Реферат: Ядерный топливный цикл

РЕФЕРАТ

на тему:

«Ядерный топливный цикл»


Оглавление

1. Введение

2. Ядерная энергетика

3. Ядерный топливный цикл

3.1 Физико-химические свойства урана

3.2Добыча руды

3.3Переработка руды

3.4Аффинаж

3.5Обогащение урана

3.6Изготовление топлива

4. Ядерный реактор

5. Ядерный топливный цикл после АЭС

5.1Хранение отработавшего топлива

5.2Три 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 постоянноевнимание общественности и вызывают так много споров, как вопрос о действиирадиации на человека и окружающую среду. В промышленно развитых странах непроходит 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, чтодебаты по поводу радиации и ее воздействия вряд ли утихнут в ближайшем будущем.

АЭС – только небольшаячасть сложного многостадийного и чрезвычайно разветвленного топливо – энергетическогокомплекса самых разнообразных производств. На АЭС топливо поступает уже в видеконструкционных узлов – ТВС, готовых к монтажу в активной зоне реактора. Однакопрежде чем добываемый из руд уран попадает в реактор, он должен последовательнопройти целый ряд технологических процессов на предприятиях, входящих в составтопливно-энергетического комплекса. К ним относятся, например, предприятияосуществляющие добычу топлива, его переработку, транспортировку и т.д.

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


2. Ядерная энергетика

Ядернаяэнергетика занимает особое место среди других источников энергии, давновошедших в жизнь людей и ставших традиционными.

Ядернаяэнергия, используется в атомных энергетических установках стационарного инестационарного типов, играет весьма ощутимую роль в производстве, в полученииэлектрической энергии. Перед другими видами энергии, особенно химической,ядерная энергия обладает огромным преимуществом в связи с очень высокойконцентрацией на единицу массы топлива. Благодаря высокой удельной концентрацииядерное топливо (уран) оказывается наиболее дешёвым видом топлива дляэлектростанций, несмотря на сложность его добычи и очень малое содержание уранав руде. Так, экономически эффективными для добычи урана считаются месторожденияс содержанием урана в руде всего лишь 0,1%, а иногда и меньше.

В наше времяэлектроэнергия стала жизненно важным фактором в деятельности человека. Это впервую очередь относится к развитым странам и несколько меньше, кразвивающимся.

Значениеэлектрической энергии для человечества необыкновенно велико. Без электрическойэнергии нельзя представить себе завод, фабрику, производство, а так жемногоквартирный жилой дом без света, воды, лифта. Электроэнергия напредприятиях, в городах и сёлах – повседневный быт. Без электроэнергииневозможно представить жизнь современного человека.

С чегоначинается производство электроэнергии? Это электростанции со сложнымкомплексом сооружений, зданий, с электротехническим оборудованием, этотрансформаторные подстанции по местам потребления энергии и пр. В то же времяпроизводство электроэнергии связано с большим расходом разнообразного топлива,необходимого для превращения воды в пар, направление пара на турбины, дляпоследующего получения электроэнергии.

Традиционноеиспользование органического топлива сопровождается образованием огромногоколичества отходов, загрязняющих среду обитания человека.


3. Ядерный топливный цикл

По мнениюспециалистов, в настоящее время атомным электростанциям нет альтернативы сточки зрения производства электроэнергии с минимальным воздействием наокружающую природу.

АЭС – этоогромный комплекс, включающий ядерный реактор и соответствующее оборудование ипредназначенный для преобразования ядерной энергии в электрическую. На АЭСтопливо поступает уже в виде конструкционных узлов – ТВС, готовых к монтажу вактивной зоне реактора. Однако прежде чем добываемый из руд уран попадет вреактор, 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.

Ядерныйтопливный цикл — это вся последовательность повторяющихся производственныхпроцессов, начиная от добычи топлива (включая производство электроэнергии) икончая удалением радиоактивных отходов (рис 1). В зависимости от вида ядерноготоплива и конкретных условий ядерные топливные циклы могут различаться вдеталях, но их общая принципиальная схема сохраняется.

