6.3. Вплив аес на навколишнє середовище при безаварійній експлуатації

Основною особливістю взаємодії АЕС з навколишнім середовищем є наявність ядерного реактора - апарату, в якому підтримується регульована ланцюгова реакція ділення ядер урану, торію, плутонію і перетворення на теплоту енергії, що звільняється при цій реакції. Основний вид ядерних реакцій. що протікають в реакторі - реакції ділення ядер нейтронами.

6.3.1. Фізика ядерного реактора

При розпаді ядра атома утворюються уламки ділення, - випромінювання, нейтрино, вилітають декілька електронів з енергією близько 2 МеВ. Ланцюгова реакція продовжуватиметься, якщо хоч би один з цих нейтронів, поглинувшись новим ядром, викличе його ділення і появу нейтронів наступного покоління.

Відношення числа нейтронів, що беруть участь в деякій стадії реакції, до нейтронів попереднього покоління на тій же стадії називають коефіцієнтом розмноження К. Звичайно використовується інший показник - реактивність =(К-1)/К. Ці величини визначають динаміку процесу.: при К=1 або =0 реакція йде з постійною швидкістю; при К<1, <0 загасає; при К>1, >0 - прискорюється. Стаціонарної реакції добитися непросто. Вилетівши з ядра, що розкололося, нейтрон може піти за межі активної зони реактора. Тому реактор роблять достатньо великим, а активну зону оточують відбивачем - речовиною, ядра якої не вступають в реакції з нейтронами. Нейтрон може бути також захоплений ядром домішки або конструкційного матеріалу. Якщо цього не відбувається, то частку нейтронів поглине ядро одного з ізотопів - ²³⁵U чи ²³⁸U. При поглинанні швидких нейтронів в ²³⁸U ділення відбувається в 5 випадках з 100, а в 95 утворюється ²³⁹U, а нейтрон випадає з ланцюга розмноження. Ядро ²³⁵u розколеться в 85 випадках, і лише 15 нейтронів підуть на утворення ²³⁶U. У природних рудах зміст ²³⁵U усього 0,7%, а ймовірність захоплення нейтрона важчим ізотопом набагато вища, ніж легким. Тому в природному урані ланцюгова самопід-тримувана реакція не відбувається.

Якщо нейтрон не захоплюється ураном відразу, він, блукаючи усередині активної зони, стикаючись з різними ядрами, втрачає швидкість. Його енергія падає до 0,025 МеВ - середній енергії теплового руху і більш не міняється. Такі теплові нейтрони не здатні викликати ділення ²³⁸u, але приводять до ділення ²³⁵u, причому захоплюються легким ізотопом набагато частіше, ніж важким. Уповільнюючись при зіткненнях, нейтрони проходять через область проміжних енергій, в яких ймовірність захоплення важким ізотопом максимальна. Тому для забезпечення перетворення більшості швидких нейтронів в теплові використовують сповільнювач - речовину, при русі в якій нейтрони не захоплюються, але швидко втрачають енергію. Уран поміщають в сповільнювач невеликими порціями на деякій відстані один від одного.

Ланцюговим процесом в реакторах управляють за допомогою стрижнів з речовини, що добре поглинає нейтрони (зазвичай кадмію або бору). Вводячи ці стрижні в активну зону, можна уповільнити розмноження і «пригасити» реакцію, витягуючи стрижні можна активізувати її.

У міру вигорання палива зменшується кількість здібних до ділення ядер і зростає кількість уламків ділення. Коефіцієнт розмноження зменшується. Тому на початку, при надлишку ізотопів, що діляться, реактор працює із зануреними стрижнями, а у міру вигорання палива вони висуваються назовні. У реакторі паливо не лише вигоряє, але і утворюється знов: ізотоп ²³⁹U перетворюється на ²³⁹Nр, а той в плутоній. Але в реакторах на теплових нейтронах плутонію утворюється менше, ніж вигоряє урану. Речовина стрижнів також поступово перероджується і ефективність стрижнів знижується, оскільки будь-яке його ядро, поглинувши нейтрон, надалі втрачає таку здатність. Із-за вигорання поглинача коефіцієнт розмноження може рости.

Поступово міняється матеріал активної зони - сповільнювача, конструкцій, елементів вимірювальних систем і системи охолоджування. Дуже важливим є процес отруєння реактора. При діленні урану в одному з 15 випадків серед інших осколків утворюється теллур-135, який швидко перетворюється на ¹³⁵J, а той на ¹³⁵Xe, ймовірність захоплення ядром якого нейтрона в мільйон разів вище, ніж ядром ²³⁸U. Тому накопичення ксенону веде до загасання ланцюгової реакції. Якщо реактор працює з постійною потужністю, отруєння не відбувається: встановлюється рівновага між утворенням ксенону і його зникненням за рахунок вигорання при захопленні нейтронів. Якщо потужність реактора по якихось причинах різко падає, нейтронні потоки в нім зменшуються, вигорання ксенону сповільнюється, а оскільки накопичуваний ¹³⁵J продовжує перетворюватися на ксенон, отруєння наростає. При посиленні ланцюгової реакції ксенон вигоряє, і після цього моменту коефіцієнт розмноження (реактивність) значно збільшується. Цей процес порівнянний з коливаннями вантажу на пружині, який при русі опори вгору спочатку відстає від неї, а потім підскакує несподівано високо. Таким чином, короткочасне падіння потужності, при якому реактор потрапляє до так званої «йодної ями», сильно утрудняє управління блоком.

