Выбросы АЭС

Содержание

Введение

1 Основные типы атомных электростанций и их радиоактивные выбросы

2. Влияние АЭС на окружающую среду и особенности санитарно-гигиенических требований к их работе

3. Контроль выбросов АЭС. Опыт эксплуатации

Заключение

Список используемых источников

Введение

Актуальность. Загрязнение окружающей среды - нежелательное изменение ее свойств в результате антропогенного поступления различных веществ и соединений. Оно приводит или может привести в будущем к вредному воздействию на литосферу, гидросферу, атмосферу, на растительный и животный мир, на здания, конструкции, материалы, на самого человека. Оно подавляет способность природы к самовосстановлению своих свойств.

Загрязнение окружающей среды человеком имеет длительную историю. Еще жители Древнего Рима жаловались на загрязненность вод реки Тибр. Жителей Афин и Древней Греции беспокоило загрязнение акватории порта Пирей. Уже в средние века появились законы об охране окружающей среды.

Загрязнение атмосферы происходит в результате работы промышленности, транспорта, а также различных топок, которые в совокупности ежегодно выбрасывают "на ветер" миллиарды тонн твердых и газообразных частиц. Основные загрязнители атмосферы - окись углерода (СО) и сернистый газ (SO2), образующиеся, прежде всего, при сжигании минерального топлива, а также оксиды серы, азота, фосфора, свинец, ртуть, алюминий и другие металлы. При этом движущей силой любого производства является энергия.

Тот факт, что в распоряжении человека оказалось большое количество относительно дешевой энергии, в значительной степени способствовало индустриализации и развитию общества. Однако в настоящее время при огромной численности населения и производство, и потребление энергии становится потенциально опасным. Наряду с локальными экологическими последствиями, сопровождающимися загрязнением воздуха, воды и почвы, существует опасность изменения мирового климата в результате действия парникового эффекта.

Мы стоим перед дилеммой: с одной стороны, без энергии нельзя обеспечить благополучия людей, а с другой - сохранение существующих темпов ее производства и потребления может привести к разрушению окружающей среды, и как следствие - к снижению жизненного уровня и даже нанести серьезный ущерб человеческой популяции, влияя на генетический код человека.

Цель данной контрольной работы - рассмотреть влияние атомных электростанций на экологию.

В соответствии с поставленной целью, определяем следующие задачи:

- рассмотреть различные типы ядерных реакторов и определить их влияние на экологию;

- определить возможные способы снижения экологического вреда, наносимого деятельностью АЭС.

1 Основные типы атомных электростанций и их радиоактивные выбросы

Атомная электростанция (АЭС) - электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор. Тепло, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обычных тепловых электростанциях (ТЭС), преобразуется в электроэнергию. АЭС работает на ядерном горючем (в основном 233U, 235U. 239Pu). Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущих потребностей в топливе. Кроме того, необходимо учитывать всё увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологических целей мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений органического топлива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относительному увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, которая уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда промышленных стран мира.

Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преимущественно в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева).

Наиболее часто на АЭС применяются 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя; 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.

Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется, главным образом, накопленным опытом в реакторостроении, а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. д.

На АЭС, тепловой реактор которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и температурой. При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшие ТВЭЛы переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.

При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система расхолаживания имеет автономные источники питания.

Экономичность АЭС определяется её основными техническими показателями: единичная мощность реактора, кпд, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэффициент использования установленной мощности АЭС за год. Для экономики АЭС характерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30-40% (на ТЭС 60-70%).

Из-за аварии в Чернобыле в 1986 году программа развития атомной энергетики была сокращена. После значительного увеличения производства электроэнергии в 80-е годы темпы роста замедлились, а в 1992-1993 гг. начался спад. При правильной эксплуатации, АЭС - наиболее экологически чистый источник энергии. Их функционирование не приводит к возникновению “парникового” эффекта, выбросам в атмосферу в условиях безаварийной работы, и они не поглощают кислород.

