Особенности воздействия на окружающую среду различных стадий ядерного топливного цикла и проблемы безопасности АЭС

Тип работы:
Реферат
Предмет:
Охрана окружающей среды


Узнать стоимость

Детальная информация о работе

Выдержка из работы

УДК 504: 620. 9/621. 31
Е. В. Матушкина, В. Б. Сажин, В. В. Козляков, А. Х. Хайри, B.C. Терещук,
А. С. Панфилов, И. А. Попов, И. Селдинас
Российский химико-технологический университет им. Д. И. Менделеева, Москва, Россия Московский государственный текстильный университет им. А. Н. Косыгина, Москва, Россия Институт машиноведения им. А. А. Благонравова РАН, Москва, Россия Высшая школа нетрадиционной медицины, Нью-Йорк, США
ОСОБЕННОСТИ ВОЗДЕЙСТВИЯ НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ РАЗЛИЧНЫХ СТАДИЙ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА И ПРОБЛЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС
In the conditions of limitation of stocks of organic fuel a mainstream of development of world power is search of additional energy sources among which in the lead positions are occupied with nuclear power. Safety of nuclear power should be estimated taking into account the full fuel cycle including extraction, uranium processing, work of nuclear stations, storage, processing, a burial place and fuel transportation. Ensuring safety in the design, construction and operation of nuclear power involves not only monitoring of production (and enviromnental) parameters, but also the incorporation of external impacts — seismic hazard and the risk of a tsunami.
В условиях ограниченности запасов органического топлива главным направлением развития мировой энергетики является поиск дополнительных источников энергии, среди которых лидирующие позиции занимает ядерная энергетика. Безопасность ядерной энергетики должна оцениваться с учетом полного топливного цикла, включающего добычу, переработку урана, работу атомных станций, хранение, переработку, захоронение и транспортировку топлива. Обеспечение безопасности при проектировании, строительстве и эксплуатации атомных электростанций предполагает не только мониторинг производственных (и природоохранных) параметров, но также учет внешних факторов воздействия — сейсмическую опасность и опасность возникновения цунами.
Ядерная энергетика в настоящее время рассматривается как реальный путь решения энергетических и экологических проблем 21 века. Получение атомной энергии возможно благодаря работе предприятий, которые образуют сложную комплексную систему — ядерный топливный цикл (ЯТЦ), каждая из составляющих которого оказывает воздействие на окружающую природную среду, жизнь и здоровье людей.
Рассматривая ядерный топливный цикл на современном уровне развития ядерной энергетики, можно выделить следующие технологические составляющие:
& gt- добыча и переработка урановой руды,
& gt- получение урана в виде U3O8,
& gt- конверсия U3O8 в газообразную форму ЦБб,
& gt- обогащение урана на заводе по разделению изотопов,
& gt- конверсия ЦБб в UO2,
г производство твэльных оболочек, комплектующих деталей твэлов, сборка твэлов,
& gt- производство энергии на АЭС,
г выдержка и транспорт отработавшего ядерного топлива,
& gt- переработка отработавшего ядерного топлива, г захоронение радиоактивных отходов.
Ядерным топливом называется материал, содержащий нуклиды, которые делятся при взаимодействии с нейтронами. В качестве ядерного топлива в ядерных реакторах на АЭС используется уран. Распространенность урана в природе значительна, но вследствие высокой химической активности уран в чистом виде в природе не встречается. Его получают из урановых руд, содержащих от 0,05 до 5% урана.
Урановое сырье добывают в шахтах, карьерах как побочный продукт при разработке богатых месторождений фосфатов, золота, меди, редкоземельных элементов.
В настоящее время применяют и нетрадиционные методы получения уранового сырья в случае, если содержание урана в руде низкое — кучное и подземное выщелачивание. Щелочная или кислая жидкость вводится в массу материала и проникает вниз, где откачивается для дальнейшей обработки. В процессе выщелачивания существует опасность выбросов пыли, газа радона и выщелачивающей жидкости. После завершения процесса выщелачивания, особенно, если руда содержит сульфид железа, доступ к воде и воздуху может стать причиной непрерывного бактериального производства кислоты в отвалах, что ведет к самопроизвольному выщелачиванию урана и других загрязнителей с постоянным загрязнением грунтовых вод.
Пока выщелачивание не является востребованным, но может снова заинтересовать производителей, если добыча руд с низким содержанием урана будет представлять экономический интерес.
Основное количество урана добывается традиционно — в открытых или подземных шахтах. В шахтах рабочие не защищены от радиоактивной пыли и газа радона, повышающих риск заболевания раком лёгких. Вентиляция шахт, снижающая опасность для здоровья шахтёров, выпускает в атмосферу радиоактивную пыль и газ радон, увеличивая риск заболевания раком лёгких для людей, живущих поблизости. В течение добывающего цикла большие объёмы загрязнённой воды, выкаченные из шахты и спущенные в реки и озёра, попадают в окружающую среду и создают риск загрязнения грунтовых и поверхностных вод. При разработке шахт образуются отвалы, содержащие повышенные концентрации радионуклидов, которые представляют собой угрозу для людей и окружающей среды даже после закрытия шахты, так как продолжается выделение радона и радиоактивной воды. Кроме того, отвалы часто используются в смеси с гравием или цементом для строительства дорог.
