Экологическая безопасность. Защита территории и населения при чрезвычайных ситуациях
Обогащение возможно после разделения изотопов урана-233, урана-235, урана-238 на атомном уровне.
Природный уран поставляется на рынок в виде закиси урана (спрессованный порошок желто-бурого цвета), а обогащенный уран - в виде таблеток окиси урана или газообразного шестифтористого урана (в стальных баллонах).
В местах добычи урана основную массу в отвалах составляют горы мелкого песка, смешанного с природными радионуклидами, которые в основном выделяют РА газ радон-222 (дающий α-излучение), что увеличивает вероятность возникновения рака легких. К 1982 г. в США такого песка накопилось около 175 млн т с излучением ниже ПДД. К настоящему времени снесены тысячи домов, школ и других строений, выполненных из этих материалов.
Общие запасы урана на Земле составляют около 15 млн т. Разрабатываются месторождения с запасами до 2,7 млн т. На долю бывшего СССР приходилось до 45% мирового уранового запаса, распределенного почти равномерно между Россией, Узбекистаном и Казахстаном.
Радиационно опасный объект (РАОО) - это ОЭ, где в результате аварии могут произойти массовые радиационные выбросы или поражение живых организмов и растений. Виды РАОО:
АЭС - это ОЭ по производству электроэнергии с использованием ядерного реактора, оборудования и подготовленного персонала (рис. 5.1);
ACT (атомная станция теплоснабжения) - это ОЭ по производству тепловой энергии с использованием реактора, оборудования и подготовленного персонала;
ПЯТЦ (предприятие ядерного топливного цикла) - это ОЭ для изготовления ядерного топлива, его переработки, перевозки и захоронения отходов.
При ядерной реакции до 99% ядерного топлива идет в РА отходы (плутоний, стронций, цезий, кобальт), которые нельзя уничтожить, поэтому надо хранить. Контакты с ядерным горючим, его отходами, энергоносителями, тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ) и другими РА продуктами приводят к РЗ зданий, оборудования, транспорта. Если специальная обработка не снизит их уровень заражения ниже ПДЦ (ПДУ), то они также требуют захоронения.
Ядерный реактор является основной частью АЭС и ядерных двигателей. Он представляет собой большой котел для нагрева теплоносителя (воды, газа). Источник тепла - управляемая ядерная реакция. Необходимо иметь в виду, что 0,5 г ядерного топлива по производству энергии эквивалентно 15 вагонам угля, который к тому же при сгорании выбрасывает в атмосферу огромное количество канцерогенных веществ.
Обогащенное ядерное топливо размешается в активной зоне реактора в виде правильной решетки из связок тепловыделяющих элементов (примерно 700 шт.). ТВЭЛ - это стержень диаметром 10 мм, длиной 4 м, с оболочкой из циркония, постоянно омываемый водой. Вода выполняет роль охладителя и поглотителя нейтронов (если используется «тяжелая вода», то она только замедляет нейтроны, но не поглощает их, то есть в этом случае можно использовать природный уран. Такой тип реактора использует лишь 1% выделенной энергии).
Существуют ядерные реакторы на медленных и быстрых нейтронах. Реакторы на медленных нейтронах могут охлаждаться обычной водой, как, например, РБМК - реактор большой мощности, канальный; ВВЭР - водо-водяной реактор, либо «тяжелой» водой или газом, как, например, ВТГР - высокотемпературный с гелиевым охлаждением реактор. Реакторы на быстрых нейтронах называются реакторами-размножителями (Р-Р). Если ВВЭР использует 5% ядерного топлива, то реактор на быстрых нейтронах, например БН-600, - до 55%.
Работой реактора, то есть движением стержней в активной зоне относительно вещества, поглощающего нейтроны, управляет оператор или автоматическая система.
Реактор (рис. 5.2) имеет два контура движения воды. В первом контуре (где обеспечивается давление 7 кПа) вода остается в жидком состоянии даже при температуре 330°С и, проходя через теплообменник (парогенератор), отдает тепло воде второго контура. Первый и второй контуры реактора надежно изолированы друг от друга. Во втором контуре реактора вода находится в парообразном состоянии, поскольку давление здесь атмосферное. Этот пар вращает турбогенератор, который вырабатывает электроэнергию.
