Введение в экологическую химию - Скурлатов Ю.И.
NBSN 5-06-002593-4
Скачать (прямая ссылка):
1.5.3. Атомные жтщкютшщм.
В реакторе атомной электростанции (АЭС) тепловая энергия выделяется за счет высвобождения энергии связи нейтронов и протонов при делении ядер урана-235 под воздействием нейтронов. Если при химическом сжигании 1 г угля выделяется 7 ккал теплоты, то при "сжигании" 1 г ядерного топлива — 20 млн.ккал, т.е. почти в 3-Ю6 раз больше. Для агрегата ТЭС мощностью 1 млн.кВт ежесуточно требуется около 10 тыс.т угля, а в течение трех лет — 300 тыс. вагонов угля. А для АЭС той же мощности за три года (продолжительность непрерывной работы реактора АЭС без смены "горючего") потребуется всего 80 т ядерного топлива — 2 вагона. Вследствие этого установка
41
АЭС возможна в любом месте, где имеется достаточно много воды для охлаждения реактора, где нет серьезной сейсмической опасности, отсутствует осаждение грунта и нет угрозы разрушения здания АЭС в результате каких-либо внешних причин.
В тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах) находится ядерное горючее, содержащее обычно около 2% урана-235, 97% урана-238 и небольшую долю урана-234. Уран-235 — единственное природное вещество, способное самостоятельно поддерживать цепную реакцию деления ядер. Захватывая нейтрон, уран-235 превращается в крайне неустойчивый уран-236, который расщепляется на 2—3 осколка более легких элементов (бром, иод, криптон, барий и др.). Образующийся "дефект массы" вызывает выделение большого количества энергии и рождение новых двух-трех нейтронов, обеспечивающих дальнейшее протекание ядерной реакции. Эти новые нейтроны обладают огромной скоростью (около 20 ООО км/с) и начальной энергией в несколько миллионов электрон-вольт (1 эВ = 1,59«Ю-19 Вт/с = 1,59-10"12 эрг). Захват нейтронов ядрами урана-235 эффективен, если движение нейтронов в реакторе замедлить до ~ 2 км/с. При этом появляется возможность управлять цепной реакцией в реакторе. Замедление "быстрых" нейтронов происходит с помощью тяжелой воды или графита.
Часть нейтронов захватывается ядрами неделящегося урана-238, который составляет основную начинку ТВЭЛов. При этом появляется новое ядерное "горючее" — плутоний-239, который в природе не встречается из-за относительно малого времени полураспада (25 тыс .лет). Плутоний-239 является более эффективным ядерным "горючим", чем уран-235, и используется для создания ядерного оружия.
Вместо урана-238 может использоваться также торий-232. В этом случае конечным продуктом является делящийся изотоп урана (уран-233).
Через 3 года эксплуатации отработанные ТВЭЛы вынимают из реактора и около трех лет выдерживают на АЭС в специальных бассейнах. За это время полностью распадаются накопившиеся в ТВЭЛах радиоактивные продукты (радионуклиды) с малым периодом полураспада. После выдерживания из тепловыделяющих стержней выделяют плутоний-239, а отходы готовят к захоронению.
В процессе деления ядер урана-235 и получения целого ряда трансурановых элементов при воздействии нейтронов на ядра урана-238 в активной зоне работающего атомного реактора образуются различные радиоактивные продукты деления, в том числе газообразные и аэрозольные. Радиоактивные газы и аэрозоли очищают и затем выбрасывают в атмосферу.
Захоронению подлежат радиоактивные отходы ядерного реактора,
42
а также сами реакторы, срок службы которых составляет 30—40 лет. Типичная АЭС мощностью 1 млн.кВт за год подготавливает для захоронения не более 2 м3 радиоактивных отходов. Общее количество отходов, образуемых на всех АЭС бывшего СССР, составляет ежегодно всего около 30 т.
Гораздо большую проблему представляет захоронение различных радиоактивных веществ, накопившихся в ходе многолетней наработки плутония для ядерного оружия. Этих отходов в сотни раз больше, чем при производстве ядерного топлива для всех АЭС.
Несмотря на потенциальную опасность загрязнения окружающей среды радиоактивными отходами, атомная энергетика рассматривается как наиболее реальная альтернатива для электроэнергетики на органическом топливе.
К концу 1988 г. в 26 странах мира эксплуатировалось 429 энергетических атомных реакторов суммарной мощностью 311 млн .кВт, строилось еще 105 реакторов общей мощностью 85 млн.кВт (табл. 8).
Таблица 8. Состояние атомной энергетики в ведущих странах в 1988 г. *
Действующие Строящиеся Выработка Доля АЭС в
АЭС АЭС электро- энергообеспе-
Страна энергии, чении стра-
число мощ- число мощ- млрд.кВт'Ч ны, %
реакто- ность, реакто- ность,
ров млн.кВт ров млн.кВт
США 108 95,3 7 7,7 523.0 19,6
Великобритания 40 11,9 2 1,8 46,8 18,7
ФРГ 23 21,5 1 1,5 145,3 34
Бельгия 7 5,5 - ¦ - 59,7 65,5
Япония 36 26,9 14 12,3 ? 23
Франция 55 52,6 9 12,2 260,2 69,9
Канада 18 12,2 4 3,5 ? 16
* Ч а л ы й Г.В. Энергетика и экология, 1991.
К концу 1989 г. в мире в эксплуатации находилось уже 434 ядерных энергоблоков, суммарная установленная мощность АЭС возросла на 7 млн.кВт.
На территории бывшего Союза по состоянию на 1.01.90 г. на 15 АЭС эксплуатировалось 46 энергоблоков общей установленной мощностью около 37 млн.кВт.
43
На конец января 1991 г. приостановлены, законсервированы или перепрофилированы пусковые стройки Ростовской, Крымской, Татарской, Башкирской АЭС, а также отдельные энергоблоки на Смоленской, Хмельницкой, Запорожской, Калининской и других АЭС. Прекращено проектирование и строительство 60 АЭС общей мощностью 160 млн.кВт.
