Чернобыльская АЭС расположена в 18 км от районного центра (г.Чернобыль) и в 150 км от г.Киева. В 4 км от АЭС построен город атомщиков. Его назвали Припятью по имени реки, которая, причудливо извиваясь, соединяет белорусское и украинское Полесье и несет свои воды в Днепр. А своим появлением город обязан сооружению здесь АЭС.
Начальные страницы летописи трудовой биографии Припяти написаны 4 февраля 1970 года, когда был забит строителями первый колышек и вынут первый ковш земли. Средний возраст жителей города составлял двадцать шесть лет. Ежегодно здесь рождалось более тысячи детей. Только в Припяти можно было увидеть парад колясок, когда вечерами мамы и папы гуляли со своими малышами...
Припять уверенно шагала в будущее. Ее промышленные предприятия продолжали наращивать производственные мощности. В ближайшие годы планировалась постройка энергетического техникума и еще одной средней школы, Дворца пионеров, молодежного клуба, торгового центра, крытого рынка, гостиницы, новых зданий авто- и железнодорожного вокзалов, стоматологической поликлиники, кинотеатра с двумя кинозалами, магазина «Детский мир», универсама и других объектов. По генеральному плану в Припяти предполагалось иметь до восьмидесяти тысяч жителей. Вот так люди жили, вот такие были планы. Общая численность населения в 30-километровой зоне вокруг АЭС была свыше 100 тыс.чел. (средняя плотность населения - 70 чел./км2). Около 50 тыс. проживало в г.Припяти, более 12 тыс. в г.Чернобыле. Обслуживающий персонал АЭС насчитывал около 6,5 тыс. чел. Сеть дорог слабо развита (7 км дорог на 10 км2 площади района). К г.Припяти подходили дороги с трех направлений.
Рельеф представляет собой пологохолмистую равнину с обширными массивами лесов и болот, расчлененную речными долинами. Грунты песчаные, супесчаные, в поймах рек — торфяные, в сухом состоянии пылят. Толщина плодородного слоя - 10-15 см.
Гидрографическая обстановка определяется наличием крупных водных бассейнов: р.Днепр, р.Припять, Киевское водохранилище. Небольшие реки имеют низкие берега и заболоченные поймы. Водоносный горизонт, который используется для хозяйственного и питьевого водоснабжения, находится на глубине 10-15 м относительно уровня р.Припять.
Преобладающие ветры - западные и северо-западные, их скорость 3-5 м/с. На 26 апреля 1986 года имели место аномальные явления: господствовали слабые восточные и южные ветры (направление 100-180 градусов на высоте 0-6 км). За первые 7-10 суток с момента аварии направление ветра неоднократно менялось: 26 апреля - ветер восточный, 26-27 апреля - юго-восточный, 28-29 апреля - юго-западный, 29-30 апреля - северо-западный и северный. Такое изменение ветра и обусловило формирование радиационной обстановки.
Города и поселки (за исключением г.Припяти) имеют плотную, средневысокую застройку, дома кирпичные, деревянные и глинобитные. Основным источником водоснабжения в городах являлся водопровод, в сельской местности - шахтные колодцы.
Строительство АЭС велось в три очереди. Каждая по два энергоблока, имевшие общие системы спецводоочистки и вспомогательные сооружения (хранилища жидких и твердых радиоактивных отходов, распределительные устройства, газовое хозяйство, резервные дизель-генераторные электростанции, гидротехнические и другие сооружения). Источником технического водоснабжения первых четырех энергоблоков являлся прудоохладитель площадью 22 км2. К 1986 году в эксплуатации находились 4 энергоблока первой и второй очереди. В 1,5 км к юго-востоку от главного корпуса велось строительство двух энергоблоков третьей очереди.
3-й и 4-й энергоблоки - второе поколение атомных станций этого типа и, в отличие от 1-го и 2-го энергоблоков, они располагались не отдельно, а в одном здании, т.е. разделялись друг от друга только внутренними стенами и служебными помещениями. 5-й и 6-й энергоблоки планировалось ввести в 1986 и 1988 годах соответственно.
Реактор 4-го блока являлся серийным, типа РБМК-1000 (реактор большой мощности, канальный). Это реактор на тепловых нейтронах, замедлителем в котором служит графит. Реактор размещался в наземной бетонной шахте размером 21,6 х 21,6 х 25,6 м, которая являлась средством биологической защиты. Графитовая кладка была заключена в цилиндрический корпус толщиной 30 мм. Реактор опирался на бетонное основание, под которым располагался бассейн-барботер системы локализации аварии.
В качестве ядерного топлива использовалась слабообогащенная по урану-235 двуокись урана. Стационарная загрузка топлива в один реактор составляла свыше 190 тонн. Каждая тонна ядерного топлива содержала примерно 20 кг ядерного горючего (урана-235). Ядерное топливо было загружено в реактор в виде тугоплавких таблеток, помещенных в трубках из циркониевого сплава - ТВЭлах (тепловыделяющих элементах).
ТВЭлы размещались в активной зоне в виде тепловыделяющих сборок (ТВС), объединяющих по 18 ТВЭлов. Эти сборки (около 1700 штук) помещались в специальные вертикальные технологические каналы в графитовой кладке. По этим же каналам циркулировал теплоноситель (вода), которая в результате теплового воздействия от происходящей в реакторе цепной реакции доводилась до кипения. Пар через специальные коммуникации подавался на турбину, которая вырабатывала электрическую энергию. По мере выгорания топлива кассеты с ТВЭлами заменялись в ходе работы реактора без понижения его мощности. К моменту аварии активная зона реактора 4-го энергоблока содержала 1659 кассет с ТВЭлами, 75% которых проработали 600 эффективных суток. Общая активность приближалась к предельной величине и составляла 1500 МКи.