В реакторе с гелиевым охлаждением (ВТГР) для замедления нейтронов используют графитовые блоки, а в качестве теплоносителя - углекислый газ или гелий при температуре б70°С (эти газы не допускают коррозии металла). Тепло через теплообменник передается во второй контур, где температура пара достигает 540°С.
Рис. 5.1. Принцип устройства АЭС:
1 - турбина; 2 - генератор переменного тока; 3 - бетонная защита; 4 - конденсатор; 5 - циркуляционный насос; 6 - урановые стержни; 7 - реактор; 8 - гамма-излучение, исходящее из активной зоны; 9 - замедлитель; 10 - управляющие стержни; 11 - теплоноситель; 12 - парогенератор
Рис. 5.2. Принцип действия ядерного реактора
Для аварийной остановки реактора его активная зона может быть без вмешательства оператора залита водой с поглотителем нейтронов (бор, либо отличное от воды водородосодержащее вещество) из специального водоема. Такая вода в обычном режиме не смешивается с рабочим теплоносителем, а «глушит» реактор только при резком развитии аварии. (В обычном режиме трубы с водой погружены на определенную глубину. С появлением в них пара трубы всплывают, что увеличивает производительность насосов. Если насосы не способны справиться с глушением, то активная зона реактора заливается составом из аварийного спецводоема: происходит «глушение» реактора.) Вероятность нанесения ущерба здоровью персонала АЭС в год составляет 5х10-6 от рака и 10\'6 от лучевой болезни.
Для обеспечения защиты на АЭС имеется соответствующая охрана, механические препятствия, электронная охранная сигнализация, электрическое самообеспечение. Чтобы не отстать от мирового сообщества, Россия должна развивать свою атомную энергетику. Перспективы развития АЭС в России показаны в табл. 5.1.
Таблица 5.1
Планирование ввода в эксплуатацию блоков АЭС
Наименование АЭС, номер блока
Мощность, МВт
Срок ввода в эксплуатацию, гг.
Взамен выведенных
Билибинская, 5 и 6
по 320
2001... 2005
Билибинская, 7
320
2006...2010
Нововоронежская, 6 и 7
1000
2001...2005
Кольская, 5 и 6
по 630
2001...2005
Кольская, 7
630
2006...2010
Новые энергоблоки
Балаковская, 5
1000
1996...2000
Балаковская, 6
1000
2001...2005
Воронежская ACT, 1 и 2
по 500
1996...2000
Южно-Уральская, 1, 2 и 3
по 800
1996...2000
Белоярская, 4
800
1996...2000
Новые АЭС и ACT
Дальневосточная, 1 и 2
по 600
2001....2010
Приморская, 1 и 2
по 600
2001....2010
Хабаровская ACT, 1 и 2
по 500
2001....2005
Сосновый бор, 1
630
1996....2000
Для получения управляемой термоядерной реакции ученые пошли несколькими путями. Один из них привел к созданию токамака, другой - к схеме реактора с «открытой» ловушкой. В 1968 г. токамак потряс мир многообещающими результатами, и основные средства стали вкладывать именно в это направление. Но сторонники второго пути считают свою схему предпочтительней: сердцевину реактора с открытой ловушкой изготовить значительно проще (его вакуумную камеру можно выточить на токарном станке); такие реакторы проще ремонтировать (они не требуют разборки, как круглые токамаки); на основе открытой ловушки легче создать реакторы нового поколения (безнейтронные, радиоактивно безопасные). Ученые Академгородка в Новосибирске продемонстрировали установки ГОЛ-3 - 12-метровую ловушку, где плазма нагревается электронным пучком, и АМБАЛ-М, которая удерживает плазму в продольном направлении за счет электростатического потенциала. В феврале 1967 г. в космос была запущена первая в мире орбитальная термоэмиссионная ядерная энергетическая установка «Топаз» («Термоэмиссионный опытный преобразователь в активной зоне»), в которой энергия ядерного распада непосредственно превращается в электрический ток. А в июле 1987 г. в космос была выведена вторая подобная установка, проработавшая там больше года. «Топаз» создавался трудами ученых Физико-энергетического института (ФЭИ) в Обнинске.
Особенностью ядерного реактора на быстрых нейтронах (Р-Р) является его способность производить ядерного топлива больше, чем он сам потребляет. При этом стержни урана-238 помещают в зону воспроизводства (кольцом охватывающую активную зону). Здесь из-за воздействия нейтронов часть атомов U-238 превращается в атомы Ри-239.
