Глαβα 11 аэс и окружающая среда

Как любое другое промышленное предприятие атомная электростанция взаимодействует с окружающей средой. В процессе своей деятельности предприятие, потребляя определенные природные ресурсы, производит полезную для человека продукцию. Как правило, при этом, в процессе производства, образуются какие-то ненужные, или вредные отходы. Соотношение между тем полезным эффектом, который Производит предприятие, и тем вредом, который оно наносит человеку и окружающей природной среде, и должно являться решающим аргументом внедрения технического новшества в жизнь.

Рассмотрим с этой точки зрения атомную электростанцию. Какие природные ресурсы ей необходимы? Во-первых, все сооружения станции занимают определенную площадь, отчуждая эту территорию из природопользования. Во-вторых, станция для своей работы потребляет большое количество воды, необходимое для охлаждения конденсаторов турбин. Кроме того, АЭС необходимо ядерное топливо, которое производится в процессе длительного и также ресурсо-потребляющего процесса. Этот процесс обычно называется ядерно-топливный цикл. Таким образом, хотя и опосредованно, АЭС использует для своей работы и богатства подземных недр. Использование природных ресурсов — это один путь экологического взаимодействия, пока неизбежный для технического прогресса человека.

Другим следствием технического прогресса, также пока практически повсеместным, является тот факт, что любое производство образует отходы. АЭС, в этом случае, не исключение. Схема взаимодействия АЭС с окружающей средой приведена на рис. 11.1.

Как видно из рисунка, АЭС является источником поступления во внешнюю среду: радиоактивных веществ в виде газоаэрозольных выбросов, жидких сбросов итвердых отходов, источником тепловых сбросов, а также электромагнитного излучения.

Как отмечено ранее, определяющим фактором развития каких-либо технологий является соотношение "польза — вред", то есть выгода, польза для человечества должна быть выше того ущерба, который данное производство может причинить. Прошло 43 года с момента пуска первой АЭС. В 1996 году количество энергоблоков АЭС в мире составило 437, а общая установленная мощность достигла 344 512 МВт, доля АЭС в мировом производстве электроэнергии составила 17% [17]. Не так уж плохо, учитывая, какое количество противников у ядерной энергетики, большую стоимость энергоблоков и многое другое. Некоторые страны ушли далеко вперед от среднего уровня развития атомной энергетики. Например, по данным компании "Электрисите де Франс" в 1996 году 77% всей электроэнергии Франции вырабатывалось АЭС. В 1997 году был пущен в работу энергоблок Шуз Б-1 мощностью 1455 МВт, после чего общая установленная мощность АЭС Франции составила 59 795 МВт с общим количеством работающих реакторов 57. И хотя после аварии на Чернобыльской АЭС темпы развития ядерной энергетики в мире несколько снизились, ядерная энергетика остается одним из основных источников энергии для человечества.

Рис. 11.1. Схема экологического взаимодействия атомной электростанции с окружающей природной средой

АЭС, КАК ИСТОЧНИК РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ ВНЕШНЕЙ СРЕДЫ

Рассмотрим несколько подробнее образование радиоактивных отходов на атомной электростанции. Радиоактивные вещества образуются на АЭС в активной зоне реактора в результате ядерной реакции деления ядер ²³⁵U и ²³⁹Pu. Это главный источник образования радиоактивных веществ на АЭС. Кроме этого, они могут образовываться и в результате реакций активации потоком нейтронов различных материалов (конструкционных, продуктов коррозии), находящихся в активной зоне реактора при работе его на мощности.

Активность продуктов деления ядерного топлива чрезвычайно велика и становится тем больше, чем дольше работал реактор на мощности. Некоторое представление о количестве радионуклидов, образующихся в реакторе мощностью 1 ГВт (эл.) в течение года, может дать таблица 11.1

Большая часть образующихся радионуклидов имеет короткий период полураспада, поэтому после остановки реактора они достаточно быстро распадаются. Однако многие продукты деления имеют период полураспада от нескольких часов до десятков, сотен и более лет, что и обуславливает радиационную опасность ядерного реактора.

При нормальной эксплуатации АЭС накопленные в реакторе радиоактивные вещества практически не могут попасть в окружающую среду благодаря ряду защитных барьеров на пути их возможного выхода (см. рис. 11.2).

Рис. 11.2. Схема защитных барьеров на АЭС и пути поступления радионуклидов в окружающую среду.

