РЕФЕРАТ

на тему:

«Ядерный топливный цикл»

Оглавление

1. Введение

2. Ядерная энергетика

3. Ядерный топливный цикл

3.1 Физико-химические свойства урана

3.2 Добыча руды

3.3 Переработка руды

3.4 Аффинаж

3.5 Обогащение урана

3.6 Изготовление топлива

4. Ядерный реактор

5. Ядерный топливный цикл после АЭС

5.1 Хранение отработавшего топлива

5.2 Три категории отходов, их хранение и переработка

6. Риск и проблемы

Заключение

Список использованных источников

1. Введение

Среди вопросов, представляющих научный интерес, немногие приковывают к себе столь постоянное внимание общественности и вызывают так много споров, как вопрос о действии радиации на человека и окружающую среду. В промышленно развитых странах не проходит и недели без какой-нибудь демонстрации общественности по этому поводу. Такая же ситуация довольно скоро может возникнуть и в развивающихся странах, которые создают свою атомную энергетику; есть все основания утверждать, что дебаты по поводу радиации и ее воздействия вряд ли утихнут в ближайшем будущем.

АЭС – только небольшая часть сложного многостадийного и чрезвычайно разветвленного топливо – энергетического комплекса самых разнообразных производств. На АЭС топливо поступает уже в виде конструкционных узлов – ТВС, готовых к монтажу в активной зоне реактора. Однако прежде чем добываемый из руд уран попадает в реактор, он должен последовательно пройти целый ряд технологических процессов на предприятиях, входящих в состав топливно-энергетического комплекса. К ним относятся, например, предприятия осуществляющие добычу топлива, его переработку, транспортировку и т.д.

Ядерный топливный цикл – это вся последовательность повторяющихся производственных процессов, начиная от добычи топлива и кончая удалением радиоактивных отходов. В зависимости от вида ядерного топлива и конкретных условий ядерные топливные циклы могут различаться в деталях, но их общая принципиальная схема сохраняется.

2. Ядерная энергетика

Ядерная энергетика занимает особое место среди других источников энергии, давно вошедших в жизнь людей и ставших традиционными.

Ядерная энергия, используется в атомных энергетических установках стационарного и нестационарного типов, играет весьма ощутимую роль в производстве, в получении электрической энергии. Перед другими видами энергии, особенно химической, ядерная энергия обладает огромным преимуществом в связи с очень высокой концентрацией на единицу массы топлива. Благодаря высокой удельной концентрации ядерное топливо (уран) оказывается наиболее дешёвым видом топлива для электростанций, несмотря на сложность его добычи и очень малое содержание урана в руде. Так, экономически эффективными для добычи урана считаются месторождения с содержанием урана в руде всего лишь 0,1%, а иногда и меньше.

В наше время электроэнергия стала жизненно важным фактором в деятельности человека. Это в первую очередь относится к развитым странам и несколько меньше, к развивающимся.

Значение электрической энергии для человечества необыкновенно велико. Без электрической энергии нельзя представить себе завод, фабрику, производство, а так же многоквартирный жилой дом без света, воды, лифта. Электроэнергия на предприятиях, в городах и сёлах – повседневный быт. Без электроэнергии невозможно представить жизнь современного человека.

С чего начинается производство электроэнергии? Это электростанции со сложным комплексом сооружений, зданий, с электротехническим оборудованием, это трансформаторные подстанции по местам потребления энергии и пр. В то же время производство электроэнергии связано с большим расходом разнообразного топлива, необходимого для превращения воды в пар, направление пара на турбины, для последующего получения электроэнергии.

Традиционное использование органического топлива сопровождается образованием огромного количества отходов, загрязняющих среду обитания человека.

3. Ядерный топливный цикл

По мнению специалистов, в настоящее время атомным электростанциям нет альтернативы с точки зрения производства электроэнергии с минимальным воздействием на окружающую природу.

