Специфика оценки воздействия на окружающую среду проектов АЭС.
Анализ проектов создания АЭС позволяет говорить о специфике оценки воздействия на окружающую среду и возможных типичных недостатках.
Обоснование технологии ядерного топливного цикла.
На рубеже веков доля атомной энергетики в мировом производстве энергии составляла 17%. Для России этот показатель равнялся 13%, причем территориальное распределение атомных электростанций было крайне неравномерным. В центре Европейской части России вклад АЭС в производство энергии равнялся 25%, в Сибири и на Дальнем Востоке – менее 1%.
Ядерный технологический цикл включает в себя взаимосвязанные производства:
· добычу урановой руды, ее переработку с получением урановых концентратов и гексахлорида урана;
· разделение изотопов (обогащение) урана;
· изготовление тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов);
· производство тепловой и электрической энергии на АЭС;
· регенерацию отработанного ядерного топлива на радиохимических заводах, обработку и захоронение отходов высокой и низкой удельной активности;
· транспортировку топлива и радиоактивных отходов (РАО) между различными предприятиями ядерного технологического цикла;
· демонтаж ядерных установок.
Каждое звено ядерного технологического цикла имеет определенное воздействие на окружающую среду.
Добыча урановой руды становится рентабельной, если она содержит несколько килограммов урана на тонну. Урановые руды добываются открытым и подземным способами. Полученная руда подвергается предварительной обработке, измельчению, выщелачиванию. Иногда уран извлекается попутно с другими металлами – золотом, медью, свинцом.
Обработка рудосуществляется на гидрометаллургических заводах. Их мощность от 500 до 50000 т уранового концентрата в год. Возможные негативные экологические последствия это стадии ядерного технологического цикла связаны с поступлением в природную среду жидких, твердых и газообразных радиоактивных отходов (РАО), содержащих естественные радиоактивные вещества – уран и дочерние продукты его распада. Основными являются твердые отходы – отвалы пустых пород, хвостохранилища гидрометаллургических заводов, склады забалансовых руд.
На каждые 200 т извлеченного урана (это годовая потребность АЭС мощностью 1 Гвт) образуется 100тыс. т РАО, накапливающихся в хвостохранилищах. Они представлены изотопами радием-226 и торием-230 с периодами полураспада в десятки тысяч лет, долгоживущими изотопами урана с периодом полураспада в сотни миллионов лет. Из рудников вместе с вентиляционным воздухом в атмосферу выбрасывается радон-222 и радиоактивная пыль с радиоактивными аэрозолями. Жидкие РАО поступают с откачиваемыми подземными водами спецпрачечных и душевых, жидкой фазой рудничной пульпы.
Доля расщепляющегося урана-235 в чистом уране всего 0,7%. Поэтому для использования его на АЭС необходимо доведение содержания урана-235 до 3%. Уран с помощью фтора превращают в газообразный гексафторид урана (UF6). Затем изотопы разделяют с помощью нескольких способов – фильтрования, каскадной диффузии, центрифугирования газов.
Из обогащенного гексафторида урана получают диоксид урана, формуют его в брикеты – «таблетки». Сырые отпрессованные «таблетки» нагревают до температуры 1700º для достижения необходимой прочности и плотности и заряжают в оболочку топливного стержня из сплавов циркония и алюминия или графита высокой плотности. Топливный стержень (ТВЭЛ) – это трубка с сердечником, представляющим собой брикеты из обогащенного урана (UO2). ТВЭЛы собирают в специальные пакеты, кассеты и блоки («сборки») с регулирующими стержнями и размещают затем в активной зоне реактора.
Энергию для превращения воды в пар на АЭС получают путем расщепления ядер урана, плутония, тория в ядерном реакторе. В нем происходит управляемая цепная реакция, при которой допускается расщепление ровно такого количества ядер, которое требуется для выработки электроэнергии. Котел кипящего реактора служит также для нагревания воды. При распаде каждого уранового ядра испускается от двух до трех нейтронов. Для предотвращения распада излишнего числа ядер и выделения слишком большого количества энергии, обеспечения равномерности выработки электроэнергии применяются специальные вещества (кадмий, бор), которые поглощают излишек нейтронов.
В настоящее время в мире существуют пять основных типов энергетических реакторов: водо-водяные с водой под давлением; водо-водяные кипящие реакторы, разработанные в США и наиболее распространенные в настоящее время; реакторы с газовым охлаждением, разработанные и применяющиеся в Великобритании и Франции; реакторы с тяжелой водой, принятые в Канаде; водографитовые канальные реакторы, которые использовались только в СССР.
В России освоен двухконтурный реактор водо-водяной энергетический (ВВЭР). В качестве теплоносителя и замедлителя используется обессоленная вода. Циркуляционными насосами она прокачивается через активную зону реактора под давлением 125 атм., отводит тепло от ТВЭЛов и переносит его в парогенератор, где образуется пар, направляемый на турбину, которая вырабатывает электроэнергию.
