Основы радиационной экологии (стр. 6 )

При термоядерных взрывах в момент реакции синтеза возникает интенсивный поток нейтронов, вызывающих образование значительного количества продуктов активации – наведенную радиоактивность.
Основными источниками загрязнения окружающей среды являются радиоактивные осколки 238U, 239Pu, тритий 3Н и радиоуглерод 14С. В результате проведенных до 1959 года термоядерных взрывов в земной
атмосфере образовалось около 560 кг 14С.

Загрязнение окружающей среды зависит от характера взрывов, мощности зарядов, атмосферных условий, географических зон и широт.

При воздушном взрыве РВ распыляются на большой площади, но под влиянием атмосферных осадков, выпавших в момент прохождения радиоактивного облака, может повыситься загрязнение в том или ином районе.

Взрывы средней и малой мощности (до нескольких килотонн тротилового эквивалента) загрязняют в основном тропосферу – на высоте 18 км, мелкие и крупные частицы выпадают на расстоянии нескольких сот километров от эпицентра, образуя локальные радиоактивные загрязнения. Крупные взрывы в несколько мегатонн загрязняют, главным образом, стратосферу на высоте 80 км. Воздушными течениями частицы продукты ядерного деления (ПЯД) способны совершать очень большой путь, вплоть до нескольких оборотов вокруг земного шара, образуя в результате выпадения глобальные загрязнения. Следует отметить, что продукты взрывов распределяются следующим образом: при воздушном взрыве 99% задерживается в стратосфере; при наземном взрыве 20% попадает в стратосферу, а 80% выпадает в районе взрыва; при взрывах у поверхности моря 30% остается в стратосфере, а 70% выпадает локально. ПЯД могут находиться в тропосфере 2-3 месяца, в стратосфере – 3-9 лет. По данным исследователей, из имеющихся в стратосфере ПЯД ежегодно осаждается 10% 90Sr и 137Cs.

По данным Научного комитета ООН по действию атомной радиации, при испытаниях ядерного оружия, проводимых до 1963 года, суммарная мощность взорванных боеприпасов и устройств составила 510,9 мегатонн по тротиловому эквиваленту, в т. ч.: при воздушных взрывах – 406,2 Мт, при наземных – 104,7 Мт. Выпадение радионуклидов составило в МКи: 3H – 360, 14C – 6,2; 55Fe – 50, 89Sr – 2800, 90Sr – 12,2, 106Ru – 330, 144Ce – 182,4, 137Cs – 19,5, 239Pu – 0,32. Расчеты показали, что ожидаемые дозы от радионуклидов, образовавшихся в результате ядерных испытаний, проведенных до 1976 года, составляют для населения умеренного пояса Северного полушария: от внешнего облучения – 110 мрад, от инкорпорированных радионуклидов: для гонад – 37, костного мозга – 150, клеток, выстилающих костную ткань – 180 и для легких – 150 мрад.

2.3.3. Атомная энергетика

В 2001 году в мире работало 430 атомных энергетических устано­вок, производящих около 20% электроэнергии. По количеству атомных электростанций первое место занимает Западная Европа, за которой следуют США и Канада. В России работает 10 атомных электростан­ций с 30 промышленными реакторами суммарной мощностью 21242 Мвт. Из них 29 реакторов на медленных нейтронах (типа ВВЭР и РБМК) и один реактор на быстрых нейтронах. Для обеспечения этих АЭС ядер­ным топливом необходимо ежегодно 3600 тонн природного урана. По данным МАГАТЭ (Международное Агентство по атомной энергии) в 1995 г. доля ядерной энергетики в мировом электроснабжении составила 20%. Во Франции и Бельгии АЭС выра­батывают 70-80% электроэнергии, в Швеции-50%, США – 17%, Кана­де – 15%, Южной Корее – 53%, на Тайване – 48,5%, в России – 13%.

В 1954 году в Обнинске была введена в строй атомная электро­станция (АЭС) мощностью 5 МВт, а в 1956 г. в Англии запущена АЭС мощностью 64 МВт.

Вторая половина XX столетия характеризуется постепенным и неуклонным нарастанием роли электроэнергии, вырабатываемой на атомных электростанциях. Причем отношение к ядерной энергетике в промышленно развитых странах неодинаково и определяется цели­ком наличием природных ресурсов горючих полезных ископаемых. Атомная энергетика включает в себя урановые рудники, металлургические предприятия по получению обогащенного ядерного топлива, заводы по очистке урановых концентратов и изготовлению ТВЭЛ-ов (тепловыделяющих
элементов), предприятия по утилизации ядерных отходов.