Промышленное производство урана в виде Из 08 состоит из следующих основных процессов: транспортирование добытой руды на место переработки, ее дробление, механическое обогащение, удаление пустой породы, выщелачивание урана из руды с помощью кислот и щелочей, удаление обедненной рудной массы в спецхранилища, выделение урана из растворов или пульп методами сорбции, экстракции или химического осаждения, получение сухого уранового концентрата из различных урановых соединений вместе с некоторыми примесями, выделение попутных полезных химиче-
ских соединений, получение чистых соединений природного урана. Полученный таким образом Цз08 — это еще не ядерное топливо, а только урановое топливное сырье.
Практически весь добываемый в мире природный уран проходит процессы фторирования — перевода в гексафторид и последующее обогащение урана изотопом 235и. Гексафторид урана обладает очень важными для технологии физическими свойствами — он может находиться в твердом, жидком и газообразном состояниях.
Современной ядерной энергетике, развивающейся в основном на реакторах на тепловых нейтронах, для получения высокой удельной энерговыработки требуется ядерное топливо с большим, чем у природного урана, содержанием 235и, т. е. обогащенный уран.
Обогащение осуществляется методом диффузии или центрифугированием. После чего металлический уран ЦБб переводят в двуокись урана, которая используется для изготовления тепловыделяющих сердечников твэл, которые и являются источником энергии на АЭС. Диоксид урана применяется в виде таблеток или стержней, которые получают холодным прессованием с последующим спеканием в печи при температурах 1600 — 1700 °C в безокислительной атмосфере.
Отходы от процесса обогащения, отходы с урановой обогатительной фабрики имеют форму жидкого раствора. Они обычно откачиваются в искусственные водоёмы для конечного захоронения. Количество произведенных отходов фактически равно количеству добытой руды. Жидкие отходы содержат все элементы руды, а также до 85 процентов от природной радиоактивности руды, поскольку из нее не выделяют остаточный уран, тяжёлые металлы и другие загрязнители (мышьяк, химические реактивы, добавленные в процессе дробления).
Использование топлива в ядерном реакторе АЭС — центральная стадия ЯТЦ. Она определяет общую эффективность энергетического использования ядерного топлива.
Аварийные ситуации — самый больной вопрос эксплуатации АЭС. Несмотря на их тяжесть, в целом вероятность таких аварий невелика, однако масштабы загрязнений, сопутствующих таким авариям, часто приобретают глобальный характер. Для предотвращения попадания радиоактивных веществ в окружающую среду на АЭС предусматриваются три барьера радиационной защиты:
г герметичная оболочка твэлов, г герметичные стенки первого контура, г защитная оболочка реакторной установки.
Потенциальная опасность АЭС в случае аварии характеризуется выбросами в окружающую среду радионуклидов, накопленных в реакторе и первом контуре за время работы энергоблока.
При оценке доз облучения населения в результате аварии на АЭС различают три типа воздействия:
1. острое внешнее облучение за счет проходящего облака летучих радионуклидов (минуты, часы после выброса) —
2. острое внутреннее облучение вследствие радиоактивных выпадений из облака и потребления пищи и воды из загрязненного района (дни, недели после аварии) —
3. хроническое облучение в результате потребления пищи и воды, загрязненных долгоживущими радионуклидами (месяцы, годы после аварии).
В первом случае основным источником радиационной опасности являются радиоактивные благородные газы, во втором — радиоактивные изотопы йода, в третьем изотопы цезия и стронция. Наличие преобладающих факторов позволяет в каждом случае подготовить и реализовать меры по защите населения. В первом случае — это укрытие или эвакуация, во втором и третьем — радиометрический и дозиметрический контроль активности продуктов питания и обеспечение населения радиационно чистым продовольствием.
Технологические схемы АЭС сконструированы и эксплуатируются таким образом, чтобы обеспечить практически полную изоляцию радиоактивных веществ от биосферы, а возможные их утечки в окружающую среду свести до уровня, допустимого действующими санитарными нормами. Несмотря на это, в результате очистки воды в различных технологических системах реактора, ремонта или замены оборудования, проведения испытаний и других мероприятий на АЭС возникают выбросы и сбросы загрязняющих веществ и образуются отходы.
Основной источник выбросов загрязняющих веществ в атмосферу -система очистки теплоносителя первого контура и конденсатоочистки. Также выбросы возникают в результате дегазации протечек теплоносителя, выхода газов при водообмене в реакторе, при отборе проб воды и при дезакти-вационных операциях. Выбросы проходят сложную систему обработки: очистка от паров воды и водорода, от аэрозолей и от иода. Для уменьшения активности выбрасываемых газов на АЭС их задерживают на определенное время перед выбросом в трубу, в течение которого происходит распад ко-роткоживущих радионуклидов.
Дополнительным источником выбросов на АЭС служит вентиляция основных и вспомогательных помещений станции. Перед выбросом через трубу поток вентилируемого воздуха подвергается очистке на аэрозольных и йодных фильтрах.
Загрязненная вода, образующаяся в результате эксплуатации или ремонта реактора, очищается и частично используется вновь. Сбросы составляют в основном кубовые остатки выпарных аппаратов и пульпы фильтрующих материалов. Жидкие радиоактивные отходы поступают в специальное хранилище отходов этого типа — бетонные емкости, облицованные нержавеющей сталью.
