Атомна енергетика

ВСТУПЛЕНИЕ.

Досвід минулого свідчить, що проходить щонайменше 80 років, колись ніж одні основні джерела замінюються іншими — дерево замінив вугілля, вугілля — нафту, нафту — газ, хімічні є екологічно безпечними замінила атомна енергетика. Історія оволодіння атомну енергію — від перших досвідчених експериментів — налічує близько 60 років, як у 1939 г. було відкрито реакція розподілу урана.

У 1930;ті роки нашого століття відомий український вчений І.В. Курчатов обгрунтовував необхідність розвитку науково-практичних робіт у царині атомної техніки у сфері народного господарства страны.

У 1946 р. у Росії було споруджено запущено перший на По-європейськомуАзіатському континенті ядерний реактор. Складається уранодобывающая промисловість. Організовано виробництво ядерного пального — урану-235 і плутония-239, налагоджений випуск радіоактивних изотопов.

У 1954 р. почала працювати перша група у світі атомна станція м. Обнінську, а ще через 3 року в океанські простори вийшло перше атомне судно — криголам «Ленин».

Починаючи з 1970 р. у багатьох країн світу здійснюються масштабні програми розвитку ядерної енергетики. Нині сотні ядерних реакторів працюють за всьому миру.

1. ОСОБЛИВОСТІ АТОМНОЇ ЭНЕРГЕТИКИ.

Енергія — це базис. Усі блага цивілізації, всі матеріальні сфери діяльності - від прання білизни до дослідження відвідин Місяця й Марса — вимагають витрати енергії. І далі, тим больше.

Сьогодні енергія атома широко використовується у багатьох галузях економіки. Будуються потужні підводні човни й надводні кораблі з ядерними енергетичними установками. З допомогою мирного атома здійснюється розвідку корисних копалин. Масове використання у біології, сільське господарство, медицині, лідера в освоєнні космосу знайшли радіоактивні изотопы.

У Росії її є 9 атомних електростанцій (АЕС), і всі їх розташовано в густонаселеної європейській частині країни. У 30- кілометровою зоні цих АЕС проживає більше 4 млн. человек.

Позитивне значення атомних електростанцій в енергобалансі очевидно. Гідроенергетика для своєї роботи вимагає створення великих водоймищ, під якими затоплюються великі площі родючих земель на берегах річок. Вода у яких застоюється і втрачає своє якість, що у свою чергу загострює проблеми водопостачання, рибного господарства і індустрії досуга.

Теплоенергетичні станції найбільше сприяють руйнації біосфери та природного середовища Землі. Вони вже винищили багато десятки тонн органічного палива. На його розробки сільського господарства і інших галузей вилучаються величезні земельні площі. У місцях відкритої видобутку вугілля утворюються «місячні ландшафти». А підвищений вміст золи палива є причиною викиду у повітря десятків мільйонів тонн [pic]. Усі теплові енергетичні установки світу викидають у повітря протягом року до 250 млн. т золи і майже 60 млн. т сірчистого ангидрида.

Атомні електростанції - третій «кит» у системі сучасної енергетики. Техніка АЕС, безперечно, може вважатися великим досягненням НТП. У разі безаварійної роботи атомних електростанцій не виробляють практично ніякого забруднення довкілля, крім теплового. Щоправда внаслідок роботи АЕС (і атомного паливного циклу) утворюються радіоактивні відходи, що становлять потенційну небезпека. Проте обсяг радіоактивних відходів дуже малий, вони цілком компактні, і можна зберігати в умовах, які гарантують відсутність витоку наружу.

АЕС економічніше звичайних теплових станцій, а, найголовніше, при правильної їх експлуатації - це чисті джерела энергии.

Разом про те, розвиваючи ядерну енергетику у сфері економіки, не можна забувати безпеки і душевному здоров'ї людей, оскільки помилки можуть призвести до катастрофічним последствиям.