На протяжении всей этой технологической цепочки образуются твердые, жидкие, газообразные отходы.

Схема технологической цепочки представлена на рисунке 5.

Принципиальная схема уран-графитового атомного реактора для получения электроэнергии состоит в следующем (рис. 6).

В герметическом цилиндрическом стальном корпусе помещен графит в виде кирпичной кладки. Промежутки кладки заполнены га­зом гелием для того, чтобы графит во время работы реактора не выгорал. В центральной части графитовой кладки размещены каналы, куда помещается ядерное горючее в виде ТВЭЛ-ов (тепловыводящих элементов). Последние представляют собой трубки из циркониево­го сплава, в которые помещены таблетки из окиси урана (UO2). ТВЭЛ-ы помещаются в виде сборок по 18 трубок в каждой сборке.

 

Рис. 5. Основные технологические этапы получения и использования

атомной энергии

Урановые стержни омываются теплоносителем – проточной во­дой или жидким натрием, циркулирующим по каналам (радиаторам). Теплоноситель передает тепло в парогенератор. Пар из парогенера­тора под высоким давлением поступает в турбину, которая связана с генератором тока. Отработанный пар собирается в конденсаторе и снова направляется в парогенератор.

Реактор размещается на бетонном основании и окружен для защиты от ядерных излучений метровым слоем воды и бетонной стеной толщиной 3 метра. Объем активной зоны реактора около 700 кубических метров.

В первом советском атомном реакторе находилось 550 кг окиси урана, содержание урана-235 в которой искусственно доведено до 5% (против 0,7% в природном уране).

Управление процессом деления происходит с помощью регули­рующих стержней, сделанных из материалов, хорошо поглощающих нейтроны (кадмий, бор). Когда такой стержень введен в активную зону реактора, цепной процесс деления замедляется, так как избы­ток нейтронов поглощается указанными элементами. При выдвига­нии стержня из реактора цепная реакция усиливается, вследствие увеличения количества действующих нейтронов.

При делении ядер урана образуются быстрые нейтроны. Боль­шинство же функционирующих в настоящее время атомных котлов работают на медленных нейтронах. Замедление нейтронов происхо­дит за счет графитовой кладки реактора.

На АЭС с водяным теплоносителем основной источник радиа­ции – это вода первого контура. Расход воды на охлаждение реак­тора достигает 70-90 м3/с, поэтому система охлаждения представ­ляет собой замкнутый цикл. Тем не менее периодически из системы реактора приходится отводить радиоактивные сточные воды и газы. Они предварительно направляются в систему очистки, где выдержи­ваются до распада короткоживущих радионуклидов, и только после этого выбрасываются в окружающую среду.

Основную дозу в выбро­сах составляют продукты деления ядерного горючего: радиоизото­пы йода, цезия, стронция, церия, циркония, марганца, железа, а так­же тритий и радиоактивные газы – радон, ксенон и криптон. Систе­ма очистки сточных вод такова, что в водоемы поступает вода с со­держанием радиоизотопов, не превышающим допустимый уровень для питьевой воды. При этом радиационное состояние воздушной и водной среды контролируется сетью постов службы дозиметрии. На этих постах производят также отбор проб почвы и растительности.

Рис. 6. Принципиальная схема атомной электростанции:

1 – ядерное горючее с замедлителем; 2 – аварийные стержни; 3 – регулирующие стержни;
4 – отражатель нейтронов; 5 – бетон­ная защита от радиации; 6 – теплоноситель;
7 – парогенератор; 8 – паровая турбина; 9 – генератор тока; 10 – конденсатор пара

Таким образом, при отсутствии аварий и хорошей радиацион­ной защите такое производство заметного влияния на окружающую среду не оказывает.

В настоящее время на российских атомных электростанциях применяются реакторы, работающие на медленных нейтронах (типа ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор и РБМК – реактор большой мощности канальный). Они предназначены лишь для получения электро­энергии и носят название тепловых. В качестве теплоносителя в них выступает вода.

АЭС на тепловых (медленных) нейтронах имеет недостаток – в них используется обогащенная урановая руда. Это не экономично, посколь­ку в данном случае ядерное топливо используется не полностью, так как сгорает только уран-235, которого в руде очень мало (около 0,7% от об­щего объема урана). Поэтому в новых реакторах типа БН в качестве бом­бардирующих частиц используются быстрые нейтроны (отсюда и назва­ние реактора), с помощью которых из урана-238 (составляющего основ­ную часть ядерного топлива) получают плутоний по следующей схеме:

1) + ® + g;

нейтрон гамма-квант

2) ® + ;

электрон

3) ® + .