Кругооборот воды в реакторе осуществлялся шестью работающими и двумя резервными главными циркуляционными насосами (ГЦН). В цилиндре активной зоны имелись сквозные отверстия (трубы), в которых размещалось 211 стержней регулирования из бористой стали или карбида бора, поглощающих нейтроны, а также регулирующих изменение скорости нейтронного потока. По мере извлечения стержней из активной зоны (поднятия вверх)начиналась цепная реакция и нарастание мощности реактора (чем выше извлечены стержни, тем больше мощность). Однако в любом случае количество опущенных в активную зону стержней должно быть не менее 28-30 (после Чернобыльской аварии установлено, что в нижнем положении должно находиться не менее 70 стержней) для того, чтобы способность реактора к разгону не превысила возможность поглощающих стержней при необходимости заглушить реактор. Эти 28-30 стержней (в настоящее время - 70) составляли так называемый оперативный запас реактивности. В момент аварии в крайнем верхнем положении находились 205 стержней (по свидетельству старшего инженера управления реактором - 193), т.е. внизу оставалось только 6 стержней (или 18), что являлось грубейшим нарушением регламента эксплуатации.
Реактор имел также противоаварийные системы. Прежде всего это система управления и защиты реактора (СУЗ). Она обеспечивала пуск, автоматическое и ручное регулирование мощности, плановую и аварийную остановку реактора. Аварийная остановка осуществлялась по сигналам аварийной защиты (АЗ) или при нажатии специальной кнопки.
Аварийная защита должна срабатывать при превышении заданных уровней и скорости нарастания нейтронного потока, при отказах в работе оборудования, а также при превышении значений технологических параметров. По сигналу АЗ в активную зону автоматически должны быть введены все стержни СУЗ, чтобы заглушить реактор.В случае разрыва труб контура многократной принудительной циркуляции, по которому протекает теплоноситель, должна включаться система аварийного охлаждения реактора (СА-ОР) и в течение 45 секунд подавать воду из гидроемкостей в технологические каналы до постоянной подачи воды от специальных насосов.
Причиной аварии явился ряд допущенных работниками электростанции грубых нарушений правил эксплуатации реакторных установок. Накануне вывода четвертого энергоблока на плановый ремонт в ночное время проводились эксперименты, связанные с исследованием режимов работы турбогенераторов. При этом руководители и специалисты АЭС должным образом не подготовились к предстоящей работе, не согласовали эксперименты с соответствующими организациями, хотя это требовалось сделать. Во время работ не обеспечивался должный контроль и не были приняты необходимые меры безопасности. Произошло внезапное нарастание мощности реактора, что привело к резкому повышению температуры и давления в его активной зоне и контуре теплоносителя и к последующему взрыву реактора с разрушением реакторного здания.
Аварийная защита реактора в этих условиях должна была автоматически сработать от любого из ряда аварийных сигналов и предотвратить нарастание реакции деления ядерного горючего. Но она, увы, была отключена.
Взрывом выбросило часть разогретых до высоких температур технологических каналов и графитовой кладки, которые упали на кровлю блоков, помещений вспомогательных служб реакторного отделения и машинного зала. Разрушение маслопроводов и короткое замыкание электрокабелей способствовали возникновению многочисленных очагов пожаров. Особую опасность огонь представлял на кровле машинного зала, так как это могло повлечь его распространение на остальные энергоблоки. Словом, реактор перестал существовать как управляемая система и превратился в непрерывно действующий источник выброса в атмосферу радиоактивных веществ. Цепная реакция деления сразу после взрыва прекратилась. Расплавились тепловыделяющие сборки и все элементы активной зоны. Образовался многокомпозиционный расплав делящегося материала и конструкционных материалов с температурой около 1000°С. Такая температура расплава и его значительная масса обусловили непрерывное испарение и возгонку с его поверхности большого количества радиоактивных веществ. По мере остывания расплава их выброс в атмосферу должен был уменьшаться и прекратиться полностью с переходом расплава в твердое состояние. Однако попытки прекратить или локализовать эти выбросы путем засыпки реактора различными материалами не дали положительных результатов. Лишь снизилась к середине мая их активность и частота. В итоге реактор превратился в «саморегулирующуюся» систему с циклическим характером таких выбросов.
Через проломы в реакторном здании (особенно в северном и западном направлениях) на территорию станции было выброшено большое количество радиоактивных обломков. В активной зоне четвертого энергоблока содержалось 200 т урана, в том числе около трех тонн изотопа уран-235. По оценке специалистов, после взрыва в активной зоне осталось около 10 процентов топлива.
Уровни радиации в завале, получившемся рядом с энергоблоком, достигали более 2000 Р/ч, на высоте 200 м над реактором -до 340 Р/ч, а отдельные его обломки, разлетевшиеся на расстояние до 100 м, излучали около 600-700 Р/ч. В дальнейшем на территории станции они значительно уменьшались главным образом за счет дезактивации (сбор и захоронение обломков, сгребание отвалов у здания, бетонирование промплощадки), а также уменьшения выбросов из реактора и радиоактивного распада.
Выброшенная в атмосферу парогазовая смесь вследствие высокой кинетической энергии достигла высоты 1,5 км и распространилась по направлению ветра. Состав радионуклидов в образовавшемся облаке в целом соответствовал составу топлива реактора, отличаясь от него лишь повышенным содержанием йода и теллура.