Загалом із початку експлуатації атомних станцій в 14 країн світу сталося більш 150 інцидентів і різного рівня складності. Найхарактерніші їх: в 1957 р. — в Уиндскейле (Англія), в 1959 р. — в Санта-Сюзанне (США), в 1961 р. — в Айдахо-Фолсе (США), 1979 р. — на АЕС Три-Майл-Айленд (США), в 1986 р. — на Чорнобильською АЕС (СССР).

2. РЕСУРСИ АТОМНОЇ ЭНЕРГЕТИКИ.

Природним і важливим є запитання про земельні ресурси самого палива. Достатні його запаси, щоб забезпечити широке розвиток ядерної енергетики? По оцінним даним, по всьому земній кулі в родовищах, придатних і розробити, є кілька тонн урану. Власне кажучи, це мало, але слід врахувати, що у отримали нині стала вельми поширеною АЕС з реакторами на теплових нейтронах практично тільки дуже невелику частину урану (близько 1%) можна використовувати для вироблення енергії. Тому виявляється, що з орієнтації лише з реактори на теплових нейтронах ядерна енергетика за співвідношенням ресурсів непогані багато може додати звичайній енергетиці - лише близько 20%. Глобального рішення що насувається проблеми енергетичного голоду не получается.

Зовсім інша картина, інші перспективи з’являються у разі застосування АЕС з реакторами на швидких нейтронах, у яких використовуються практично усе видобуте уран. Це означає, що потенційні ресурси ядерної енергетики з реакторами на швидких нейтронах приблизно 10 разів більше по порівнянню з традиційною (на органічному паливі). Понад те, за повної використанні урану стає рентабельною його видобуток і з дуже бідних по концентрації родовищ, яких значна частина на земній кулі. І це в кінцевому підсумку означає практично необмежене (по сучасним масштабам) розширення потенційних сировинних ресурсів ядерної энергетики.

Отже, застосування реакторів на швидких нейтронах помітно розширює паливну базу ядерної енергетики. Проте може запитати: якщо реактори на швидких нейтронах так хороші, якщо вони значно перевершують реактори на теплових нейтронах за паливною ефективністю використання урану, то чому останні взагалі будуються? Чому б із початку не розвивати ядерну енергетику з урахуванням реакторів на швидких нейтронах?

Передусім слід сказати, що в першому етапі розвитку ядерної енергетики, коли сумарна потужність АЕС була мала і U 235 вистачало, питання про відтворенні не стояв гостро. Тому основний перевагу реакторів на швидких нейтронах — великий коефіцієнт відтворення — ще не був решающим.

У той самий час спочатку реактори на швидких нейтронах виявилися ще готовими запровадження. Річ у тім, що з своєї здавалося б відносної простоті (відсутність уповільнювача) вони технічно складніші, ніж реактори на теплових нейтронах. Для їх створення потрібно було вирішити низку нових серйозних завдань, що, природно, вимагало відповідного часу. Ці завдання пов’язані переважно особливостям використання палива, які, як та здатність до відтворення, по-різному виявляється у реакторах різних типів. Проте на відміну від останньої ці особливості позначаються прихильніше в реакторах на теплових нейтронах.

Перша з цих особливостей у тому, що ядерного палива не то, можливо витрачено в реакторі повністю, як витрачається звичайне хімічне паливо. Останнє, зазвичай, спалюється в топці остаточно. Можливість перебігу хімічної реакції слабко від кількості який входить у реакцію речовини. Ядерна ж ланцюгова реакція не може бути, якщо кількість палива на реакторі меншою від визначеного значення, званого критичної массой.

Уран (плутоній) у кількості, котрий становить критичної маси, не є паливом у власному значенні цього терміну. Його час хіба що перетворюється на деяке інертне речовина на кшталт заліза чи інших конструкційних матеріалів, що у реакторі. Вигорати може лише та частина палива, яка завантажується в реактор понад критичної маси. Таким чином, ядерного палива у кількості, рівному критичній масі, служить своєрідним каталізатором процесу, забезпечує можливість перебігу реакції, не беручи участь у ней.

