МІНІСТЕРСТВООСВІТИ І НАУКИ УКРАЇНИ
ЧОРНОМОРСЬКИЙДЕРЖАВНИЙ УНІВЕРСИТЕТ
іменіПетра Могили
Кафедраекології та природокористування
Рефератзтехноекології на тему:
«Виробництвоелектроенергії на АЕСта вплив АЕС надовкілля»
Виконав студент 321групи
Федорінов І.А.
Перевірила:
ВоскобойніковаН.О.
Миколаїв2010
План
Вступ
1. Принципові теплові схеми АЕС
2. Впливатомних станцій на навколишнє середовище
3. Вплив радіоактивних відходів на людинута навколишнє середовище
4. Знешкодження та переробка рідкихрадіоактивних речовин
Джерелаінформації
Висновок
Вступ
В наш час дужеактуальною проблемою для всього людства є енергозабезпечення. З кожним рокомтрадиційних енергетичних джерел таких як нафта, газ та вугілля становиться всеменше і менше, і ціни на ці енергетичні ресурси невпинно зростають. Отже,настала пора шукати нові джерела енергії. Найбільш реальний шлях вирішення цієїпроблеми – це розвивати ядерну енергетику. Ядерна енергетика в Україні маєстратегічно важливе значення: АЕС виробляють майже 50 % електроенергії вкраїні. Тим паче, що запасів урану в нашій країні вистачить на сотні роківвперед. За обсягами розвіданих покладів Україна посідає 6 місце у Світі, а цеозначає що атомні електростанції ще довго слугуватимуть основою її енергетичноїбезпеки. В Україні є 4 функціонуючих атомних електростанцій – це ЗапорізькаАЕС (найпотужніша в Європі), Південно-Українська АЕС, Хмельницька та РівненськаАЕС та Чорнобильська АЕС, на якій відбулась найбільша в Світі ядернакатастрофа, ця АЕС була зупинена і виведена з єдиної енергосистеми України у2000 р.
У порівнянні зтепловими електростанціями АЕС є більш дружніми для довкілля. При виробництвіелектроенергії на АЕС немає викидів сірки, СО, чадного газу та інших газів,питома активність викидів ТЕС у 5-10 разів вища ніж в атомних електростанціях.На режимах безаварійної експлуатації АЕС спостерігається забруднення довкіллявнаслідок витоків радіоактивної речовини, викидів вентиляційного повітря,захоронення радіоактивних допоміжних матеріалів, інструменту, спецодягу та інше,також водоймища охолоджувачі АЕС здійснюють великий тепловий вплив на довкілля,і спричиняють зміни мікроклімату прилеглих до АЕС районів.
Принциповітеплові схеми АЕС
В наш часбудуються АЕС, що працюють за різними схемами, але найбільш розповсюдженими єдвоконтурні АЕС з водяним теплоносієм та одноконтурні з реактором киплячоготипу.
Перша АЕС булапобудована в Радянському Союзі та введена в експлуатацію в червні 1954 р. Цястанція поклала початок використанню атомної енергії для виробництваелектроенергії. На станції необхідно було перевірити роботу основних елементівта показати можливість в промислових установках перетворити енергію поділу ядерв електричну. Параметри установки були низькими, теплова схема дуже спрощена, аелектрична потужність складала всього 5000 кВт. Електростанція буласпроектована для роботи по двоконтурній схемі. Досвід експлуатації її довів щодвоконтурні АЕС цілком надійні, а їх робота найменшим чином впливає на довкіллята здоров’я обслуговуючого персоналу. Роботи, що були проведені в наступні рокина установках електричною потужністю 210, 365, 440 МВт (на НововоренезькійАЕС), дозволили створити серії крупних енергетичних блоків, що експлуатуються внаш час на кількох АЕС колишнього Радянського Союзу. Одночасно були розробленіта побудовані блоки конденсаційних АЕС великої потужності, що працюють по одноконтурній схемі.