Радиоактивное заражение местности характеризовалось неравномерностью плотности загрязнения по различным направлениям от станции, его сложным изотопным составом, включающим практически все, в том числе наиболее опасные - радионуклиды йода, стронция, цезия, плутония, кюрия и др., изменчивостью уровней радиации в отдельных районах в результате переноса пыли и продолжавшихся выбросов радиоактивных продуктов из аварийного реактора. Площадь загрязнения составила более 5000 км2, на которой проживали свыше 142 тыс. человек. На этой территории были выведены из хозяйственного оборота сельскохозяйственные угодья, леса, остановлена работа предприятий, строек, других объектов, осложнилось энергообеспечение народного хозяйства республики. Возникла реальная угроза длительного загрязнения реки Днепр и водохранилищ Днепровского каскада ГЭС. В целом только прямые убытки по ценам того времени составили около 2 млрд. рублей.
Следует сказать, что уровни радиации, превышающие фоновые, отмечались на значительных удалениях от места аварии -практически на всей территории Украины и далеко за ее пределами. Так, изолиния с уровнем 0,5 мР/ч проходила через Киев.
В первые дни большую опасность представлял йод-131, который поражает жизненно важный орган человека - щитовидную железу. В последующем на местности выпадали и другие вещества. К наиболее опасным для человека среди них следует отнести цезий, стронций, плутоний, характеризующиеся большим периодом полураспада. Они накапливаются в организме человека, оказывая сильное биологическое воздействие.
Основная часть радионуклидов сосредоточивалась в приповерхностном (1 см) слое почв и растительной биомассе, где они практически не растворяются водой. В сухую и ветренную погоду часть их вновь переходила в аэрозольное состояние и распространялась по ветру. Особенно опасны в этом отношении для человека альфаактивные изотопы.
В связи с тем, что начало аварии совпало с вегетационным периодом созревания растений, произошло массовое загрязнение зелени, ранних овощей, фруктов и кормов. Фактически с первых дней в пробах зелени определялись Йод-131, рутений-103,106, барий-лантан-140, цирконий, ниобий-95, церий-141,144, цезий-134,137.
При анализе фруктов наиболее опасными для человека с точки зрения содержания цезия оказались яблоки. А вот картофель и другие корнеплоды имели низкие уровни загрязнения. То же можно сказать и о зернопродуктах.
В структуре поступления цезия-134,137 критическими пищевыми продуктами в течение первого года после аварии являлись молоко и мясо.
Загрязнению подверглись леса госфонда части Киевской, Житомирской и Черниговской областей на площади более 500 тыс.га. В местах с высоким уровнем радиации погибли насаждения на площади 47 га - в одном километре от АЭС в западном направлении («рыжий лес»). Другой очаг поражения на площади около 30 га - на расстоянии 6 км от нее на север.
Максимальная загрязненность воды в первые дни после аварии наблюдалась в устьях рек Припять, Уж, Тетерев, Ирпень и в Киевском водохранилище. Это, а также воздушный перенос радионуклидов осложнило радиационную обстановку в Каневском и Кременчугском водохранилищах.
В водохранилищах примерно 99 процентов радионуклидов содержалось в донных отложениях и около одного процента - в воде. Определяющую роль в пространственном рассеивании загрязненных частиц играла смена ветра. Это вызывало изменение положения характерных зон ветровой циркуляции течений. Перенос радионуклидов происходил на фоне их накопления в устьях рек, на участках ветроволнового взмучивания. В связи с этим в сентябре-октябре 1986 года наблюдалось преимущественное их отложение в Припятском заливе, на приплотинном участке Киевского водохранилища, в старицах, участках затопленных русел рек, вблизи донных запруд и ловушек, у внешних краев береговых отмелей. Исследования на радиоактивность водопроводной воды показали, что очистные сооружения к середине мая 1986 года практически перестали удерживать Йод-131. Концентрации же других радионуклидов были значительно ниже допустимых. В источниках питьевого водоснабжения населенных пунктов Киевской области - колодцах и артезианских скважинах - в течение мая-июня радиоактивного заражения фактически не отмечалось. Лишь в некоторых открытых колодцах определялись Йод-131 и другие радионуклиды.
В результате широкомасштабных мероприятий по пылеподавлению, дезактивации и захоронению радиоактивных веществ уровни радиации на территориях станций, прилегающих к ней, а также других районов республики значительно снизились. Над «саркофагом», сооруженным над четвертым энергоблоком, на высоте 200 м радиоактивность не обнаруживалась, на его перекрытии отмечались уровни радиации 8-12 Р/ч, а на площадке вентиляционной трубы - от 8 до 200 Р/ч и более.
Авария на Чернобыльской АЭС явилась одной из тяжелейших в атомной энергетике. Ее последствия приобрели значительные, во многом непредсказуемые масштабы. Они стали следствием, во-первых, нерационального размещения АЭС - в густонаселенном регионе, вблизи крупных городов, водохранилищ и рек, снабжающих эти города; во-вторых, сооружения реактора в обычном, а не защищенном варианте; в-третьих, отрицательно сработавшего человеческого фактора, который проявился в неподготовленности и нерешительности должностных лиц, в чрезмерной централизации принятия решений.
15 декабря минувшего года был остановлен последний работавший энергоблок Чернобыльской атомной электростанции.
Руководил этим историческим процессом Президент Украины Леонид Кучма. За остановкой третьего энергоблока наблюдали во всем мире: прямая телетрансляция церемонии передавалась по каналам Евровидения.