Природно, що паливо у кількості, котрий становить критичну масу, фізично невіддільне в реакторі від выгорающего палива. У тепловыделяющихся елементах, загружаемых в реактор, від початку поміщається паливо як створення критичної маси, так вигоряння. Значення критичної маси неоднаково щодо різноманітних реакторів і взагалі разі щодо велико.

Так, для серійного вітчизняного енергетичного блоку з реактором на теплових нейтронах ВВЕР-440 (водо-водяний енергетичний реактор потужністю 440 МВт) критичної маси U 235 становить 700 кг. Це відповідає кількості вугілля близько двох млн. тонн. Інакше кажучи, стосовно електростанції на вугіллі тієї ж потужності це хіба що означає обов’язкове наявність в її присутності такого досить значного недоторканного запасу вугілля. Жоден кг від цього запасу не витрачається і може бути витрачено, проте ж без нього електростанція працювати не может.

Наявність такої великого кількості «замороженого «палива, хоч і позначається негативно на економічних показниках, але з реально сформованого співвідношення витрат реакторів на теплових нейтронах не занадто обтяжливим. У разі реакторів на швидких нейтронах з цим доводиться вважатися більш серьезно.

Реактори на швидких нейтронах мають значно більшої критичної маси, ніж реактори на теплових нейтронах (при заданих розмірах реактора). Це тим, що швидкі нейтрони при взаємодії з середовищем виявляються хіба що більш «інертними », ніж теплові. Зокрема, ймовірність викликати розподіл атома палива (на одиниці довжини шляху) їм значно (у сотні разів) менше, ніж для теплових. Щоб швидкі нейтрони не вилітали без взаємодії за межі реактори й не губилися, їх «інертність «необхідно компенсувати збільшенням кількості закладываемого палива з певним зростанням критичної массы.

Щоб реактори на швидких нейтронах не програвали проти реакторами на теплових нейтронах, потрібно підвищувати потужність, развиваемую при заданих розмірах реактора. Тоді кількість «замороженого «палива на одиницю потужності буде відповідно зменшуватися. Досягнення високої щільності тепловыделения в реакторі на швидких нейтронах було головною інженерної задачей.

Зауважимо, у тому що собі потужність безпосередньо пов’язана з кількістю палива, що у реакторі. Якщо на цю кількість перевищує критичної маси, у ньому з допомогою створеної нестаціонарність ланцюгової реакції можна розвинути будь-яку необхідну потужність. Вся річ у тому, щоб забезпечити досить інтенсивний теплоотвод з реактора. Йдеться саме про підвищення щільності тепловыделения, бо збільшення, наприклад, розмірів реактора, що сприяє збільшення тепловідведення, неодмінно веде у себе і підвищення критичної маси, тобто. не вирішує задачи.

Становище ускладнюється тим, що з тепловідведення з реактора на швидких нейтронах такий звичний і добре освоєний теплоносій, як звичайна вода, не підходить за своїми ядерним властивостями. Вона, як відомо, уповільнює нейтрони і, отже, знижує коефіцієнт відтворення. Газові теплоносії (гелій та інші) мають у разі прийнятними ядерними параметрами. Проте вимоги інтенсивного тепловідведення призводять до необхідності використовувати газ при високих тисках (приблизно 150 ат, чи [pic]Па), що викликає свої технічні трудности.

Як теплоносія для тепловідведення з реакторів на швидких нейтронах був обраний у якого прекрасними теплофизическими і ядернофізичними властивостями розплавлений натрій. Він дозволив вирішити це завдання досягнення високої густини тепловыделения.

Треба зазначити, що у свого часу вибір «екзотичного «натрію здавався дуже сміливим рішенням. Немає ніякого як промислового, але і лабораторного досвіду його у ролі теплоносія. Викликала побоювання висока хімічна активність натрію при взаємодію Космосу з водою, а і з киснем повітря, яка, скоріш за все, могла дуже несприятливо проявитися в аварійних ситуациях.