электрон

Реакция идет довольно быстро, поскольку периоды полураспада промежуточных веществ небольшие (Тфиз. урана-239 = 23 мин, а нептуния-239 = 2,33 сут.). Это позволяет вовлечь в топливный цикл весь естес­твенный уран, а не только уран-235. На Белоярской АЭС в качестве тре­тьего блока служит крупнейший в мире реактор на быстрых нейтронах – БН-600. Его тепловая мощность 1470 МВт, а электрическая – 600 МВт.

В атомных реакторах на быстрых нейтронах можно получить еще один вид ядерного горючего – уран-233 при бомбардировке нейтронами природного тория-232:

1) + ® + g;

торий нейтрон торий гамма-квант

2) ® + ;

торий протактиний электрон

3) ® + .

протактиний уран электрон

В реакторах на быстрых нейтронах теплоносителем является жидкий натрий, который нагревается до температуры в несколько сотен градусов. В большинстве реакторов этот теплоноситель на­ходится под высоким давлением, что является потенциальной опас­ностью разгерметизации тепловой системы. Последнее неминуемо приведет к повышению температуры, саморазгону реактора и, в ко­нечном счете, – к аварии. Кроме того, жидкий натрий – взрывоопас­ный и пожароопасный материал.

Среди множества проблем, связанных с эксплуатацией атомных реакторов, одна из главных – проблема выемки отработанного ядерно­го топлива. По мере работы реактора масса ядерного горючего в нем уменьшается. Одновременно с этим растет количество осколков отде­ления ядер урана или плутония, которые начинают мешать нормально­му процессу цепной реакции, так как ядра осколков захватывают необ­ходимые для этого нейтроны. По мере «выгорания» ядерного топлива его необходимо заменять новым. Процедура выемки отработанного ядерного горючего из активной зоны реактора непростая. В отличие от безобидных материнских ядер урана и плутония, осколки деления сильно радиоактивны, так как преперпевают бета-распад, сопровождающийся мощным гамма-излучением.

По состоянию на 2002 год в России эксплуатируется 29 ядерных энергоблоков общей установленной мощностью 21,2 Гвт (табл. 17), в т. ч.:

водо-водяные (ВВЭР) – 13;

канальные (РБКМ-1) – 11;

водо-графитовые (ЭГП) – 4;

на быстрых нейтронах (БН-60) – 1.

В современный период достраиваются 5 энергоблоков:

водо-водяные (ВВЭР) – 4 (Ростовская, Калининская, Балаковская АЭС);

канальные (РБКМ-1) – 1 (Курская АЭС).

Несмотря на высокую настороженность общественности и правите­льства ряда стран (США, Швеция), атомная энергетика имеет устойчи­вую тенденцию к развитию: в 1984 году в мире насчитывалось 345 атомных энергоблоков, в 1986 году – 417, в 1988 году – 426, в 1994 году – около 500. В настоящее время 17% всей электроэнергии в мире вырабатывается на АЭС, а в ряде стран, таких как Бельгия и Франция, эта доля достигает 50-75%.

Работа АЭС требует добычи урановой руды, ее переработки в обога­щенное ураном-235 ядерное топливо, производства тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ-ов), переработки отработанного топлива для последу­ющего использования извлеченного делящегося материала, переработ­ки и захоронения образующихся радиоактивных отходов. Перечислен­ные стадии входят в так называемый ядерный топливный цикл. К ним добавляется также транспортировка радиоактивных материалов для обеспечения всех этих стадий.

Таблица 17 – Атомные электростанции России

Наименование атомных станций	Электрическая мощность, МВт	Количество и тип реактора
1. Действующие АЭС
1. Кольская АЭС	1760	2 ´ ВВЭР-440/230 2 ´ ВВЭР-440/213
2. Ленинградская АЭС	4000	4 ´ РБМК-1000**
3. Калининская АЭС	2000	2 ´ ВВЭР-1000
4. Смоленская АЭС	3000	3 ´ РБМК-1000
5. Курская АЭС	4000	4´ РБМК
6. Нововоронежская АЭС	1834	2 ´ ВВЭР-440/320* 1´ВВЭР-1000
7. Балаковская АЭС	3000	3 ´ ВВЭР-1000
8. Белоярская АЭС	600	1 ´ БН-600
9. Билибинская АЭС	48	4´ЭГП-6
10. Ростовская АЭС (2001 г.)	2000	2 ´ ВВЭР-100
Итого:	22242	´
2. Строящиеся, законсервированные и проектируемые АЭС
11. Южно-Уральская АЭС	2400	3 ´ БН-800
12. Воронежская АЭС	1000	2 ´ АСТ-500М
13. Томская АЭС	1000	2 ´ АСТ-500М
14. Хабаровская АЭС	1000	2 ´ АСТ-500М
15. Костромская АЭС	2400	4 ´ ВПБЭР-600
16. Дальневосточная АЭС	1200	2 ´ НП-500
17. Приморская АЭС	1200	2 ´ ВПБЭР-600
18. Блок на Ленинградской АЭС	630	1 ´ НП-500
19. Блоки на Кольской АЭС	1900	3 ´ НП-500
20. Блок на Калининской АЭС	1000	1 ´ ВВЭР-320
21. Блок на Курской АЭС	1000	1 ´ РБМК-1000
22. Блок на Белоярской АЭС	800	1 ´ БН-800
23. Блок на Балаковской АЭС	1000	1 ´ ВВЭР-1000
Итого:	17330	´
Всего:	37572	´