Решение об окончательном закрытии электростанции принималось долго и непросто. Ведь потребности Украины в энергоресурсах обеспечиваются только на 70 процентов, а остановка ЧАЭС сократила эту цифру еще на шесть процентов. В 1995 году между официальным Киевом и странами - членами «большой семерки» был подписан меморандум. Согласно достигнутой договоренности, Украина обещала закрыть ЧАЭС в 2000 году, а Запад -выделить для этого необходимые средства. Но пока что от Европейского банка реконструкции и развития получен мизер. Между тем только для социальной защиты энергетиков, создания новых рабочих мест необходимо не менее 100 миллионов долларов. В течение следующих лет поэтапно будут уволены свыше пяти тысяч работников ЧАЭС.
Чернобыльская атомная электростанция перестала быть источником электроэнергии, но останется источником большой опасности и будет им по меньшей мере еще 100 лет. До сих пор никто не может сказать точно, что происходит внутри "саркофага", которым накрыт четвертый реактор станции. Пока еще не выгружено топливо из первого блока ЧАЭС, второй - уже освобожден от него. Вывести из эксплуатации остановленный третий энергоблок планируется к 2008 году - когда все ядерное топливо извлекут из реактора, а радиоактивные отходы надежно захоронят. До этого времени и сама станция, и третий энергоблок будут считаться ядерноопасными объектами.
Эхо чернобыльской катастрофы.
Только на Украине за последние 10 лет умерли четыре тысячи ликвидаторов аварии на ЧАЭС. Еще 70 тысяч стали инвалидами. Примерно семь процентов жителей страны, а это около трех миллионов человек, в той или иной степени испытали на себе влияние Чернобыля, получив различные болезни. Из сельхозоборота Украины выведены сотни тысяч гектаров пахотных земель.
Последствия аварии на ЧАЭС губительно сказываются в 19 российских регионах, где на зараженных территориях проживает более 2,5 миллиона человек. По самым скромным оценкам, экономический ущерб, нанесенный Беларуси в результате аварии на ЧАЭС, составил 235 миллиардов долларов, 23 процента территории республики оказались загрязненными выброшенными из поврежденного реактора радионуклидами. Каждый пятый житель Беларуси пострадал от аварии и, что самое страшное, здоровью более полумиллиона детей был нанесен непоправимый вред. Специалисты подсчитали, что только в нашей республике с последствиями Чернобыля предстоит бороться еще 30 лет. Для этого необходимы около 35 госбюджетов уровня 1985 года.
Саркофаг рухнет при первом дожде.
Взорвавшийся 26 апреля 1986 года четвертый реакторный блок на Чернобыльской АЭС был накрыт саркофагом, сооруженным из стали и бетона. Однако сейчас его оболочка стала настолько ветхой, что ежедневно из дефектного реактора выбрасывается радиоактивная пыль, так утверждает крупный украинский эксперт в области атомной энергетики, бывший заместитель генерального директора ЧАЭС по «Объекту «Укрытие» Валентин Купный. В своем интервью немецкому журналу «Росиз» он заявил, что оболочка саркофага вокруг атомного реактора на Чернобыльской АЭС может рухнуть в любое время. По его мнению, срок, когда рухнет ветхая оболочка саркофага, зависит от погодных условий. В случае обрушения конструкции произойдет новая катастрофа, и невозможно предсказать, куда пойдет радиоактивное заражение -на восток или на запад.
За единицу воздействия излучения на вещество принята единица энергии излучения джоуль, поглощенная в одном килограмме вещества. Эта единица называется грей (Дж/кг). Выявилось также, что биологический эффект единицы поглощенной энергии отличается для разных видов излучения (например, нейтронное излучение в 10 раз вреднее гамма-излучения).
Биологическое воздействие излучений измеряют в эквивалентных дозах, т.е. дозах энергии (грей) умноженных на коэффициент биологического действия. Эквивалентная доза измеряется в зивертах. Один зиверт соответствует 1000 бэрам (БЭР - это биологический эквивалент рентгена, старая единица эквивалентной дозы облучения).
Чем определяется естественная радиоактивность природной среды и каково содержание естественных радиоактивных элементов в разных сферах природы?
Ряд радиоактивных элементов вошел в состав планеты Земля с самого начала ее возникновения, к ним относятся изотопы урана и тория, а также дочерние продукты их радиоактивного распада, начиная от актиния и радия и кончая свинцом (около 30 элементов). Ученые считают, что при образовании Земли в ее состав вошли и другие радиоактивные элементы, но за прошедшие с тех пор миллиарды лет они распались и исчезли, а остались только элементы с периодом полураспада около миллиарда лет и более.
В составе Земли имеются также элементы, которые не называют радиоактивными, но они содержат естественные радиоактивные изотопы (калий, ванадий, рубидий и т.д.) Например, природный калий представляет собой смесь из нерадиоактивного калия (с массовым числом 39) и 0,01% радиоактивного калия (с массовым числом 40). Все эти радиоактивные элементы и изотопы распределены в земной коре довольно равномерно. Среднее содержание естественных радиоактивных элементов в Земле составляет несколько миллионных долей. В одном кубическом метре Земли (т.е. в 1500 кг почвы) содержится: 2 грамма калия-40; 15 граммов тория; 5 граммов урана.
Эти элементы вместе составляют суммарную радиоактивность 0,003 кюри (на кубический метр).