При хранении жидких радиоактивных отходов существует вероятность разгерметизации емкостей и радиоактивного загрязнения окружающей среды в результате коррозионных процессов или каких-либо внешних воздействий (например, стихийных бедствий). Такое хранение рассматривается
как временное решение вопроса об изоляции радиоактивных отходов. Для его окончательного решения планируется отверждать концентрированные жидкие радиоактивные отходы с последующим их захоронением.
В нашей стране разрабатывается две группы методов отверждения жидких радиоактивных отходов АЭС: термические с использованием термопластичных материалов (битумов, асфальтов и т. п.), нетермические (цементирование, гипсование, включение в термореактивные смолы).
Выбор того или иного метода отверждения определяется конкретными условиями, так как он связан с составом отходов, а также выбором места и условий захоронения.
В результате работы АЭС образуются следующие виды отходов: отработавшее ядерное топливо, твердые отходы, возникающие после отверждения жидких радиоактивных отходов, части и детали оборудования и приборов, вышедших из строя, использованный инструмент, израсходованные материалы (бумага, ветошь и т. п.). Отходы последней группы подвергают обработке (упаковке, прессованию) и складывают в специальные металлические ящики. Твердые отходы после сбора и переработки помещают в хранилища твердых отходов на территории АЭС. Отходы средней и высокой удельной активности после хранения в течение достаточно длительного времени на АЭС для снижения тепловыделения и уровня радиоактивности, как правило, отправляют на захоронение.
В настоящее время существуют две концепции по поводу обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) — концепция разомкнутого цикла, когда облученное топливо в виде сборок твэлов поступает на длительное хранение и переработка облученного топлива.
Современная ядерная энергетика работает по открытому (неполному) циклу, который заканчивается хранением отработавшего топлива, хотя независимо от типа ядерного цикла необходимо организовать временное хранение ОЯТ и радиоактивных отходов. В настоящее время потребности в переработке существенно превышает возможности, поэтому большая часть топлива поступает на складирование. Однако ядерная промышленность в некоторых государствах продолжает переработку.
Для хранения ОЯТ используются три подхода: влажное хранение в бассейне выдержки, сухое хранение в специальных контейнерах, сухое хранение в емкостях, помещенных в вертикальные или горизонтальные шахты, стенки которых усилены бетоном.
Хранилища могут быть расположены на территории АЭС (предпочтительнее, т.к. сокращается количество транспортировок) или на некотором удалении.
Основной целью переработки облученного топлива является увеличение количества энергии, получаемой из делящихся и сырьевых материалов. Несмотря на высокую стоимость современной технологии регенерации твэлов, только переработка позволит разделить облученное топливо на составляющие, поддержать рынок ядерного топлива и существенно снизить будущие потребности в природном сырье. Однако переработка ОЯТ не
несёт в себе ощутимой выгоды для безопасности, физической защиты, утилизации отходов или экономики.
В настоящее время признана оптимальной следующая схема переработки отходов высокой удельной активности (ОВУА):
1. хранение в жидкой форме для снижения остаточного тепловыделения до приемлемого-
2. отверждение выдержанных жидких ОВУА и временное хранение в контролируемых условиях-
3. окончательное захоронение отвержденных отходов в стабильных геологических формациях.
Переработка — сложный химический процесс. ОЯТ разрезают на куски и погружают в азотную кислоту. После этого выделяют уран и плутоний, а остальные материалы (отходы) подвергаются дальнейшей обработке. В результате переработки появляются: плутоний, уран, низко-, средне- и высокоактивные отходы, радиоактивные выбросы в атмосферу и сбросы в водоёмы.
Еще одна важная стадия ядерного топливного цикла, обеспечивающая связь между отдельными его стадиями — транспортировка отработанного топлива, а также других материалов — гексафторида урана, новых и отработавших топливных элементов и т. д. В интересах безопасности населения и транспортных рабочих, система транспортировок должна быть хорошо продумана, с учётом возможных несчастных случаев и радиационного облучения транспорта.
Для транспортировки радиоактивных материалов приметают рекомендации МАГАТЭ (Международного агентства по атомной энергии). Концепция безопасности основана на том, как упаковать радиоактивный материал. Транспортировку проводят в специальных контейнерах, которые должны выдерживать серьезные нагрузки — падение с высоты 9 м на плоский объект, падение с высоты 1 м на стальной брусок, температуру 800 °C в течение 30 минут, погружение на глубину 15 м на 8 часов. В некоторых контейнерах внутренняя полость заполнена водой. Контейнеры загружают и разгружают под водой, которая выполняет функции теплоносителя и поглотителя нейтронов. Эти требования часто критикуются, т.к. они не учитывают всех возможных опасностей.
Таким образом, для ядерной энергетики характерны специфические факторы воздействия на окружающую среду и здоровье людей, связанные с радиоактивностью и радиологическими последствиями как во время работы АЭС, так и в последующие столетия, когда необходимо будет затрачивать огромные ресурсы на хранение радиоактивных отходов.