Системы первого контура включают в себя реактор, циркуляционные насосы, трубопроводы, по которым вода поступает из реактора в парогенератор.
К системе второго контура относится паропроводящая часть парогенератора, турбогенераторы и трубопроводы, по которым из парогенератора пар поступает в машинное отделение к турбинам.
Второй тип реактора - РБМК – реактор большой мощности канальный, где замедлителем является графит, а теплоносителем – вода. Перспективным типом реактора является высокотемпературный, где в качестве ядерного топлива, наряду с ураном, используется торий-232.
Для обеспечения радиационной безопасности на АЭС существует система защиты, не позволяющая радиоактивным продуктам распада попасть в окружающую среду. Она предусматривает:
· размещение расщепляемых материалов в топливных «таблетках;
· герметичность оболочек топливных стержней, не позволяющая опасным продуктам выйти наружу;
· наличие отражателя нейтронов, окружающего активную зону;
· высокопрочный металлический толстостенный корпус реактора;
· экранирование толстыми бетонными стенами всех сооружений, из которых может исходить радиационная опасность;
· железобетонную ограждающую конструкцию толщиной более 1м, которая не разрушится даже в случае, если на нее упадет самолет.
Газообразные отходы АЭС ссостоят из выбросов летучих веществ (трития, радиоактивных изотопов ксенона, криптона, йода) и аэрозолей. Остальные радионуклиды – осколки деления ядер, продукты активации и др. присутствуют в газовых выбросах в виде аэрозолей. Газовые выбросы в атмосферу предварительно очищаются от радионуклидов.
Объемы жидких отходов,образующихся на АЭС,могутдостигать 100 тыс.м³/год на энергоблоке с реактором РБМК-100 и 40 тыс.м3/год на энергоблоке с реактором ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.
Объем твердых отходовежегодно достигает 2000-3000 м³. В основном это отработанное топливо. Ежегодно заменяют примерно ⅓ действующих ТВЭЛов новыми.
Наличиерадиоактивных отходов при работе АЭС требует при их проектировании учета определенных санитарно-гигиенических и экологических стандартов. Годовая эквивалентная доза для сотрудников АЭС составляет 4,4 мЗв. Для местного населения она равна 0,02 мЗв в год. Для сравнения: фоновое излучение в средних широтах составляет 2 мЗв в год. Для каждой АЭС регламентируются предельно допустимые выбросы в зависимости от размера санитарно-защитной зоны, высоты вентиляционной трубы и усредненных метеорологических условий в районе работы АЭС.
Тепловое загрязнениепроявляется в воздействии АЭС на поверхностные воды. В активной зоне ядерного реактора выделяется огромное количество тепловой энергии. Эту зону необходимо охлаждать при всех режимах эксплуатации, включая остановку АЭС. Расход воды на АЭС в 1,5 раза выше, чем на ТЭС. Хотя сбрасываемые воды условно чистые, однако за счет своей температуры они подогревают воды водоема-приемника, что вызывает рост биологической продуктивности последнего. Уровень экологической опасности для водоемов наиболее высок для северных широт и южной части умеренного пояса. Наименьшая уязвимость – 56-60º с.ш.
Воздействие АЭС на водные источники существенно возрастает с наращиванием мощности станции. Функционирование станции мощностью 4-6 ГВт приводит к сбросу в водоем подогретых вод объемом от 5 до 7,3 км3/год. Тепловое давление на водные экосистемы настолько велико, что необходимо либо разбавление (охлаждение) сбрасываемых вод, либо расширение площади и объема акватории сброса. При этом площадь водного зеркала должна быть 120-180 км³, что возможно только на крупных реках. В связи с этим встает задача проектирования специальных водоемов-охладителей, или градирен. В этом случае площади изымаемых земель возрастают в 6 раз, до 3 тыс. га на АЭС мощностью 6 ГВт.
Переработка отработанного топлива. Примерно 10% использованного на АЭС ядерного топлива направляется на переработку для извлечения урана и плутония с целью повторного использования. Технология регенерации топлива заключается в выделении радиоактивных отходов и пригодного для повторного использования топлива. Свыше 99% продуктов деления попадает в высокоактивные отходы; поэтому радиохимические заводы относятся к наиболее опасным стадиям ядерного технологического цикла.