Содержание радиоактивных элементов в природной воде и растениях в среднем в 100 раз меньше, чем в почве. Только калий-40 содержится в растениях и теле животных в больших количествах, чем в почве. Концентрация суммы всех естественных радиоактивных элементов в теле человека (на единицу веса) в 70 раз меньше, чем в почве. Ъ атмосфере Земли имеются естественные радиоактивные газы: углекислый газ из углерода-14 (получается от воздействия космических лучей на атмосферу) и радон -дочерний продукт распада урана и тория (выходит из Земли и создает концентрацию в воздухе около одной миллиардной доли по весу).
Суммарная радиоактивность указанных газов в 1 кубическом метре воздуха в миллион раз меньше, чем радиоактивность одного кубического метра Земли.
95% жителей нашей планеты в среднем (каждый) получает за год дозу облучения около 250 миллибэр (2500 микро-зивертов). 30% этой дозы дает внешнее облучение человека (по 15% от космических лучей и от поверхности Земли). 70% общей годовой дозы дает внутреннее облучение от попавших в организм радиоактивных веществ (по 9% от изотопов калия-40 и углерода-14, 50% от вдыхаемого радона и 2% от прочих радиоактивных элементов). 5% населения Земли (около 300 млн человек) получают годовую дозу в 2-5 раз больше из-за большого содержания природных радиоактивных элементов в окружающей земле (горные породы, торневые пески, выход подземных ключей с радием или радоном). В Бразилии есть курорт Гуара-нари, где доза естественного облучения в 80 раз больше средней для планеты. Подобные места есть в Индии, Нигерии, Иране, на Мадагаскаре.
Каковы нормы допустимого воздействия радиации от АЭС на их работников и население в прилегающих районах в сравнении с естественной радиоактивностью? Каково фактическое воздействие Смоленской АЭС на персонал и на население?
Санитарные правила и нормы радиационной безопасности устанавливают, что максимальное радиационное воздействие АЭС на население самого ближнего населенного пункта не может превышать половины среднего воздействия естественной среды за год, а персонал, непосредственно обслуживающий реактор, не должен получать воздействие более чем в 10 раз выше естественного (т.е. 2 бэр в год). Для контроля за радиационным воздействием производятся измерения радиоактивного фона на мощности и в помещениях АЭС, фиксируются индивидуальные дозы, полученные персоналом. Измеряется величина выброса радиоактивных газов (инертные газы ксенон и криптон) от АЭС. Выбросов жидких и твердых радиоактивных веществ с АЭС не производится. Измерения за 17 лет работы на Смоленской АЭС показывают, что фактические газоаэрозольные выбросы от нее в тысячу раз меньше норм, годовые индивидуальные дозы, полученные персоналом, в 2-5 раз меньше норм.
Современными методами радиационных измерений почвы, воды и воздуха и медицинскими исследованиями не выявлено ни одного случая неблагоприятного воздействия Смоленской АЭС на персонал и население.
Где на АЭС сосредоточено основное количество радиоактивных веществ, и вследствие каких процессов они могут попасть в окружающую среду?
Основное количество радиоактивных веществ образуется и находится в ядерном топливе, т.е. в таблетках двуокиси урана внутри герметичных трубок тепловыделяющих элементов реактора (ТВЭлов). В каждом реакторе накапливается несколько десятков миллионов кюри радиоактивных элементов (продуктов деления урана). В хранилищах разных радиоактивных отходов АЭС за десятки лет работы накапливается несколько сотен кюри радиоактивных материалов (детали оборудования, инструмент, спецодежда, солевые блоки от выпаривания жидких отходов), что совершенно ничтожно и не может представлять серьезной опасности для населения (его количество соответствует содержанию естественных радиоактивных веществ на нескольких гектарах земли). Серьезную опасность для населения представляют только радиоактивные вещества в ядерном топливе.
Эти радиоактивные вещества могут выйти за пределы АЭС только при последовательном повреждении нескольких барьеров, препятствующих их выходу: нарушение охлаждения и повреждение трубочек (ТВЭлов) с ураном, повреждение оборудования или трубопроводов первого контура реакторной установки и повреждение герметичного корпуса реактора. Однако при этом из таблеток двуокиси урана может выйти только несколько процентов содержащихся веществ: летучие йод, цезий, барий, так как температура плавления двуокиси урана - около - 3000 градусов, что превышает температуру плавления материалов реакторной установки (сталь плавится при 1500 градусов и отводит тепло), поэтому плавление таблеток не может быть достигнуто.
Какой радиоактивный элемент наиболее опасен для населения в случае гипотетической, самой тяжелой аварии на АЭС и как избежать опасности от него?
Самым опасным для людей является образующийся в ядерном топливе АЭС изотоп йода-131 по двум причинам:
• йод имеет небольшой период полураспада, поэтому имеет высокую радиоактивность (его в одном реакторе около 10 миллионов кюри);
• йод избирательно накапливается в щитовидной железе человека. До 90% этого элемента после попадания в организм (желудок или легкие) скоро оказывается в щитовидной железе. Размеры и вес ее малы (20 граммов), поэтому воздействие радиации от йода многократно усиливается. Для предотвращения попадания радиоактивного йода в щитовидную железу необходимо при известии об аварии на АЭС принять несколько миллиграммов препарата, содержащего йод (например, йодистый калий).
Об энергетике и экологии
Что значит «парниковый эффект»?
Температура поверхности Земли зависит от баланса потока тепла от солнца и излучения Земли в космос. Углекислый газ (СО2)> выбрасываемый в атмосферу тепловыми машинами различного назначения, при сжигании органического топлива.