Знадобилося проведення великого комплексу науково-технічних досліджень, і розробок, спорудження стендів і спеціальних експериментальних реакторів на швидких нейтронах, у тому, аби переконатися на добрих технологічних і експлуатаційних властивості натриевого теплоносія. Як сталося в ході цьому показано, необхідна високий рівень безпеки забезпечується такими заходами: по-перше, ретельністю виготовлення й контролю за якістю усього обладнання, стичного з натрієм; по-друге, створенням додаткових страхувальних кожухів у разі аварійної протечки натрію; по-третє, використанням чутливих індикаторів течі, які досить швидко реєструвати початок аварії, і вживати заходів до її обмеження і ликвидации.

Крім обов’язкового існування критичної маси є ще одне риса використання палива, що з тими фізичними умовами, у яких вона перебуває у реакторі. Під впливом інтенсивного ядерного випромінювання, високої температури і особливо, в результаті накопичення продуктів розподілу відбувається поступове погіршення фізико-математичних, і навіть ядерно-фізичних властивостей паливної композиції (суміші палива й сировини). Паливо, який утворює критичної маси, стає непридатним використання. Його доводиться періодично отримувати від реактори й заміняти свіжим. Извлеченное паливо на відновлення початкових властивостей має піддаватися регенерації. У випадку — це трудомісткий, тривалий та найдорожчої процесс.

Для реакторів на теплових нейтронах зміст палива на паливної композиції щодо невеличке — лише відсотків. Для реакторів на швидких нейтронах відповідна концентрація палива значно вища. Частково це пов’язано з вже позначеної необхідністю збільшувати взагалі кількість палива на реакторі на швидких нейтронах для створення критичної маси заданому обсязі. Але головне у тому, що безпосереднє відношення ймовірностей викликати розподіл атома палива або бути захопленим в атомі сировини різна до різних нейтронів. Для швидких нейтронів він у кілька разів меншою, ніж для теплових, і, отже, зміст палива на паливної композиції реакторів на швидких нейтронах має бути відповідно більше. Інакше занадто багато нейтронів буде поглинатися атомами сировини й стаціонарна ланцюгова реакція розподілу палива виявиться невозможной.

Причому за однаковому накопиченні продуктів розподілу в реакторі на швидких нейтронах вигорить у кілька разів менша частка закладеного палива, ніж у реакторах на теплових нейтронах. Це спричинить різке відповідно до необхідності збільшити регенерацію палива в реакторах на швидких нейтронах. У економічному плані це дозволить помітний проигрыш.

Але, крім вдосконалення самого реактора перед вченими постійно стають питання вдосконаленні системи безпеки на АЕС, і навіть вивчення можливих способів переробки радіоактивних відходів, перетворення на безпечні речовини. Йдеться методах перетворення стронцію і цезію, котрі мають великий період піврозпаду, в нешкідливі елементи шляхом бомбардування їх нейтронами чи хімічними способами. Теоретично може бути, але у сьогодні часу за сучасної технології економічно недоцільно. Хоча може бути у майбутньому будуть отримані реальні результати цих досліджень, у яких атомної енергії стане лише найдешевшим виглядом енергії, а й справді екологічно чистым.

3. ПРОБЛЕМИ ПІВНІЧНО-ЗАХІДНОГО РЕГИОНА.

Фахова комбінат «Радон », де вже майже десятиліття переробляються і смертоносні відходи, вступники з російського північного заходу, тягне жалюгідне існування. У 1998 року «Радон », який з федерального бюджету, отримав лише половині з запланованих коштів. Грошей бракує навіть у зарплату колективу, не кажучи вже оплату опалення й освітлення, транспортних засобів і охорони, покликаної захищати від зазіхань на особливий груз.

Першими «експонатами «» Радону «стали радіоактивні джерела, виявлені на Петроградській стороні тому місці, де він ще перед революцією перебував радієвий інститут. Але джерела знаходять як там, де працюють вчені. Нерідко трапляється, коли прилади з токсичними речовинами, відслужилі віку, викидають на смітник, через роках місці звалища будують житлові будинки або дитячі закладу і больницы.