Принципова схемаблоку двоконтурної АЕС з реатором ВВЕР-440 та турбінами К-220-44 показана нарис. 1. Блок складається з одного реактора, шести циркуляційних петель запарогенераторами (ПГ) та двох турбогенераторів потужністю 220 Мвт кожний.Теплова потужність реактора складає 1370 Мвт.
Тиск в першомуконтурі прийнятий рівно 12,2 МПа та підтримується компенсатором об’єму зелектричним обігрівом (з паровою подушкою). Температура теплоносія на вході вреактор = 270 °С, а на виході – 300 °С, при таких умовах в ПГ генерується партиском 4,6 МПа. Продуктивність кожного ПГ складає 450 т/г.
Турбіна К-220-44на 3000 об/хв. має 8 регенеративних відборів: 5 з циліндрів високого тиску та 3з циліндру низького тиску. Циліндр Високого тиску (ЦВТ) одно потоковий, обидвациліндра низького тиску (ЦНТ) двопотокові. Тиск пари на виході з ЦВТскладає0,3 МПа. Вторинний перегрів пари ведеться до 241°С, при такому тиску на вході вПНД турбіни складає 0,268 МПа. До першого ступеня проміжного перегрівупідводиться відбірний пар тиском 1,9 МПа, до другого — свіжий пар.Температура поживноїводи = 225°С. Турбіна проектується в двух модифікаціях: на розрахунковий тискρк = 0,0031 та 0,0051МПа.При ρк = 0,0031 МПа ККДстанції складає 32%, тобто значно вище ККД устаткування першої чергиНововоронезької АЕС. ККД електростанцій нетто при цьому = 29,7%.
Продувочні водипершого контуру реактора та ПГ очищуються в іонітних фільтрах, після чогоповертаються в контур реактора та ПГ. До поступання води в фільтри потокиохолоджуються, однак більша частина тепла при цьому повертається в контуритеплоносія та трубопроводи поживної води ПГ. Схема використання тепла показанана рис. 1.
На блоках можутьвстановлюватись мережеві підігрівачі установки, які слугують для покриттятеплових навантажень (на опалення, вентиляцію та побутові потреби) АЕС тажитлового масиву біля АЕС. Теплове навантаження установки при нагріві води від70 до 130 °С складає ≈ 105 ГДж/год.
В колишньомуРадянському Союзі було кілька електростанцій з блоками, які аналогічніописаному. Такі електростанції працюють також в Болгарії, ФРН, Фінляндії таінших країнах.
Зазвичайелектростанції з турбінами К-220-44 складаються з двох блоків електричноюпотужністю 440 Мвт. Потужність електростанцій при цьому = 880 МВт.
В СРСР такожбули споруджені двоконтурні АЕС з турбінами потужністю 500 МВт та реакторамиелектричної потужності 1000 МВт. Блок такої станції складається з одногореактора ВВЕР-1000 тепловою потужністю 3000 МВт, чотирьох петель з ПГ та двохтурбін К-500-60.
Принципова схемаблока показана на мал. 2. Як видно з рисунку, тиск пари перед турбіною піднятодо 5,9 МПа. Щоб здійснити це, знадобилося підвисити температуру теплоносія татиску в першому контурі АЕС. Температура теплоносія на вході в реактор – 288 °С,а на виході – 322 °С, тиск в контурі теплоносія складає 15,7 МПа.
На АЕС щорозглядається встановлюються тихохідні турбіни (n= 1500 об/хв.). На турбінах з частотой обертання 1500об/хв. довжина лопатки останньої ступені та середній діаметр її можуть бутисуттєво збільшені. Це дає можливість при однакових початкових та кінцевихпараметрах та однаковій кількості вихлопів створити турбоагрегати великоїпотужності.