Ядернымтопливом для реакторов является уран. Поэтому все стадии и процессы ядерноготопливного цикла определяются физико-химическими свойствами этого элемент


/> /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> />

Бассейн

  /> />

    АЭС

  /> /> <td/> /> /> /> /> /> /> /> /> <td/> Производство

топлива

  /> /> <td/> /> /> /> <td/> />

Захоронение

отработавшего

топлива

топлива

  /> /> /> /> /> /> /> <td/> Обогащение

урана

  /> /> <td/> /> Радиохимический

завод

  /> /> /> /> /> />

Аффинаж

  /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> /> />

Захоронение радиоактивных

отходов

  /> /> Переработка

руды

  /> /> /> /> /> /> /> /> Рудник  

Рис.1 – Производства ядерного топливного цикла.

3.1 Физико-химические свойства урана

Уран – этоэлемент 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 иГеркуланума. На Руси соли урана использовали для придания стеклу разнообразныхоттенков от светло-желтого до зеленовато-коричневого. Уран был открыт в 1789году в урановой смолке немецким химиком Мартоном Генрихом Клапротом, назвавшегоего в честь планеты уран, открытой в 1781 году. Впервые металлический уранполучил французский химик Юджин Пелиго в 1841, восстановив безводныйтетрахлорид урана калием. В 1896 году Антуан-Анри Беккерель открывает явлениерадиоактивности урана случайным засвечиванием фотопластинок ионизирующимизлучением от оказавшегося поблизости кусочка соли урана.

Уран оченьтяжелый, серебристо-белый глянцеватый металл. В чистом виде он немного мягчестали, ковкий, гибкий, обладает небольшими парамагнитными свойствами. Уранимеет 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 дляобработки. Альфа-фаза – очень примечательный тип призматической структуры,состоящей из волнистых слоев атомов в чрезвычайно асимметричной призматическойрешетке. Такая анизотропная структура затрудняет сплав урана с другимиметаллами. Только молибден и ниобий могут создавать с ураном твердофазныесплавы.

Основныефизические свойства урана:

— температураплавления 1132,2°C (+/- 0.8);

— температуракипения 3818°C;

— плотность18,95 (в альфа-фазе);

— удельнаятеплоемкость 6,65 кал/моль/°C (при 25ºС);

Химическиуран очень активный металл. Быстро окисляясь на воздухе, он покрываетсярадужной пленкой оксида. Мелкий порошок урана самовоспламеняется на воздухе, онзажигается при температуре 150-175 °C, образуя U3O8. При 1000 °C урансоединяется с азотом, образуя желтый нитрид урана. Вода способна разъедатьметалл: медленно при низкой температуре, и быстро при высокой. Уранрастворяется в соляной, азотной и других кислотах, образуя четырехвалентныесоли, но не взаимодействует с щелочами. Уран вытесняет водород из неорганическихкислот и солевых растворов таких металлов как ртуть, серебро, медь, олово,платина и золото. При сильном встряхивании металлические частицы урана начинаютсветиться.

Уран имеетчетыре степени окисления — III-VI. Шестивалентные соединения включают в себятриокись уранила UO3 и уранилхлорид урана UO2Cl2. Тетрахлорид урана UCl4 идиоксид урана UO2 — примеры четырехвалентного урана. Вещества, содержащиечетырехвалентный уран обычно нестабильны и обращаются в шестивалентные придлительном пребывании на воздухе. Ураниловые соли, такие как уранилхлорид,распадаются в присутствии яркого света или органики.

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

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

 


3.2 Добычаруды

Начальная стадиятопливного цикла – горнодобывающее производство, т.е. урановый рудник, гдедобывается урановая руда.

Среднее содержание уранав земной коре довольно велико и расценивается как 75*10-6. Урана примерно в1000 раз больше, чем золота и в 30 раз больше чем серебра. Урановые рудыотличаются исключительным разнообразием состава. В большинстве случаев уран врудах представлен не одним, а несколькими минеральными образованиями. Известнооколо 200 урановых и урансодержащих минералов. Наибольшее практическое значениеимеют 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 последниегоды стали применяться методы подземного выщелачивания, позволяющие исключить выемкуруды на поверхность и проводить извлечение урана из руд прямо на месте ихзалегания.

При добычеруд с содержанием урана, например 0,1%, для получения 1т U3O8 необходимоизвлечь из недр примерно 1000 т руды, не считая колоссального количества пустойпороды от вскрытых и проходческих выемок. Такую огромную массу руды лучше всегопереработать и обогатить ураном в непосредственной близости от рудника. Этопозволит уменьшить загрузку транспорта и существенно снизить транспортныерасходы. Поэтому обычно гидрометаллургические заводы (процессы выщелачивания ипоследующего селективного извлечения металлов из растворов называютсягидрометаллургическими процессами), располагаются в непосредственной близости соткрытыми карьерами.

