8. Перспективы атомных электростанций

Доля атомной энергетики в производстве электроэнергии в перспективе будет возрастать. Мнения ведущих специалистов в раз­личных странах сильно расходятся в отношении коли­чественной оценки перспектив развития атомной энер­гетики.

Реакторы, работающие на медленных нейтронах: водо-водяные, кипящие водяные, газографитовые, уран-графитовые, тяжеловодные и др., не позволяют наибо­лее эффективно использовать ядерное горючее. Реакто­ры на быстрых нейтронах обладают возможностью вос­производства ядерного горючего с коэффициентом вос­производства, достигшим 1,4 и выше, и временем удвое­ния ядерного горючего менее 10 лет. Но все же это время пока велико. Требуется 8—10 лет, чтобы получить плуто­ний, необходимый для построения аналогичного реакто­ра на быстрых нейтронах.

Один из важных вопросов ядерной энергетики состо­ит в выборе природного или обогащенного урана. В СССР применяется обогащенный уран, так как это позволяет лучше использовать ядерное горючее — более полно его выжигать — и осуществлять более широкий выбор конструкционных материалов, замедлителей нейт­ронов и теплоносителей.

Назовем основные преимущества атомной энергетики:

1) АЭС почти не зависят от месторасположения ис­точников сырья вследствие компактности ядерного топ­лива и легкой его транспортировки. Однако для охлаж­дения АЭС необходим мощный источник воды (морской или пресной);

2) сооружение мощных энергетических блоков име­ет благоприятные перспективы, так как один реактор может дать электрическую мощность около 2 ГВт;

3) малый расход горючего не требует загрузки транс­порта;

4) АЭС практически не загрязняют окружающую среду.

НАДЕЖНОСТЬ АЭС

В связи с широким строительством АЭС возникают естественные вопросы безопасности их работы и возможных вредных влияний на человека и, в первую очередь, влияний радиоактивных излучений. Радиоактивное излучение опасно для людей, в больших дозах оно может вызвать заболевание и даже смерть.

28

Воздействие радиоактивного излучения на живые ор­ганизмы в настоящее время достаточно хорошо изучено (табл. 8.1). Исследованиями установлено, что последст­вия ионизирующего излучения мощными дозами в тече­ние относительно короткого времени более ощутимы, чем при «хроническом» облучении небольшими дозами в тече­ние длительного времени. Ионизирующее облучение че­ловека оказывает соматическое (от греческого слова, означающего «тело») и генетическое действия. Длитель­ное хроническое облучение может повысить статистиче­скую вероятность заболевания раком и другими болез­нями.

Действию ионизирующего излучения, так называемого естественного радиационного фона, подвергается каж­дый живой организм в течение жизни. Источники, созда­ющие естественный радиационный фон, разделяются на внешние и внутренние. Внешние—это источники, нахо­дящиеся вне человека, а внутренние—это источники, за­ключенные в нем самом. Общая доза радиации, получа­емая человеком за год от естественного радиационного фона, составляет около 100 мБэр (1 мЭв). Кроме воздей­ствия радиационного фона люди подвергаются действию радиации от искусственных источников, интенсивность которых возрастает. Максимальная доза радиации, ко­торую человеческий организм может безболезненно вы­держать, точно не установлена.

Таблица 8.1.

Следует учесть, что мБэр — это единица излучения, которая оказывает на человека такое же биологическое действие, как облучение в 1 рентген.

29

При этом под рент­геном понимается единица экспозиционной дозы рентге­новского излучения. Один рентген (2,58-10^-4 Кл/кг) — это такая доза рентгеновского излучения или гамма-из­лучения, при которой в 1 г воздуха поглощается энергия, равная 87,7 эрг; в 1 мл мягких тканей человека — 96 эрг. Если от радия массой 1 г на расстоянии 1 м по­местить 1 г воды или 1 г мягкой ткани человека, то за 1 ч вода и ткани получат дозу около 1 Р. При медицин­ском рентгеновском обследовании часть тела человека получает дозу 0,15 Р, а при лечении рентгеновскими лу­чами (рентгенотерапия) тело человека получает дозу от 1 до 10Р.