На турбіні щорозглядається довжина лопатки останньої ступені складає 1450 мм, а середнійдіаметр її – 4150 мм, в той час як на турбіні К-220-44 ці величини відповіднодорівнюють 1050 та 2550 мм. Таке різке збільшення вихлопного перерізу дозволилостворити турбіну з двопотоковим ЦНД.
Турбіна має 7регенеративних відборів. Деаератор підключений до третього відбору по ходу парита складає разом з поверхневим підігрівачем цього відбору одну ступіньпідігріва. Також як і на блоці з турбіною К-220-44, всі ПВД мають вбудованіохолоджувачі дренажу. Охолоджувачі дренажу мають також на лінії міжпідігрівачами П1 та П2, а також між підігрівачами П3 таП4. Після ЧВД турбіни потік пари проходить сепаратор та двоступінчатийпароперегрівач. Тиск пари на вході в ЧСД турбіни складає 1,08 МПа, температура– 250 °С. Установка розрахована на тиск в конденсаторі ρк =0,0059 МПа. Температура поживної води – 226 °С.
Увесь потікконденсатора турбіни пропускається крізь блочну знесолюючу установку (БЗУ),тому конденсатні насоси встановлюються в два ступені: безпосередньо післяконденсатора та за БЗУ.
Привід поживногонасосу турбінний. До приводної турбіни підводиться перегрітий пар, щовідбирається з потоку після пароперегрівача. Відпрацьований пар конденсується вконденсаторі привідної турбіни, тиск в цьому конденсаторі підтримуєтьсяблизьким до тиску в конденсаторі турбіни К-500-60. На кожній турбіні блокувстановлюється 1 робочий насос з турбопривідом. Таким чином, на блоці є 2таких насоси. Обидва насоси подають воду в один спільний колектор, від якогоживляться всі ПГ.
ККД блоку бруттоскладає 33,3%, ККД нетто – 31,7%.
АЕС з газовимитеплоносіями на пострадянському просторі не будувались. Такі електростанціїотримали широке використання в Великобританії, окремі блоки були побудовані вСША, Франції та інших країнах. Промислові АЕС що експлуатуються в наш час вВеликобританії – це станції з уран-графітовими реакторами, що працюють наприродному урані. Прототипом їх є АЕС «Колдер-Холл»
АЕС«Колдер-Холл» Загальною потужністю 184 МВт була спроектована з чотирьох блоків,кожний з яких включає реактор, чотири ПГ та дві турбіни потужністю 23 МВткожна. Реактор охолоджується вуглекислим газом, що циркулює по замкненомуконтуру. Тиск газу ≈ 0,7 МПа, температура на виході з реактору 336 °С,на вході в реактор 135 °С. В ПГ генерується пар двох тисків. Тиск в контуріпідвищеного тиску (контур ПВТ) складає 1,45 МПа, температура на виході з пароперегрівача tпе= 313 °С; в контурі низького тиску (контур ПНТ) ρ = 0,36 МПа, tпе= 185 °С. В ресіверах низького та підвищеного тиску збирається пар від всіх ПГблоку. АЕС призначалась головним чином для виробництва плутонію (в військовихцілях), електроенергія тут є побічним продуктом.
За типом АЕС«Колдер-Холл» в Великобританії було побудовано ще кілька електростанцій. Всі ціелектростанції проектувались з двома реакторами. Спочатку загальнаелектро-потужність кожної з таких електростанцій складала 275-300 МВт, пізніше– 500-550 МВт. Теплова потужність реактора підвищувалась по мірі збільшенняйого розмірів, підвищення тиску теплоносія та вдосконалення активної зони. ТискСО2 був піднятий до 2 МПа,а діаметр реактора в останніх конструкціях досяг 20-22 м. Такі апарати моглибути створені тільки в результаті суттєвого вдосконалення зварювальної техніки.На ряду з цим також підвищувались параметри пару. На всіх реакторах такого типув якості покриття ТВЕЛів використовується магнієвий сплав (магнокс). При такомупокритті температура газу на виході з реактору може бути піднята до 400-420 °С.При цьому для циклу двох тисків в контурі перегріву може прийматися ПВТ можнагенерувати пар тиском 4,0 – 5,0 МПа. Температура перегріву може прийматися за390-400 °С. Приблизно на таких параметрах працюють АЕС Великобританії даноготипу. ККД нетто електростанції при цьому сягає ≈ 30%.
