Реферат Викиди АЕС - основне забруднення середовища
Работа добавлена на сайт bukvasha.net: 2015-10-28Поможем написать учебную работу
Если у вас возникли сложности с курсовой, контрольной, дипломной, рефератом, отчетом по практике, научно-исследовательской и любой другой работой - мы готовы помочь.
Предоплата всего
от 25%
Подписываем
договор
Реферат
Викиди АЕС
Зміст
Вступ
1. Основні типи атомних електростанцій та їх радіоактивні викиди
2. Вплив АЕС на навколишнє середовище і особливості санітарно-гігієнічних вимог до їхньої роботи
3. Контроль викидів АЕС. Досвід експлуатації
Висновок
Список використаних джерел
Вступ
Актуальність. Забруднення навколишнього середовища - небажана зміна її властивостей в результаті антропогенного надходження різних речовин і з'єднань. Воно призводить або може призвести в майбутньому до шкідливого впливу на літосферу, гідросферу, атмосферу, на рослинний і тваринний світ, на будівлі, конструкції, матеріали, на саму людину. Воно пригнічує здатність природи до самовідновлення своїх властивостей.
Забруднення навколишнього середовища людиною має тривалу історію. Ще жителі Древнього Риму скаржилися на забруднення вод річки Тібр. Жителів Афін і Древній Греції турбувало забруднення акваторії порту Пірей. Вже в середні століття з'явилися закони про охорону навколишнього середовища.
Забруднення атмосфери відбувається в результаті роботи промисловості, транспорту, а також різних топок, які в сукупності щорічно викидають "на вітер" мільярди тонн твердих і газоподібних частинок. Основні забруднювачі атмосфери - окис вуглецю (СО) і сірчистий газ (SO2), що утворюються, перш за все, при спалюванні мінерального палива, а також оксиди сірки, азоту, фосфору, свинець, ртуть, алюміній і інші метали. При цьому рушійною силою будь-якого виробництва є енергія.
Той факт, що в розпорядженні людини виявилася велика кількість відносно дешевої енергії, в значній мірі сприяло індустріалізації і розвитку суспільства. Проте в даний час при величезній чисельності населення та виробництво, і споживання енергії стає потенційно небезпечним. Поряд з локальними екологічними наслідками, які супроводжуються забрудненням повітря, води і ґрунту, існує небезпека зміни світового клімату в результаті дії парникового ефекту.
Ми стоїмо перед дилемою: з одного боку, без енергії не можна забезпечити благополуччя людей, а з іншого - збереження існуючих темпів її виробництва та споживання може призвести до руйнування навколишнього середовища, і як наслідок - до зниження життєвого рівня і навіть завдати серйозної шкоди людської популяції, впливаючи на генетичний код людини.
Мета даної роботи - розглянути вплив атомних електростанцій на екологію.
Відповідно до поставленої мети, визначаємо наступні завдання:
- Розглянути різні типи ядерних реакторів і визначити їх вплив на екологію;
- Визначити можливі способи зниження екологічної шкоди, що завдається діяльністю АЕС.
1. Основні типи атомних електростанцій та їх радіоактивні викиди
Атомна електростанція (АЕС) - електростанція, в якій атомна (ядерна) енергія перетворюється в електричну. Генератором енергії на АЕС є атомний реактор. Тепло, що виділяється в реакторі в результаті ланцюгової реакції поділу ядер деяких важких елементів, потім так само, як і на звичайних теплових електростанціях (ТЕС), перетворюється в електроенергію. АЕС працює на ядерному пальному (в основному 233U, 235U. 239Pu). Встановлено, що світові енергетичні ресурси ядерного пального (уран, плутоній і ін) істотно перевищують енергоресурси природних запасів органічного палива (нафта, вугілля, природний газ та ін.) Це відкриває широкі перспективи для задоволення швидко зростаючих потреб у паливі. Крім того, необхідно враховувати всі збільшується обсяг споживання вугілля і нафти для технологічних цілей світової хімічної промисловості, яка стає серйозним конкурентом теплових електростанцій. Незважаючи на відкриття нових родовищ органічного палива і вдосконалення способів його видобутку, в світі спостерігається тенденція до відносного збільшення його вартості. Це створює найбільш важкі умови для країн, що мають обмежені запаси палива органічного походження. Очевидна необхідність якнайшвидшого розвитку атомної енергетики, яка вже посідає помітне місце в енергетичному балансі ряду промислових країн світу.