Как действуют тепловые сбросы АЭС на экологию?
Как АЭС, так и в равной степени крупные ТЭЦ оказывают отрицательное тепловое влияние на водные экосистемы. От этого факта никуда не уйдешь, хотя и существуют ограничения на предельную температуру нагретой воды, сбрасываемой ТЭЦ и АЭС в природные водоемы и реки. В России, ФРГ и ряде других стран она равна 28 градусам, а в США -30. Поэтому при электростанциях сооружают технические бассейны, градирни, изолированные от рек. Говорят, что АЭС - самое экологически чистое предприятие. Так ли это?
Так. Но при этом подразумевают нормальную эксплуатацию АЭС. Очень серьезным недостатком ядерного топлива является образование в нем при работе реактора значительного количества радиоактивных продуктов деления. Например, в реакторах типа ВВЭР-1000 концентрация этих веществ может достигать 40 кг на 1 тонну ядерного топлива. При ежегодной перегрузке 22 тонн ядерного топлива вместе с ним выгружается 22 х 40 = 880 кг продуктов деления. Огромная активность. Все это требует дистанционного обращения с ним, строгого учета и длительного хранения в контролируемых условиях. Объем и масса этих отходов малы, поэтому невелики затраты.
Что входит в состав ядерного топливного цикла?
Это рудники и карьеры по добыче урановых руд, фабрики по их обогащению, заводы по обогащению ядерного топлива ураном-235, металлургические заводы, изготавливающие тепловыделяющие элементы и тепловыделяющие сборки, радиохимические заводы с хранилищами отработавшего ядерного топлива, хранилища радиоактивных отходов. Из-за большой эффективности урана объемы материалов его топливного цикла в 50 тысяч раз меньше, чем для ТЭЦ, а затраты живого труда в 8 раз меньше.
Существует ли экологическая опасность при хранении долгоживущих продуктов деления?
У нас в стране разработаны и опробованы две технологии хранения радиоактивных отходов радиохимического производства. По одной - жидкие радиоактивные отходы хранят в геологических формациях, например, между двумя слоями глинистых пород, которые не пропускают воду. Однако этот метод вызывает у неспециалистов возражение типа «а вдруг...». По другой технологии отходы упаривают, заливают в битум (битумирование) или стекло (остекловывание) и в твердом виде передают на хранение в могильник. При этом все радиоактивные отходы тщательно учитываются, хранятся в контролируемых условиях и охраняются. Эта технология признана безопасной.
Существует ли экологическое воздействие солнечной и ветровой энергетики на окружающую среду?
Безусловно, существует. Во-первых, возможное изменение температурного режима в месте расположения солнечной станции является прямым воздействием солнечной энергетики на среду обитания человека. Так, электрическая мощность станции 1000 МВт приводит к необходимости отвода от фотоэлементов тепловой мощности - 9000 МВт. Другой аспект экологического воздействия солнечной энергетики связан с использованием значительной территории для размещения станции. Собственная территория солнечной станции превышает площадь АЭС и предприятий ядерного цикла примерно в 13-27 раз. Очень велико воздействие отходов при изготовлении часто заменяемых фотоэлементов.
Ветроэнергетика. В связи с малой плотностью ветровой энергии требуются значительные площади земли для размещения электростанции. Для размещения ветровой станции электрической мощностью 1000 МВт нужна площадь, равная 330 км2 - это в сто раз превышает площадь, занимаемую АЭС такой же мощности. Необходимо учитывать влияние низкочастотных шумов на экосистему и механическую опасность для птиц и насекомых. Обязательным условием является размещение ветровой станции вдали от путей миграции перелетных птиц. Местные власти в Европе запрещают работу больших БЭС ночью из-за шума.
Какие проблемы возникают при использовании гидроэнергии в качестве энергоресурса?
Гидроэнергия в качестве энергоресурса имеет принципиальные преимущества по сравнению с углем или ядерным топливом. Но проблемы с точки зрения экологии, конечно, существуют. При размещении ГЭС на равнинных реках отчуждаются плодородные пойменные земли, что, безусловно, является отрицательным моментом. За 65 лет (с 1926 года по 1990 год) при строительстве ГЭС затоплено 6473 тыс. га площадей, в том числе сельскохозяйственных угодий - 2553 тыс. га. С ростом площади водохранилищ ГЭС происходит снижение скорости воды, что неблагоприятно сказывается на их водно-химическом и гидробиологическом режимах. Наличие плотины, в большинстве своем без рыбоподъемников, оказывает серьезное отрицательное влияние на ценные породы промысловой рыбы. Словом, у гидроэнергии свои проблемы.
Какой подход к решению проблемы безопасности АЭС существует у нас?
Основной подход (принцип) обеспечения безопасности АЭС состоит в глубоко эшелонированной защите против выхода радиоактивных веществ из ядерного топлива в среду обитания людей. На путях возможного распространения радиоактивных веществ сооружены последовательные физические барьеры.
Специальные системы безопасности контролируют исправность этих барьеров, обеспечивают их сохранность при аварии путем охлаждения и сброса давления, уменьшения мощности реактора и отключения поврежденных элементов.
Что значит санитарно-защитная зона?
Вокруг всех АЭС создаются санитарно-защитные зоны, на территории которых можно располагать только здания и сооружения подсобного и обслуживающего назначения. В пределах этой зоны исключается проживание населения и расположение школ и больниц. Однако на территории этой зоны разрешается выращивание сельскохозяйственных культур, выпас скота при условии обязательного осуществления соответствующего радиометрического контроля производимой здесь сельскохозяйственной продукции. У нас эта зона определена радиусом в 2,5-3 км относительно АЭС.