АЭС – это огромный комплекс, включающий ядерный реактор и соответствующее оборудование и предназначенный для преобразования ядерной энергии в электрическую. На АЭС топливо поступает уже в виде конструкционных узлов – ТВС, готовых к монтажу в активной зоне реактора. Однако прежде чем добываемый из руд уран попадет в реактор, он должен пройти целый ряд технологический процессов на предприятиях, входящих в состав топливно-энергетического комплекса. К ним относятся, например, предприятия, осуществляющие добычу топлива, его переработку, транспортировку и т.д.

Ядерный топливный цикл - это вся последовательность повторяющихся производственных процессов, начиная от добычи топлива (включая производство электроэнергии) и кончая удалением радиоактивных отходов (рис 1). В зависимости от вида ядерного топлива и конкретных условий ядерные топливные циклы могут различаться в деталях, но их общая принципиальная схема сохраняется.

Ядерным топливом для реакторов является уран. Поэтому все стадии и процессы ядерного топливного цикла определяются физико-химическими свойствами этого элемент

Рис.1 – Производства ядерного топливного цикла.

3.1 Физико-химические свойства урана

Уран – это элемент с порядковым номером 92, самый тяжелый из встречающихся в природе. Использовался он еще в начале нашей эры: осколки керамики с желтой глазурью (содержащие более 1% оксида урана) находились среди развалин Помпеи и Геркуланума. На Руси соли урана использовали для придания стеклу разнообразных оттенков от светло-желтого до зеленовато-коричневого. Уран был открыт в 1789 году в урановой смолке немецким химиком Мартоном Генрихом Клапротом, назвавшего его в честь планеты уран, открытой в 1781 году. Впервые металлический уран получил французский химик Юджин Пелиго в 1841, восстановив безводный тетрахлорид урана калием. В 1896 году Антуан-Анри Беккерель открывает явление радиоактивности урана случайным засвечиванием фотопластинок ионизирующим излучением от оказавшегося поблизости кусочка соли урана.

Уран очень тяжелый, серебристо-белый глянцеватый металл. В чистом виде он немного мягче стали, ковкий, гибкий, обладает небольшими парамагнитными свойствами. Уран имеет три фазовых структуры кристаллической решетки: альфа (призматическая, стабильна до 667,7 °C), бета (четырехугольная, стабильна от 667,7 до 774,8 °C) и гамма (с объемно центрированной кубической структурой, существующей от 774.8 °C до точки плавления), в которых уран наиболее податлив и удобен для обработки. Альфа-фаза – очень примечательный тип призматической структуры, состоящей из волнистых слоев атомов в чрезвычайно асимметричной призматической решетке. Такая анизотропная структура затрудняет сплав урана с другими металлами. Только молибден и ниобий могут создавать с ураном твердофазные сплавы.

Основные физические свойства урана:

- температура плавления 1132,2°C (+/- 0.8);

- температура кипения 3818°C;

- плотность 18,95 (в альфа-фазе);

- удельная теплоемкость 6,65 кал/моль/°C (при 25ºС);

Химически уран очень активный металл. Быстро окисляясь на воздухе, он покрывается радужной пленкой оксида. Мелкий порошок урана самовоспламеняется на воздухе, он зажигается при температуре 150-175 °C, образуя U3O8. При 1000 °C уран соединяется с азотом, образуя желтый нитрид урана. Вода способна разъедать металл: медленно при низкой температуре, и быстро при высокой. Уран растворяется в соляной, азотной и других кислотах, образуя четырехвалентные соли, но не взаимодействует с щелочами. Уран вытесняет водород из неорганических кислот и солевых растворов таких металлов как ртуть, серебро, медь, олово, платина и золото. При сильном встряхивании металлические частицы урана начинают светиться.

Уран имеет четыре степени окисления - III-VI. Шестивалентные соединения включают в себя триокись уранила UO3 и уранилхлорид урана UO2Cl2. Тетрахлорид урана UCl4 и диоксид урана UO2 - примеры четырехвалентного урана. Вещества, содержащие четырехвалентный уран обычно нестабильны и обращаются в шестивалентные при длительном пребывании на воздухе. Ураниловые соли, такие как уранилхлорид, распадаются в присутствии яркого света или органики.