Примечания. ACT – атомная станция теплоснабжения; ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор; РБМК – реактор большой мощности канальный; БН – реак­тор на быстрых нейтронах; ЭГП – реактор энергетический графитовый паровой; ВПБЭР – водяной повышенной безопасности энергетический реактор;

* оба первого поколения;

** в том числе два реактора первого поколения.

При нормальной работе реакторов постоянно накапливаются ра­диоактивные отходы. Источником жидких отходов может быть вода или растворы, применяемые для охлаждения реактора, а также раство­ры, образующиеся при дезактивации оборудования и помещений. Кро­ме того, при работе реактора могут накапливаться и газообразные, и твердые радиоактивные вещества. Все эти отходы после концентриро­вания подвергаются захоронению в специальных могильниках, а вода, сливаемая в канализацию, – предварительной очистке в отстойниках и специальных очистных сооружениях.

Несмотря на то, что радиационная опасность эксплуатации объектов атомной энергетики существенно преувеличивается, благодаря разра­ботке всесторонней системы обеспечения радиационной безопасности атомная промышленность и энергетика во всем мире относятся к от­раслям деятельности человека с малой опасностью для жизни. Так, по данным НКДАР ООН, за период с 1945 по 1992 годы вклад ядерной энергетики в формирование коллективной эффективной дозы облучения населения всего земного шара составил 2,4 млн чел.-Зв, а дополнительный вклад тяжелых радиационных аварий – 0,6 млн чел.-Зв, то есть почти в 1100 раз меньше, чем вклад облучения от ис­точников естественного фона (табл. 18).

Таблица 18 – Коллективная эффективная доза облучения населения
за период с 1945 по 1992 годы

Источник облучения	Коллективная эффективная доза, млн чел.-Зв
Естественные источники	650
Медицинское облучение: – диагностика – терапевтические процедуры	90 75
Испытания ядерного оружия	30
Ядерная энергетика	2,4
Радиационные аварии	0,6
Профессиональное облучение	0,6

После 1992 года данные вследствие аварии на Чернобыльской АЭС несколько изменились, они представлены в таблице 19.

Таблица 19 – Эффективные эквивалентные дозы человека
от искусственных источников

Источники радиации	Среднемировые данные	Россия
мЗв/год	%	мЗв/год	%
Рентгенодиагностика	1,000	93,5	1,200	94
Радионуклидная диагностика	0,050	4,7	0,030	2,3
Испытание ядерного оружия	0,015	1,4	0,020	1,6
Ядерная энергетика	–	–	–	–
Последствия аварии в ЧАЭС	–	–	0,030	2,3
Профессиональное облучение	0,004	0,4	0,003	0,2
ИТОГО	1,069	100	1,283	100

Вопрос о широком использовании альтернативных источников ве­сьма спорный, поскольку одни источники не в состоянии обеспечить промышленность и транспорт достаточным количеством энергии (вет­ровые установки), другие – даже более опасны, нежели атомная энер­гетика (например, геотермальные воды всегда являются высокорадио­активными). С другой стороны, попытки заменить атомную энергетику старыми традиционными источниками (уголь, нефть, газ) приводят к необходимости добывать дополнительно только угля 630 млн тонн. Кроме того, выработка аналогичного количества энергии старыми методами приведет к дополнительному выбросу в атмосферу 2 млрд т диоксида углерода, 30 млн т оксида азота, 4 млн т летучей золы, 70 тыс. т альде­гидов и углеводородов, 12,2 тыс. т оксида углерода. Все это в течение 50-100 лет привело бы к повышению температуры воздуха на Земле на 3-8°С вследствие парникового эффекта, вызванного загрязнением ат­мосферы.