Природный уран поставляется на рынок в виде закиси урана (спрессованный порошок желто-бурого цвета), а обогащенный уран - в виде таблеток окиси урана или газообразного шестифтористого урана (в стальных баллонах).
В местах добычи урана основную массу в отвалах составляют горы мелкого песка, смешанного с природными радионуклидами, которые в основном выделяют РА газ радон-222 (дающий α-излучение), что увеличивает вероятность возникновения рака легких. К 1982 г. в США такого песка накопилось около 175 млн т с излучением ниже ПДД. К настоящему времени снесены тысячи домов, школ и других строений, выполненных из этих материалов.
Общие запасы урана на Земле составляют около 15 млн т. Разрабатываются месторождения с запасами до 2,7 млн т. На долю бывшего СССР приходилось до 45% мирового уранового запаса, распределенного почти равномерно между Россией, Узбекистаном и Казахстаном.
Радиационно опасный объект (РАОО) - это ОЭ, где в результате аварии могут произойти массовые радиационные выбросы или поражение живых организмов и растений. Виды РАОО:
АЭС - это ОЭ по производству электроэнергии с использованием ядерного реактора, оборудования и подготовленного персонала (рис. 5.1);
ACT (атомная станция теплоснабжения) - это ОЭ по производству тепловой энергии с использованием реактора, оборудования и подготовленного персонала;
ПЯТЦ (предприятие ядерного топливного цикла) - это ОЭ для изготовления ядерного топлива, его переработки, перевозки и захоронения отходов.
При ядерной реакции до 99% ядерного топлива идет в РА отходы (плутоний, стронций, цезий, кобальт), которые нельзя уничтожить, поэтому надо хранить. Контакты с ядерным горючим, его отходами, энергоносителями, тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ) и другими РА продуктами приводят к РЗ зданий, оборудования, транспорта. Если специальная обработка не снизит их уровень заражения ниже ПДЦ (ПДУ), то они также требуют захоронения.
Ядерный реактор является основной частью АЭС и ядерных двигателей. Он представляет собой большой котел для нагрева теплоносителя (воды, газа). Источник тепла - управляемая ядерная реакция. Необходимо иметь в виду, что 0,5 г ядерного топлива по производству энергии эквивалентно 15 вагонам угля, который к тому же при сгорании выбрасывает в атмосферу огромное количество канцерогенных веществ.
Обогащенное ядерное топливо размешается в активной зоне реактора в виде правильной решетки из связок тепловыделяющих элементов (примерно 700 шт.). ТВЭЛ - это стержень диаметром 10 мм, длиной 4 м, с оболочкой из циркония, постоянно омываемый водой. Вода выполняет роль охладителя и поглотителя нейтронов (если используется «тяжелая вода», то она только замедляет нейтроны, но не поглощает их, то есть в этом случае можно использовать природный уран. Такой тип реактора использует лишь 1% выделенной энергии).
Существуют ядерные реакторы на медленных и быстрых нейтронах. Реакторы на медленных нейтронах могут охлаждаться обычной водой, как, например, РБМК - реактор большой мощности, канальный; ВВЭР - водо-водяной реактор, либо «тяжелой» водой или газом, как, например, ВТГР - высокотемпературный с гелиевым охлаждением реактор. Реакторы на быстрых нейтронах называются реакторами-размножителями (Р-Р). Если ВВЭР использует 5% ядерного топлива, то реактор на быстрых нейтронах, например БН-600, - до 55%.
Работой реактора, то есть движением стержней в активной зоне относительно вещества, поглощающего нейтроны, управляет оператор или автоматическая система.
Реактор (рис. 5.2) имеет два контура движения воды. В первом контуре (где обеспечивается давление 7 кПа) вода остается в жидком состоянии даже при температуре 330°С и, проходя через теплообменник (парогенератор), отдает тепло воде второго контура. Первый и второй контуры реактора надежно изолированы друг от друга. Во втором контуре реактора вода находится в парообразном состоянии, поскольку давление здесь атмосферное. Этот пар вращает турбогенератор, который вырабатывает электроэнергию.
В реакторе с гелиевым охлаждением (ВТГР) для замедления нейтронов используют графитовые блоки, а в качестве теплоносителя - углекислый газ или гелий при температуре б70°С (эти газы не допускают коррозии металла). Тепло через теплообменник передается во второй контур, где температура пара достигает 540°С.