Какие существуют защитные барьеры, обеспечивающие безопасность АЭС?
От осколков деления ядерного топлива до окружающей среды имеется четыре последовательных защитных барьера.
Первый барьер - это само топливо. Оно представляет собой таблетки из керамики с содержанием делящегося урана 4% . Возникающие осколки деления оказываются замоноличенными в теле таблеток.
Второй барьер - это трубки, в которых находятся таблетки ядерного топлива. Они достаточно прочны и стойки к коррозии, удерживают даже газообразные осколки деления.
Третий барьер — это корпус реактора и трубопроводы 1-го контура. Они очень прочны и имеют предохранительные клапаны от высокого давления.
Четвертый барьер - это защитная оболочка реактора, т.е. прочное герметичное здание вокруг реакторной установки. Доступ в это здание возможен только через герметичные шлюзы.
Происходит ли остаточное тепловыделение после остановки реактора?
Да. Оно вызвано распадом осколков деления урана. Отвод тепла от реактора после его остановки осуществляется системой аварийного охлаждения. Главное, чтобы не отказал насос, перекачивающий воду. Поэтому есть три независимых насоса, каждый из которых рассчитан на нормальную циркуляцию воды по первому контуру. Электроснабжение этих насосных агрегатов имеет тройное резервирование, включая автономные дизель-генераторы.
Чему соответствует мощность остаточного энерговыделения?
После остановки реактора с номинальной мощностью остаточное энерговыделение ядерного топлива составляет: через минуту - 200 МВт, через час - 100 МВт, через сутки - 30 МВт, через неделю - 15 МВт, через месяц - 10 МВт и через год - 1 МВт. Вспомним, что мощность первой АЭС в г.Обнинске составила 5 МВт. Это означает, что работавшее ядерное топливо требует продолжительного охлаждения.
Где хранится отработавшее ядерное топливо?
Отработавшее топливо после его выгрузки из реактора хранится некоторое время в бассейне выдержки для снижения активности короткоживущих радионуклидов. При выдержке в течение одного года активность может снизиться примерно в 50 раз. После того как распадутся коротко-живущие осколки,спад активности отработавшего топлива АЭС идет медленнее. Когда после трехгодичной выдержки в бассейне ядерное топливо отправляют на радиохимический завод по переработке топлива, уже не требуется его охлаждения в пути.
Как защищается персонал и население в случае возникновения максимально проектной аварии?
В этом случае проектные системы обеспечивают удержание радиоактивных веществ в реакторной установке, поэтому не будет вредного воздействия на персонал и население.
На случай невероятных непроектных (гипотетических) аварий разработаны планы защиты персонала и населения, которые включают их оповещение, укрытие в жилищах и зданиях, временную эвакуацию. Санитарно-защитная зона вокруг АЭС обеспечивает запас времени на эти мероприятия.
Атомная энергетика России
Сколько энергоблоков на АЭС России?
В России на конец 1999 года находились в эксплуатации 29 энергоблоков на 9 АЭС. В их числе 13 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР (6 энергоблоков с ВВЭР-440 и 7 энергоблоков с ВВЭР-1000), 11 энергоблоков с реакторами типа РБМК, 4 энергоблока типа ЭГП Билибинской АТЭЦ с канальными водо-графитовыми реакторами и один энергоблок на нейтронах БН-600. Энергоблоки АЭС всех типов устойчиво работают в базовой части графика нагрузок, а Билибинская АТЭЦ действует в скользящем графике покрытия требуемых энергетических и тепловых нагрузок изолированного района.
Восемь объектов атомной энергетики размещены в четырех объединенных энергосистемах Европейской зоны России - Северо-Запада, Центра, Поволжья, Урала, обеспечивают совместно с объектами РАО ЕЭС России бесперебойное электроснабжение потребителей в 35 из 58 субъектов Российской Федерации этой зоны, дефицитных по топливу и не обеспечивающих потребность в электроэнергии за счет выработки на собственных электростанциях.
Где была размещена первая АЭС и в каком году была запущена в эксплуатацию?
Первая АЭС была построена в 1954 году в г.Обнинске. Тепловая мощность составила 30 тыс. кВт, а электрическая - 5 тыс. кВт.
В 1964 году были введены в эксплуатацию первые энергоблоки на Белоярской АЭС (мощностью 100 тыс. кВт электрических, с канальным водо-графитовым реактором) и на Нововоронежской АЭС (мощностью 210 тыс. кВт электрических). Сегодня эти реакторы сняты с эксплуатации.
В каких городах и районах размещены АЭС в России?
АЭС расположены в следующих городах России (данные на 1 января 1999 года): Белоярская (п.г.т.Заречный), Бибибинская АТЭЦ(р.п.Билибино), Балаков-ская (г.Балаково), Калининская (г.Удомля), Кольская (п.г.т.Полярные Зори), Курская (г.Курчатов), Ленинградская (п.г.т.Сосновый Бор), Нововоронежская (п.г.т.Ново-Воронеж).
На АЭС России эксплуатируются следующие типы реакторов:
ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор;
РБМК - реактор большой мощности, канальный;
БН - реакторы на быстрых нейтронах;
ЭГП - графитовый реактор с естественной циркуляцией теплоносителя.
Какое развитие атомной энергетики России планируется до 2015 года?