Уран имеет 14 изотопов, при этом только три из них встречаются в природе: U-234, U-235, U-238.

Хотя содержание изотопа U-235 в общем постоянно, в различных рудах имеются некоторые колебания его количества, т.к. со временем произошло обеднение руды из-за реакций деления, которая происходила, когда концентрация U-235 была много выше, чем сегодня. Самый известный такой природный «реактор», возрастом 1,9 миллиарда лет, обнаружен в 1972 году в шахте Окло в Габоне. Когда этот реактор действовал, в природном уране содержалось примерно 3% U-235, т.е. столько же, сколько в современном топливе для атомных электростанций. Теперь ядро шахты выгорело, и обедненная руда содержит лишь 0,44% U-235. Естественные реакторы в Окло и открытые поблизости, являются единственными в своем роде до сих пор.

3.2 Добыча руды

Начальная стадия топливного цикла – горнодобывающее производство, т.е. урановый рудник, где добывается урановая руда.

Среднее содержание урана в земной коре довольно велико и расценивается как 75*10-6. Урана примерно в 1000 раз больше, чем золота и в 30 раз больше чем серебра. Урановые руды отличаются исключительным разнообразием состава. В большинстве случаев уран в рудах представлен не одним, а несколькими минеральными образованиями. Известно около 200 урановых и урансодержащих минералов. Наибольшее практическое значение имеют уранинит, настуран, урановые черни и др.

Добыча урановой руды, также как и других полезных ископаемых, осуществляется в основном либо шахтным, либо карьерным способом в зависимости от глубины залегания пластов. В последние годы стали применяться методы подземного выщелачивания, позволяющие исключить выемку руды на поверхность и проводить извлечение урана из руд прямо на месте их залегания.

При добыче руд с содержанием урана, например 0,1%, для получения 1т U3O8 необходимо извлечь из недр примерно 1000 т руды, не считая колоссального количества пустой породы от вскрытых и проходческих выемок. Такую огромную массу руды лучше всего переработать и обогатить ураном в непосредственной близости от рудника. Это позволит уменьшить загрузку транспорта и существенно снизить транспортные расходы. Поэтому обычно гидрометаллургические заводы (процессы выщелачивания и последующего селективного извлечения металлов из растворов называются гидрометаллургическими процессами), располагаются в непосредственной близости с открытыми карьерами.

3.3 Переработка руды

Извлеченная из земли урановая руда содержит рудные минералы и пустую породу. Дальнейшая задача состоит в том, чтобы руду переработать – отделить полезные минералы от пустой породы и получить химические концентраты урана. Обязательные стадии при получении урановых химических концентратов – дробление и измельчение исходной руды, выщелачивание (перевод урана из руды в раствор). Очень часто перед выщелачиванием руду обогащают – различными физическими методами увеличивают содержание урана.

3.4 Аффинаж

На всех этапах переработки урановых руд происходит определенная очистка урана от сопутствующих ему примесей.

Однако полной очистки достичь не удается. Некоторые концентраты содержат всего 60 – 80%, другие 95 – 96% оксида урана, а остальное – различные примеси. Такой уран не пригоден в качестве ядерного топлива. Следующая обязательная стадия ядерного топливного цикла – аффинаж, в котором завершается очистка соединений урана от примесей и особенно от элементов, обладающих большим сечением захвата нейтронов (гафний, бор, кадмий и т.д.).

Методы аффинажа урана разнообразны. Наибольшее распространение получили следующие способы очистки:

– пероксидный (выделение пероксида урана UO4•H2O из раствора уранилнитрата UO2(NO3)2 под действием пергидроля H2O2);

– карбонатный (добавляют бикарбонат аммония NH4HCO3,уран осаждают в виде очень устойчивого комплексного соединения – уранилтрикарбоната аммония);

– экстракционный растворителями (урановая руда удаляется из щелока от выщелачивания подкисленной породы при помощи смеси растворителей).