 


3.3 Переработка руды

Извлеченнаяиз земли урановая руда содержит рудные минералы и пустую породу. Дальнейшаязадача состоит в том, чтобы руду переработать – отделить полезные минералы отпустой породы и получить химические концентраты урана. Обязательные стадии приполучении урановых химических концентратов – дробление и измельчение исходнойруды, выщелачивание (перевод урана из руды в раствор). Очень часто передвыщелачиванием руду обогащают – различными физическими методами увеличиваютсодержание урана.

 

3.4 Аффинаж

На всехэтапах переработки урановых руд происходит определенная очистка урана отсопутствующих ему примесей.

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

Методыаффинажа урана разнообразны. Наибольшее распространение получили следующиеспособы очистки:

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

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

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

Прокаливаниеполученных при аффинаже осадков урановых солей позволяет получить чистые оксидыурана. Важнейшие промежуточные продукты уранового производств – UO3, U3O8.

3.5 Обогащение урана

Современная ядернаяэнергетика с реакторами на тепловых нейтронах базируются на слабообогащенном (2– 5%) урановом топливе. В реакторе на быстрых нейтронах используется уран с ещебольшим содержанием урана-235 (до 93%). Следовательно прежде чем изготавливатьтопливо природный уран, содержащий только 0,72% урана-235, необходимо обогатить– разделить изотопы урана-235 и урана-238. Химические реакции слишкоммалочувствительны к атомной массе реагирующих элементов. Поэтому они не могутбыть использованы для обогащения урана; необходимы физические методы разделенияизотопов.

Основныеиспользуемые методы разделения изотопов:

•Электромагнитное разделение.

• Газоваядиффузия.

• Жидкостнаятермодиффузия.

• Газовоецентрифугирование.

•Аэродинамическая сепарация.

• Химическоеобогащение.

•Дистилляция.

• Электролиз.

В настоящеевремя основным, а до недавнего времени единственным, промышленным методомпроизводства обогащенного урана был газодиффузионный.

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

Принципдействия представлен на рисунке 2.

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

Для некоторыхлегких 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. надолю газодиффузионных заводов приходилось 98% всех мощностей по обогащению. Впоследние годы получает все большее распространение конкурирующий с нимцентробежный метод, основанный на использовании высокоскоростных газовыхцентрифуг. В обоих методах применяют уран в виде гексафторида UF6. Гексафторидурана обладает интересными и важными для технологии физическими свойствами.Во-первых, UF6 — единственное урансодержащее вещество, существующее при обычнойтемпературе, но при пониженном давлении в газообразном состоянии. Во-вторых,гексафторид урана при обычных условиях легко возгоняется, т.е. превращается вгаз из твердого состояния, минуя жидкую фазу.

Обогащение урана методомгазовой диффузии основано на явлении молекулярной диффузии через пористуюперегородку с мельчайшими отверстиями. В замкнутом пространстве при тепловомравновесии все молекулы газовой смеси обладают одной и той же кинетическойэнергией. Менее тяжелые молекулы 235UF6 обладают большей средней скоростью тепловогодвижения и поэтому чаще ударяются о перегородку, чем более тяжелые молекулы235UF6. В результате через отверстия перегородки чаще будут проникать(диффундировать) более легкие молекул 235UF6. Соответственно молекулы тяжелогоизотопа будут концентрироваться перед перегородкой.

Метод газовойдиффузии чрезвычайно дорогостоящий, так как требует огромных площадей ибольшого количества достаточно сложного оборудования. Кроме того,газодиффузионные заводы потребляют очень много электроэнергии.

Как и в любом другомтехнологическом процессе, при обогащении урана существуют некоторыематериальные потери продукта, В частности, несколько десятых частей процентаобщей массы обогащаемого урана остается внутри разделительного оборудования итрубопроводов, накапливаясь в виде твердых отложений. При остановках и ремонтахразделительных установок твердые отложения, конечно же, извлекаются изтехнологического оборудования. Эти потери неизбежны и их заранеепредусматривают.

Несмотря нато, что потери продукта малы, они существенны с точки зрения обеспечениярадиационной безопасности на заводах.