Хранение, отработка и захоронение отходов.Отходы подразделяются на 3 группы: слабоактивные, среднеактивные и высокоактивные. К первой относятся лабораторные отходы, растворы, отходы от уборки, загрязненные фильтры, одежда. Среднеактивные – измельченная оболочка топливных стержней. Их цементируют в специальных емкостях. Высокоактивные отходы – растворенные в азотной кислоте продукты распада, дающие 99% мощности радиоактивного излучения всех ядерных отходов. В проектах создания АЭС для хранения высокоактивных отходов предусмотрен метод остекловывания: растворы отходов концентрируют, подвергают химической обработке, плавят при температуре 1150º со стеклянным порошком и затем сливают в толстостенные емкости из нержавеющей стали, которые затем складируются в специальные хранилища.
Влияние АЭС на окружающую среду.
Общая схема влияния атомной энергетики на природную среду представлена в таблице 6.1.
По радиационному воздействию на человека и окружающую среду нормально работающую АЭС можно считать безотходным производством. Однако это упрощенный подход, так как существует чисто техническая проблема безопасности реакторов.
При проектировании АЭС подразумевается максимально возможное соблюдение технологии производства и мер экологической безопасности объекта. Тщательное геологическое и гидрогеологическое обоснование должен пройти выбор места создания АЭС. АЭС является землеемким предприятием. Изъятие земель связано со строительством прудов-охладителей, поселков, санитарно-защитной зон, специальной дорожно-транспортной сети и т.д.
Необходимо изучить тектоническое строение территории (наличие разломов земной коры, сейсмичность), а также наличие карстующихся пород и карста, оползневых процессов и других эндо- и экзодинамических, геоморфологических и геологических процессов. В случае проектирования АЭС должен соблюдаться принцип «легче предупредить, чем лечить»
Таблица 6.1.
Схема влияния атомной энергетики на природную среду
| Вид воздействия | Изменения в природе | Меры по снижению последствий |
| Строительство атомных электростанций | ||
| Изъятие земельных ресурсов | Уничтожение ТПК, невозможность дальнейшего использования земли | Использование наименее ценных территорий, снятие плодородного слоя почвы |
| Расчистка участка, перемещение грунтов, взрывные работы | Уничтожение растительности, миграция животных, загрязнение атмосферы и т.д. | Компенсационное создание аналогичных ландшафтов |
| Социально-экономический | Влияние временного контингента рабочих и их семей на социально-культурную среду, переселение местных жителей | Участие населения в обсуждении проекта, создание объектов социальной инфраструктуры, выбор другой площади |
| Фактор беспокойства для животных | Снижение численности животных | Регламентация работ. Компенсационные меры |
| Эксплуатация атомных станций | ||
| Водозабор | Затягивание гидробионтов в водозаборные устройства | Установка предохранительных решеток, фильтров |
| Сброс теплых вод | Потеря воды при испарении, тепловое загрязнение водоема-охладителя | Утилизация избыточного тепла. Компенсационные мероприятия |
| Выбросы в атмосферу, воду, почвы | Загрязнения атмосферы, вод, почвы | Совершенствование технологии очистки выбросов, компенсационные мероприятия |
| Загрязнение природных сред радионуклидами всех форм | Облучение людей и животных, приводящие к нарушениям физиологических процессов в организмах и необратимым изменениям в них | Жесткое соблюдение технологии защиты объекта и окружающей среды. Превентивные меры |
| Сброс радиоактивных сточных вод при перегрузке кассет ТВЭЛов | Нарушение физиологии гидробионтов, генетические отклонения | Сорбция с применением неорганических сорбентов, «мокрое сжигание» неорганических веществ |
| Промывка и консервация оборудования | Нарушение газообмена и теплового баланса водоема, гибель планктона, бентоса, ухудшение качества воды | Разрушение комплекса металлов с реагентами, выделение металлов в осадок и разрушение органических соединений |
| Демонтаж АЭС | ||
| Ионизирующее излучение | Облучение людей и животных, приводящие к нарушениям физиологических процессов | Разработка методов демонтажа, дезактивация оборудования и сооружений |
Если речь идет о всем ядерно-топливном цикле, то спектр экологических проблем достаточно широк и включает в себя:
-загрязнение от обширных хвостохранилищ, которые обычно в качестве временной меры покрывают слоем земли;
- поступление в атмосферу и водоемы отходов гидрометаллургических заводов по переработке урановой руды;
- выбор мест для могильников радиоактивных отходов.
Последнее обстоятельство представляет самостоятельную проблему. Необходимо оценить следующие факторы природной среды: частоту и интенсивность землетрясений, современных движений земной коры; гидрогеологические и гидрохимические условия, мощность слоя активного водообмена, связь подземных и поверхностных вод; предусмотреть меры по ликвидации потенциальных экологических аварий и катастроф, с просчетом стоимости их ликвидации. Кроме того, могильник должен иметь несколько защитных оболочек вокруг радиоактивных продуктов. Захоронение твердых средне- и низкоактивных отходов возможно в приповерхностных хранилищах. В проекте должно быть предусмотрено основное требование при их размещении – минимизация утечки радионуклидов.