Атомные электростанции

Атмосфера

Рис.  Влияния АЭС на окружающую среду

     Обычно, когда говорят о радиационном загрязнении, имеют в виду гамма-излучение, легко улавливаемое счетчиками Гейгера и дозиметрами на их основе. В то же время есть немало бета-излучателей, которые плохо обнаруживаются  существующими массовыми приборами. Также как радиоактивный йод концентрируется в щитовидной железе, вызывая ее поражение, радиоизотопы инертных газов, в 70-е годы, считавшиеся абсолютно безвредными для всего живого, накапливаются в некоторых клеточных структурах растений (хлоропластах, митохондриях и клеточных мембранах). Одним из основных выбрасываемых инертных газов является криптон-85. Количество криптона-85 в атмосфере (в основном за счет работы АЭС) увеличивается на 5 % в год.

     Нельзя  не упомянуть и проблему другого  бета-излучателя, образующегося при всякой нормальной работе АЭС, трития, или радиоактивного водорода. Доказано, что он легко связывается с протоплазмой живых клеток и тысячекратно накапливается в пищевых цепочках. Кроме того, надо добавить загрязнение тритием грунтовых вод практически вокруг всех АЭС. Ничего хорошего от замещения части молекул воды в живых организмах тритием ждать не приходиться. Когда тритий распадается (период полураспада 12,3 года), он превращается в гелий и испускает сильное бета-излучение. Эта трансмутация особенно опасна для живых организмов, так как может поражать генетический аппарат клеток.

     Еще один радиоактивный изотоп, не улавливаемый никакими фильтрами и в больших  количествах производимый всякой АЭС – углерод-14. Есть основания предполагать, что накопление углерода-14 в атмосфере (в виде CO₂) ведет к резкому замедлению роста деревьев. Сейчас в составе атмосферы количество углерода-14 увеличено на 25% по сравнению с доатомной эрой.

     Но  главная опасность от работающих АЭС - загрязнение биосферы плутонием. На Земле было не более 50 кг этого сверхтоксичного элемента до начала его производства человеком в 1941 году. Сейчас глобальное загрязнение плутонием принимает катастрофические размеры: атомные реакторы мира произвели уже много сотен тонн плутония – количество более чем достаточное для смертельного отравления всех живущих на планете людей. Плутоний крайне летуч: стоит пронести образец через комнату, как допустимое содержание плутония в воздухе будет превышено. У него низкая температура плавления – всего 640 градусов по Цельсию. Он способен к самовозгоранию при наличии кислорода.

     При нормальной работе в окружающую среду  попадают лишь немногие ядра газообразных и летучих элементов типа криптона, ксенона, йода. Расчёты показывают, что даже при  увеличении мощностей атомной энергетики в 40 раз её вклад в глобальное радиоактивное загрязнение составит не более 1% от уровня естественной радиации на планете.

     На  электростанциях с кипящими реакторами (одноконтурными) большая часть радиоактивных летучих веществ выделяется из теплоносителя в конденсаторах турбин, откуда, вместе с газами радиолиза воды выбрасываются эжекторами в виде парогазовой смеси в специальные камеры, боксы или газгольдеры выдержки для первичной обработки или сжигания. Остальная часть газообразных изотопов выделяется при дезактивации растворов в баках выдержки.

     На  электростанциях с реакторами, охлаждаемыми водой под давлением, газообразные радиоактивные отходы выделяются в баках выдержки.

     Газообразные  и аэрозольные отходы из монтажных  пространств, боксов парогенераторов  и насосов, защитных кожухов оборудования, ёмкостей с жидкими отходами выводятся с помощью вентиляционных систем с соблюдением нормативов по выбросу радиоактивных веществ. Воздушные потоки из вентиляторов очищаются от большей части аэрозолей на тканевых, волокнистых, зерновых и керамических фильтрах. Перед выбросом в вентиляционную трубу воздух проходит через газовые отстойники, в которых происходит распад короткоживущих изотопов (азота, аргона, хлора и др.).