Щоб захистити населення від радіації, наприкінці 1950;х років у колишньому СРСР поруч із великими промисловими центрами почали будувати регіональні спеціалізовані комбінати. Сюди для збереження і переробки з військових і цивільних об'єктів звозили небезпечний вантаж. До сформування такого комбінату, який би обслуговував Північно-Західний регіон, вибрали мальовниче місце на березі Фінської затоки в 80 кілометрів від північної столиці у селищі Сосновий Бір, через кілька років була побудована Ленінградська атомна електростанція (ЛАЭС). Протягом майже чверть століття все тверді радіоактивні відходи (ТРО), які утворюються у процесі експлуатації і ремонту енергоблоків ЛАЭС (загалом при нормальної експлуатації утворюється до 2 тис. кубометрів ТРО, а при реконструкції їх обсяг зростає майже півтора разу було), спецтранспортом доставлялися в сховища «Родона ». Тут відходи розвантажували і зберігали в отсеках-каньонах. Зараз низькоі среднеактивные ТРО захораниваются в щойно збудованому сховище ЛАЭС.

Майданчики «Родона », розташовані на 35 гектарах, вже нині заповнені понад дві третини. Резервів вистачить максимум — на 2−3 року, коли всі залежить від цього, з яким інтенсивністю використовувати ємності. У цьому року на «Радон «потрапила приблизно третину те, що підлягала вивезенню. Через нестачі фінансування керівництво комбінату на чолі з директором Михайлом Якушевым може забезпечити належну охорону, неспроможна купити контейнери, використовувати технології, щоб радіоактивні речовини надійно зберігалися 300 років, поки вони стануть безпечними. Система захисту населення, що впродовж кількох десятиліть і було пов’язані з виявленням небезпечні людини предметів, оперативним збиранням і вивезенням, практично зруйнована. Комбінат, що дає безкоштовну й доступну послугу, виявився беззахисним і непотрібним — ні Минатому, ні населенню. Останньому нині різноманітні до екології, першому плані - турбота про хліб насущний. Оскільки відходи не збираються — з’являється велика ризик влучення радіоактивних джерел у питну воду, до басейнів, в пищу.

На думку Михайла Якушева, аби захистити населення від цього ризику, треба довести до сучасних вимог систему упаковки відходів, щоб у найближчі десятиліття викликали побоювання, і можуть побудувати регіональне хранилище.

Як зазначають спеціалісти, у цивілізованих країнах спочатку будують надійне сховище, та був вже будують атомні станції. Держатомнагляд дав добро ЛАЭС чотири роки зберігання відходів. Передбачається, що тимчасова схема зберігання буде замінена. Федеральна програма передбачає на базі «Радону «створити регіональний центр поводження з радіоактивними відходами. Його необхідність обумовлена ще тим, що у 2003 року минає сік експлуатації першого блоку ЛАЭС, і тоді знову стане проблема збереження і утилізації відпрацьованого палива. Через п’ять років має бути виведено і устаткування Інституту ядерної фізики імені Константинова в Гатчино.

Не слід забувати іще одна важливий факт. Ленінградська область має сухопутні і морські кордону з європейських країн, уряду яких немає може хвилювати сусідство ядерного держави, звиклого очікувати російське «може ». І вони також вимагають прийняти відповідні меры.

СПИСОК ВИКОРИСТАНИХ ИСТОЧНИКОВ.

1. Ольсевич О. Я., Гудків А. А. Критика екологічної критики. — М.: Мысль,.

1990. — 213с. 2. Ядерна й термоядерна енергетика будущего/Под ред. Чуянова В. А. — М.:

Энергоатомиздат, 1987. — 192с. 3. Ядерний слід/ Губарєв В.С., Каміока І., Лаговский И. К. та інших.; сост.

Малкін Р. — М.: ИздАТ, 1992. — 256с. 4. Єфімова М. Ядерна безпеку: хто має шукати захисту? / «Економіка та палестинці час », № 11 від 20 березня 1999 г.