Перша в світі АЕС дослідно-промислового призначення потужністю 5 Мвт була пущена в СРСР 27 червня 1954 у м. Обнінську. До цього енергія атомного ядра використовувалася переважно у військових цілях. Пуск першої АЕС ознаменував відкриття нового напряму в енергетиці, що отримав визнання на 1-й Міжнародній науково-технічній конференції з мирного використання атомної енергії (серпень 1955, Женева).
Найбільш часто на АЕС застосовується 4 типу реакторів на теплових нейтронах: 1) водо-водяні із звичайною водою як сповільнювач і теплоносія; 2) графіті-водні з водяним теплоносієм і сповільнювачем графітовим; 3) важководяний з водяним теплоносієм і важкою водою як сповільнювач ; 4) графіті-газові з газовим теплоносієм і сповільнювачем графітовим.
Вибір переважно застосовуваного типу реактора визначається, головним чином, накопиченим досвідом у реакторобудування, а також наявністю необхідного промислового устаткування, сировинних запасів і т. д.
На АЕС, теплової реактор якої охолоджується водою, зазвичай користуються низькотемпературними паровими циклами. Реактори з газовим теплоносієм дозволяють застосовувати щодо більш економічні цикли водяної пари з підвищеними початковими тиском і температурою. При роботі реактора концентрація діляться ізотопів в ядерному паливі поступово зменшується. Тому з часом їх замінюють свіжими. Ядерне пальне перезавантажують за допомогою механізмів і пристосувань з дистанційним управлінням. Відпрацьовані ТВЕЛи переносять в басейн витримки, а потім направляють на переробку.
При аваріях в системі охолодження реактора для виключення перегріву і порушення герметичності оболонок ТВЕЛів передбачають швидке (протягом кілька секунд) глушіння ядерної реакції; аварійна система розхолоджування має автономні джерела живлення.
Економічність АЕС визначається її основними технічними показниками: одинична потужність реактора, ккд, глибина вигоряння ядерного пального, коефіцієнт використання встановленої потужності АЕС за рік. Для економіки АЕС характерно, що частка паливної складової в собівартості електроенергії, що виробляється 30-40% (на ТЕС 60-70%).
Через аварію в Чорнобилі в 1986 році програма розвитку атомної енергетики було скорочено. Після значного збільшення виробництва електроенергії в 80-і роки темпи зростання сповільнилися, а в 1992-1993 рр.. почався спад. При правильній експлуатації, АЕС - найбільш екологічно чисте джерело енергії. Їх функціонування не призводить до виникнення "парникового" ефекту, викидів в атмосферу в умовах безаварійної роботи, і вони не поглинають кисень.
Радіоактивні відходи з'являються на АЕС з двох джерел: головним є основний технологічний контур АЕС, іншим джерелом є допоміжні установки, наприклад, газовий контур, контур охолодження. Джерела радіоактивних відходів активаційного походження, наприклад, радіоактивні продукти корозії або утворюється в процесах поділу тритій (надважкий ізотоп водню), мають активність, суворо мінливу в часі по відомому закону. Випадковим джерелом є продукти поділу, що попадають в теплоносій. Їх активність в теплоносії в кожен момент часу залежить від того, скільки негерметичних ТВЕЛів в цей момент експлуатується в активній зоні, яка ступінь їх негерметичності. Оскільки цей процес є випадковим, даний факт враховується на АЕС при організації постійного радіаційного контролю за станом теплоносія, кількістю і темпом утворення радіоактивних відходів.