     Помимо  выбросов, связанных радиационным загрязнением, для АЭС, как и для ТЭС, характерны выбросы теплоты, влияющие на окружающую среду. Выделение тепла происходит также в атмосферу, для чего на АЭС используются т.н. градирни. Они выделяют 10-400 МДж/(м²·ч) энергии в атмосферу. Широкое применение мощных градирен выдвигает ряд новых проблем. Расход охлаждающей воды для типового блока АЭС мощностью 1100 МВт с испарительными градирнями составляет 120 тыс. т/ч (при температуре окружающей воды 14ºC). При нормальном солесодержании подпиточной воды за год выделяется около 13,5 тыс. т солей, выпадающих на поверхность окружающей территории. До настоящего времени нет достоверных данных о влиянии на окружающую среду этих факторов.

     На  АЭС предусматриваются меры для  полного исключения сброса сточных вод, загрязнённых радиоактивными веществами. В водоёмы разрешается отводить строго определённое количество очищенной воды с концентрацией радионуклидов, не превышающей уровень для питьевой воды. Действительно, систематические наблюдения за воздействием АЭС на водную среду при нормальной эксплуатации не обнаруживают существенных изменений естественного радиоактивного фона. Прочие отходы хранятся в ёмкостях в жидком виде или предварительно переводятся в твёрдое состояние, что повышает безопасность хранения.

3. Уничтожение опасных отходов

     Важной  особенностью возможного воздействия  АЭС на окружающую среду является необходимость демонтажа и захоронения  элементов оборудования, обладающих радиоактивностью, по окончании срока службы или по другим причинам. До настоящего времени такие операции производились лишь на нескольких экспериментальных установках.

     Особое  внимание следует уделять такому мероприятиям, как накопление, хранение, перевозка и захоронение токсичных и радиоактивных отходов. Радиоактивные отходы, являются не только продуктом деятельности АС но и отходами применения радионуклидов в медицине, промышленности, сельском хозяйстве и науке. Сбор, хранение, удаление и захоронение отходов, содержащих радиоактивные вещества, регламентируются следующими документами:

• СПОРО-85 Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами. Москва: Министерство здравоохранения СССР, 1986;
• Правила и нормы по радиационной безопасности в атомной энергетике. Том 1. Москва: Министерство здравоохранения СССР (290 страниц), 1989;
• ОСП 72/87 Основные санитарные правила.

   Для обезвреживания и захоронения радиоактивных  отходов была разработана система "Радон", состоящая из шестнадцати полигонов захоронения радиоактивных отходов. Руководствуясь Постановлением Правительства Российской Федерации №1149-г от 5.11.91г., Министерство атомной промышленности Российской Федерации в сотрудничестве с несколькими заинтересованными министерствами и учреждениями разработало проект государственной программы по обращению с радиоактивными отходами с целью создания региональных автоматизированных систем учета радиоактивных отходов, модернизации действующих средств хранения отходов и проектирования новых полигонов захоронения радиоактивных отходов.

   Выбор земельных участков для хранения, захоронения или уничтожения  отходов осуществляется органами местного самоуправления по согласованию с территориальными органами Минприроды и Госсанэпиднадзора.

   Вид тары для хранения отходов зависит от их класса опасности: от герметичных стальных баллонов для хранения особо опасных отходов до бумажных мешков для хранения менее опасных отходов. Для каждого типа накопителей промышленных отходов (т.е. хвосто- и шламохранилища, накопители производственных сточных вод, пруды-отстойники, накопители-испарители) определены требования по защите от загрязнения почвы, подземных и поверхностных вод, по снижению концентрации вредных веществ в воздухе и содержанию опасных веществ в накопителях в пределах или ниже ПДК.

   Строительство новых накопителей промышленных отходов допускается только в  том случае, когда представлены доказательства того, что не представляется возможным перейти на использование малоотходных или безотходных технологий или использовать отходы для каких-либо других целей.

     Захоронение радиоактивных отходов происходит на специальных полигонах. Такие полигоны должны находиться в большом удалении от населенных пунктов и крупных водоемов. Очень важным фактором защиты от распространения радиации является тара, в которой содержатся опасные отходы. Ее разгерметизация или повышенная проницаемость может способствовать отрицательное воздействие опасных отходов на экосистемы.