Радиоактивные отходы появляются на АЭС из двух источников: главным является основной технологический контур АЭС, другим источником является вспомогательные установки, например, газовый контур, контур охлаждения. Источники радиоактивных отходов активационного происхождения, например, радиоактивные продукты коррозии или образующийся в процессах деления тритий (сверхтяжелый изотоп водорода), имеют активность, строго меняющуюся во времени по известному закону. Случайным источником являются продукты деления, попадающие в теплоноситель. Их активность в теплоносителе в каждый момент времени зависит от того, сколько негерметичных ТВЭЛов в этот момент эксплуатируется в активной зоне, какова степень их негерметичности. Поскольку этот процесс случаен, данный факт учитывается на АЭС при организации постоянного радиационного контроля за состоянием теплоносителя, количеством и темпом образования радиоактивных отходов.

Технологический процесс на атомной станции предусматривает постоянное удаление из теплоносителя присутствующих и образующихся в нем газов. Газообразные отходы образуются и при дегазации различных протечек теплоносителя, в бассейнах выдержки отработанного топлива, при дегазации растворов в баках выдержки.

Отводимые из контура и технологического оборудования газы состоят обычно из азота и водорода, содержат примеси водяного пара и содержат газообразные продукты деления - радионуклиды Kr, Xe, Ar. Перед выбросом в атмосферу газы вначале подвергают выдержке, в течение которой их активность уменьшается за счет распада радиоактивных нуклидов. Для исключения образования взрывоопасных смесей с водородом газы разбавляют азотом и сжигают в специальных устройствах.

Могут также образовываться радиоактивные отходы в форме аэрозолей - это микрокапли жидких радиоактивных сред и уносимые газовым потоком твердые микрочастицы. Аэрозоли могут также появляться в результате протечек теплоносителя. Радиоактивные аэрозоли и изотопы радиоактивного йода, которые также могут возникать при истечении теплоносителя, удаляются из помещений вентиляционными системами.Перед выбросом в атмосферу воздух, содержащий газы и аэрозоли, проходит очистку на аэрозольных и йодных фильтрах, а также на угольных фильтрах-адсорберах. Дозиметрический контроль за содержанием радионуклидов в удаляемом воздухе, контроль за работой систем вентиляции и эффективностью фильтров обязательно сопровождает процесс выведения газов из помещений АЭС.

2 Влияние АЭС на окружающую среду и особенности санитарно-гигиенических требований к их работе

Основное воздействие АЭС на живые организмы сказывается через канцерогенное влияние возникших и распространяемых от нее радионуклидов. Общее свойство радионуклидов - мощное мутагенное действие. Они могут вызывать мутации, т.е. изменять генетическое строение клетки, нарушать течение биохимических процессов и инициировать раковые заболевания.

Многие по-прежнему считают важным лишь общий уровень облучения, т.е. когда энергия атома рассматривается с точки зрения быстрого поражения живых организмов. Действительно, в случае с АЭС такое быстрое поражение случается лишь при авариях и катастрофах, однако при обычных условиях эксплуатации станции происходит постепенное накопление каждодневно небольших доз облучения. радионуклидов способны накапливаться в органах, тканях, почвах, водоемах и т.п. При этом их концентрация может возрастать в тысячи, и даже сотни тысяч раз. Это хорошо изученное в экологии явление так называемой биоаккумуляции радиоактивности.

Дополнительную сложность выяснению эффекта биоаккумуляции придает тот факт, что внутри организма радионуклидов распределены обычно неравномерно. Одни (например, тритий, радиоуглерод, рубидий-87, цезий-137) распределяются более или менее равномерно, другие концентрируются в определенных органах (например, стронций - в скелете, йод - в щитовидной железе).

Необходимо отметить, что концентрация радионуклидов зависит от множества факторов, а это значит, что даже незначительные исходные выбросы и концентрации радионуклидов могут непредсказуемо стать значимыми и опасными.

