9. Атомная энергетика

   Источником облучения, вокруг которого ведутся наиболее интенсивные споры, являются атомные электростанции. Преимущество атомной энергетики состоит в том, что она требует существенно меньших количеств исходного сырья и земельных площадей, чем тепловые станции (табл.24), не загрязняет атмосферу дымом и сажей. Опасность состоит в возможности возникновения катастрофических аварий реактора, а также в реально не решенной проблеме утилизации радиоактивных отходов и утечке в окружающую среду небольшого количества радиоактивности.

Таблица24.

Расход природных ресурсов для производства 1 ГВт в год электроэнергии в угольном и ядерном топливных циклах

Ресурс

Ядерный
топливный цикл

Угольный топливный цикл

Земля, га 20-60 100-400
Вода, млн. м3 32
(50-200)*
(1500)**
21
Материалы (без топлива), тыс. т 16 12
Кислород, млн. т 8

 *- При содержании урана в руде менее 0.1%.
**- При прямоточном охлаждении.

     К концу 1984 г. в 26 странах работало 345 ядерных реакторов, вырабатывающих электроэнергию. Их мощность составляла 220 ГВт или 13% суммарной мощности всех источников электроэнергии. К 1994 году в мире работало 432 атомных реактора, их суммарная мощность составила 340 ГВт.  
    Структура энергетики различных стран на 1988 и 1994 годы дана таблицах 25 и 26.

Таблица 25.

Основные характеристики энергетики различных стран к началу 1988г.

Страна

Потребление первичных источников энергии

Потребление электроэнергии

Структура   топливно энергетического  баланса

Общее
млн.т
условного
топлива,
(т.у.т)

На душу
населения
т.у.т/чел.

На единицу
валового
продукта,
10-3
т.у.т/$

На душу
населения
МВт*час
/чел.

На единицу
валового
продукта,
КВт*час/$

Уголь

Нефть

Газ

Гидроэнер-
гетика

Атомная
энергетика

США

2641.86

10.8

0.63

11.2

0.65

24.5

41.2

23.4

4.2

6.7

Япония

539.70

4.4

0.37

5.7

0.48

18.1

55.2

9.6

4.9

12.2

Франция

280.86

5.0

0.54

6.1

0.66

8.9

43.7

12.6

7.5

27,2

ФРГ

380.57

6.2

0.59

6.8

0.65

27.4

43.0

16.7

2.0

10.9

Китай

1000.14

0.94

23.4

0.43

10.7

79.0

14.9

1.8

4.3

-

Страны Африки

288.14

0.48

0.71

?

?

34.3

41.8

15.5

7.9

0.5

СССР

2063,42

7.3

0.96

5.9

0.78

26.2

31.2

36.0

3.8

2.8

Таблица 26.

Данные о работающих и строящихся АЭС на конец 1994 года

Страна Эксплуатируется Строится Доля АЭС в выработке электроэнэргии
%
Кол-во блоков АЭС Электри - ческая мощность МВт Кол-во блоков АЭС Электри - ческая мощность МВт
Аргентина 2 935 1 692 13.8
Бельгия 7 5527 - - 55.8
Болгария 6 3538 - - 45.6
Бразилия 1 626 1 1245 0.01
Великобритания 34 11720 1 1188 25.8
Венгрия 4 1729 - - 43.7
Германия 21 22657 . - 29.3
Индия 9 1493 5 1010 1.4
Иран - - 2 2146 -
Испания 9 7105 - - 35.0
Казахстан 1 70 - - 0.6
Канада 22 15755 - - 19.1
Китай 8 2100 - - 1.5
Корея Южная 10 8170 - - 35.5
Литва 2 2370 - - 76.4
Мексика 2 1308 - - 3.2
Нидерланды 2 504 . . 4.9
Пакистан 1 125 1 300 1.0
Россия 29 19843 4 3375 11.4
Румыния - - 5 3250 -
Словакия 4 1632 4 1552 49.0
Словения 1 632 - - 38.0
США 109 98784 1 1165 22.0
Тайвань 6 4980 - - 31.7
Украина 15 12679 б 5700 34.2
Финляндия 4 2310 - - 29.5
Франция 56 58493 4 5810 75.3
Чехия 4 1648 2 1824 28.2
Швейцария 5 2985 - - 36.8
Швеция 12 10002 - - 51.1
Южная Африка 2 1842 - - 5.7
Япония 49 38875 5 4799 30.7

Прогнозируемые перспективы развития ядерной энергетики мире показаны в таблице 27.

