Вход

Выбросы АЭС

Реферат по экологии, охране природы
Дата добавления: 11 декабря 2010
Язык реферата: Русский
Word, rtf, 151 кб
Реферат можно скачать бесплатно
Скачать
Данная работа не подходит - план Б:
Создаете заказ
Выбираете исполнителя
Готовый результат
Исполнители предлагают свои условия
Автор работает
Заказать
Не подходит данная работа?
Вы можете заказать написание любой учебной работы на любую тему.
Заказать новую работу
Содержание Введение 1 Основные типы атомных электростанций и их ра диоактивные выбросы 2 . Влияние АЭС на окружающую среду и особенности санитарно-гигиенических требований к их работе 3 . Контроль выбросов АЭС. Опыт эксплуатации Заключение Список используемых источников Введение Актуальность. Загрязнение окружающей среды - нежел ательное изменение ее свойств в результате антропогенного поступления различных веществ и соединений. Оно приводит или может привести в будущ ем к вредному воздействию на литосферу, гидросферу, атмосферу, на растит ельный и животный мир, на здания, конструкции, материалы, на самого челове ка. Оно подавляет способность природы к самовосстановлению своих свойс тв. Загрязнение окружающей среды человеком имеет длит ельную историю. Еще жители Древнего Рима жаловались на загрязненность в од реки Тибр. Жителей Афин и Древней Греции беспокоило загрязнение акват ории порта Пирей. Уже в средние века появились законы об охране окружающ ей среды. Загрязнение атмосферы происходит в результате работы промышленности, транспорта, а также различных топок, которые в совокупности ежегодно выб расывают "на ветер" миллиарды тонн твердых и газообразных частиц. Основн ые загрязнители атмосферы - окись углерода (СО) и сернистый газ (SO2), образую щиеся, прежде всего, при сжигании минерального топлива, а также оксиды се ры, азота, фосфора, свинец, ртуть, алюминий и другие металлы. При этом движущей силой любого производства является э нергия. Тот факт, что в распоряжении человека оказалось бол ьшое количество относительно дешевой энергии, в значительной степени с пособствовало индустриализации и развитию общества. Однако в настояще е время при огромной численности населения и производство, и потреблени е энергии становится потенциально опасным. Наряду с локальными экологи ческими последствиями, сопровождающимися загрязнением воздуха, воды и почвы, существует опасность изменения мирового климата в результате де йствия парникового эффекта. Мы стоим перед дилеммой: с одной стороны, без энергии нельзя обеспечить б лагополучия людей, а с другой – сохранение существующих темпов ее произ водства и потребления может привести к разрушению окружающей среды, и ка к следствие - к снижению жизненного уровня и даже нанести серьезный ущер б человеческой популяции, влияя на генетический код человека. Цель данной контрольной работы – рассмотреть вли яние атомных электростанций на экологию. В соответствии с поставленной целью, определяем сл едующие задачи: - рассмотреть различные типы ядерн ых реакторов и определить их влияние на экологию; - определить возможные способы снижения экологического вреда, наносимо го деятельностью АЭС. 1 Основные типы атомных электростанций и их радиоактивные выбросы Атомная э лектростанция (АЭС) – электр останция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электричес кую. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор. Тепло, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер некотор ых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обычных тепловых электростан циях (ТЭС), преобразуется в электроэнергию. АЭС работает на ядерном горюч ем (в основном 233U, 235U. 239Pu). Установлено, что мировые энергетические ресурсы яде рного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурс ы природных запасов органического топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущ их потребностей в топливе. Кроме того, необходимо учитывать всё увеличив ающийся объём потребления угля и нефти для технологических целей миров ой химической промышленности, которая становится серьёзным конкуренто м тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений ор ганического топлива и совершенствование способов его добычи, в мире наб людается тенденция к относит ельному увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые услов ия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происх ождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергети ки, которая уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда пр омышленных стран мира. Первая в ми ре АЭС опытно-промышленного назначения мощностью 5 Мвт была пущена в ССС Р 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого эне ргия атомного ядра использовалась преимущественно в военных целях. Пус к первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, полу чившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции п о мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женев а). Наиболее часто на АЭС применяются 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-во дяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графито-в одные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодны е с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя; 4) граф ито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем. Выбор преи мущественно применяемого типа реактора определяется , главным образом , накопленным опытом в реакторостроении, а также нал ичием необходимого оборудования, сырьевых запасов и т. д. На АЭС, тепловой реактор которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с га зовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономич ные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и температу рой. При работе реактора конце нтрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается . Поэтому со временем их заменя ют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспо соблений с дистанционным управлением. Отработавшие ТВЭЛы переносят в б ассейн выдержки, а затем направляют на переработку. При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и на рушения герметичности оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в тече ние несколько секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система расхо лаживания имеет автономные источники питания. Экономичность АЭС определяется её основными техническими показателям и: единичная мощность реактора, кпд, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэффициент использования устано вленной мощности АЭС за год. Для экономики АЭС характерно, что доля топли вной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30-40% (на ТЭС 60-70%). Из-за аварии в Чернобыле в 1986 году программа раз вития атомной энергетики была сокращена. После значительного увеличения производства эле ктроэнергии в 80-е годы темпы р оста замедлились, а в 1992-1993 гг. начался спад. При правильной эксплуатации, АЭС – наиболее экол огически чистый источник энер гии. Их функционирование не п риводит к возникновению “парникового” эффекта, выбросам в атмосферу в условиях безаварийной работы, и они не поглощают кислород. Радиоактивн ые отходы появляются на АЭС из двух источников: главным является основно й технологический контур АЭС, другим источником является вспомогатель ные установки, например, газовый контур, контур охлаждения. Источники ра диоактивных отходов активационного происхождения, например, радиоакти вные продукты коррозии или образующийся в процессах деления тритий (све рхтяжелый изотоп водорода), имеют активность, строго меняющуюся во време ни по известному закону. Случайным источником являются продукты делени я, попадающие в теплоноситель. Их активность в теплоносителе в каждый мо мент времени зависит от того, сколько негерметичных ТВЭЛов в этот момент эксплуатируется в активной зоне, какова степень их негерметичности. Пос кольку этот процесс случаен, данный факт учитывается на АЭС при организа ции постоянного радиационного контроля за состоянием теплоносителя, к оличеством и темпом образования радиоактивных отходов. Технологический процесс на атомной станции предус матривает постоянное удаление из теплоносителя присутствующих и образ ующихся в нем газов. Газообразные отходы образуются и при дегазации разл ичных протечек теплоносителя, в бассейнах выдержки отработанного топл ива, при дегазации растворов в баках выдержки. Отводимые из контура и технологического оборудования газы состоят обы чно из азота и водорода, содержат примеси водяного пара и содержат газоо бразные продукты деления - радионуклиды Kr, Xe, Ar. Перед выбросом в атмосферу г азы вначале подвергают выдержке, в течение которой их активность уменьш ается за счет распада радиоактивных нуклидов. Для исключения образован ия взрывоопасных смесей с водородом газы разбавляют азотом и сжигают в с пециальных устройствах. Могут также образовываться радиоактивные отходы в форме аэрозолей - это микрокапли жидких радиоактивных сред и уносимые газовым потоком тверд ые микрочастицы. Аэрозоли могут также появляться в результате протечек теплоносителя. Радиоактивные аэрозоли и изотопы радиоактивного йода, к оторые также могут возникать при истечении теплоносителя, удаляются из помещений вентиляционными системами.