Технологічний процес на атомній станції передбачає постійне видалення з теплоносія присутніх і утворюються в ньому газів. Газоподібні відходи утворюються і при дегазації різних протікань теплоносія, в басейнах витримки відпрацьованого палива, при дегазації розчинів в баках витримки.
Відводяться з контуру і технологічного обладнання гази складаються звичайно з азоту і водню, містять домішки водяної пари і містять газоподібні продукти поділу - радіонукліди Kr, Xe, Ar. Перед викидом в атмосферу гази спочатку піддають витримці, протягом якої їх активність зменшується за рахунок розпаду радіоактивних нуклідів. Для виключення утворення вибухонебезпечних сумішей з воднем гази розбавляють азотом і спалюють у спеціальних пристроях.
Можуть також утворюватися радіоактивні відходи у формі аерозолів - це мікрокаплі рідких радіоактивних середовищ і уносяться газовим потоком тверді мікрочастинки. Аерозолі можуть також з'являтися у результаті протікання теплоносія. Радіоактивні аерозолі та ізотопи радіоактивного йоду, які також можуть виникати при закінченні теплоносія, видаляються з приміщень вентиляційними системами. Перед викидом в атмосферу повітря, що містить гази та аерозолі, проходить очищення на аерозольних і йодних фільтрах, а також на вугільних фільтрах-адсорбера. Дозиметричний контроль за вмістом радіонуклідів в видаляється повітрі, контроль за роботою систем вентиляції та ефективністю фільтрів обов'язково супроводжує процес виведення газів з приміщень АЕС.
2. Вплив АЕС на навколишнє середовище і особливості санітарно-гігієнічних вимог до їхньої роботи
Основний вплив АЕС на живі організми позначається через канцерогенну вплив, що виникли і які розповсюджуються від неї радіонуклідів. Загальна властивість радіонуклідів - потужне мутагенну дію. Вони можуть викликати мутації, тобто змінювати генетичне будову клітини, порушувати протягом біохімічних процесів та ініціювати ракові захворювання.
Багато як і раніше вважають важливим лише загальний рівень опромінення, тобто коли енергія атома розглядається з точки зору швидкого ураження живих організмів. Дійсно, у випадку з АЕС таке швидке поразка трапляється лише при аваріях та катастрофах, проте при звичайних умовах експлуатації станції відбувається поступове накопичення щодня невеликих доз опромінення. радіонуклідів здатні накопичуватися в органах, тканинах, ґрунтах, водоймах і т.п. При цьому їх концентрація може зростати в тисячі, і навіть сотні тисяч разів. Це добре вивчене в екології явище так званої біоакумуляції радіоактивності.
Додаткову складність з'ясування ефекту біоакумуляції надає той факт, що всередині організму радіонуклідів розподілені зазвичай нерівномірно. Одні (наприклад, тритій, радіоводень, рубідій-87, цезій-137) розподіляються більш-менш рівномірно, інші концентруються в певних органах (наприклад, стронцій - в скелеті, йод - у щитовидній залозі).
Необхідно відзначити, що концентрація радіонуклідів залежить від безлічі факторів, а це означає, що навіть незначні вихідні викиди і концентрації радіонуклідів можуть не передбачувано стати значущими і небезпечними.
Один із самих звичайних у викидах АЕС радіонуклід цезій-137. Він швидко "рухається" в харчових ланцюжках, і, потрапляючи в організм людини, затримується в м'язових клітинах, будучи причиною одного з різновидів ракових захворювань саркоми.
Крім того, до недоліків АЕС можна віднести труднощі, пов'язані з похованням ядерних відходів, катастрофічні наслідки аварій і теплове забруднення використовуються водойм.