Прокаливание полученных при аффинаже осадков урановых солей позволяет получить чистые оксиды урана. Важнейшие промежуточные продукты уранового производств – UO3, U3O8.

3.5 Обогащение урана

Современная ядерная энергетика с реакторами на тепловых нейтронах базируются на слабообогащенном (2 – 5%) урановом топливе. В реакторе на быстрых нейтронах используется уран с еще большим содержанием урана-235 (до 93%). Следовательно прежде чем изготавливать топливо природный уран, содержащий только 0,72% урана-235, необходимо обогатить – разделить изотопы урана-235 и урана-238. Химические реакции слишком малочувствительны к атомной массе реагирующих элементов. Поэтому они не могут быть использованы для обогащения урана; необходимы физические методы разделения изотопов.

Основные используемые методы разделения изотопов:

• Электромагнитное разделение.

• Газовая диффузия.

• Жидкостная термодиффузия.

• Газовое центрифугирование.

• Аэродинамическая сепарация.

• Химическое обогащение.

• Дистилляция.

• Электролиз.

В настоящее время основным, а до недавнего времени единственным, промышленным методом производства обогащенного урана был газодиффузионный.

Этот метод использует различие в скоростях движения различных по массе молекул газа. Вещество должно находиться в газообразном состоянии.

Принцип действия представлен на рисунке 2.

При различных скоростях движения молекул, если заставить их двигаться через тонкую трубочку, более быстрые и легкие обгонят более тяжелые. Для этого трубка должна быть настолько тонка, чтобы молекулы двигались по ней поодиночке. Таким образом, ключевой момент здесь – изготовление пористых мембран для разделения. Они должны не допускать утечек, выдерживать избыточное давление.

Для некоторых легких элементов степень разделения может быть достаточно велика, но для урана - только 1.00429 (выходной поток каждой ступени обогащается в 1.00429 раза). Поэтому газодиффузионные обогатительные предприятия – огромные по размерам, состоят из тысяч ступеней обогащения.

В 1980 г. на долю газодиффузионных заводов приходилось 98% всех мощностей по обогащению. В последние годы получает все большее распространение конкурирующий с ним центробежный метод, основанный на использовании высокоскоростных газовых центрифуг. В обоих методах применяют уран в виде гексафторида UF6. Гексафторид урана обладает интересными и важными для технологии физическими свойствами. Во-первых, UF6 — единственное урансодержащее вещество, существующее при обычной температуре, но при пониженном давлении в газообразном состоянии. Во-вторых, гексафторид урана при обычных условиях легко возгоняется, т.е. превращается в газ из твердого состояния, минуя жидкую фазу.

Обогащение урана методом газовой диффузии основано на явлении молекулярной диффузии через пористую перегородку с мельчайшими отверстиями. В замкнутом пространстве при тепловом равновесии все молекулы газовой смеси обладают одной и той же кинетической энергией. Менее тяжелые молекулы 235UF6 обладают большей средней скоростью теплового движения и поэтому чаще ударяются о перегородку, чем более тяжелые молекулы 235UF6. В результате через отверстия перегородки чаще будут проникать (диффундировать) более легкие молекул 235UF6. Соответственно молекулы тяжелого изотопа будут концентрироваться перед перегородкой.

Метод газовой диффузии чрезвычайно дорогостоящий, так как требует огромных площадей и большого количества достаточно сложного оборудования. Кроме того, газодиффузионные заводы потребляют очень много электроэнергии.

Как и в любом другом технологическом процессе, при обогащении урана существуют некоторые материальные потери продукта, В частности, несколько десятых частей процента общей массы обогащаемого урана остается внутри разделительного оборудования и трубопроводов, накапливаясь в виде твердых отложений. При остановках и ремонтах разделительных установок твердые отложения, конечно же, извлекаются из технологического оборудования. Эти потери неизбежны и их заранее предусматривают.