Перед выбросом в атмосферу воздух , содержащий газы и аэрозоли, проходит очистку на аэрозольных и йодных фи льтрах, а также на угольных фильтрах-адсорберах. Дозиметрический контро ль за содержанием радионуклидов в удаляемом воздухе, контроль за работо й систем вентиляции и эффективностью фильтров обязательно сопровождае т процесс выведения газов из помещений АЭС. 2 Влияние АЭС на окружающую среду и особенности санитарно-гиги енических требований к их работе Основное воздействие АЭС на живые организмы сказыв ается через канцерогенное влияние возникших и распространяемых от нее радионуклидов. Общее свойство радионуклидов - мощное мутагенное действ ие. Они могут вызывать мутации, т.е. изменять генетическое строение клетк и, нарушать течение биохимических процессов и инициировать раковые заб олевания. Многие по-прежнему считают важным лишь общий уровень облучения, т.е. когд а энергия атома рассматривается с точки зрения быстрого поражения живы х организмов. Действительно, в случае с АЭС такое быстрое поражение случ ается лишь при авариях и катастрофах, однако при обычных условиях эксплу атации станции происходит постепенное накопление каждодневно небольш их доз облучения. радионуклидов способны накапливаться в органах, тканя х, почвах, водоемах и т.п. При этом их концентрация может возрастать в тыся чи, и даже сотни тысяч раз. Это хорошо изученное в экологии явление так наз ываемой биоаккумуляции радиоактивности. Дополнительную сложность выяснению эффекта биоаккумуляции придает то т факт, что внутри организма радионуклидов распределены обычно неравно мерно. Одни (например, тритий, радиоуглерод, рубидий-87, цезий-137) распределяю тся более или менее равномерно, другие концентрируются в определенных о рганах (например, стронций - в скелете, йод - в щитовидной железе). Необходимо отметить, что концентрация радионуклидов зависит от множес тва факторов, а это значит, что даже незначительные исходные выбросы и ко нцентрации радионуклидов могут непредсказуемо стать значимыми и опасн ыми. Один из самых обычных в выбросах АЭС радионуклид цезий-137. Он быстро "движе тся" в пищевых цепочках, и, попадая в организм человека, задерживается в му скульных клетках, являясь причиной одного из разновидностей раковых за болеваний саркомы. Кроме тог о, к недостаткам АЭС можно отнести трудности, связанные с захоронением ядерных отходов, катастрофические после дствия аварий и тепловое загрязнение используемых водоемов. Безопасная р абота АЭС может быть обеспечена при соблюдение следующих требований: 1) соблюдение принципа глубоко эшелонированной защиты, основанной на при менении систем и барьеров на пути возможного выхода радиоактивных прод уктов в окружающую среду и системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности; 2) существовании система локализации аварии, которая включает в себя гер метичные ограждения - защитную оболочку (гермооболочку) и спринклерную с истему. Защитная оболочка представляет собой строительную конструкцию с необходимым набором герметичного оборудования для транспортировки грузов при ремонте и прохода через оболочку трубопроводов, электрокабе лей и людей (люки, шлюзы, герметичные проходки труб и кабелей и т.д.). 3) наличие массивных строительных конструкций, которые обеспечивают над ежную защиту персонала и населения от ионизирующего излучения. 4) постоянный контроль параметров среды в гермооболочке в процессе экспл уатации (давления, температуры, активности). 5) наличие спринклерной системы, которая разбрызгивает холодную воду вну три гермооболочки, конденсирует образующийся при течах первого контур а пар и тем самым снижает давление и температуру в оболочке. Спринклерна я система используется также для организации связывания йода, содержащ егося в паре и воздухе герметичных помещений, для Чего на всос спринклер ных насосов добавляется специальный раствор с метаборатом калия. Систе ма состоит из 3-х независимых каналов подачи спринклерного раствора под оболочку, каждый из которых состоит из спринклерного насоса, водоструйн ого насоса, бака химреагентов, арматуры и трубопроводов. 6) существование система обеспечения радиационной безопасности персон ала АЭС и населения. 3 Контроль выбросов АЭС. Опыт э ксплуатации Атомная электростанция - такое же производство, как и другие, поэтому во время основного технологического процесса - отвода тепла от активной зоны реактора для выработки электроэнергии, образуют ся и радиоактивные отходы. Поскольку из теплоносителя постоянно нужно у далять разнообразные примеси, при очистке теплоносителя выделяются ра диоактивные газы. Захватывая микрочастицы жидкости и твердые микрочас тицы, газы переходят в аэрозольную форму. Радиоактивные отходы также мог ут быть и жидкими, и твердыми. Твердые радиоактивные отходы на АЭС - детали демонт ированных частей оборудования, отработанные аэрозольные и прочие филь тры, различные приспособления с наведенной радиоактивностью и др. - при н еправильном обращении могли бы попасть за пределы АЭС и стать опасными д ля людей. Именно поэтому на АЭС так организуются учет и хранение ТРО, чтоб ы