Безпечна робота АЕС може бути забезпечена при дотримання наступних вимог:
1) дотримання принципу глибоко ешелонованої захисту, заснованої на застосуванні систем і бар'єрів на шляху можливого виходу радіоактивних продуктів в навколишнє середовище і системи технічних і організаційних заходів із захисту бар'єрів і збереження їх ефективності;
2) існування система локалізації аварії, яка включає в себе герметичні огорожі - захисну оболонку (гермооболонки) та спринклерної систем. Захисна оболонка являє собою будівельну конструкцію з необхідним набором герметичного обладнання для транспортування вантажів при ремонті і проходу через оболонку трубопроводів, електрокабелів і людей (люки, шлюзи, герметичні проходки труб і кабелів і т.д.).
3) наявність масивних будівельних конструкцій, які забезпечують надійний захист персоналу та населення від іонізуючого випромінювання.
4) постійний контроль параметрів середовища в гермооболонки в процесі експлуатації (тиску, температури, активності).
5) наявність спринклерної системи, яка розбризкує холодну воду всередині гермооболонки, конденсує що утворюється при течах першого контуру пар і тим самим знижує тиск і температуру в оболонці. Спринклерна система використовується також для організації зв'язування йоду, що міститься в парі та повітрі герметичних приміщень, для чого на вході спринклерних насосів додається спеціальний розчин з метаборат калію. Система складається з 3-х незалежних каналів подачі спринклерного розчину під оболонку, кожен з яких складається з спринклерного насоса, водоструминної насоса, бака хімреагентів, арматури та трубопроводів.
6) існування система забезпечення радіаційної безпеки персоналу АЕС і населення.
3. Контроль викидів АЕС. Досвід експлуатації
Атомна електростанція - таке саме виробництво, як і інші, тому під час основного технологічного процесу - відводу тепла від активної зони реактора для вироблення електроенергії, утворюються і радіоактивні відходи. Оскільки з теплоносія постійно потрібно видаляти різноманітні домішки, при очищенні теплоносія виділяються радіоактивні гази. Захоплюючи мікрочастинки рідини та тверді мікрочастинки, гази переходять у аерозольну форму. Радіоактивні відходи також можуть бути і рідкими, і твердими.
Тверді радіоактивні відходи на АЕС - деталі демонтованих частин обладнання, відпрацьовані аерозольні та інші фільтри, різні пристосування з наведеною радіоактивністю та ін - при неправильному зверненні могли б потрапити за межі АЕС і стати небезпечними для людей. Саме тому на АЕС так організуються облік і зберігання ТРО, щоб абсолютно виключити їх безконтрольне попадання в навколишнє середовище. Всі ТРО збирають у спеціальні контейнери в місцях їх утворення. Одночасно із завантаженням у контейнери проводиться сортування ТРО за рівнем активності. Великогабаритне обладнання розбирають і розрізають на частини, частина твердих відходів відразу ж переробляють - спалюють або пресують (як, наприклад, забруднену спецодяг). Звичайно, після спалювання димові гази ні в якому разі не викидають одразу у вентиляційну трубу, спочатку гази проходять систему грубих і тонких фільтрів. У результаті такої очистки від твердих частинок видаляються, гази практично вже не містять радіоактивних речовин. Далі ТРО поміщають в будівлю сховища відходів. Ємність спеціальних сейфів для зберігання ТРО розраховується так, щоб вони були заповнені не раніше, ніж через 10 років після початку експлуатації АЕС, і, крім того, щоб була можливість створення додаткових осередків.
Існують нормативні значення загальної активності повітря, що видаляється на добу через вентиляційні труби АЕС. Наведемо невелику таблицю для порівняння проектних величин для АЕС і нормативних величин, що забезпечують спокійне життя населенню і відсутність шкоди для навколишнього середовища. У другій колонці таблиці представлено у відсотках відношення проектних величин що видаляється активності до нормативних значень.
| Радіоактивні благородні гази | 90% |
| Йод-131 | 5% |
| Довгоживучі нукліди | 11% |
| Короткоживучі нукліди | 12.5% |
Як видно, проектовані величини викидів АЕС набагато менше тих норм, які забезпечують відсутність забруднення зовнішнього середовища. Однак ці оцінки наведені для проектних викидів, які насправді набагато вищі за ті, які мають місце в реальності. Так, наприклад, добові газоаерозольних викидів на АЕС з реактором такого ж типу - ВВЕР-1000 (мова йде про Хмельницькій, Запорізькій АЕС) - складають для радіоактивних шляхетних газів лише 1.5%, для йоду-131 - 0.4%, для довгоживучих ізотопів - 0.02 % від нормативів, що задаються "Санітарними правилами проектування і експлуатації АЕС". Таким чином, газоаерозольних викидів АЕС в реальності не становлять жодної небезпеки для навколишнього середовища та населення.