Есть разные точки зрения на обеспечение безопасности АЭС. Так, например, Г. Баренблатт, М. Левин и А. Павельев заочно оспаривают точку зрения уважаемого ученого, академика В. Легасова [В.А. Легасов, В. Ф. Демин, Я. В. Шевелев. Нужно ли знать меру в обеспечении безопасности? // Энергия, 1984. № 8]. В статье В. Легасова (рис. 1) трактуются вопросы безопасности атомных электростанций и делается заключение: «мера в обеспе-
чении безопасности нужна. Она должна устанавливаться предпочтительно в рамках экономического анализа. Отказ от такой меры, стремление обеспечить максимальную безопасность может привести к противоположному». Г. Баренблатт, М. Левин и А. Павельев отмечают, что «Чернобыль в 1986 году и Фукусима в 2011 году продемонстрировали, что компромисс между безопасностью и экономической целесообразностью недопустим. А вот незадолго до чернобыльской аварии в СССР едва ли не официально, со страниц издания Академии наук, провозглашалось, что мера безопасности нужна, но что она должна устанавливаться предпочтительно в рамках экономического анализа- а стремление обеспечить максимальную безопасность может привести к противоположному результату. Такую точку зрения высказывал, в частности, академик Валерий Легасов (1936−1988), первый заместитель директора Института атомной энергии имени И. В. Курчатова. Оппонентам Легасова публично возразить в СССР не позволили. Сегодня не поздно исправить эту ошибку: аргументы ученых, думающих иначе, актуальности не утратили».
Рис. 1. Валерий Алексеевич Легасов (01 сентября 1936 г. — 27 апреля 1988 г.).
Родился в семье служащих. Окончил МХТИ имени Д. И. Менделеева, получил степень кандидата наук в 1967 году, доктора химических наук в 1972, в возрасте 36 лет. В 1978—1983 был профессором МФТИ, с 1983 года и до смерти работал на химическом факультете МГУ, заведовал кафедрой радиохимии и химической технологии. В. А. Легасов избран в 1981 году действительным членом АН СССР по отделению физикохимии и технологии неорганических материалов- член-корреспондент АН СССР с 1976 года. С 1983 года и до смерти — первый заместитель директора Института атомной энергии имени И. В. Курчатова.
По данным Викепедия, академик Легасов В. А. — учёный с мировым именем в области использования ядерно-физических и плазменных методов для синтеза и исследования свойств новых соединений с элементами в аномально высоких окислительных состояниях- ядерной и плазменной технологии- энергосберегающей технологии и водородной энергетики. Под его руководством создана научная школа в новейшем разделе неорганической химии — химии благородных газов. Результаты этих работ в мировой науке определяются как эффект Н. Бартлетта — В. Легасова. Концепция безопасности — таково другое важнейшее направление творческой деятельности академика В. А. Легасова. Эти работы В. А. Легасова направлены на доказательство необходимости новой методологии обеспечения безопасности. Крупнейшие катастрофы, исход которых — огромные человеческие жертвы, — трагический симптом нашего времени. Он считал, что необходимо сформулировать новые критерии безопасности и иметь современную методологию
её обеспечения. Совершенствование техносферы должно обеспечить комфортное безопасное процветание людей.
Многие эксперты считают, что при исключении аварий с серьезными радиологическими последствиями с точки зрения воздействия на окружающую среду, охраны качества воды и воздуха, защиты землепользования, ущерб, который может быть причинен атомной энергетикой, является относительно низким, поэтому ядерная энергетика, удовлетворяющая основные потребности человечества в энергии, может внести положительный вклад в качество жизни и снизить темпы загрязнения окружающей среды. Однако необходимо учитывать серьезные последствия радиационного поражения, которые могут проявляться через много лет после облучения, и риски, связанные с атомной технологией, которые варьируются от катастрофических аварий до использования ядерных материалов в военных или террористических целях.
Безопасность при проектировании, строительстве и эксплуатации атомных электростанций (как показала масштабная авария 11 марта 2011 года на японской станции «Фукусима-1) должна включать не только целый ряд специфических инструкций и мониторинг производственных (и природоохранных) параметров, но также учет внешних факторов воздействия -сейсмическую опасность и опасность возникновения цунами.
Цунами — это гравитационные, то есть управляемые силой тяжести, волны, возникающие из-за крупномасштабных кратких возмущений (подводных землетрясений, извержений подводных вулканов, подводных оползней, падения обломков скал, подводных взрывов и т. п.). Цунами образуется при резком поднятии (опускании) участка дна. В океане цунами — невысокая и очень быстрая волна. Подходя к берегу, волна замедляется и вырастает.
По информации эксперта К. Куцилло, характерная длительность цунами составляет 5−100 минут, длина 1−1000 км, скорость распространения 1−200 м/с, высота может достигать десятков метров. В открытом океане высота волны цунами редко превышает метр и для судоходства она не опасна- выходя на берег, волна замедляется, но вырастает (рис. 2). Рекордная высота цунами составляет 524 метра (например, волна в бухте Литуя на Аляске после схода лавины 10 июля 1958 года). В XX веке произошло более 250 цунами, в последние годы их частота увеличивается. Во второй половине века по числу жертв цунами занимает пятое место среди всех стихийных бедствий. Цунами, вызванное подводным землетрясением в Индийском океане 26 декабря 2004 года, считается самым смертоносным стихийным бедствием в современной истории. Число жертв, по разным оценкам, составило 225−300 тысяч человек. Подавляющее большинство цунами за всю историю зарегистрировано в Тихом океане (более 1000), в Атлантическом и Тихом океанах — около 100. В малых бассейнах цунами редки, в Черном море — 4 раза за 100 лет (с высотой не более 20 см), в Каспийском море — один раз.