Несмотря на то, что потери продукта малы, они существенны с точки зрения обеспечения радиационной безопасности на заводах.

В настоящее время отвал поступает для хранения на склады до того времени, когда его можно будет использовать как воспроизводящий материал в реакторах-размножителях для производства плутония.

3.6 Изготовление топлива

Обогащенный уран служит исходным сырьем для изготовления топлива ядерных реакторов. Ядерное топливо применяется в реакторах в виде металлов, сплавов оксидов карбидов, нитридов и других топливных композиций, которым придается определенная конструкционная форма. Конструкционной основой ядерного топлива в реакторе является тепловыделяющий элемент – твэл, состоящий из топлива и покрытия. Все твэлы конструкционно объединяют в ТВС.

Современные предприятия, производящие реакторное топливо, представляют собой промышленные комплексы, технологический цикл которых включает следующие этапы:

- получение порошка диоксида урана из гексафторида;

- изготовление спеченных таблеток;

- подготовку трубчатых оболочек твэлов и концевых деталей;

- упаковку топливных таблеток в оболочки;

- установку концевых деталей, герметизацию (сваркой);

- подготовку и комплектование деталей для ТВС;

- изготовление ТВС;

- разборку забракованных твэлов и ТВС и переработку отходов.

Товарной продукцией на данной стадии топливного цикла является ядерное топливо в виде, пригодном для непосредственного использования в реакторе.

Рассмотренные до сих пор производства составляют начальную стадию ядерного топливного цикла. Затем топливо поступает в ядерный реактор и обеспечивает производство заданного количества электроэнергии. Процессы, происходящие в ядерном реакторе, сопровождаются выгоранием ядер урана, накоплением продуктов деления (новые химические элементы), воспроизводством плутония. Но на этом топливный цикл на АЭС не заканчивается: отработавшие ТВС необходимо выгрузить из реактора, поместить в бассейн выдержки для уменьшения остаточного тепловыделения и снижения радиоактивности, а затем либо надёжно и безопасно хранить (открытый топливный цикл), либо переработать (замкнутый топливный цикл).

4. Ядерный реактор

Ядерный реактор – это техническая установка, в которой осуществляется самоподдерживающаяся цепная реакция деления тяжелых ядер с освобождением ядерной энергии. Ядерный реактор состоит из активной зоны и отражателя, размещенных в защитном корпусе. Активная зона содержит ядерное топливо в виде топливной композиции в защитном покрытии и замедлитель. Топливные элементы обычно имеют вид тонких стержней. Они собраны в пучки и заключены в чехлы. Такие сборные композиции называются сборками или кассетами.

Вдоль топливных элементов двигается теплоноситель, который воспринимает тепло ядерных превращений. Нагретый в активной зоне теплоноситель двигается по контуру циркуляции за счет работы насосов либо под действием сил Архимеда и, проходя через теплообменник, либо парогенератор, отдает тепло теплоносителю внешнего контура.

Перенос тепла и движения его носителей можно представить в виде простой схемы (рис. 2.):

1.Реактор

2.Теплообменник, парогенератор

3.Паротурбинная установка

4.Генератор

5.Конденсатор

6.Насос

Рис.2 – Схема ядерного реактора.

5. Ядерный топливный цикл после АЭС

Сейчас уже трудно поверить, что в самые первые годы после зарождения атомной энергетики практически все радиоактивные отходы (РАО) выбрасывались почти как обычный мусор. Однако именно в атомной промышленности проблему отходов впервые осознали и начали решать по – настоящему серьезно. Суммарный мировой объем РАО по сравнению с обычными отходами чрезвычайно мал. Пробуем оценить его хотя бы в первом приближении. Известно, что из реактора ВВЭР – 1000 (электрическая мощность – 1ГВт) ежегодно выгружается 23 т отработавшего ядерного топлива с содержанием продуктов деления 40кг/т, то есть 920 кг в год. За год в мире накапливается около 300 тонн РАО. Если прибавить отходы энергоустановок атомных подводных лодок и т.п., их общее количество будет ничтожным по сравнению с десятками и сотнями миллионов тонн традиционных отходов.