Сам технологічний процес на атомній станції такий, що завжди супроводжується утворенням рідких радіоактивних відходів. Це й зрозуміло - сам теплоносій являє собою рідину, системи охолодження заповнені рідиною, виконання вимог радіаційної захисту (прибирання приміщень, прання одягу, миття в душових і т.д.) також приводить до утворення рідких радіоактивних відходів.
Для зниження активності реакторної води і підтримки постійного хімічного складу теплоносія частина його весь час відводиться на фільтри всерединіконтурного очищення в блок Спецводоочищення. У якості фільтрувальних матеріалів використовуються, наприклад, іонообмінних смол. Періодично їх замінюють свіжими, а відпрацьовані смоли фільтрів Спецводоочищення, як і інші фільтруючі матеріали та розчини, збирають в ємкості проміжного зберігання. Після витримки протягом певного часу, щоб встигли розпастися короткоживучі радіонукліди, ці РРВ переводять у тверду фазу - заливають бітумом. Далі з ними поводяться так, як і з твердими радіоактивними відходами. До наступної групи рідких відходів відноситься теплоносій першого контуру, частина якого зливають при проведенні ремонтних робіт у реакторному відділенні або при перевантаженні ТВЗ. Оскільки на внутрішніх поверхнях обладнання утворюються радіоактивні продукти корозії, їх частково видаляють, використовуючи для цього дезактиваціні і промивні розчини. До рідким радіоактивних відходів відносяться і води басейнів перевантаження, і води баків аварійного запасу борної кислоти. Рідкими радіоактивними відходами є і так звані трапні води - випадкові протікання теплоносія і обмивочні води та розчини, використані для дезактивації зовнішніх поверхонь устаткування, а також підлог, стін і стель приміщень. З пралень, де перуть спецодяг, миють взуття, теж надходять рідкі радіоактивні відходи. Вода з душових теж може містити радіоактивні речовини, але в таких малих кількостях, що її не відносять до категорії РРВ, хоча надходять з нею так само, як і з іншими рідкими радіоактивними відходами. Всі ці води очищаються від радіоактивних та інших хімічних речовин на установках Спецводоочищення, а потім знову використовуються в технологічному циклі АЕС. Так організується зворотний система водопостачання АЕС.
У проекті АЕС зазвичай передбачено створення двох систем господарсько-побутової каналізації - роздільно для зони вільного і суворого режиму. Побутові стоки від будівельного майданчика, тимчасового житлового селища, підсобного господарства АЕС, рибоводно комплексу відводяться в каналізацію зони вільного режиму. Стоки при цьому піддаються повною біологічних очищення та знезараження.
У каналізацію зони суворого режиму відводяться стоки санвузлів реакторного відділення, спецкорпусу, будівлі переробки відходів, душові води санпропускником після їх дозиметричного контролю. Якщо концентрація нуклідів в них перевищує допустиму, душові води спочатку направляються на Спецводоочищення.
Стоки від обертових частин механізмів, забруднені маслами і нафтопродуктами, дренажі і гідроуборка статі машинних залів, дизельгенераторних приміщень, котельні проходять спочатку через очисні споруди. Чистий їх компонента повертається на повторне використання в системі водоочищення.