Исследования биологического воздействия радиоак­тивного излучения показали, что знание абсолютного ко­личества поглощаемой веществом энергии недостаточно для того, чтобы объяснить наблюдаемые биологические изменения. При этом большое значение имеет плотность ионизации, т. е. количество ионов, возникающих при об­лучении в единице объема вещества. Поэтому для изме­рения радиоактивных излучений ввели коэффициент, на­званный относительной биологической эффективностью данного вида излучения, и понятие дозы, эквивалентной с точки зрения биологического воздействия.

Получая ежегодную дозу естественного фона 100 мБэр, человек, не связанный с источниками излуче­ния профессионально, получает к 70 годам дозу пример­но 7 бэр, однако за последние годы эта доза у всего на­селения повысилась за счет искусственных источников в среднем на 30—40%.

Это объясняется увеличением суммарной экспозици­онной дозы в связи с широким использованием излуча­ющих промышленных изделий, например телевизоров, а также с периодическими обследованиями с помощью рентгеноскопии.

Доза естественного облучения в разных местах пла­неты и разных городах различна. Например, в Лондоне эта доза составляет 67 мБэр/год, а в Абердине— 106 мБэр/год. Еще больше различаются дополнительные дозы за счет естественных строительных материалов: в кирпичных домах—30 мБэр/год, в домах, сооруженных из гранита,— 150 мБэр/год. В некоторых районах земли поверхностные слои почвы содержат до 10% фтора. Так, в Индии из-за этого, в штате Керала уровни облучения достигают 2000 мБэр/год. Важнейшим источником есте­ственного внутреннего облучения являются радиоактив­ные элементы, входящие в состав мышц человеческого тела. Доза облучения, обусловленная этим фактором, составляет около 20 мБэр/год. Сэр Джон Хилл, глава английской программы ядерной энергетики, в своей лек­ции отметил, что супруги, предпочитающие спать вместе, получают за счет внешнего облучения, исходящего от партнера, дополнительную дозу 1 мБэр/год.

30

В результате поглощения в атмосфере космическое излучение достигает поверхности земли сильно ослаб­ленным, обусловленная им доза облучения составляет на уровне моря около 28 мБэр/год. На больших высотах экранирующий эффект атмосферы снижается и, напри­мер, в Мексике (2500 м над уровнем моря) космическое излучение примерно вдвое больше, чем на уровне моря.

При многочасовом полете на авиалайнере дополнитель­ная доза составляет примерно 3 мБэр за время полета.

Предполагается, что когда мощность АЭС в нашей стране достигнет 200 млн. кВт, дополнительная доза об­лучения населения составит менее 0,01% от облучения за счет естественной радиации. Такая небольшая доза облучения даже полезна, так как человек всегда жил и развивался в условиях радиации.

Для того чтобы АЭС не вызывали слишком больших излучений, необходимо выполнять требования безопас­ности. Понятие безопасности включает в себя несколько аспектов:

1) безопасность обслуживающего персонала;

2) отсутствие распространения радиоактивности в атмо­сферу и воду;

3) обеспечение безаварийной работы ре­акторов станций;

4) переработка и хранение радиоактив­ных отходов.

Для выполнения требований безопасности прежде всего необходимо произвести надлежащий выбор места строительства АЭС. Так, согласно последним ре­шениям, их нельзя размещать ближе чем на 180—200 км от крупных городов. На определенном расстоянии от станции должна проходить санитарно-защитная зона, запрещенная для проживания, район строительства дол­жен быть безопасен в сейсмическом отношении. Главное здание станции в соответствии с требованиями безопас­ности разделяется на зоны строгого и свободного режи­ма. В зоне строгого режима на обслуживающий персо­нал могут воздействовать зараженные воздух и поверх­ности технологического оборудования и приборов. Зона строгого режима, в свою очередь, разделяется на помеще­ния, где персонал может присутствовать постоянно, и по­мещения, куда во время работы реактора вход строго вос­прещен. В зоне свободного режима радиации нет. Обе зоны изолированы одна от другой и попасть в зону строгого режима можно только через санитарный отсек. Создание таких зон направлено на то, чтобы уберечь людей от воздействия продуктов радиоактивного распада и осколков деления не только при нормальной эксплуата­ции, но и в случаях так называемых проектных аварий.

31

Для задержки радиоактивности, излучаемой при ра­боте реактора, устанавливается несколько защитных барьеров:

кристаллическая решетка топлива, которой поглощаются радиоактивные продукты деления и превращения тяжелых ядер;

металлическая оболочка тепловыделяющих элемен­тов (твэлов);

корпус реактора и система циркуляции теплоносите­ля (первого контура);

железобетонные или металлические защитные обо­лочки, предотвращающие распространение радиоактив­ности при нарушении прочности корпуса реактора или контура с теплоносителем.