абсолютно исключить их бесконтрольное попадание в окружающую среду. В се ТРО собирают в специальные контейнеры в местах их образования. Одновр еменно с загрузкой в контейнеры производится сортировка ТРО по уровню а ктивности. Крупногабаритное оборудование разбирают и разрезают на час ти, часть твердых отходов сразу же перерабатывают - сжигают или прессуют ( как, например, загрязненную спецодежду). Конечно, после сжигания дымовые газы ни в коем случае не выбрасывают сразу в вентиляционную трубу, внача ле газы проходят систему грубых и тонких фильтров. В результате такой оч истки от твердых частиц удаляемые газы практически уже не содержат ради оактивных веществ. Далее ТРО помещают в здание хранилища отходов. Емкост ь специальных ячеек для хранения ТРО рассчитывается так, чтобы они были заполнены не ранее, чем через 10 лет после начала эксплуатации АЭС, и, кроме того, чтобы была возможность создания дополнительных ячеек. Существуют нормативные значения общей активности воздуха, удаляемой в сутки через вентиляционные трубы АЭС. Приведем небольшую таблицу для ср авнения проектных величин для АЭС и нормативных величин, обеспечивающи х спокойную жизнь населению и отсутствие вреда для окружающей среды. Во второй колонке таблицы представлено в процентах отношение проектных в еличин удаляемой активности к нормативным значениям. Р адиоактивные благородные газы 90% Йод-131 5% Долгоживущие нуклиды 11% Короткоживущие нуклиды 12.5% Как видно, проектируемые величины выбросов АЭС нам ного меньше тех норм, которые обеспечивают отсутствие загрязнения внеш ней среды. Однако эти оценки приведены для проектных выбросов, которые н а самом деле намного выше тех, которые имеют место в реальности. Так, напри мер, суточные газоаэрозольные выбросы на АЭС с реактором такого же типа - ВВЭР-1000 (речь идет о Хмельницкой, Запорожской АЭС) - составляют для радиоакт ивных благородных газов лишь 1.5%, для йода-131 - 0.4%, для долгоживущих изотопов - 0.02% от нормативов, задаваемых "Санитарными правилами проектирования и эксп луатации АЭС". Таким образом, газоаэрозольные выбросы АЭС в реальности н е представляют никакой опасности для окружающей среды и населения. Сам технологический процесс на атомной станции таков, что всегда сопров ождается образованием жидких радиоактивных отходов. Это и понятно - сам теплоноситель представляет собой жидкость, системы охлаждения заполне ны жидкостью, выполнение требований радиационной защиты (уборка помеще ний, стирка одежды, мытье в душевых и т.д.) также приводит к образованию жид ких радиоактивных отходов. Для снижения активности реакторной воды и поддержания постоянного хим ического состава теплоносителя часть его все время отводится на фильтр ы внутриконтурной очистки в блок спецводоочистки. В качестве фильтрующ их материалов используются, например, ионнообменные смолы. Периодическ и их заменяют свежими, а отработанные смолы фильтров спецводоочистки, ка к и прочие фильтрующие материалы и растворы, собирают в емкости промежут очного хранения. После выдержки в течение определенного времени, чтобы у спели распасться короткоживущие радионуклиды, эти ЖРО переводят в твер дую фазу - заливают битумом. Далее с ними поступают так, как и с твердыми ра диоактивными отходами. К следующей группе жидких отходов относится теп лоноситель первого контура, часть которого сливают при проведении ремо нтных работ в реакторном отделении или при перегрузке ТВС. Поскольку на внутренних поверхностях оборудования образуются радиоактивные проду кты коррозии, их частично удаляют, используя для этого дезактивационные и промывочные растворы. К жидким радиоактивным отходам относятся и воды бассейнов перегрузки, и воды баков аварийного запаса борной кислоты. Жид кими радиоактивными отходами являются и так называемые трапные воды - сл учайные протечки теплоносителя и обмывочные воды и растворы, использов анные для дезактивации наружных поверхностей оборудования, а также пол ов, стен и потолков помещений. Из прачечных, где стирают спецодежду, моют о бувь, тоже поступают жидкие радиоактивные отходы. Вода из душевых тоже м ожет содержать радиоактивные вещества, но в таких малых количествах, что ее не относят к категории ЖРО, хотя поступают с ней так же, как и с прочими ж идкими радиоактивными отходами. Все эти воды очищаются от радиоактивны х и прочих химических веществ на установках спецводоочистки, а затем вно вь используются в технологическом цикле АЭС. Так организуется оборотна я система водоснабжения АЭС. В проекте АЭС обычно предусмотрено создание двух систем хозяйственно-б ытовой канализации - раздельно для зоны свободного и строгого режима. Бы товые стоки от строительной площадки, временного жилого поселка, подсоб ного хозяйства АЭС, рыбоводного комплекса отводятся