Проте ще важливіші для управління реактором швидкі процеси, здатні змінити реактивність за секунди. Серед вторинних нейтронів розрізняють миттєві, такі, що вилітають з ядра, що розкололося, відразу після захоплення первинних, і такі, що запізнюються, виліт яких затримується на декілька секунд. Завдяки запізнілим нейтронам, частка яких для ²³⁵U складає =0,0065, реакцію можна змусити розвиватися досить повільно. Для цього необхідно, щоб виконувалася умова К1,0065. Тоді величина К на одних миттєвих нейтронах завжди буде менше 1, і небезпечно швидке наростання потужності виключено.

Зміну потужності реакції викликає зміна К и . Результат спільної зміни потужності і реактивності представляють у вигляді потужностного коефіцієнту реактивності. Якщо цей показник негативний, то випадкове посилення ланцюгової реакції приведе до падіння реактивності і система сама повернеться до колишнього стану. Якщо потужностний коефіцієнт позитивний, система виявляється не саморегульованою, а такою, що саморозганяється. Швидким опусканням стрижнів поглиначів в принципі можна припиняти саморазгін, проте такі ядерні установки не будують.

Майже вся теплова енергія ядерної реакції передається в активній зоні теплоносію. Залежно від типа реактора (див. табл.6.7.) і схеми електростанції теплоносій може бути робочим тілом термодинамічного циклу (у одноконтурних схемах АЕС), передавати теплоту в парогенераторі (у двоконтурних схемах АЕС) або в проміжному теплообміннику (у трьохконтурних схемах АЕС).

Отримання теплової енергії залежить від організації процесів в активній зоні і паливного циклу (ступені збагачення урану по ізотопу ²³⁵U). У реакторах на теплових нейтронах розрахункове виділення енергії - вигорання ядерного палива складає 15000 - 40000 МВт·годин·діб/т урану. Сприятливіші можливості використання ядерного палива мають реактори на теплових нейтронах з використанням як сповільнювача важкої води, а також високотемпературні газоохолоджувані реактори. Кращі показники використання енергії ядерного палива мають реактори-розмножувачі на швидких нейтронах (таблиця. 6.8) Головна потенційна небезпека для навколишнього середовища пов'язана з накопиченням в ядерному пальному, у міру його використання, трансуранових елементів- плутонію, америцію, кюрію. Плутоній присутній в паливному циклі як побічний продукт виробництва енергії на АЕС і може бути використаний як початкове паливо. Проте при цьому кількість плутонію в циклі різко зросте і він буде присутній на всіх стадіях циклу, що створює додаткові проблеми в забезпеченні безпеки при зберіганні, транспортування і похованні відходів. Плутоній високо радіотоксичний. Це пов'язано з особливостями його накопичення у внутрішніх органах при вдиханні або проковтуванні. Плутоній, вироблений атомною енергетикою, є безпрецедентною кількістю отруйливої речовини, яка коли-небудь вироблялася людиною. Лише декілька кілограмів розсіяного в атмосфері ²³⁹Рu існувало в природі до 1939 року, коли його вперше отримали в ядерному реакторі.

Плутоній не був залучений в метаболізм живих істот. Після 1941 року плутоній почали виробляти тонами. В результаті випробувань ядерної зброї в атмосфері було розповсюджено близько 10 тонн цієї речовини. У вигляді відпрацьованого палива на планеті сьогодні накопичено близько 1240 тон плутонію і близько 250 т збройового плутонію. Цієї кількості вистачить для знищення всього населення Землі без ядерних вибухів, оскільки плутоній - одна з найбільш небезпечних радіоактивних речовин, надзвичайно небезпечний канцероген і мутаген. Аерозольний плутоній може переноситися на великі відстані, забруднюючи при цьому великі території. Він накопичується в поверхневих шарах ґрунту, а виявлення його украй важко. Навіть невеликі кількості плутонію в організмі людини викликають злоякісні новоутворення і генетичні зміни. Допустимі для живого дози плутонію вимірюються в нанограмах.

В процесі протікання ланцюгової реакції відбувається вироблення продуктів ділення, унаслідок чого утворюються газоподібні, рідкі і тверді радіоактивні відходи. За відсутності пошкодження тепловиділяючих елементів велика частка продуктів ділення утримується усередині їх оболонок.