В настоящеевремя отвал поступает для хранения на склады до того времени, когда его можнобудет использовать как воспроизводящий материал в реакторах-размножителях дляпроизводства плутония.

 

3.6 Изготовление топлива

Обогащенный уран служитисходным сырьем для изготовления топлива ядерных реакторов. Ядерное топливоприменяется в реакторах в виде металлов, сплавов оксидов карбидов, нитридов идругих топливных композиций, которым придается определенная конструкционнаяформа. Конструкционной основой ядерного топлива в реакторе являетсятепловыделяющий элемент – твэл, состоящий из топлива и покрытия. Все твэлыконструкционно объединяют в ТВС.

Современныепредприятия, производящие реакторное топливо, представляют собой промышленныекомплексы, технологический цикл которых включает следующие этапы:

— получениепорошка диоксида урана из гексафторида;

— изготовление спеченных таблеток;

— подготовкутрубчатых оболочек твэлов и концевых деталей;

— упаковкутопливных таблеток в оболочки;

— установкуконцевых деталей, герметизацию (сваркой);

— подготовкуи комплектование деталей для ТВС;

— изготовление ТВС;

— разборкузабракованных твэлов и ТВС и переработку отходов.

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

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


4. Ядерный реактор

Ядерныйреактор – это техническая установка, в которой осуществляетсясамоподдерживающаяся цепная реакция деления тяжелых ядер с освобождениемядерной энергии. Ядерный реактор состоит из активной зоны и отражателя,размещенных в защитном корпусе. Активная зона содержит ядерное топливо в видетопливной композиции в защитном покрытии и замедлитель. Топливные элементыобычно имеют вид тонких стержней. Они собраны в пучки и заключены в чехлы.Такие сборные композиции называются сборками или кассетами.

Вдольтопливных элементов двигается теплоноситель, который воспринимает тепло ядерныхпревращений. Нагретый в активной зоне теплоноситель двигается по контуруциркуляции за счет работы насосов либо под действием сил Архимеда и, проходячерез теплообменник, либо парогенератор, отдает тепло теплоносителю внешнегоконтура.

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

/> <td/>

/>

 

1.Реактор

2.Теплообменник,парогенератор

3.Паротурбиннаяустановка

4.Генератор

5.Конденсатор

6.Насос

Рис.2 – Схема ядерного реактора.


5. Ядерный топливный циклпосле АЭС

Сейчас уже трудно поверить, что в самые первыегоды после зарождения атомной энергетики практически все радиоактивные отходы(РАО) выбрасывались почти как обычный мусор. Однако именно в атомнойпромышленности проблему отходов впервые осознали и начали решать по –настоящему серьезно. Суммарный мировой объем РАО по сравнению с обычнымиотходами чрезвычайно мал. Пробуем оценить его хотя бы в первом приближении.Известно, что из реактора ВВЭР – 1000 (электрическая мощность – 1ГВт) ежегодновыгружается 23 т отработавшего ядерного топлива с содержанием продуктов деления40кг/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 общееколичество будет ничтожным по сравнению с десятками и сотнями миллионов тоннтрадиционных отходов.

5.1 Хранениеотработавшего топлива

Выгоревшие тепловыделяющие элементы – твэлы,только что извлеченные из реактора (конечно, с помощью дистанционныхманипуляторов), содержат высокоактивные изотопы. Работать с таким материаломочень опасно. Поэтому твэлы прежде всего направляют в бассейн выдержки –(хранилище), имеющейся при каждой АЭС. Там они проводит от 3 до 10 лет, пока нераспадутся короткоживущие нуклиды. После этого активность отработавшегоядерного топлива определяется продуктами деления (ПД) с большим временемраспада. Среди них главный вклад вносят стронций – 90 (период полураспадаТ=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 тысячлет).

И хотя за 10 лет после выгрузки активность содержимоготвэлов уменьшается примерно в 10 раз по сравнению с той, что была черезполгода, она и тогда составляет 325 тыс. кюри на тонну. После выдержки вбассейне отработавшее топливо перевозят на радиохимический завод для извлеченияоставшегося урана, а также плутония. Для этого, как правило, используетсятехнология водного растворения, и в результате почти все РАО становятсяжидкими.

Долго держать их в таком виде, даже в специальныхемкостях, рискованно. Ведь за счет оставшихся радионуклидов эти жидкостипостоянно нагреваются.