в канализацию зоны свободного режима. Стоки при этом подвергаются полной билогической очи стке и обеззараживанию. В канализацию зоны строгого режима отводятся стоки санузлов реакторно го отделения, спецкорпуса, здания переработки отходов, душевые воды санп ропускников после их дозиметрического контроля. Если концентрация нук лидов в них превышает допустимую, душевые воды вначале направляются на с пецводоочистку. Стоки от вращающихся частей механизмов, загрязненные маслами и нефтепр одуктами, дренажи и гидроуборка пола машинных залов, дизельгенераторны х помещений, котельной проходят вначале через очистные сооружения. Чист ая их компонента возвращается на повторное использование в системе вод оочистки. Конечно, поскольку различных загрязнителей - как радиоактивных, так и не радиоактивных - в жидких радиоактивных отходах достаточно много, полнос тью очистить их невозможно. Поэтому после прохождения жидкими (радиоакт ивными и нерадиоактивными) отходами всей цепочки операций переработки ( очистки) на выходе получают два продукта: первый из них удовлетворяет вс ем требованиям чистоты (он и используется в оборотном цикле водоснабжен ия), второй же продукт - радиоактивный концентрат, как уже говорилось выше , отверждается (битумируется) и поступает в емкости узла хранения. Контроль возможных протечек в помещениях, где хранятся жидкие радиоакт ивные отходы, ведется постоянно. Вокруг здания - хранилища емкостей - проб урены скважины для постоянного контроля за состоянием грунтовых вод. Организация переработки, хранения и контроля состояния жидких радиоак тивных отходов на атомной станции позволяет абсолютно исключить попад ание этих отходов в поверхностные и грунтовые воды. В этом отношении АЭС по отношению к окружающей среде можно с полным основанием считать практ ически безотходным производством. Заключение Учитывая результаты существующ их прогнозов по истощению к середине - концу следующего столетия запасов нефти, природного газа и других традиционных энергоресурсов, а также со кращение потребления угля (которого, по расчетам, должно хватить на 300 лет) из-за вредных выбросов в атмосферу, а также употребления ядерного топлив а, которого при условии интенсивного развития реакторов-размножителей хватит не менее чем на 1000 лет можно считать, что на данном этапе развития на уки и техники тепловые, атомные и гидроэлектрические источники будут ещ е долгое время преобладать над остальными источниками электроэнергии. Уже началось дорожание нефти, поэтому тепловые электростанции на этом т опливе будут вытеснены станциями на угле. Некоторые ученые и экологи в конце 1990-х гг. говорили о скором запрещении го сударствами Западной Европы атомных электростанции. Но исходя из совре менных анализов сырьевого рынка и потребностей общества в электрическ ой энергии, эти утверждения выглядят неуместными. Авария на Чернобыльской АЭС в 1986 г. свидетельствует о том, что случаи радиоактив ного загрязнения атмосферы также нельзя полностью исключить. Даже работая в штатном режиме, без аварий и инцидентов, любая АЭС наносит существенный (и далеко еще не познанный) вред биосфере и населению. Этот в ред связан с неизбежными выбросами образующихся в реакторе радионукли дов: · распространение радионуклидов с аэрозольными выбросами ("через трубу"); · распространение радионуклидов с жидкими отходами (водой); · распространение радионуклидов с твердыми радиоактивными отходами. Часто атомщики говорят: поскольку большая часть выбрасываемых АЭС ради онуклидов короткоживущие (существуют несколько часов или суток), то за э то время они не могут нанести существенного ущерба живой природе и челов еку. Считать короткоживущие радионуклидов безопасными только по причине их быстрого исчезновения наивно и ошибочно. В результате Чернобыльской ка тастрофы нескольких часов и дней хватило, чтобы радиоактивный йод (йод-133, период полураспада 21 час и йод-131, период полураспада 8 суток) попал в ткани щ итовидной железы у многих тысяч детей и вызвал там изменения. Малые уров ни облучения от АЭС могут оказывать большой эффект и потому, что они дейс твуют постоянно, на протяжении длительного времени. Список используемых источников 1 Атомные электрические станции / Под ред. Л. М. Воронина. М.: Э нергия, 1977 2 Дементьев Б. А. Ядерные энергетич еские реакторы: Учебник для ВУЗов - М.: Энергоатомиздат, 1984 3 Кащеев В. П. Ядерные энергетическ ие установки: Учебное пособие для ВУЗов. - Мн.: Выш. шк., 1989 4 Маргулов а Т. Х., Порушко Л. А. Атомные электрические станции. - Учебник для техникумов . - М.: Энергоиздат, 1982 5 Стерман Л. С. и др. Тепловые и атомн ые электрические станции: Учебник для ВУЗов / Л. С. Стерман, В. М. Ладыгин, С. Г. Тишин. - М.: Эне ргоатомиздат, 1995
© Рефератбанк, 2002 - 2017