлением в обеспечении безопаснос­ти АЭС признается размещение их под землей, вместо защиты реак­торов прочными оболочками. Уже накоплен в этом плане немалый мировой положительный опыт: под землей были размещены ядерные реакторы в Красноярске-26, Чузе (Франция), Халдене (Норвегия), Агесте (Швеция), Луцерне (Швейцария), Гамболдте (США). Кроме того, реальные успехи в области разработки линий электропередач на принципе сверхпроводимости откроют перспективы строительства мощных АЭС в отдаленных и малонаселенных регионах.

 

Эра углеводородной энергетики в истории человечества заканчивается,поскольку в земных недрах заканчиваются углеводороды, чему доказательство – стремительно растущие на них цены. Ученые мира утверждают, что на ближайшие десятилетия ядерной энергетике нет альтернативы. В ряде стран АЭС уже превратились в основу национальной энергетики. Сопоставимые с нами по территории США имеют 104 ядерных реактора,а небольшая Франция – 59 реакторов, тогда как в России пока – 29.

Теплотворная способность ядерного топлива примерно в 2 млн. раз выше,чем у углеродосодержащего топлива. Эксплуатация АЭС позволяет экономить в мире 400 млн.т. нефти ежегодно. Себестоимость энергии на АЭС в нашей стране в 1,5-2 раза меньше, чем на ТЭС. Производство электроэнергии на российских АЭС в 2000 г. возросло до 17 %,что теоретически позволило сэкономить 38 млрд. м3 природного газа.

Атомные электростанции имеют ряд преимуществ по сравнению с тепловыми,особенно работающими на угле:

- существенно различаются потребности в топливе. Для работы АЭС мощностью в 1000 МВт требуется 1,5 т обогащенного урана. Для тепловой станции той же мощности,работающей на угле,необходимо 3,5 млн т угля в год;

- АЭС могли бы решить проблемы кислотных осадков, парникового эффекта,создаваемые тепловыми станциями, так как они на выбрасывают углекислого газа.двуокиси серы,окислов азота и других геохимически активных веществ;

- работа АЭС не влияет на содержание кислорода в атмосфере;

- выбросы радиоактивных элементов при нормальной работе ядерных установок невелики. В атмосферу попадают в основном инертные радиоактивные газы. При применении средств газоочистки активность газовых выбросов на АЭС оказывается ниже санитарных норм. Эти преимущества долгое время позволяли считать АЭС экологически чистыми.

Одна из особенностей работы ядерной энергетики – отсутствие зависимости работы АЭС от расстояний доя мест добычи ядерного топлива. Для мощной атомной станции в течение года требуется 100-150 т ядерного топлива. Это снимает проблему расположения станций в зонах запасов топлива,что характерно для энергоустановок на органическом топливе, и позволяет приблизить АЭС к потребителю.

Эксплуатация АЭС сопровождается хоть и малым, но неизбежным поступлением радиоактивных веществ с газоаэрозольными выбросами и жидкими отходами в окружающую среду. Однако и теплоэлектростанции являются источниками загрязнения окружающей среды радиоактивными веществами. Каменный уголь и жидкое органическое топливо имеют некоторую естественную радиоактивность. В продуктах их сгорания она накапливается и усиливается. Угольные котельные в этом отношении примерно в 10 раз опаснее АЭС при равной тепловой нагрузке и одинаковом размещении.

Одной из проблем атомной энергетики, затрагивающей интересы не только 32 стран, имеющих АЭС, но и всего мира, остается поиск способа экологически приемлемого «вечного захоронения» радиоактивных твердых и жидких отходов.

В настоящее время в мире выведено из эксплуатации около 50 АЭС. По оценкам МАГАТЭ,к 2010 г. предполагается вывод еще 200 ядерных энергоблоков. При демонтаже энергоблока электрической мощностью 1 ГВт образуется до 50 тыс. т. Радиоактивных металлоотходов, загрязненных радионуклидами.

Атомная энергетика - экологически самая чистая,в то же время в случае серьезных аварий – самая опасная. Возможные аварии (известно, что в 14 странах мира произошло более 150 аварий), а также испытательные взрывы ядерного оружия в атмосфере (1954-1963 гг.) загрязнили радиоактивными веществами значительную часть планеты.

 

 

<== предыдущая лекция | следующая лекция ==>
Исследование функции на наличие асимптот | Понятие и виды трансакционных издержек
Поделиться с друзьями:


Дата добавления: 2014-01-03; Просмотров: 2763; Нарушение авторских прав?; Мы поможем в написании вашей работы!


Нам важно ваше мнение! Был ли полезен опубликованный материал? Да | Нет



studopedia.su - Студопедия (2013 - 2024) год. Все материалы представленные на сайте исключительно с целью ознакомления читателями и не преследуют коммерческих целей или нарушение авторских прав! Последнее добавление




Генерация страницы за: 0.054 сек.