Реактор працюєна збагаченому урані з торієм, сповільнювачем слугує графіт, а теплоносієм –гелій. Активна зона реактору розділена на 73 секції. Розподіл гелію каналамиактивної зони відбувається так, щоб на виході з кожної секції температура йогобула однакова. Регулювання відбувається дросельними вентилями як при пуску, такі під час експлуатації.
Теплоносійциркулює по шістьох головних циркуляційних контурах. В кожному контурівстановлена одна газодувка з турбоприводом (рис. 3). Тиск газу на виході згазодувок складає 4,8 МПа, температура на вході в реактор дорівнює 340 °С, навиході 760°С.
Вплив атомних станцій на навколишнє середовище
Техногеннівпливи на навколишнє середовище при будівництві й експлуатації атомнихелектростанцій різноманітні. Звичайно говорять, що маються фізичні, хімічні,радіаційні й інші фактори техногенного впливу експлуатації АЕС на об’єктинавколишнього середовища.
Найбільшістотні фактори — локальний механічний вплив на рельєф — при будівництві, стікповерхневих і ґрунтових вод, що містять хімічні і радіоактивні компоненти, змінахарактеру землекористування й обмінних процесів у безпосередній близькості відАЕС, зміна мікрокліматичних характеристик прилеглих районів.
Виникненнямогутніх джерел тепла у виді градирень, водойм — охолоджувачів при експлуатаціїАЕС звичайно помітним чином змінює мікрокліматичні характеристики прилеглихрайонів. Рух води в системі зовнішнього тепловідводу, скидання технологічнихвод, що містять різноманітні хімічні компоненти впливають на популяції, флору іфауну екосистем.
Особливезначення має поширення радіоактивних речовин у навколишнім просторі. Укомплексі складних питань по захисту навколишнього середовища велику суспільнузначимість мають проблеми безпеки атомних станцій (АС), що йдуть на змінутепловим станціям на органічному викопному паливі. Загальновизнано, що АС приїхній нормальній експлуатації набагато — не менш чим у 5-10 разів«чистіше» в екологічному відношенні теплових електростанцій (ТЕС) накуті. Однак при аваріях АС можуть робити істотний радіаційний вплив на людей,екосистеми. Тому забезпечення безпеки екосфери і захисту навколишньогосередовища від шкідливих впливів АС — велика наукова і технологічна задачаядерної енергетики, що забезпечує її майбутнє.
Відзначимоважливість не тільки радіаційних факторів можливих шкідливих впливів АС наекосистеми, але і теплове і хімічне забруднення навколишнього середовища,механічний вплив на мешканців водойм-охолоджувачів, зміни гідрологічниххарактеристик прилеглих до АС районів, тобто весь комплекс техногенних впливів,що впливають на екологічне благополуччя навколишнього середовища.
Вихіднимиподіями, що розвиваючись у часі, у кінцевому рахунку можуть привести дошкідливих впливів на людину і навколишнє середовище, є викиди радіоактивності ітоксичних речовин із систем АС. Ці викиди поділяють на газові й аерозольні, щовикидаються в атмосферу, у яких шкідливі домішки присутні у виді розчинів чимілкодисперсних сумішей, що попадають у водойми. Можливі іпроміжні ситуації, як при деяких аваріях, коли гаряча вода викидається ватмосферу і розділяється на пару і воду.