По результатам исследования Е. Пелиновского [Гидродинамика волн цунами, ИПФРАН, Н. Новгород, 1996], движение цунами описывается стандартным набором уравнений гидродинамики. Решение зависит от граничных условий, то есть от того, чем вызвана волна и в каких условиях она су-
ществует.
Кроме того, точно решить гидродинамические уравнения в общем виде невозможно, поэтому в конкретных ситуациях приходится использовать различные приближения. То есть разница решений определяется различием граничных условий и принятых приближений. Последствия же этих различий могут быть очень существенными.
Скорость 900 км/час
Скорость 40 км/час
Рис. 2. Схематическое представление цунами (по данным А. Куцылло и И. Юдина)
Простейшая теория цунами — стандартная линейная поршневая модель (или модель идеального вытеснения) — основана на двух основных положениях. Во-первых, типичная длина волны цунами (или толщина — это расстояние от одного гребня волны до другого поперек ее фронта) составляет десятки и даже сотни километров. Поэтому даже на океанских глубинах можно использовать приближение мелкой воды, то есть считать, что длина волны много больше глубины, что позволяет упростить уравнения. Во-вторых, в поршневой модели предполагается мгновенное поднятие (или опускание) участка дна правильной формы. Обычно это окружность, некоторые точные результаты можно получить и для эллипса. В таком виде гидродинамические уравнения удается решить до конца.
По мнению Б. Левина и М. Носова [Physics of Tsunamis, Springer, 2009], физическая картина цунами проста: мгновенно поднявшийся столб воды растекается в стороны — это и есть цунами. Важнейший результат стандартной модели: скорость волны определяется только локальной глубиной океана и равна c=(g-h)l/2, где g=10 м/с2 — ускорение свободного падения.
Для средней глубины Мирового океана, около 4 км, получается с=(10м/ с2−4000м) ½=200 м/с, это 720 км/час. По оценке К. Куцилло, учет подробностей — точной формы очага землетрясения, сжимаемости воды, поправки на вращение Земли и т. д. — существенно усложняет решение, но главный результат остается практически неизменным.
К. Куцилло отмечает, что, несмотря на внешнее сходство, цунами принципиально отличается от даже самых сильных штормовых волн. Штормовой ветер захватывает только приповерхностные слои воды, цунами же движется от самого дна. Поэтому энергетические масштабы, а значит, и степень разрушений, несопоставимы. Штормовой ветер — это просто в десять раз ускорившийся бриз (бриз — 3−5 м/с, шторм — 20−30 м/с), цунами же транслирует на берег огромную энергию, высвобождающуюся при подводном катаклизме. А она может достигать фантастических величин.
Так, по оценке Е. Пелиновского, общий энергетический масштаб цунами, вызванного извержением вулкана Кракатау в 1883 году, оценивается в 250−500 тысяч хиросимских атомных бомб.
По информации Reuters, разрушительное цунами 11 марта 2011 года, вызвавшее аварию на атомной электростанции «Фукусима-1» (Япония), в некоторых местах японского побережья достигала 15−20 метров. Ученые японского Института по изучению состояния гидротехнических сооружений определили, что высота цунами в городе Онагава на побережье Санрику се-веро-востока острова Хонсю (префектура Мияги) превысила 15 метров. В городе Рикудзэнтаката (префектура Иватэ) высота волн достигала 20 метров. В этом случае ученые основывались на анализе фотосъемок с воздуха. Исторический максимум цунами в Японии был зафиксирован в 1896 году, когда город-порт Офунато, расположенный на побережье Санрику в префектуре Иватэ, оказался разрушен цунами высотой 38,2 метра.
По данным К. Куцилло, японское землетрясение 2011 года было вызвано одним из самых сильных сейсмических ударов, инструментально зарегистрированных на Земле с конца XIX века, — магнитудой 9 по шкале Рихтера. Оно встало в один ряд с такими мощными сейсмическими событиями, как чилийское землетрясение 1960 года (9,5 магнитуд), аляскинское 1964 года (9,2) и суматранское 2004 года (9,1). Поднятое тектоническим ударом в тихоокеанских глубинах цунами прошло на многие километры в глубь прибрежных провинций Японии, унесло тысячи жизней и стало причиной самой масштабной аварии на атомной электростанции со времен Чернобыльской трагедии. Высота обрушившегося на АЭС «Фукусима-1» цунами составила 14−15 метров, более чем в два раза превысив максимальную расчетную в 6,5 метра, и, хотя сами энергоблоки не были повреждены, разрушение инфраструктуры АЭС после прохода цунами привело к аварийным отказам систем обеспечения, пожарам, взрывам и радиационному загрязнению как окружающей местности, так и акватории Тихого океана (рис. 3).
По информации, предоставленной К. Куцилло, первый блок АЭС «Фукусима-1» был запущен в 1970 году, к февралю 2011 года станция имела 6 энергоблоков суммарной мощностью 4,7 ГВт и являлась одной из 25 крупнейших в мире. Все реакторы спроектированы корпорацией General Electric,
три из шести были ею же и построены. Два реактора сооружены компанией ТовЫЬа (3-й и 5-й), один — НкасЫ (4-й).
Рис. 3. АЭС «Фукусима-1» после цунами (по данным Ар рЫ^о/Аи'- рЫШмстсс)
Все энергоблоки являются одноконтурными легководными кипящими реакторами. Легководный реактор — ядерный реактор, в котором используется обычная вода Н20. В тяжеловодном реакторе используется тяжелая вода БаО.