Таблиця 6.7 - Основні характеристики реакторів АЕС

Характеристика	Тип реактору
	PWR	BWR	AGR	HTR	FBR (Na)	FBR (He)
Потужність, МВт	1300	1300	600	1200	1000	1000
Паливо	UO2	UO2	UO2	UO2-ThO2	PuO2-UO2	PuO2-UO2
Маса, т	102	147	120	39	19	28
Вигорання, МВтдоб./т	31500	27500	18000	98000	67000	73000
Енергонапруженість, МВт/т	37	25	13	77	116	93
Щільність енерговиділення, МВТ/м3	93	56	27	84	380	259
Коефіцієнт відтворення	0,6	0,7	0,5	0,65	1,2	1,39
Теплоносій Тиск теплоносія, МПа	H2O 15,5	H2O 7,0	CO2 3,92	He 4,7	Na 0,2	He 11,2
Температура теплоносія, С	330	286	648	778	615	568
Параметри пари: Тиск, МПа Температура, С	6,65 284	6,6 281	16 538	16,5 510	16,6 538	17,6 510
ККД блока нетто, %	33	34	42	41	42	41

* PWR – реактор, який охолоджується водою під тиском; BWR – реактор корпусний киплячий; AGR – реактор вдосконалений газоохолоджуваний; HTR – реактор високотемпературний з гелієвим охолоджуванням; FBR – реактор-розмножувач на швидких нейтронах.

Таблиця 6.8 - Споживання урану різними реакторами потужністю 1000 Мвт при коефіцієнті використання 0,8

Показник	ЛВР	HWR	AGR	HTR	FBR
Початкове завантаження урану,т	558	131	544	153	640
Витрати природного урану, т/рік	125	89	136	127	155
Виробництво плутонію, кг/рік	215	320	170	113	600
Повні витрати урану за 30 років	4178	2711	4480	3850	700

У реакторах утворюється також наведена радіоактивність. Основними продуктами активації є радіоактивні ізотопи азоту, аргону, фтору, хлору, натрію, калію, марганцю, кобальту, заліза, міді, цинку. В результаті реакції нейтронів з важкою водою (у важководних і легководних реакторах) утворюється тритій. У реакторах з газовим охолоджуванням утворюються радіоактивні ізотопи ¹⁶n, ¹⁴c, ⁴¹ar. Речовини з наведеною активністю можуть знаходиться як усередовищані так і поза Твелами і корпусами реакторів. Радіоактивні речовини, що знаходяться поза Твелами, утворюють газоподібні, рідкі і тверді відходи АЭС.

У газоподібних відходах після очищення і фільтрації залишається частка ізотопів в паровій фазі (¹²⁹J, ¹³¹J), інертні гази (⁸⁵Kr, ¹³³Xe, ¹³⁵Xe) осколкового походження і гази наведеної радіоактивності (⁴¹Ar и др.). Радіоактивні аерозолі також мають осколкове або наведене походження. Найбільш небезпечні аерозолі високої активності – ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs, ¹³¹J, ¹⁴⁴Ce.

Аерозольні частки, вдихувані з повітрям, осідають на внутрішній поверхні органів дихання, потім проникають в кров і розносяться по організму. Радіонукліди селективно концентруються в критичних органах. Радіоактивні аерозолі, які викидаються через висотні вентиляційні труби АЕС та потрапляють в повітря, осідають на траву, листя, включаються в харчові ланцюги і можуть опинитися в організмі людини. Небезпека внутрішнього опромінення полягає в тривалості дії довгоживучих радіоактивних ізотопів, оскільки у багатьох з них період напіввиведення з організму людини є достатньо великим.

До рідких радіоактивних відходів АЕС відноситься вода від протечек радіоактивних контурів, вода від дезактивації і обмивання устаткування і приміщень, стоки санітарних шлюзів, спецпралень, санпропускників, шлами з ємкостей, кубові залишки випарних апаратів.

Нормами проектування АЕС відповідно до санітарних правил передбачається створення на АЕС спеціальних систем по знешкодженню і видаленню радіоактивних відходів. Газоподібні відходи після очищення і фільтрації розповсюджуються в атмосфері через вентиляційні труби з дотриманням нормативів по викиду радіоактивних речовин [19]. Рідкі відходи очищуються, фільтруються, розбавляються або концентруються і зберігаються в ємкостях в рідкому вигляді або заздалегідь отверджуються, що підвищує надійність і безпеку зберігання. В більшості випадків передбачається зберігання засклених високоактивних відходів протягом 30 - 50 років при повітряному або водяному охолоджуванні в контейнерах з неіржавіючої сталі. Контейнери розміщуються в геологічних формаціях або в поверхневих сховищах у вигляді бетонованих колодязів з об'ємною щільністю теплового потоку до 50 квт/м3.