5.1 Хранение отработавшего топлива

Выгоревшие тепловыделяющие элементы – твэлы, только что извлеченные из реактора (конечно, с помощью дистанционных манипуляторов), содержат высокоактивные изотопы. Работать с таким материалом очень опасно. Поэтому твэлы прежде всего направляют в бассейн выдержки – (хранилище), имеющейся при каждой АЭС. Там они проводит от 3 до 10 лет, пока не распадутся короткоживущие нуклиды. После этого активность отработавшего ядерного топлива определяется продуктами деления (ПД) с большим временем распада. Среди них главный вклад вносят стронций – 90 (период полураспада Т=29,2 года), криптон – 85 (10,8 года), технеций – 99 (213тыс. лет) и цезий – 137 (28,6 года). А кроме долгоживущих ПД, остаются еще и трансурановые элементы – актиноиды: нептуний, плутоний, америций, кюрий; все они, как известно, радиоактивны, с очень большими периодами полураспада (десятки и сотни тысяч лет).

И хотя за 10 лет после выгрузки активность содержимого твэлов уменьшается примерно в 10 раз по сравнению с той, что была через полгода, она и тогда составляет 325 тыс. кюри на тонну. После выдержки в бассейне отработавшее топливо перевозят на радиохимический завод для извлечения оставшегося урана, а также плутония. Для этого, как правило, используется технология водного растворения, и в результате почти все РАО становятся жидкими.

Долго держать их в таком виде, даже в специальных емкостях, рискованно. Ведь за счет оставшихся радионуклидов эти жидкости постоянно нагреваются.

Активность РАО станет пренебрежимо малой, если снизится, по крайней мере, на шесть порядков по сравнению с начальной. Легко подсчитать, что через 10 периодов полураспада она уменьшится в 1024 раза, а через 20 Т – еще во столько же раз. Это означает, что, например, стронций и цезий следует хранить в контролируемых условиях 300 – 600 лет. Такие огромные сроки не могут не вызвать сомнений – ситуация в столь отдаленном будущем представляется слишком неопределенной. Не смотря на сложность и дороговизну переработки и хранения, проблему РАО нельзя считать решенной окончательно. Не говоря уж о том, что не достигнута полной безотходности или замкнутости цикла, главным методом обезвреживания опасных продуктов остается ожидание их самопроизвольного распада.

5.2 Три категории отходов, их хранение и переработка

Отходы делятся на три категории:

1. Материалы типа А с коротким периодом полураспада (менее 30 лет) и слабой радиоактивностью.

2. “ Мусор” типа В, который тоже имеет малый период полураспада и обладает малой радиоактивностью.

3. Отходы категории С наиболее опасные – в них таится 95% общей радиоактивности.

Вопрос о хранении РАО первого типа практически решен. Ведь, собственно говоря, речь идет о таких компонентах, как фильтры, детали систем охлаждения и т.п., которые не имеют собственной радиоактивности – только наведенную. Излучение таких блоков сравняется с естественным фоном “всего лишь” через три столетия, в течение которых, требуется серьезное наблюдение.

Отходы типов В и С образуются непосредственно при выработке электроэнергии на АЭС. Когда заложенный в реактор оксид урана через три - четыре года извлекают как отработанное топливо, в нем содержится еще 95,5% урана и только 3,5% продуктов распада; кроме того, уран – 238, поглощая нейтроны, превращается в плутоний (1%) или другой элемент семейства актиноидов с большей, чем у урана атомной массой.

Что же с ними делать?

Можно оставить все как есть, – заключенное в упаковку отработанное топливо хранится в траншеях, ожидая окончательного складирования. Сортируют топливо на специальных заводах, который после сложных химических и механических операций выдает уран, плутоний и… бетонные и стеклянные блоки.

Они начинены отходами класса С, размолотыми в порошек, утрамбованными и смешанными с компонентами стекла на молекулярном уровне. Блоки хранятся на заводе в вентилируемых колодцах.