В одноконтурном кипящем реакторе теплоноситель закипает в активной зоне, образуя пароводяную смесь. Этот пар непосредственно вращает турбину электрогенератора (схема двухконтурных реакторов сложнее). На реакторах «Фукусимы-1» давление в контуре достигает 70 атмосфер, парообразование при этом давлении происходит при температуре 280 °C.
Ядерное топливо — таблетки, которые располагаются в герметичных тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). ТВЭЛы объединяются по нескольку сотен в тепловыделяющие сборки (ТВС), которые также называются топливными или урановыми стержнями.
Отработавшее топливо после выгрузки из активной зоны помещают в бассейн выдержки. Поскольку в использованных ТВС много продуктов деления, сразу после выгрузки каждый ТВЭЛ в среднем выделяет энергию около 100 КВт и имеет свойство разогреваться до высоких температур. Поэтому его хранят 3−4 года под слоем воды, естественного замедлителя нейтронов. По мере выдержки уменьшается радиоактивность топлива, и когда его саморазогрев падает до 50−60°С, оно отправляется для захоронения или переработки.
В основе работы теплового ядерного реактора лежит радиоактивный распад с выделением нейтронов. Рождающиеся нейтроны либо теряются, либо, сталкиваясь с другими ядрами, вызывают новые распады и появление новых нейтронов. Быстрые нейтроны далее замедляются до тепловых энергий. Замедление происходит в результате столкновений с ядрами вещества-замедлителя. Замедлители — вода, тяжелая вода, бериллий, графит.
Критичность состояния реактора определяется коэффициентом размножения нейтронов. Для стабильной работы он должен равняться единице. Если он меньше, то состояние делящегося вещества называется подкритиче-ским, цепная реакция затухает. Если выше единицы, то состояние надкритическое, реакция нарастает.
Скорость реакции регулируется перемещением в активной зоне стержней, содержащих поглотитель нейтронов — бор, кадмий, гафний. При выдвижении стержня из реактора коэффициент размножения нейтронов увеличивается, ядерная реакция ускоряется. Обратное движение ведет к затуханию реактора, что и используется для аварийной остановки.
Ядерным топливом — теоретически — может быть любое радиоактивное вещество, в котором происходит распад с выделением нейтронов, если его интенсивность возможно эффективно регулировать. Практически топливом для АЭС являются различные изотопы урана и плутония или их смеси. Чистый плутоний используется в ядерном оружии, на атомных станциях не применяется. Однако его использование в смеси с ураном позволяет утилизовать излишки оружейного плутония. Именно такой вид топлива использовался на «Фукусиме».
Реакторы «Фукусимы-1» были заглушены, то есть переведены в так называемый подкритический режим, когда скорость цепной ядерной реакции падает до технологического минимума. Эмиссия нейтронов в активной зоне реактора резко снижается при введении поглощающих стержней, однако остаточное тепловыделение в топливных элементах сохраняется достаточно высоким — порядка 6−7% от номинальной мощности сразу после аварийной остановки- лишь затем идет постепенное снижение разогрева топливных сборок. Из-за вызванного проходом цунами повреждения аварийных электрогенераторов и насосных станций, обеспечивавших циркуляцию воды в контурах энергоблоков, уровень воды в активной зоне реакторов снизился, обнажив топливные элементы.
Основные процессы при расплаве активных зон реакторов:
• окисление циркония паром (1000°С), выделение водорода-
• окисление стали паром (1400°С), выделение водорода-
• гидролитическое окисление карбида бора с образованием летучего оксида бора-
• образование низкоплавких сплавов циркония при взаимодействии нержавеющая сталь — цирконий-
• образование сплавов с низкой температурой плавления и их капельное стекание-
• образование эвтектики (стабильная система, представляющая собой отчасти жидкость, отчасти твердое тело) при взаимодействии циркония и окиси урана (1750° С) —
• взаимодействие с бетоном с образованием большого количества горючих газов и выносом аэрозолей.
Лишенные охлаждения урановые стержни стали разогреваться, достигнув температуры выше 1200 градусов Цельсия, при которой начинается разрушение циркониевых оболочек топливных капсул. При этой температуре цирконий горит в воде, отбирая у молекул НгО кислород. Высвободившийся водород скапливался внутри внешней защитной оболочки реактора, проникая туда из активной зоны через систему охлаждения, а затем, когда японские операторы были вынуждены открыть клапаны для сброса избыточного давления, грозившего разрушить сам ядерный реактор, как это произошло на Чернобыльской АЭС, взрывоопасный газ проник под крышу внешней конструкции энергоблока.
Этот газ, образовав гремучую смесь с атмосферным кислородом, и взорвался на первом и третьем энергоблоках «Фукусимы-1». В окружающую среду были выброшены летучие продукты ядерного деления, — прежде всего, изотопы йода и цезия. На втором блоке взрыв водорода произошел внутри системы охлаждения, в нижней части реактора, вызвав утечку воды и создав серьезную угрозу загрязнения грунтовых вод.