Звичайно, оскільки різних забруднювачів - як радіоактивних, так і нерадіоактивних - у рідких радіоактивних відходах досить багато, повністю очистити їх неможливо. Тому після проходження рідкими (радіоактивними і нерадіоактивними) відходами всього ланцюжка операцій переробки (очищення) на виході отримують два продукти: перший з них задовольняє всім вимогам чистоти (він і використовується в оборотному циклі водопостачання), другий же продукт - радіоактивний концентрат, як уже говорилося вище, твердіє і надходить в ємності вузла зберігання.
Контроль можливих протічок в приміщеннях, де зберігаються рідкі радіоактивні відходи, ведеться постійно. Навколо будівлі - сховища ємностей - пробурені свердловини для постійного контролю за станом ґрунтових вод.
Організація переробки, зберігання і контролю стану рідких радіоактивних відходів на атомній станції дозволяє абсолютно виключити потрапляння цих відходів у поверхневі і ґрунтові води. У цьому відношенні АЕС по відношенню до навколишнього середовища можна з повною підставою вважати практично безвідходним виробництвом.
Висновок
З огляду на результати існуючих прогнозів по виснаження до середини - кінця наступного століття запасів нафти, природного газу та інших традиційних енергоресурсів, а також скорочення споживання вугілля (якого, за розрахунками, мало вистачити на 300 років) з-за шкідливих викидів в атмосферу, а також вживання ядерного палива, якого за умови інтенсивного розвитку реакторів-розмножувачів вистачить не менше ніж на 1000 років можна вважати, що на даному етапі розвитку науки і техніки теплові, атомні і гідроелектричних джерела будуть ще довгий час переважатиме над рештою джерелами електроенергії. Вже почалося подорожчання нафти, тому теплові електростанції на цьому паливі будуть витіснені станціями на вугіллі.
Деякі вчені та екологи в кінці 1990-х рр.. говорили про швидке заборону державами Західної Європи атомних електростанції. Але виходячи з сучасних аналізів сировинного ринку і потреб суспільства в електричній енергії, ці твердження виглядають недоречними.
Аварія на Чорнобильській АЕС у 1986 р. свідчить про те, що випадки радіоактивного забруднення атмосфери також не можна повністю виключити.
Навіть працюючи в штатному режимі, без аварій та інцидентів, будь-яка АЕС завдає істотної (і далеко ще не пізнаний) шкода біосферу та населенню. Цей шкоду пов'язаний з неминучими викидами що утворюються в реакторі радіонуклідів:
• поширення радіонуклідів з аерозольними викидами ("через трубу");
• поширення радіонуклідів з рідкими відходами (водою);
• поширення радіонуклідів з твердими радіоактивними відходами.
Часто атомники кажуть: оскільки більша частина викидаються АЕС радіонуклідів короткоживучі (існують кілька годин або доби), то за цей час вони не можуть завдати істотного збитку живій природі і людині.
Вважати короткоживучі радіонуклідів безпечними тільки з причини їх швидкого зникнення наївно і помилково. У результаті Чорнобильської катастрофи декількох годин і днів вистачило, щоб радіоактивний йод (йод-133, період напіврозпаду 21 годину і йод-131, період напіврозпаду 8 діб) потрапив в тканини щитовидної залози у багатьох тисяч дітей і викликав там зміни. Малі рівні опромінення від АЕС можуть надавати великий ефект і тому, що вони діють постійно, протягом тривалого часу.
Список використаних джерел
1 Атомні електричні станції / За ред. Л. М. Вороніна. М.: Енергія, 1977
2 Дементьєв Б. А. Ядерні енергетичні реактори: Підручник для ВУЗів - М.: Энергоатомиздат, 1984
3 Кащеєв В. П. Ядерні енергетичні установки: Навчальний посібник для ВНЗ. - Мн.: Виш. шк., 1989
4 Маргулова Т. Х., Порушко Л. А. Атомні електричні станції. - Підручник для технікумів. - М.: Энергоиздат, 1982
5 Стерман Л. С. та ін Теплові та атомні електричні станції: Підручник для ВНЗ / Л. С. Стерман, В. М. Ладигін, С. Г. Тішин. - М.: Энергоатомиздат, 1995