Активность РАО станет пренебрежимо малой, еслиснизится, по крайней мере, на шесть порядков по сравнению с начальной. Легкоподсчитать, что через 10 периодов полураспада она уменьшится в 1024 раза, ачерез 20 Т – еще во столько же раз. Это означает, что, например, стронций ицезий следует хранить в контролируемых условиях 300 – 600 лет. Такие огромныесроки не могут не вызвать сомнений – ситуация в столь отдаленном будущем представляетсяслишком неопределенной. Не смотря на сложность и дороговизну переработки ихранения, проблему РАО нельзя считать решенной окончательно. Не говоря уж отом, что не достигнута полной безотходности или замкнутости цикла, главнымметодом обезвреживания опасных продуктов остается ожидание их самопроизвольногораспада.

5.2 Три категорииотходов, их хранение и переработка

Отходыделятся на три категории:

1) Материалытипа А с коротким периодом полураспада (менее 30 лет) и слабойрадиоактивностью.

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

3) Отходыкатегории С наиболее опасные – в них таится 95% общей радиоактивности.

Вопрос охранении РАО первого типа практически решен. Ведь, собственно говоря, речь идето таких компонентах, как фильтры, детали систем охлаждения и т.п., которые неимеют собственной радиоактивности – только наведенную. Излучение таких блоковсравняется с естественным фоном “всего лишь” через три столетия, в течениекоторых, требуется серьезное наблюдение.

Отходы типовВ и С образуются непосредственно при выработке электроэнергии на АЭС. Когдазаложенный в реактор оксид урана через три — четыре года извлекают какотработанное топливо, в нем содержится еще 95,5% урана и только 3,5% продуктовраспада; кроме того, уран – 238, поглощая нейтроны, превращается в плутоний(1%) или другой элемент семейства актиноидов с большей, чем у урана атомноймассой.

Что же сними делать?

Можнооставить все как есть, – заключенное в упаковку отработанное топливо хранится втраншеях, ожидая окончательного складирования. Сортируют топливо на специальныхзаводах, который после сложных химических и механических операций выдает уран,плутоний и… бетонные и стеклянные блоки.

Они начиненыотходами класса С, размолотыми в порошек, утрамбованными и смешанными скомпонентами стекла на молекулярном уровне. Блоки хранятся на заводе ввентилируемых колодцах.

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

Хранениеотходов типа В и С из – за долгого периода полураспада нельзя оставить наповерхности земли, придется ждать не три сотни, а сотни тысяч лет, до ихбезопасного состояния.

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

Несколькослов о транспортировке ОЯТ. Сам этот термин вызывает только отрицательныеэмоции у экологов, «зеленых», многих политиков. Выгруженное из реакторов ОЯТтранспортируется на переработку или постоянное хранение только послеопределенной выдержки. В России этот срок равняется 3 годам и определяетсяминимальным временем, необходимым для охлаждения ТВС и значительного уменьшенияуровня радиоактивности. Транспортировка ОЯТ необходима для его доставки извременного хранилища непосредственно на перерабатывающий завод или вдолговременное хранилище. Эта операция во всем мире проводится тремя видамитранспорта — автомобильным, железнодорожным и водным. Вне зависимости от видатранспортировки ОЯТ главным условием этого процесса является безопасность, тоесть изоляция ОЯТ от окружающей среды (биосферы), в том числе и в случаекакого-либо транспортного происшествия.

Надежнаяизоляция ОЯТ от окружающей среды осуществляется путем его размещения вспециально созданных конструкциях — упаковочных комплектах в видеконтейнеров.Конструкция контейнеров обеспечивает сохранность ОЯТ не только принормальных условиях, но и в экстремальных случаях. Прежде чем запуститьконтейнеры в производство, они проходят всесторонние и при том чрезвычайножесткие испытания. В результате применяемые для транспортировки ОЯТ контейнерывыдерживают падение с высоты трехэтажного дома, а также температуру в 600°С, ненарушая при этом герметичности и не создавая угрозы безопасности людям иокружающей среде. Многочисленные испытания контейнеров, а также проводившиеся впоследнее время учения подтвердили абсолютную надежность и безопасностьтранспортировки отработавшего ядерного топлива. Сегодня перевозка ОЯТ с АЭС,например, на завод РТ-2 проводится железнодорожным транспортом в специальныхвагонах с горизонтальным расположением в них контейнеров, в которые взависимости от модели входит до нескольких десятков тепловьщеляющих сборок.Способ транспортирования и конструкция существующих контейнеров отвечают всемтребованиям: «Основных правил безопасности и физической защиты при перевозкеядерных материалов». Эти правила составлены в соответствии с рекомендациямиМАГАТЭ, а в некоторых отношениях они даже более строги.