Таблица 27

Перспективы развития ядерной энергетики в мире.

Показатели 1980 г. 2000г. 2100г.
Прогнозируемый годовой объем производства электроэнергии, ГВт 80 1 000 10 000
Годовая коллективная эффективная доза, чел-Зв 500 10000 200 000
Население Земли, млрд.чел. 4 10 10
Годовая доза на человека, мЗв 0.1 1 20
Процент от среднего облучения за счет естественных источников 0.005 0.05 1

    Производство электроэнергии на АЭС является одним из звеньев ядерного топливного цикла, производственная и дозовая структура которого показана в таблице 28.

Таблица 28.

Ядерный топливный цикл.

Основные этапы Оценки ожидаемой коллективной эффективной эквивалентной дозы (чел-Зв) на 1ГВт электроэнергии
Персонал Население
Добыча топлива 0.9 0.5
Обогащение 0.1 0.04
Изготовление ТВЭЛов * 1 0.0002
Реакторы 10 4
Регенерация 10 1
Захоронение отходов ? ?

* ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент.

    В процессе работы ядерных реакторов в них накапливается огромное количество продуктов ядерного деления и трансурановых элементов (таблица 29).

Таблица 29.

Значения удельной активности (Бк/т урана) основных продуктов деления в ТВЭЛах, извлеченных из реактора ВВЭР после трехлетней эксплуатации.

Элемент Время выдержки
0 1 сут 120 сут 1 год 3 года 10 лет
85Кг 5.78*1014 5.78*1014 5.66*1014 5.42*1014 4.7*1014 3.03*1014
89Sr 4.04*1016 3.98*1016 5.78*1015 2.7*1014 1.2*1010
90 Sr 3.51*1015 3.51*1015 3.48*1015 3.43*1015 3.26*1015 2.75*1015
95 Sr 7.29*1016 7.21*1016 1.99*1016 1.4*1015 5.14*1011
95Nb 7.23*1016 7.23*1016 3.57*1016 3.03*1015 1.14*1012
103Rb 7.08*1016 6.95*1016 8.55*1015 1.14*1014 2.97*108
106Rb 2.37*1016 2.37*1016 1.89*1016 1.19*1016 3.02*1015 2.46*1013
131I 4.49*1016 4.19*1016 1.5*1012 1.01* 103
134Cs 7.50*1015 7.50*1015 6.71*1015 5.36*1015 2.73*1015 2.6*1014
137Сs 4.69*1015 4.69*1015 4.65*1015 4.58*1015 4.38*1015 3.73*1015
140Bа 7.93*1016 7.51*1016 1.19*1014 2.03*108
140Lа 8.19*1016 8.05*1016 1.37*1014 2.34*108
141Се 7.36*1016 7.25*1016 5.73*1015 3.08*1013 5.33*106
143Pr 6.77*1016 6.70*1016 1.65*1014 6.11*108
144Cе 5.44*1016 5.44*1016 4.06*1016 2.24*1016 3.77*1015 7.43*1012
147Pm 7.05*1015 7.05*1015 6.78*1015 5.68*1015 3.35*1014

    В условиях нормальной эксплуатации АЭС выбросы радионуклидов во внешнюю среду незначительны и состоят в основном из радионуклидов йода и инертных радиоактивных газов (Хе, Сг), периоды полураспада которых (за исключением изотопа 85Кг) в основном не превышают нескольких суток. Эти нуклиды образуются в процессе деления урана и могут просачиваться через микротрещины в оболочках твэлов (тепловыделяющие элементы, содержащие внутри себя уран). Так, в течении 1992 года максимальные среднесуточные радиоактивные выбросы на АЭС России в процентах от допустимой нормы составили (ИРГ - инертные радиоактивные газы):