Отходы класса В – топливо и отбросы повторной переработки – помещают в металлические футляры, а потом замуровывают в бетон. Если применить прессование под давлением, то объем отходов можно уменьшить в 4 раза.

Хранение отходов типа В и С из – за долгого периода полураспада нельзя оставить на поверхности земли, придется ждать не три сотни, а сотни тысяч лет, до их безопасного состояния.

После продолжительных дебатов ученых (в некоторых Европейских странах) было решено хранить отходы в толще геологических слоев, дабы надежно укрыть их на тысячелетия от внешних повреждений (эрозия, землетрясения, климатические изменения), и антропогенных.

Несколько слов о транспортировке ОЯТ. Сам этот термин вызывает только отрицательные эмоции у экологов, «зеленых», многих политиков. Выгруженное из реакторов ОЯТ транспортируется на переработку или постоянное хранение только после определенной выдержки. В России этот срок равняется 3 годам и определяется минимальным временем, необходимым для охлаждения ТВС и значительного уменьшения уровня радиоактивности. Транспортировка ОЯТ необходима для его доставки из временного хранилища непосредственно на перерабатывающий завод или в долговременное хранилище. Эта операция во всем мире проводится тремя видами транспорта — автомобильным, железнодорожным и водным. Вне зависимости от вида транспортировки ОЯТ главным условием этого процесса является безопасность, то есть изоляция ОЯТ от окружающей среды (биосферы), в том числе и в случае какого-либо транспортного происшествия.

Надежная изоляция ОЯТ от окружающей среды осуществляется путем его размещения в специально созданных конструкциях — упаковочных комплектах в виде контейнеров.Конструкция контейнеров обеспечивает сохранность ОЯТ не только при нормальных условиях, но и в экстремальных случаях. Прежде чем запустить контейнеры в производство, они проходят всесторонние и при том чрезвычайно жесткие испытания. В результате применяемые для транспортировки ОЯТ контейнеры выдерживают падение с высоты трехэтажного дома, а также температуру в 600°С, не нарушая при этом герметичности и не создавая угрозы безопасности людям и окружающей среде. Многочисленные испытания контейнеров, а также проводившиеся в последнее время учения подтвердили абсолютную надежность и безопасность транспортировки отработавшего ядерного топлива. Сегодня перевозка ОЯТ с АЭС, например, на завод РТ-2 проводится железнодорожным транспортом в специальных вагонах с горизонтальным расположением в них контейнеров, в которые в зависимости от модели входит до нескольких десятков тепловьщеляющих сборок. Способ транспортирования и конструкция существующих контейнеров отвечают всем требованиям: «Основных правил безопасности и физической защиты при перевозке ядерных материалов». Эти правила составлены в соответствии с рекомендациями МАГАТЭ, а в некоторых отношениях они даже более строги.

6. Риск и проблемы

Любое производство – будь то текстильная фабрика с её машинами и шумами, металлургический комбинат с повышенной загазованностью воздуха, трактор на пашне приносит человеку определённую пользу и определённый вред. Если теплоэлектростанция вынуждает нас вдыхать двуокись серы, оксиды азота, углекислый газ, аэрозоли и так далее, то на атомной станции вред может приносить облучение, которым сопровождается процесс деления ядер, и некоторые продукты деления, образование которых связано с работой установки.

В каждой отрасли промышленности защите человека от вредного воздействия шумов, газов и т.д. уделяется серьёзное внимание. Отводится огромная роль профилактике по предупреждению возможных тяжёлых заболеваний и травм. В атомной энергетике защите от вредных воздействий по сравнению с другими производствами уделяется просто громадное внимание. Тем не менее, к атомной энергетике у многих людей особенно настороженное отношение.