Один из самых обычных в выбросах АЭС радионуклид цезий-137. Он быстро "движется" в пищевых цепочках, и, попадая в организм человека, задерживается в мускульных клетках, являясь причиной одного из разновидностей раковых заболеваний саркомы.

Кроме того, к недостаткам АЭС можно отнести трудности, связанные с захоронением ядерных отходов, катастрофические последствия аварий и тепловое загрязнение используемых водоемов.

Безопасная работа АЭС может быть обеспечена при соблюдение следующих требований:

1) соблюдение принципа глубоко эшелонированной защиты, основанной на применении систем и барьеров на пути возможного выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду и системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности;

2) существовании система локализации аварии, которая включает в себя герметичные ограждения - защитную оболочку (гермооболочку) и спринклерную систему. Защитная оболочка представляет собой строительную конструкцию с необходимым набором герметичного оборудования для транспортировки грузов при ремонте и прохода через оболочку трубопроводов, электрокабелей и людей (люки, шлюзы, герметичные проходки труб и кабелей и т.д.).

3) наличие массивных строительных конструкций, которые обеспечивают надежную защиту персонала и населения от ионизирующего излучения.

4) постоянный контроль параметров среды в гермооболочке в процессе эксплуатации (давления, температуры, активности).

5) наличие спринклерной системы, которая разбрызгивает холодную воду внутри гермооболочки, конденсирует образующийся при течах первого контура пар и тем самым снижает давление и температуру в оболочке. Спринклерная система используется также для организации связывания йода, содержащегося в паре и воздухе герметичных помещений, для Чего на всос спринклерных насосов добавляется специальный раствор с метаборатом калия. Система состоит из 3-х независимых каналов подачи спринклерного раствора под оболочку, каждый из которых состоит из спринклерного насоса, водоструйного насоса, бака химреагентов, арматуры и трубопроводов.

6) существование система обеспечения радиационной безопасности персонала АЭС и населения.

3 Контроль выбросов АЭС. Опыт эксплуатации

Атомная электростанция - такое же производство, как и другие, поэтому во время основного технологического процесса - отвода тепла от активной зоны реактора для выработки электроэнергии, образуются и радиоактивные отходы. Поскольку из теплоносителя постоянно нужно удалять разнообразные примеси, при очистке теплоносителя выделяются радиоактивные газы. Захватывая микрочастицы жидкости и твердые микрочастицы, газы переходят в аэрозольную форму. Радиоактивные отходы также могут быть и жидкими, и твердыми.

Твердые радиоактивные отходы на АЭС - детали демонтированных частей оборудования, отработанные аэрозольные и прочие фильтры, различные приспособления с наведенной радиоактивностью и др. - при неправильном обращении могли бы попасть за пределы АЭС и стать опасными для людей. Именно поэтому на АЭС так организуются учет и хранение ТРО, чтобы абсолютно исключить их бесконтрольное попадание в окружающую среду. Все ТРО собирают в специальные контейнеры в местах их образования. Одновременно с загрузкой в контейнеры производится сортировка ТРО по уровню активности. Крупногабаритное оборудование разбирают и разрезают на части, часть твердых отходов сразу же перерабатывают - сжигают или прессуют (как, например, загрязненную спецодежду). Конечно, после сжигания дымовые газы ни в коем случае не выбрасывают сразу в вентиляционную трубу, вначале газы проходят систему грубых и тонких фильтров. В результате такой очистки от твердых частиц удаляемые газы практически уже не содержат радиоактивных веществ. Далее ТРО помещают в здание хранилища отходов. Емкость специальных ячеек для хранения ТРО рассчитывается так, чтобы они были заполнены не ранее, чем через 10 лет после начала эксплуатации АЭС, и, кроме того, чтобы была возможность создания дополнительных ячеек.