    1. На АЭС с ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор):
        -     йода от 0.02 до 54%,
        -     ИРГ от О.15 до 10%.
    2. На АЭС с РБМК (реактор большой мощности канальный):
        -     йода от 0.02 до 24%,
        -     ИРГ от 0.02 до 55%.
    Среднесуточный допустимый выброс равен :
        -     по йоду 0.01 Ки/сут • 1000 МВт,
        -     по ИРГ 500 Ки/сут • 1000 МВт.
    90% всей дозы облучения, возможной в результате выброса на атомной станции и обусловленной короткоживущими изотопами (йод, ИРГ), население получает в течение года после выброса, 98% - в течение 5 лет. Почти вся доза приходится на людей, живущих вблизи АЭС. Дозы облучения обычно значительно ниже установленных пределов для отдельных лиц из населения (0.5 бэр/год).
      Долгоживущие продукты выброса (137Сз, 90Ce,85Кг и др.) распространяются по всему земному шару. Оценка ожидаемой коллективной эквивалентной дозы от облучения такими изотопами составляет 670 чел-Зв на каждый ГигаВатт вырабатываемой электроэнергии.
      Приведенные выше оценки получены в предположении, что ядерные реакторы работают нормально. Вклады различных источников облучения в этом случае приведены на рисунке 8. Количество радиоактивных веществ, поступивших в окружающую среду при аварии, существенно больше. Известно, что за период с 1971 по 1984 гг. в 14 странах мира произошла 151 авария на АЭС.
      26 апреля 1986 г. на Чернобыльской атомной электростанции произошла авария с разрушением активной зоны реактора, что привело к выбросу части накопившихся в активной зоне радиоактивных продуктов в атмосферу.
     На рис. 9 показана схема загрязнения территории в районе Чернобыльской АЭС. В качестве условной границы загрязненной территории принята изолиния мощности дозы gamma1.gif (63 bytes)-излучекия 0.05 мР/год на 10 июня 1986г.
      В таблицах 28 и 29 приведены ежесуточные выбросы радиоактивных веществ в атмосферу из аварийного блока (без радиоактивных инертных газов) и оценка радионуклидного состава выброса.


Рис.8 Вклады различных источников радиации

Таблица 28.

Ежесуточный выброс радиоактивных веществ в атмосферу из аварийного блока Чернобыльской АЭС (без радиоактивных благородных газов).

Дата Время после аварии (в сутках) Суточный выброс,
Мки*
26.04 0 12
27.04 1 4.0
28.04 2 3.4
29.04 3 2.6
30.04 4 2.0
01.05 5 2.0
02.05 6 4.0
03.05 7 5.0
04.05 8 7.0
05.05 9 8.0
06.05 10 0.1
09.05 14 0.01
23.05 28 20 10-6

* значения пересчитаны на 6 мая 1986 года с учетом радиоактивного распада. В момент выброса 26 апреля 1986 г.активность составила 20-22 МКи

Таблица. 29.

Оценка радионуклидного состава выброса из аварийного блока
Чернобыльской АЭС.

Элемент* Период полураспада Активность выброса, МКи Доля активности, выброшенная из :реактора. к 6 мая 86 г.,%
26.04.86 06.05..85**
133 5.2 сут 5 45 ВОЗМОЖНО < 100
85mKr 4.4 ч 10.15 0,15 - -
85 10.76 лет - 0.9 -
131I 8.05 сут 4.5 7.3 20
132 78.2 ч 4 1.3 15
134Cs 2.05 лет 0.15 0.5 10
137Cs 30 лет 0.3 1.0 13
99 66.7ч 0.45 3.0 2.3
95Zr 65.5 сут 0.45 3.8 3.2
103Ru 39.5 сут 0.6 3.2 2.9
106Ru 368 сут 0.2 1.6 2.9
140 12.8 сут 0.5 4.3 5.6
141Се 32.5 сут 0.4 2.8 2.3
144 284 сут 0.45 2.4 2.8
89Sr 52.7 сут 0.25 2.2 4.0
90Sr 27.7 сут 0.015 0.22 4.0
238Pu 86.4 лет 0.4 8*10-4 3.0
239Pu 24390 лет 10-4 7 *10-4 3.0
240Pu 6580 лет 2*10-4 10-3 3.0
241Pu 13.2 лет 0.02 0.14 3.0
242Pu 3.79*105 лет 3 10-7 2*10-6 3.0
242Cm 162.5 сут 3*10-3 2.1*10-2 3.0
239 2.35 сут 2.7 1.2 3.2

* Приведены данные об активности основных радионуклидов,
определяемых при радиометрическом анализе.
** Суммарный выброс к 6 мая 1986г.


Рис.9. Схема загрязненной территории в районе Чернобыльской АЭС:  0.05 -условная граница загрязненной территории.

Содержание