- •Оглавление
- •Введение
- •1.Экологическая безопасность как основа эффективного развития технологий
- •1.1. Понятие экологической безопасности предприятий
- •1.2. Последствия несоблюдения принципов экологической безопасности
- •1.3. Способы поддержания и создания условий для экологической безопасности
- •2.Экологическая безопасность атмосферы
- •2.1. Аппараты сухой и мокрой очистки газа
- •2.2. Электрофильтры
- •2.3. Выбор технологии газоочистки
- •2.4. Классификация способов газоочистки
- •2.5. Абсорбционная очистка газов
- •2.6. Адсорбционная очистка газов
- •2.7. Конденсационная очистка и термоокисление
- •2.8. Фильтры
- •3.Экологическая безопасность гидросферы
- •3.1. Источники загрязнения вод на тэс и аэс
- •3.2. Основные направления использования воды на тэс и классификация источников загрязнения.
- •3.3. Системы оборотного водоснабжения
- •3.4. Методы очистки сточных вод тэс
- •3.5. Метантенки как эффективный способ для переработки сточных вод
- •4.Экологическая безопасность литосферы
- •4.1. Классификация твердых отходов
- •4.2. Утилизация твердых отходов тэц
- •4.3. Утилизация твердых отходов очистных сооружений
- •5.Экологическая безопасность аэс
- •5.1. Классификация отходов аэс
- •Некоторые биологически значимые твердые продукты деления при работе ядерного реактора
- •5.2. Очистка газов на аэс
- •5.3. Сбор и удаление отходов на аэс
- •6. Альтернативные источники энергии
- •Заключение
- •Библиографический список
- •394026 Воронеж, Московский просп., 14
5.Экологическая безопасность аэс
5.1. Классификация отходов аэс
C развитием атомной энергетики возникла проблема обеспечения безопасных условий труда персонала АЭС, а также предотвращения радиоактивного загрязнения окружающей среды. В процессе деления ядерного топлива в реакторе накапливается большое количество радиоактивных веществ (радионуклидов) продуктов деления урана или плутония, которые могут нанести ущерб здоровью персонала и населения в случае их неконтролируемой утечки. При проектировании, строительстве и эксплуатации АЭС вопросам радиационной безопасности уделяется основное внимание.
При работе реактора АЭС образуются радиоактивные вещества в процессе деления ядер 233U, 235U или 239Pu и активация нейтронами различных материалов, присутствующих в активной зоне реактора. Активность этих веществ обусловлена в основном так называемыми короткоживущими радионуклидами. Из-за быстрого распада они не представляют опасности при попадании в окружающую среду. Радиоактивное загрязнение происходит от радионуклидов, период полураспада которых более нескольких минут. Такие вещества называются биологически значимыми радионуклидами.
Различают следующие виды ионизирующих излучений: -, -излучение, фотонное и нейтронное.
Альфа-излучение. В результате -распада радионуклидов образуется поток -частиц, представляющих собой ядра атомов гелия, которые обладают кинетической энергией, достигающей нескольких мегаэлектрон-вольт (МэВ).
Бета-излучение. В результате -распада радионуклидов образуется поток -частиц, представляющий собой поток электронов или позитронов. Позитрон в отличие от электрона имеет положительный заряд, но равную с ним массу. Максимальная энергия -спектра различных радионуклидов лежит в интервале от нескольких килоэлектрон-вольт (кэВ) до нескольких МэВ.
Фотонное излучение. Это понятие включает в себя рентгеновское или -излучение. После радиоактивного распада атомное ядро часто оказывается в возбужденном состоянии. Переход ядра из этого состояния на более низкий энергетический уровень (в нормальное состояние) происходит с испусканием -квантов. Таким образом, -излучение имеет внутриядерное происхождение и представляет собой довольно жесткое электромагнитное излучение. Обычно энергия -квантов лежит в диапазоне от нескольких кэВ до нескольких МэВ.
Нейтронное излучение. При делении тяжелых ядер возникают нейтроны. Такой процесс происходит в ядерном реакторе АЭС.
Все продукты деления образуются внутри твэлов. Они -и -активны и остаются в основном внутри оболочки твэла. Выход через герметичную оболочку твэла в охлаждающую воду возможен только за счет процесса диффузии и при появлении трещин в оболочке. Этот выход очень мал для всех нуклидов, кроме трития. Выход трития через оболочку составляет не более 1%. В реакторах тина ВВЭР допускается число газонеплотных твэлов с микротрещинами до 1%, а негерметичность, при которой возможен прямой контакт теплоносителя с сердечником твэла – до 0,1%. Для РБМК эти допуски соответственно равны 0,1% и 0,01%.
Продукты деления разделяют на следующие группы:
благородные газы (Аr, Кr, Хе);
летучие вещества, например I, Sc (скандий);
тритий (Т);
нелетучие вещества, например La (лантан), Sr (стронций), Rb и др.
Во всех группах, кроме третьей, присутствует большое количество различных радионуклидов. В таблице 7 приведены данные о биологически значимых радиоактивных продуктах деления, образующихся в энергетическом реакторе.
Таблица 7
Биологически значимые радионуклиды благородных
газов и йода при работе ядерного реактора
Нуклид |
Т1/2 |
Нуклид |
Т1/2 |
Нуклид |
Т1/2 |
85Кr |
10,7 года |
133Хе |
5,2 сут |
129I |
1,6107 лет |
85mКr |
4,5 ч |
133Хе |
2,2 сут |
131I |
8 сут |
87Кr |
1,3 ч |
135Хе |
9,1 ч |
133I |
21 ч |
88Кr |
2,8 ч |
135Хе |
15,7 мин |
135I |
6,6 ч |
Продукты активации возникают при активации нейтронами конструкционных материалов, примесей теплоносителя, замедлителя и самого топлива. При активации топлива образуется ряд трансурановых элементов: Np (нептуний), Pu, Am (америций) и Cm (кюрий). Наличие этих элементов осложняет безопасное удаление радиоактивных отходов. Основная часть радиоактивных веществ, образующихся при работе реактора, остается в топливе. Отработавшие твэлы извлекают из реактора и хранят некоторое время в специальных хранилищах (бассейнах выдержки) на АЭС, затем отправляют на радиохимический завод.
Источниками радиоактивных отходов на АЭС являются продукты нейтронной активации, образующиеся вне твэлов, и продукты деления, частично выделившиеся из твэлов в теплоноситель. Часть этих радиоактивных веществ выводится из реактора в систему обработки и хранения радиоактивных отходов АЭС. Другая часть становится отходами только после остановки станции на демонтаж или консервацию.
Технологические схемы АЭС проектируются так, чтобы обеспечить практически полную изоляцию радиоактивных веществ от биосферы, а возможные утечки свести до уровня, допустимого действующими санитарными нормами и правилами.
Таблица 8