Рис. 5.1. Принцип устройства АЭС:
1 - турбина; 2 - генератор переменного тока; 3 - бетонная защита; 4 - конденсатор; 5 - циркуляционный насос; 6 - урановые стержни; 7 - реактор; 8 - гамма-излучение, исходящее из активной зоны; 9 - замедлитель; 10 - управляющие стержни; 11 - теплоноситель; 12 - парогенератор
Рис. 5.2. Принцип действия ядерного реактора
Для аварийной остановки реактора его активная зона может быть без вмешательства оператора залита водой с поглотителем нейтронов (бор, либо отличное от воды водородосодержащее вещество) из специального водоема. Такая вода в обычном режиме не смешивается с рабочим теплоносителем, а «глушит» реактор только при резком развитии аварии. (В обычном режиме трубы с водой погружены на определенную глубину. С появлением в них пара трубы всплывают, что увеличивает производительность насосов. Если насосы не способны справиться с глушением, то активная зона реактора заливается составом из аварийного спецводоема: происходит «глушение» реактора.) Вероятность нанесения ущерба здоровью персонала АЭС в год составляет 5х10-6 от рака и 10\'6 от лучевой болезни.
Для обеспечения защиты на АЭС имеется соответствующая охрана, механические препятствия, электронная охранная сигнализация, электрическое самообеспечение. Чтобы не отстать от мирового сообщества, Россия должна развивать свою атомную энергетику. Перспективы развития АЭС в России показаны в табл. 5.1.
Таблица 5.1
Планирование ввода в эксплуатацию блоков АЭС
Наименование АЭС, номер блока
Мощность, МВт
Срок ввода в эксплуатацию, гг.
Взамен выведенных
Билибинская, 5 и 6
по 320
2001... 2005
Билибинская, 7
320
2006...2010
Нововоронежская, 6 и 7
1000
2001...2005
Кольская, 5 и 6
по 630
2001...2005
Кольская, 7
630
2006...2010
Новые энергоблоки
Балаковская, 5
1000
1996...2000
Балаковская, 6
1000
2001...2005
Воронежская ACT, 1 и 2
по 500
1996...2000
Южно-Уральская, 1, 2 и 3
по 800
1996...2000
Белоярская, 4
800
1996...2000
Новые АЭС и ACT
Дальневосточная, 1 и 2
по 600
2001....2010
Приморская, 1 и 2
по 600
2001....2010
Хабаровская ACT, 1 и 2
по 500
2001....2005
Сосновый бор, 1
630
1996....2000
Для получения управляемой термоядерной реакции ученые пошли несколькими путями. Один из них привел к созданию токамака, другой - к схеме реактора с «открытой» ловушкой. В 1968 г. токамак потряс мир многообещающими результатами, и основные средства стали вкладывать именно в это направление. Но сторонники второго пути считают свою схему предпочтительней: сердцевину реактора с открытой ловушкой изготовить значительно проще (его вакуумную камеру можно выточить на токарном станке); такие реакторы проще ремонтировать (они не требуют разборки, как круглые токамаки); на основе открытой ловушки легче создать реакторы нового поколения (безнейтронные, радиоактивно безопасные). Ученые Академгородка в Новосибирске продемонстрировали установки ГОЛ-3 - 12-метровую ловушку, где плазма нагревается электронным пучком, и АМБАЛ-М, которая удерживает плазму в продольном направлении за счет электростатического потенциала. В феврале 1967 г. в космос была запущена первая в мире орбитальная термоэмиссионная ядерная энергетическая установка «Топаз» («Термоэмиссионный опытный преобразователь в активной зоне»), в которой энергия ядерного распада непосредственно превращается в электрический ток. А в июле 1987 г. в космос была выведена вторая подобная установка, проработавшая там больше года. «Топаз» создавался трудами ученых Физико-энергетического института (ФЭИ) в Обнинске.
Особенностью ядерного реактора на быстрых нейтронах (Р-Р) является его способность производить ядерного топлива больше, чем он сам потребляет. При этом стержни урана-238 помещают в зону воспроизводства (кольцом охватывающую активную зону). Здесь из-за воздействия нейтронов часть атомов U-238 превращается в атомы Ри-239.
Авторы сайта не несут отвественности за данный материал и предоставляют его исключительно в ознакомительных целях