Таблица 11.1

Продукты деления, образующиеся в реакторе

мощностью 1 ГВт (эл.) в течение 1 года работы.

(Активность - ТБк=10¹²Бк)

Радионуклид	Активность ТБк	%	Радионуклид	Активность ТБк	%
Ксенон-133	2046,1	8,19	Йод-132	1365,3	5,47
Барий-140	1912,9	7,66	Рутений- 103	1143,3	4,58
Лантан- 140	1912Д	7,66	Родий-103	1143,3	4,58
Цирконий-95	1820,4	7,29	Церий-144	987,9	3,96
Иттрий-91	1809,3	7,25	Празеодим- 144	987,9	3,96
Ниобий-95	1783, 4	7,14	Йод-131	932, 4_	3,73
Церий-141	1768,6	7,08	Неодим-147	806,6	3,23
Празеодим- 1 43	1676, 1	6,71	Стронций-90	52,91	0,21
Стронций-89	1413,4	5,66	Цезий-137	39,96	0,16
Теллур-132	1365.3	5,47	Цезий-136	1,924	0,01
Суммарная активность продуктов деления				24969,894	100

Первым защитным барьером является, собственно, сам способ приготовления топлива — спекание диоксида урана в таблетки топливной композиции. Спеченная топливная композиция представляет собой очень прочный, твердый материал, структура которого хорошо удерживает образующиеся продукты деления. Свыше 99,9% от общей их активности сосредоточено именно в топливных таблетках двуокиси урана работающего реактора.

Вторым защитным барьером на пути выхода радионуклидов является герметическая металлическая оболочка тепловыделяющего элемента (ТВЭЛ). Оболочка удерживает поступающие газообразные продукты деления, кроме того, при температурах свыше 1200⁰C, структура топливной композиции может изменяться и под оболочку ТВЭЛа могут поступать и другие продукты деления не только с поверхностного слоя топлива, но и из внутренних его слоев. В том случае, когда оболочка ТВЭЛа теряет герметичность, радионуклиды поступают в теплоноситель, циркулирующий через активную зону реактора по системе трубопроводов 1 контура. Процесс потери герметичности оболочки тепловыделяющего элемента можно разделить на две стадии. Первая, когда имеют место микротрещины и из под оболочки выходят только газообразные продукты деления, а величина выхода их зависит от температурных нагрузок. И вторая, когда дефект становится достаточно большим, чтобы обусловить .выход твердых веществ или собственно топливной композиции. На АЭС с реакторами канальной схемы системы контроля целостности этого барьера, так называемые системы КГО (контроль герметичности оболочек), обычно позволяют своевременно обнаружить возникновение микротрещины ТВЭЛа и выгрузить отдельную дефектную TBC (тепловыделяющую сборку). В результате не допускается значительное развитие дефекта и опасное повышение активности теплоносителя. На АЭС с корпусными реакторами (типа ВВЭР-1000) контроль осуществляется по содержанию продуктов деления в теплоносителе.

В соответствии с требованиями Общих положений обеспечения безопасности АЭС (ОПБ-88) допустимое количество ТВЭЛ, имеющих газовую неплотность, составляет 1%. Процент ТВЭЛ, имеющих дефекты, обуславливающие контакт топлива с теплоносителем, когда наблюдается выход твердых продуктов деления, не должен превышать 0,1%. В случае превышения указанных пределов реактор подлежит останову. Наблюдаемое на действующих АЭС содержание продуктов деления в теплоносителе обычно во много раз ниже допустимых значений. Так, например, на АЭС с ВВЭР — 440 удельная активность продуктов деления в воде первого контура в режиме нормальной эксплуатации составляет:

• Инертные радиоактивные газы — 5^.10⁴ — 1^.10⁶ (¹³³Xe — 1^.10⁶, ¹³⁵Xe — 2,5^.10⁶, ^85mКr - 5^.10⁴, ⁸⁸Kr — 5^.10⁴) Бк/м³

• Изотопы йода — 1,5^.10⁴ — 2^.10⁵ (¹³¹I — 1,5^.10⁴, ¹³³I — 1^.10⁵,¹³⁵I — 2^.10⁺⁵)Бк/м³

На АЭС с РБМК — 1000 характерные значения некоторых продуктов деления представлены в таблице:

Таблица 11.2.