С учетом реального состояния экономики России предусматриваются два этапа в развитии атомной энергетики: в период до 2005 года должна происходить модернизация действующих АЭС для повышения их безопасности и незначительный ввод новых энергоблоков за счет заделов в строительстве на площадках Ростовской, Калининской, Курской или Балаковской АЭС. На период 2005-2015 гг. предусматривается ввод АЭС с реакторами нового поколения - повышенной безопасности и экономичности суммарной мощностью 8 млн. кВт. За этот период будут сняты с эксплуатации отработавшие блоки на 7 млн.кВт.
Атомная энергетика мира
Сколько атомных энергоблоков эксплуатируются в мире?
На 1999 год всего в мире эксплуатировалось 440 энергоблоков.
Какова доля ядерной энергетики в производстве электричества в России?
На 1999 год доля ядерной энергетики в России составила 13,8%.
Какое государство лидирует на мировом уровне по доле ядерной энергетики в производстве электричества?
На 1999 год лидером являлась Литва - 77,21%, затем Франция - 75,77%, Украина - 45,75%, Япония - 35,86%, Германия - 28,29%, Великобритания - 27,09%, США -18,69%, Россия-13,8%.
Какое государство имеет наибольшее количество атомных энергоблоков?
США-109.
В какой стране расположена самая мощная атомная электростанция?
Япония. Кашивазаки - 7 энергоблоков общей мощностью 8212 МВт.
Переработка отработавшего ядерного топлива
Существуют ли технологии переработки отработанного ядерного топлива?
Технология переработки ОЯТ давно освоена в промышленном масштабе и была впервые применена на предприятиях атомного военного комплекса: для переработки ОЯТ активных зон атомных подводных лодок, а также урана, облучаемого в специальных реакторах для производства плутония.
Хотя еще с 40-х годов в разных странах мира было предложено более трех десятков различных методов переработки ОЯТ, в настоящее время крупномасштабная переработка ОЯТ энергетических реакторов осуществляется водно-экстракционным методом, в основе которого лежит так называемый Пьюрекс-процесс, разработанный более 40 лет в Кембриджской Национальной Лаборатории США.
После выдержки в приреакторных или автономных хранилищах ОЯТ поступает на перерабатывающий завод. Первая технологическая стадия - вскрытие ТВЭлов. Тепловыделяющие элементы (или ТВЭлы) подвергаются резке на куски определенного размера (порядка нескольких сантиметров), после чего направляются в аппараты для растворения в концентрированной азотной кислоте. Заключительная операция этой стадии - осветление растворов, которое осуществляется путем фильтрации.
Экстракционный процесс включает два цикла: в первом уран и плутоний путем изменения их валентных состояний отделяют друг от друга и от продуктов деления, во втором - уран и плутоний раздельно подвергаются дальнейшей очистке от осколочной активности (экстракционный аффинаж). В качестве экстрагента используют раствор три-бутилфосфата в керосине. Растворимость урана и плутония в их высших валентных состояниях в этом органическом растворе выше, чем в водном. Что же касается продуктов деления, то их растворимость в водном растворе, напротив, выше, чем в органике. Для повышения полноты очистки работа экстракционного оборудования организована по противоточной схеме.
Получаемые в качестве конечных продуктов уран и плутоний (в виде оксидов) направляют на завод по изготовлению ТВЭлов, т.е. рециклируют.
С экономической точки зрения, целесообразность переработки может вызвать некоторые сомнения. Стоит ли при нынешних экономических трудностях, переживаемых Россией, тратить огромные средства на строительство перерабатывающего завода? Может быть, дешевле было бы хранить топливо до лучших времен?
Но ведь хранилища ОЯТ на АЭС близки к переполнению, и строительство новых хранилищ также обойдется недешево, а ценное ядерное топливо будет изъято из хозяйственного использования. А во сколько можно было бы оценить вред, который был бы нанесен окружающей среде в случае захоронения десятков тонн плутония?
Наконец, с точки зрения технологической готовности, следует отметить, что промышленная переработка ОЯТ в России достигла зрелости. Многолетний опыт эксплуатации завода РТ-1 (Челябинск-65), научные исследования и опытно-конструкторские разработки, выполненные в ведущих научных центрах России, позволили значительно усовершенствовать технологическую схему завода РТ-2 (Красноярск).
В России, где к настоящему времени накоплено более 15 тыс. тонн отработанного топлива, пока действует один завод по радиохимической переработке ОЯТ. Он называется РТ-1 и расположен на территории производственного объединения «Маяк» (Челябинск-65). Этот завод был введен в действие в 1976 году для переработки топлива реакторов ВВЭР-440, его проектная мощность - 400 т/год.
На заводе РТ-1 можно также перерабатывать отработавшие ТВЭлы активных зон атомных подводных лодок, ледоколов, исследовательских реакторов и реакторов на быстрых нейтронах (РБН). Регенерированный уран используется в производстве топлива для реакторов РБМК, полученный плутоний направляется на временное хранение.
Для переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 было решено построить отдельный завод вблизи Красноярска. Строительство завода (РТ-2) проектной мощностью 1500 т/год было начато в 1984 году. По ряду причин оно было приостановлено с 1989 по 1991 год, в настоящее время строительство продолжается. Завод должен быть введен в эксплуатацию в 2005 году. Регенерация ОЯТ реакторов РБМК признается экономически нецелесообразной, и это топливо хранится в контролируемых условиях на площадках АЭС до принятия решения о его утилизации или безопасном захоронении.
Список литературы
Для подготовки данной работы были использованы материалы с сайта http://realreferat.narod.ru/