Ядерно-топливный  цикл

     Ядерный топливный цикл - это совокупность способов добычи и производства топлива для ядерных реакторов, подготовки его к использованию и утилизации. Термин "топливный цикл" указывает на тот факт, что отработавшее или облученное ядерное топливо (ОЯТ) после прохождения специальной переработки может использоваться повторно. Длительность ядерного топливного цикла, включая окончательное захоронение высокоактивных отходов, составляет от 50 до 100 лет.

Топливный цикл атомной энергетики можно разделить  на три стадии:

- Начальная  охватывает операции от добычи  урановой руды до поставки изготовленных тепловыделяющих сборок на площадку АЭС.

- Далее  следует стадия использования  топлива в реакторе для выработки  электроэнергии, включая временное хранение ОЯТ на площадке АЭС.

- Заключительная  стадия предполагает несколько  операций, от отправки облученного топлива в специальное хранилище или завод по переработке ОЯТ до захоронения высокоактивных остеклованных отходов после переработки.

     Сегодня в большинстве стран используется открытый ядерный топливный цикл. В отличие от него, замкнутый цикл вместо транспортирования к месту утилизации предполагает транспортирование облученных ТВС на радиохимические заводы, где происходит извлечение невыгоревшего урана. Годный для повторного использования уран составляет более 95% от его первоначальной массы. Затем он проходит те же стадии обработки, что и добытый в рудниках.

     Параллельно с этим происходит выделение и  утилизация радиоактивных изотопов различных химических элементов. Кроме  этого выделяются и радиоактивные отходы (их доля составляет менее 3% от имевшейся в свежем ядерном топливе массы урана). Они перерабатываются и размещаются в застывающую стеклянную массу, которая подвергается захоронению в специально оборудованных могильниках. Это заключительная стадия.

4. Обеспечение безопасности АЭС. Общие принципы обеспечения безопасности на АЭС.

    На  современных АЭС имеется четыре уровня барьеров на пути распространения ядерных материалов: сама топливная таблетка, металлическая оболочка тепловыделяющего элемента (твэла), корпус реактора (первый контур) и бетонная герметичная оболочка реакторного помещения (контейнмент), которая содержит все оборудование первого контура с радиоактивным теплоносителем: реактор, парогенераторы, трубопроводы первого контура и т.д. Конструкция контейнмента позволяет выдерживать все виды внешних воздействий: землетрясения, смерчи, ураганы, пыльные бури, воздушные ударные волны и даже падение самолета. Есть также система управления и защиты (СУЗ), которая способна управлять ядерной реакцией вплоть до ее полного прекращения. Кроме того, все станции оснащены несколькими поясами ограждений, контрольно-пропускными пунктами и прочими элементами защиты.

    Стоит отметить, что после аварии на Чернобыльской  АЭС на отечественных станциях была проведена огромная работа. По ее итогам на всех реакторах подобной конструкции был выполнен комплекс технических мероприятий по повышению уровня безопасности и надежности атомных станций. Даже само топливо для реакторов РБМК в целях безопасности было модернизировано. В целом общее количество сбоев в работе АЭС России незначительно и имеет постоянную тенденцию к снижению.

    Основным  принципом обеспечения безопасности ядерных объектов является оптимальное сочетание четырех направлений деятельности: юридического, организационного, кадрового и технического. Юридическое - заключается в разработке и совершенствовании ядерного законодательства, в котором вопросам безопасности эксплуатации объектов принадлежит главенствующая роль. Кадровое - предусматривает систему мер, исключающую найм на такие объекты психически неуравновешенных или профессионально непригодных сотрудников.

    Организационное - состоит в неукоснительном соблюдении действующих норм, правил и регламентов по безопасной эксплуатации ядерных объектов, а также совокупности инструктивных мер, предусматривающих комплекс необходимых действий при возникновении аварийных ситуаций. В обеспечение должного следования требованиям законодательства РФ в области использования атомной энергии, Конвенции о ядерной безопасности, рекомендациям Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), документам Международной консультативной группы по ядерной безопасности (INSAG) вкладываются значительные средства.