Викиди можуть бути якпостійними, що знаходяться під контролем експлуатаційного персоналу, так іаварійними, залповими. Включаючи в різноманітні рухи атмосфери, поверхневих іпідземних потоків, радіоактивні і токсичні речовини поширюються в навколишнімсередовищі, попадають у рослини, в організми тварин і людини. На малюнкупоказані повітряні, поверхневі і підземні шляхи міграції шкідливих речовин унавколишнім середовищі. Вторинні, менш значимі для нас шляхи, такі як вітровепереміщення пилу і випарів, як і кінцеві споживачі шкідливих речовин на малюнкуне показані.
Впливрадіоактивних відходів на людину та навколишнє середовище
атомнийелектростанція відходи радіоактивний
На відміну відвиробництв в інших галузях промисловості ядерний технологічний цикл (ЯТЦ) маєряд особливостей. Він характеризується утворенням радіоактивних відходів,появою нових радіоактивних елементів (АЕС) з високим рівнем активності,неможливістю відразу знешкодити відходи виробництва, які потребуютьспеціального поводження. На сучасному рівні розвитку науки та технікирадіоактивні відходи, особливо ті які містять штучні радіонукліди, в більшостісвоїй не знайшли поки що застосування.
Основна масарадіоактивних відходів, що містять природні радіонукліди, утворюється придобуванні та переробці уранових руд (відвали, шахтні води, хвостигідрометалургійних заводів), а штучні радіонукліди – при переробці опроміненогопалива на радіохімічних заводах (рідкі та тверді відходи ). Значну частинурадіоактивних відходів збирають та зберігають з дотриманням відповідних вимог,та лише невелика їх кількість, не зважаючи увагу на прийняті заходи по їхутриманню потрапляють в біосферу. Таким чином, в ЯТЦ значну частинурадіоактивних відходів спеціально збирають для наступного довготривалогозберігання під контролем та захоронення в навколишньому середовищі придотриманні санітарно-гігієнічних вимог. Однак надходження до біосфери навітьневеликої кількості радіоактивних відходів зустрічає все більше нарікань.Потрапляючи в повітря, землю, в воду морів та інших водойм, радіонукліди якідовго живуть створюють практично незворотні умови зараження навколишньогосередовища. Таке забруднення, як допускають вчені, може в майбутньому змінитидеякі аспекти складного життєвого циклу людини, флори та фауни. Розв’язанняпроблеми охорони навколишнього середовища може бути здійснено: зменшеннямкількості відходів аж до повної їх ліквідації або максимальної утилізації(маловідходні або безвідходні технології); правильним поводженням, зберіганнямта контролем відходів.
Звісно, передтим як вирішити проблему зберігання відходів, необхідно детально розглянутошляхи їх використання та утилізації як безпосередньо в виробництвах (ЯТЦ), такі в народному господарстві країни.
На заходах повдосконаленню технологічних процесів важливе місце займає введення частковогоабо повного обороту води, рециркуляції технологічних газів.
Концентраціюшкідливих речовин в відходах можна зменшити додатковою очисткою відходів відрадіоактивних речовин.
Вибір способуповодження, видалення, зберігання та контролю відходів визначається багатьмафакторами, з яких в першу чергу необхідно відмітити наступні: кількісний таякісний склад відходів, агрегатний стан, особливості місцеположенняпідприємства, можливість використання відходів в майбутньому та ін.
При аварійнихситуаціях в ЯТЦ, вірогідність котрих невелика, додаткове опромінення населення,яке проживає навколо підприємств може збільшитись. Однак внаслідок дужемаленької вірогідності цього таке додаткове опромінення населення практично не підвищує середню дозу опромінення людини.
При розвиткуядерної енергетики буде здійснюватись технологія на всіх операціях ЯТЦ. Томуочікується, що дози опромінення будуть знижуватись та не перевищать 3 – 6 люд*радна 1МВт (ел.) / рік.