6. Риск и проблемы

Любоепроизводство – будь то текстильная фабрика с её машинами и шумами,металлургический комбинат с повышенной загазованностью воздуха, трактор напашне приносит человеку определённую пользу и определённый вред. Еслитеплоэлектростанция вынуждает нас вдыхать двуокись серы, оксиды азота,углекислый газ, аэрозоли и так далее, то на атомной станции вред можетприносить облучение, которым сопровождается процесс деления ядер, и некоторыепродукты деления, образование которых связано с работой установки.

В каждойотрасли промышленности защите человека от вредного воздействия шумов, газов ит.д. уделяется серьёзное внимание. Отводится огромная роль профилактике попредупреждению возможных тяжёлых заболеваний и травм. В атомной энергетикезащите от вредных воздействий по сравнению с другими производствами уделяетсяпросто громадное внимание. Тем не менее, к атомной энергетике у многих людейособенно настороженное отношение.

Вот примерныйперечень тех опасений и тревог, которые связывают с топливным циклом работающихатомных станций:

1 – тепловоезагрязнение окружающей среды;

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

3 – обычнаяутечка 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 – аварииреакторов;

8 –распространение ядерных технологий.

Наиболееважной проблемой в настоящее время является консервация блоков, которыеотработали свой срок. Тот факт, что увеличивают срок эксплуатации реакторов,говорит о том, что стране экономически не выгодно выводить из строяэнергетические мощности.

Крупныеаварии на ядерных реакторах, происходившие в Англии, Америке и России,трудности с утилизацией накапливающихся отходов при работе АЭС ирадиохимических производств во всем мире сделали атомную энергетику, по мнениюобщественности во всем мире, экологически небезопасной. В сознание человечествавнедряется утверждение о безысходности с обезвреживанием облученного ядерноготоплива и радиоактивных отходов, о неизбежности загрязнения радиоактивнымиизотопами поверхности Земного шара с неизбежностью миграции радионуклидов побиологическим цепочкам, включающим организм человека.

Ясно одно,что каждый человек, занятый в производстве атомной энергии, должен пониматьсвою ответственность за качество и безопасность работ на доверенном емуучастке.


Заключение

Будущеечеловечества 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 иугрожает окружающей среде. Практически все направления деятельности человека,даже в обществе с высокоразвитой технологий производства, всегда связаны скаким-нибудь риском. Этот процесс объясняется увеличением потребности в энергиидля обеспечения повышающегося уровня жизни. Общество должно определить тотуровень жизни, который оно хотело бы иметь, и решать, будет ли он совместим ссохранением качества окружающей среды. Практическое применение должны получитьновые, разнообразные источники энергии и методы её преобразования. Дляудовлетворения растущих энергетических потребностей требуется дальновидныйподход к использованию ядерной энергии, учитывающий как связанные с нейопасности, так и большие потенциальные возможности.

Пятьпрошедших десятилетий атомной энергетики не оказались такими, какпредсказывалось. Атомная энергетика была долгое время связана с ощущениемтревоги и беспокойства относительно безопасности производства энергии ихранения ядерных отходов. Это заметно по влиянию, которое оказывает восприятиеобщественности, включая восприятие риска, на выбор энергетической стратегиистраны. Открытым остается вопрос по продолжению строительства завода попереработке отработавшего топлива. Но запасы ОЯТ продолжают расти повсеместно.Уже более 50 стран сейчас имеют отработавшее ядерное топливо, включая топливоисследовательских реакторов, которое хранится во временных хранилищах вожидании захоронения или переработки. Всего в мире хранится около 180 тыс. тонни около 88 тыс. тонн перерабатывается. Объем нового ОЯТ, ежегоднонакапливающегося в результате производства электроэнергии и прочейдеятельности, составляет примерно 11 тыс. тонн. Российские поставщики ядерноготоплива должны на рынке вторичных ресурсов упрочить свои позиции.


Список использованных источников

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

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

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

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

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

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

еще рефераты
Еще работы по физике