Вот примерный перечень тех опасений и тревог, которые связывают с топливным циклом работающих атомных станций:

1 – тепловое загрязнение окружающей среды;

2 – разработка месторождений урана, повышенная радиоактивность в этих районах;

3 – обычная утечка радиоактивности в одной из цепочек цикла;

4 – переработка и ликвидация радиоактивных отходов;

5 – транспортировка отходов от станции к месту захоронения;

6 – изготовление террористами атомной бомбы;

7 – аварии реакторов;

8 – распространение ядерных технологий.

Наиболее важной проблемой в настоящее время является консервация блоков, которые отработали свой срок. Тот факт, что увеличивают срок эксплуатации реакторов, говорит о том, что стране экономически не выгодно выводить из строя энергетические мощности.

Крупные аварии на ядерных реакторах, происходившие в Англии, Америке и России, трудности с утилизацией накапливающихся отходов при работе АЭС и радиохимических производств во всем мире сделали атомную энергетику, по мнению общественности во всем мире, экологически небезопасной. В сознание человечества внедряется утверждение о безысходности с обезвреживанием облученного ядерного топлива и радиоактивных отходов, о неизбежности загрязнения радиоактивными изотопами поверхности Земного шара с неизбежностью миграции радионуклидов по биологическим цепочкам, включающим организм человека.

Ясно одно, что каждый человек, занятый в производстве атомной энергии, должен понимать свою ответственность за качество и безопасность работ на доверенном ему участке.

Заключение

Будущее человечества неотделимо от ядерной энергии. Можно совершенно серьезно сказать, что уровень жизни страны прямо зависит от количества потребляемой ею энергии. Любой источник энергии, ядерный или обычный, создает опасность для человека и угрожает окружающей среде. Практически все направления деятельности человека, даже в обществе с высокоразвитой технологий производства, всегда связаны с каким-нибудь риском. Этот процесс объясняется увеличением потребности в энергии для обеспечения повышающегося уровня жизни. Общество должно определить тот уровень жизни, который оно хотело бы иметь, и решать, будет ли он совместим с сохранением качества окружающей среды. Практическое применение должны получить новые, разнообразные источники энергии и методы её преобразования. Для удовлетворения растущих энергетических потребностей требуется дальновидный подход к использованию ядерной энергии, учитывающий как связанные с ней опасности, так и большие потенциальные возможности.

Пять прошедших десятилетий атомной энергетики не оказались такими, как предсказывалось. Атомная энергетика была долгое время связана с ощущением тревоги и беспокойства относительно безопасности производства энергии и хранения ядерных отходов. Это заметно по влиянию, которое оказывает восприятие общественности, включая восприятие риска, на выбор энергетической стратегии страны. Открытым остается вопрос по продолжению строительства завода по переработке отработавшего топлива. Но запасы ОЯТ продолжают расти повсеместно. Уже более 50 стран сейчас имеют отработавшее ядерное топливо, включая топливо исследовательских реакторов, которое хранится во временных хранилищах в ожидании захоронения или переработки. Всего в мире хранится около 180 тыс. тонн и около 88 тыс. тонн перерабатывается. Объем нового ОЯТ, ежегодно накапливающегося в результате производства электроэнергии и прочей деятельности, составляет примерно 11 тыс. тонн. Российские поставщики ядерного топлива должны на рынке вторичных ресурсов упрочить свои позиции.

Список использованных источников

1. Бадев В.В., Егоров Ю.А., Казаков С.В. Охрана окружающей среды при эксплуатации АЭС. – М.: Энергоатомиздат, 1990. – 285 с.

2. Булдаков Л.А., Калистратова В.С. Радиоактивное излучение и здоровье. – М.: Знание, 1997. – 245 с.

3. Козлов Ф.В. Справочник по радиационной безопасности. – М.: Энергоатомиздат, 1991. – 352 с.

4. Маргулова Т.Х. Атомная энергетика сегодня и завтра. – М.: Высшая школа, 1996. – 205 с.

5. Сивинцев Ю.В. Радиация и человек. – М.: Знание, 1987. – 235с.

6. Ташлыков О.Л. Организация и технология ядерной энергетики. – М.: Энергоатомизд, 1995. – 327 с.