Вчені СШАоцінили вірогідність смертельних випадків при роботі АЕС, порівняли знебезпекою смерті людини від інших факторів (див. нижче) та прийшли довисновку, що небезпека смерті людей що живуть поблизу АЕС, стихійних лих, автокатастрофта ін. на три та більше порядки менше, ніж від інших факторів, наприклад відстихійних лих, автокатастроф та ін. на три та більше порядки менше, ніж відінших факторів.Небезпека Вірогідність небезпеки, люд /рік Рак всіх видів
1,6*10-3 Автомобільні катастрофи
2,3*10-4 Отруєння
1,2*10-6 Небезпека вдавитися їжею
5*10-7 Удар блискавкою
8*10-7 Стихійні лиха
6*10-7 Проживання поблизу АЕС
1*10-10
В порівнянні зіншими факторами небезпеки смерті ступінь ризику проживання поблизу АЕСмізерна, навіть якби не було ніякої вигоди, а в даному випадку ми маємоочевидну вигоду – отримання електроенергії.
Слід відмітити,що небезпека смерті нижче 10-6 на людину в рік (1 з 100000) ледвесприймається людиною.
Основнимифакторами впливу підприємств ЯТЦ на довкілля згідно даним ЮНЕП є:
– забруднення повітря та водирадіоактивними та хімічними речовинами з відповідними наслідками для людини,флори та фауни;
– скид тепла;
– порушення земельних ділянок;
– неповернення після експлуатаціїпідприємств використаних земельних ділянок.
Загальнакількість радіонуклідів що викидаються в атмосферу від всіх операцій ЯТЦприблизно в 2 рази більша, ніж тих що скидаються в водойми.
Багатовчених вважають, що найбільш вразливою ланкою в екологічному ланцюзі рослина –тварина – людина є людина. Однак дослідження показали, що навіть невеликіконцентрації радіонуклідів в скидних водах, коли вода задовольняєсанітарно-гігієнічні вимоги для людини, викликають зміни в швидкостірозмноження гідро біонтів та навіть їх загибель. Особливо небезпечним єнакопичення радіонуклідів в донних відкладеннях.
Зусіх операцій ЯТЦ основна кількість теплоти, яка скидається в довкілля припадаєна АЕС. Сучасні ТЕС, що працюють на вугіллі, мають тепловий ККД приблизно 40%.Приблизно 15% теплоти ТЕС викидається в атмосферу через витяжні труби. На АЕСпрактично все надлишкове тепло скидається з водою, і відповідно, на одиницювстановленої потужності з АЕС його надходить в водойма в 1,5 рази більше, ніж сТЕС.
Досвідексплуатації теплових та атомних електростанцій показує, що скид тепла з водоюв водойми та прокачування її крізь агрегати станції впливає на якість води таекологічний режим водоймищ. Основні фактори впливу прокачування крізь системискиду підігрітої води в водоймі наступні:
механічнетравмування та загибель гідробіонтів, температурний шок у молодняка риби тагідробіонтів під час проходження води крізь загороджувальні решітки, насосніустановки та конденсаційні трубки. Нижче місця водоскиду зазвичайнакопичується багато мертвих або померлих планктонних тварин ;
підвищеннятемператури води в водоймі в районі скиду вод та впливу підігрітої води на всюгідрофауну та флору. Теплове навантаження до 5000 ккал/добу на 1 м2 площі водоймища стимулює інтенсивність розвитку бактеріальноїмікрофлори, підвищує процеси хімічного окислення та сприяє самоочищеннюводоймища, а вище 5000 ккал/ (добу* м2) погіршує санітарний стан водоймищ;
збільшеннятемпів та коефіцієнтів накопичення радіоактивних та токсичних речовин у гідробіонтів. Крім того, зростає синергетичний ефект впливу токсичних речовин.
При відсутностідостатньої кількості води для охолодження на АЕС можна застосовувати градирні.Однак при потужності АЕС 1 ГВт (ел.) градирні випарюють приблизно 2000 м3 /год води, що підвищує локальноабсолютну вологість повітря на 10 – 15 % та сприяє утворенню туманів.Збільшення вологості повітря призводить до погіршення розсіювання радіонуклідівв атмосфері та цілого ряду негативних явищ.