Бассейны выдержки отработанного ядерного топлива после разрушения крыши оказались под открытым небом. Из-за испарения от высоких температур и вероятного нарушения герметичности стенок, вызванного землетрясением, из бассейнов ушла вода, служащая естественным замедлителем реакции, и стержни оголились. На воздухе они стали греться и разрушаться, испуская радиоактивные аэрозоли в атмосферу. Бассейны выдержки пытались заливать водой с вертолетов и из пожарных машин, чтобы охладить хранящееся там топливо и снизить выброс радиоактивных частиц.
По экспертным данным директора Института проблем безопасного развития атомной энергетики (ИБРАЭ РАН) член-корреспондента РАН Л. Большова, «на первом блоке Фукусимы под крышу ушло примерно 10 килограммов водорода, что эквивалентно 300 кг взрывчатки, потому что соотношение обычно такое: 1 кг водорода — 30 кг тротила по взрывной мощности» (рис. 4).
Дополнительной проблемой, с которой пришлось столкнуться японским атомщикам, была соль. По оценкам специалистов General Electric, по мере закачки и испарения морской воды в реакторах оставалось все больше и больше соли, которая коркой оседала на урановых стержнях. На первом реакторе могло накопиться порядка 26 тонн, а на втором и третьем — по 45
тонн, поскольку они крупнее. Солевая корка изолирует стержни от воды, циркуляция ее нарушается, и стержни сильней нагреваются. Часть соли могла оседать и на дне корпуса реактора.
Рис. 4. Последствия взрыва водородно-воздушной смеси на первом блоке АЭС «Фукусима-1» (по данным Нси1с™/Аи'- рЫШмстсс)
В первые же дни после аварии на японской АЭС, российские ученые-атомщики совместно с американскими коллегами рассчитали наиболее тяжелый вариант последствий для российского Дальнего Востока. То есть: что бы произошло, если бы разрушились все шесть ядерных реакторов «Фуку-симы», с выбросом твердых частиц топлива, как это случилось в Чернобыле, и ветер бы дул в сторону Владивостока и принес обильные осадки. Выводы показали, что уровень радиоактивного загрязнения территорий на Курилах, Камчатке и в Приморье остался бы на незначительном уровне превышения естественного радиоактивного фона и не вышел бы за пределы норм, считающихся безопасными для здоровья человека. Был сделан вывод, что не потребуется контрмер: ни укрытия населения, ни йодной профилактики, ни эвакуации. Угрозы для здоровья населения не было бы.
В мире давно существует система контроля за проведением ядерных испытаний, которая регистрирует количество радионуклидов в атмосфере. По всей планете разбросаны станции, которые регулярно ведут наблюдения за концентрацией радиоактивных частиц в приземном слое воздуха. Если
где-то произойдет выброс радиации, радиоактивный взрыв, то обязательно какое-то количество нуклидов через некоторое время будет уловлено станциями слежения. Следует подчеркнуть, что необходимо различать повышение радиационного фона, о котором говорят метеорологи, и тот уровень радиоактивности, который действительно опасен для человека.
Рис. 5. Разрушения на Чернобыльской АЭС (по данным Ар photo/file)
По заключению чл. -корр. РАН Л. Большова, изначально неправильно ставить на один уровень аварии в Японии и в Чернобыле (рис. 5). На Чернобыльской АЭС произошла реактивностная авария, диспергирование топлива до уровня размера зерен, а потом еще и паровой взрыв, когда происходит еще большее измельчение частиц топлива (рис. 6). И после этого выброс в атмосферу, к тому же еще длительное горение графита. Ну и, видимо, главный фактор, что в Чернобыле выброс произошел на высоту до полутора километров, из-за чего большие площади были подвергнуты загрязнению. На Фукусиме же были разрушения только зданий двух блоков, оболочки реакторов не повреждены, мощность взрывов была сравнительно небольшой. Первые четыре дня ветер дул в сторону океана — практически все уходило туда. Потом ветер пометался, произошел взрыв водорода в системе охлаждения второго энергоблока — вот тогда часть облака прошла над самой Японией и были загрязнены территории к северо-западу от АЭС. В Японии не было выброса ни урана, ни плутония — только йод, который уже практи-
чески распался, и цезий, который будет распадаться еще 30 лет.
Два энергоблока из шести на «Фукусиме-1» могли бы быть запущены вновь, но японское правительство приняло решение о закрытии атомной станции. Продолжена эксплуатация АЭС «Онагава», «Фукусима-2» и «Токай», также пострадавших от землетрясения.
Л. Большов осуждает попытки персонала справиться своими силами и отмечает важный конструктивный просчет при проектировании АЭС: на Онагаве (что в 50−60 км к северу от Фукусимы), н, а такой же станции ничего страшного не произошло по одной-единственной причине: дизель-генераторы там были подняты высоко. А на Фукусиме они находились в подвальных помещениях. Их просто залило.
По мнению доктора физ. -мат. наук, эксперта по ядерной энергетике
В. Ломидзе, одним из эффективных способов поглощения тепловых нейтронов и консервации разрушенного ядерного реактора может служить засыпка активной зоны свинцовой дробью, которая затем расплавляется. Жидкий свинец обеспечит естественную циркуляцию в реакторе и гарантированно исключит возможность цепной реакции — в силу активного поглощения нейтронов. После затвердевания свинца, спустя много лет, реактор превратится в практически вечное хранилище радиоактивного содержимого — саркофаг не понадобится.