Существуют нормативные значения общей активности воздуха, удаляемой в сутки через вентиляционные трубы АЭС. Приведем небольшую таблицу для сравнения проектных величин для АЭС и нормативных величин, обеспечивающих спокойную жизнь населению и отсутствие вреда для окружающей среды. Во второй колонке таблицы представлено в процентах отношение проектных величин удаляемой активности к нормативным значениям.

Как видно, проектируемые величины выбросов АЭС намного меньше тех норм, которые обеспечивают отсутствие загрязнения внешней среды. Однако эти оценки приведены для проектных выбросов, которые на самом деле намного выше тех, которые имеют место в реальности. Так, например, суточные газоаэрозольные выбросы на АЭС с реактором такого же типа - ВВЭР-1000 (речь идет о Хмельницкой, Запорожской АЭС) - составляют для радиоактивных благородных газов лишь 1.5%, для йода-131 - 0.4%, для долгоживущих изотопов - 0.02% от нормативов, задаваемых "Санитарными правилами проектирования и эксплуатации АЭС". Таким образом, газоаэрозольные выбросы АЭС в реальности не представляют никакой опасности для окружающей среды и населения.

Сам технологический процесс на атомной станции таков, что всегда сопровождается образованием жидких радиоактивных отходов. Это и понятно - сам теплоноситель представляет собой жидкость, системы охлаждения заполнены жидкостью, выполнение требований радиационной защиты (уборка помещений, стирка одежды, мытье в душевых и т.д.) также приводит к образованию жидких радиоактивных отходов.

Для снижения активности реакторной воды и поддержания постоянного химического состава теплоносителя часть его все время отводится на фильтры внутриконтурной очистки в блок спецводоочистки. В качестве фильтрующих материалов используются, например, ионнообменные смолы. Периодически их заменяют свежими, а отработанные смолы фильтров спецводоочистки, как и прочие фильтрующие материалы и растворы, собирают в емкости промежуточного хранения. После выдержки в течение определенного времени, чтобы успели распасться короткоживущие радионуклиды, эти ЖРО переводят в твердую фазу - заливают битумом. Далее с ними поступают так, как и с твердыми радиоактивными отходами. К следующей группе жидких отходов относится теплоноситель первого контура, часть которого сливают при проведении ремонтных работ в реакторном отделении или при перегрузке ТВС. Поскольку на внутренних поверхностях оборудования образуются радиоактивные продукты коррозии, их частично удаляют, используя для этого дезактивационные и промывочные растворы. К жидким радиоактивным отходам относятся и воды бассейнов перегрузки, и воды баков аварийного запаса борной кислоты. Жидкими радиоактивными отходами являются и так называемые трапные воды - случайные протечки теплоносителя и обмывочные воды и растворы, использованные для дезактивации наружных поверхностей оборудования, а также полов, стен и потолков помещений. Из прачечных, где стирают спецодежду, моют обувь, тоже поступают жидкие радиоактивные отходы. Вода из душевых тоже может содержать радиоактивные вещества, но в таких малых количествах, что ее не относят к категории ЖРО, хотя поступают с ней так же, как и с прочими жидкими радиоактивными отходами. Все эти воды очищаются от радиоактивных и прочих химических веществ на установках спецводоочистки, а затем вновь используются в технологическом цикле АЭС. Так организуется оборотная система водоснабжения АЭС.

В проекте АЭС обычно предусмотрено создание двух систем хозяйственно-бытовой канализации - раздельно для зоны свободного и строгого режима. Бытовые стоки от строительной площадки, временного жилого поселка, подсобного хозяйства АЭС, рыбоводного комплекса отводятся в канализацию зоны свободного режима. Стоки при этом подвергаются полной билогической очистке и обеззараживанию.

В канализацию зоны строгого режима отводятся стоки санузлов реакторного отделения, спецкорпуса, здания переработки отходов, душевые воды санпропускников после их дозиметрического контроля. Если концентрация нуклидов в них превышает допустимую, душевые воды вначале направляются на спецводоочистку.