Построенные и строящиеся АЭС с водо-водяными ре­акторами мощностью 1000 МВт снабжаются защитными оболочками. Здесь предусматривается кольцевой бак биологической защиты и газгольдер с высокой трубой, через которую выбрасывается воздух из помещений. Высота трубы рассчитана так, что радиоактивные ядра успевают частично распасться, прежде чем достигнут по­верхности земли (при нормальной работе станции в ат­мосферу попадает лишь небольшое количество газооб­разных и летучих элементов типа криптона, ксенона, йода). На АЭС протекает самоподдерживающаяся цеп­ная реакция деления ядер тяжелых элементов. При этом масса ядерного топлива должна быть не менее некото­рого определенного значения, но топливо «выгорает» и коэффициент размножения делящихся нейтронов посте­пенно (хотя и медленно) уменьшается. Для компенсации этого эффекта в реактор загружают несколько больше топлива, чем это необходимо. Безопасность работы при этом обеспечивают подвижные компенсирующие стерж­ни, поглощающие нейтроны деления. Однако если по ошибке стержни окажутся поднятыми, начнется неуп­равляемый «разгон мощности». Тогда начинает действо­вать аварийная защита, включающая сначала сигнализа­цию, а затем мгновенно вводящая в активную зону до­полнительные аварийные стержни. Чтобы исключить самопроизвольный пуск реактора, в систему первого кон­тура вводится борная кислота, активно поглощающая нейтроны.

Максимальная проектная авария предусматривает мгновенный разрыв главного трубопровода первого кон­тура. Давление в контуре теплоносителя резко умень­шится и мгновенно закипит вода, которая в эксплуатационных условиях нагрета до 300°С. Аварийная защита, вступив в действие, понизит мощность реактора, но тепло­та в активной зоне будет по-прежнему выделяться и если ее не отводить (из-за разрушения системы охлаждения), то могут расплавиться оболочки твэлов.

Хотя теоретически аварии на АЭС маловероятны, тем не менее за период с 1971 по 1985 г. в 14 странах мира случалась 151 авария разной степени сложности и с раз­ными, в том числе с тяжелыми, исходами для людей и окружающей среды.

32

Авария 26 апреля 1986 г. на четвертом блоке Черно­быльской АЭС в СССР привела к тяжелым последстви­ям. В результате аварии погибли 28 человек и нанесен ущерб здоровью многих людей. Разрушение РБМК (ре­актора большой мощности канального типа) привело к радиоактивному загрязнению территории около 1 тыс. км². Выведены из строя сельскохозяйственные угодья, остановлена работа предприятий, а из 30-кило­метровой зоны от центра аварии выселено несколько де­сятков тысяч человек. Авария на Чернобыльской АЭС произошла из-за ряда допущенных работниками этой станции грубых нарушений правил эксплуатации реак­торной установки. Вследствие несоблюдения персоналом технологического регламента эксплуатации реактор по­пал в опасное нерасчетное состояние.

По плану реактор нужно было вывести в ремонт, и перед его остановкой администрация решила провести испытание турбогенератора в режиме совместного выбе­га с нагрузкой собственных нужд. Однако руководители станции не подготовились к эксперименту должным об­разом, не обеспечили должный контроль и надлежащих требований безопасности.

Авария на Чернобыльской АЭС показала необходи­мость конкретных мер по усилению безопасности атом­ный станций. Здесь прежде всего необходимо дальнейшее по­вышение технологической надежности в период эксплуа­тации, своевременный демонтаж и консервация станций по исчерпании ими ресурса основного оборудования (средний срок службы АЭС примерно 30 лет), изыскание более совершенных способов захоронения, складирова­ния и применения радиоактивных отходов.

В связи с чернобыльской аварией, которая хотя и яв­ляется очень крупной и тяжелой, но отнюдь не приоста­навливающей дальнейшее развитие атомной энергетики, разрабатывается ряд международных мер для предотвращения аварий и уменьшения их возможных последствий. К таким мерам относится разработка меха­низмов для своевременного оповещения о выбросах ра­диоактивных элементов за пределы национальной терри­тории, получение информации об уровне радиоактивности в странах, возможных дополнительных технических ме­рах на ядерных установках.

33