Рис. 6. Четвертый энергоблок Чернобыльской АЭС после аварии (по данным Кетйегз)
Оценивая сейсмическую опасность Северо-Запада России (что принципиально важно, например, для Ленинградской АЭС, расположенной на
юге Финского Залива), заведующая секцией сейсмологии Пулковской астрономической обсерватории Б. Ассиновская отмечает, что «за XX век в Ла-дожско-Ботнической сейсмической зоне (Финляндия и Карелия) произошло 29 землетрясений с магнитудами 1−3 единицы. В последнее время сейсморежим на планете заметно меняется и, скорее всего, сейсмологам придется изменить максимальные прогнозные оценки для этой зоны».
Здесь необходимо пояснить о различии магнитудной шкалы Рихтера от 12-балльной макро-сейсмической шкалы. Слово «баллы» к шкале Рихтера применять неправильно — правильно говорить о магнитуде. Магнитуда землетрясения характеризует его энергию в эпицентре. Шкала предложена американцем Чарльзом Рихтером в 1935 г., это десятичный логарифм перемещения иглы сейсмографа, расположенного не далее 600 км от эпицентра. Увеличение магнитуды на 1 единицу соответствует увеличению энергии в 32 раза. Если магнитуда землетрясения фиксируется сейсмостанциями на большем удалении от эпицентра, последствия землетрясений оценивают по макросейсмической 12-бальной шкале — визуально оценивая разрушения. Шкала Рихтера и балльность по макросейсмической шкале отличаются на 2-
3, иногда — 4 единицы в сторону увеличения.
По мнению сотрудника Института физики Земли РАН профессора А. Никонова, в Карелии тектонические удары до 7−8 баллов засвидетельствованы в IX, XIV, XVII, XVIII веках. Более сильное землетрясение, до 9 баллов, произошло 4200 лет назад. То есть имеет смысл говорить только о землетрясениях магнитудой более 5 единиц — то есть более 7 баллов по макросейсмической шкале. Таких за последние сто лет в Балтийско-Беломорской зоне было только два — калининградское 2004 года и осмуса-арское 1967 года, недалеко от Таллинна. При угрозе землетрясения менее 5−6 баллов реальной угрозы постройкам нет. Однако, на Ладоге вполне возможно семи- или даже восьми-балльное землетрясение.
В специальном исследовании сотрудника Института динамики геосфер РАН И. Саниной в 2010 году на юге Финского залива, где Ленинградская АЭС, сделан вывод, что «взрывы в окружающих АЭС карьерах имеют больший сейсмический эффект, чем природные тектонические явления».
Директор Геофизической службы в Обнинске член-корр. РАН А. Маловичко категорично не рассматривает прибалтийский регион как источник сейсмической опасности.
По авторитетному мнению директора Института проблем безопасного развития атомной энергетики (ИБРАЭ РАН) член-корр. РАН Л. Большова, в мире сегодня существует тенденция преувеличивать как возможные последствия ядерных аварий, так и последствия уже случившихся в прошлом инцидентов. Есть одна цифра, которую знают все профессионалы-атомщики, а общество не знает совсем. Это число смертей от радиации во всем атомном комплексе Советского Союза и России — включая Чернобыль, аварии на ускорителях в Сарове, на «Маяке» в Челябинской области, — в общей сложности это 72 человека. Это много, конечно же, и об этом можно только сожалеть. Но это не сотни и не тысячи, как думают некоторые.
Позиция Л. Большова, подтверждается данными международной не-
правительственной организации Lifeboat Foundation о сравнительная летальность на единицу произведенной энергии при различных способах производства (таблица).
Сравнительная летальность на единицу произведенной энергии при различных способах производства (по данным международной неправительственной организации Lifeboat Foundation)
Источник энергии Уровень смертности (человек/ террав ат-час)
Уголь (во всем мире) 161 (26% от мировой энергии, 50% от электроэнергии)
Уголь (в Китае) 278
Уголь (в США) 15
Нефть 36 (36% от мировой энергии)
Природный газ 4 (21% от мировой энергии)
Биотопливо 12
Торф 12
Солнечная энергия 0,44 (менее 0,1% от мировой энергии)
Энергия ветра 0,15 (менее 1% от мировой энергии)
Г идроэнергия 0,10 (уровень смертности по Европе, 2,2% от мировой энергии)
Г идроэнергия (во всем мире) 1,4 (около 2500 млрд. кВтч/год, с учетом 171 000 погибших при катастрофе плотины Баньцяо, КНР)
Атомная энергия 0,04 (5,9% от мировой энергии)
В Хиросиме и Нагасаки во время ядерной бомбардировки погибло 240 тыс. человек. Когда людей в опросах спрашивают «а сколько погибло от радиации после этого», то называются цифры в сотни тысяч или «очень много». На сам же деле за все эти годы умерло 468 человек от болезней, непосредственно связаны с радиацией. Другими словами, психосоциальный аспект последствий ядерных аварий имеет гораздо большее значение, чем реальные последствия радиоактивного загрязнения окружающей среды. С этим связаны не только страхи обывателя перед радиацией, «невидимой смертью», но и конкретные денежные компенсации, которые компании и правительства стран должны выплачивать людям, так или иначе пострадавшим от аварий. Неудивительно, что число «жертв» неуклонно растет, перекрывая в разы количество попавших в зону реально опасного для здоровья человека излучения.

ПоказатьСвернуть
Заполнить форму текущей работой