Стоки от вращающихся частей механизмов, загрязненные маслами и нефтепродуктами, дренажи и гидроуборка пола машинных залов, дизельгенераторных помещений, котельной проходят вначале через очистные сооружения. Чистая их компонента возвращается на повторное использование в системе водоочистки.

Конечно, поскольку различных загрязнителей - как радиоактивных, так и нерадиоактивных - в жидких радиоактивных отходах достаточно много, полностью очистить их невозможно. Поэтому после прохождения жидкими (радиоактивными и нерадиоактивными) отходами всей цепочки операций переработки (очистки) на выходе получают два продукта: первый из них удовлетворяет всем требованиям чистоты (он и используется в оборотном цикле водоснабжения), второй же продукт - радиоактивный концентрат, как уже говорилось выше, отверждается (битумируется) и поступает в емкости узла хранения.

Контроль возможных протечек в помещениях, где хранятся жидкие радиоактивные отходы, ведется постоянно. Вокруг здания - хранилища емкостей - пробурены скважины для постоянного контроля за состоянием грунтовых вод.

Организация переработки, хранения и контроля состояния жидких радиоактивных отходов на атомной станции позволяет абсолютно исключить попадание этих отходов в поверхностные и грунтовые воды. В этом отношении АЭС по отношению к окружающей среде можно с полным основанием считать практически безотходным производством.

Заключение

Учитывая результаты существующих прогнозов по истощению к середине - концу следующего столетия запасов нефти, природного газа и других традиционных энергоресурсов, а также сокращение потребления угля (которого, по расчетам, должно хватить на 300 лет) из-за вредных выбросов в атмосферу, а также употребления ядерного топлива, которого при условии интенсивного развития реакторов-размножителей хватит не менее чем на 1000 лет можно считать, что на данном этапе развития науки и техники тепловые, атомные и гидроэлектрические источники будут еще долгое время преобладать над остальными источниками электроэнергии. Уже началось дорожание нефти, поэтому тепловые электростанции на этом топливе будут вытеснены станциями на угле.

Некоторые ученые и экологи в конце 1990-х гг. говорили о скором запрещении государствами Западной Европы атомных электростанции. Но исходя из современных анализов сырьевого рынка и потребностей общества в электрической энергии, эти утверждения выглядят неуместными.

Авария на Чернобыльской АЭС в 1986 г. свидетельствует о том, что случаи радиоактивного загрязнения атмосферы также нельзя полностью исключить.

· распространение радионуклидов с аэрозольными выбросами ("через трубу");

· распространение радионуклидов с жидкими отходами (водой);

· распространение радионуклидов с твердыми радиоактивными отходами.

Часто атомщики говорят: поскольку большая часть выбрасываемых АЭС радионуклидов короткоживущие (существуют несколько часов или суток), то за это время они не могут нанести существенного ущерба живой природе и человеку.

Считать короткоживущие радионуклидов безопасными только по причине их быстрого исчезновения наивно и ошибочно. В результате Чернобыльской катастрофы нескольких часов и дней хватило, чтобы радиоактивный йод (йод-133, период полураспада 21 час и йод-131, период полураспада 8 суток) попал в ткани щитовидной железы у многих тысяч детей и вызвал там изменения. Малые уровни облучения от АЭС могут оказывать большой эффект и потому, что они действуют постоянно, на протяжении длительного времени.

Список используемых источников

1 Атомные электрические станции / Под ред. Л. М. Воронина. М.: Энергия, 1977

2 Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы: Учебник для ВУЗов - М.: Энергоатомиздат, 1984

3 Кащеев В. П. Ядерные энергетические установки: Учебное пособие для ВУЗов. - Мн.: Выш. шк., 1989

4 Маргулова Т. Х., Порушко Л. А. Атомные электрические станции. - Учебник для техникумов. - М.: Энергоиздат, 1982

5 Стерман Л. С. и др. Тепловые и атомные электрические станции: Учебник для ВУЗов / Л. С. Стерман, В. М. Ладыгин, С. Г. Тишин. - М.: Энергоатомиздат, 1995