В цілому впливскиду підігрітої води в водоймища є недостатньо вивченим, тому відповіднооцінити масштаби та глибину її екологічного впливу на природи поки що важко.Разом з тим вже зараз вимагається розробка науково обґрунтованих норм тепловоговпливу на водні системи та екологічного нормування складу радіонуклідів впідігрітій воді. Для обґрунтування екологічних норм необхідно вивчитизакономірності міграції та накопичення критичних радіонуклідів, виявитинайбільш чуттєві ланки водних біоценозів і т. д.
Знешкодженнята переробка рідких радіоактивних речовин
Знешкодження тапереробка рідких радіоактивних відходів, особливо з високим рівнем активності,є важливим завданням. Для рідких викидів низької та середньої активності частозастосовують розрідження та витримування, особливо для відходів, що містятькороткоживучі ізотопи. Рідкі радіоактивні відходи зберігають у спеціальнихрезервуарах або захоронюють.
Захороненнярідких радіоактивних відходів здійснюється у різних умовах. Дуже часто відходи,що містять короткоживучі ізотопи, захоронюють у спеціально відведених місцях,наприклад у мілких викопаних трашеях, бетонних ямах.
Знищеннярадіоактивних речовин через захоронення у мілких бетонних або земляних траншеяхє звичайною практикою в деяких країнах-членах «Євроатому». Відходами можутьнадавати необхідної форми або просто завантажувати у транспортні контейнери.
Нині існуютьзагальні принципи захоронення рідких радіоактивних відходів у неглибокихтраншеях:
– умови захоронення у неглибоких траншеяхповинні забезпечити ізоляцію радіонуклідів у зоні застосування протягомзаздалегідь визначеного періоду;
– умови захоронення зумовлені геологічнимиобставинами, однак штучні бар’єри (покриття траншеї, лінія траншеї, бетонніями) та надання відходам належного стану зумовлюють відповідний типзахоронення;
– на основі попередньо визначеного часу талокальних умов навколишнього середовища потрібно встановити верхні межі длязагальної кількості довгоживучих ізотопів.
З 1946 і досередини 60-х років деякі країни світу (Велика Британія, США та ін. )практикували скидання радіоактивних відходів з низьким рівнем радіації. В 1975р. введена в дію Лондонська конвенція про запобігання забрудненню моріввикидами відходів та інших матеріалів, де визначено загальні основи длязапобігання недопустимому забрудненню морів як радіоактивними, так ізвичайними речовинами .
Якщо говоритипро переробку рідких радіоактивних відходів, то дуже ефективним є методоскляніння. Одна із таких схем, розроблена у Росії, буде описана докладніше намалюнку. Основним елементом цієї схеми є прямокутний басейн, викладений ізвогнетривких блоків у металевому корпусі. Електропіч розділена на 2 зони:варильну та виробіткові відповідно 2400 мм і 2315 мм при ширині 800 мм.
Вирбіткова таварильна зони з’єднуються доннимперетіком шириною 70 мм і висотою 200 мм. Тепло для процесу виділяється урозплавленій скломасі під час пропускання змінного електричного струму міжелектродами, виготовленими з молібдену.
Установка працюєтаким чином. Перероблений розчин подають у варильну зону через трубчастіживильники без форсунок. Для отримання фосфатного скла розчин попередньозмішують з ортофосфорною кислотою. Дляотримання боросилікатного скла як флюсивикористовують мінерал – датолітовий концентрат і діоксин кремнію. Підживильниками на скломасі утворюється кальцинований продукт, на верхній поверхнікальцинату зневоднюється поданий розчин й кальцинується сухий залишок, нижнячастина якого поступово переходить у розплавлений шар .
Якщонакопичується скломаса, рівень якої у варильній та виробітковій зонах завдякидонному перетіку стає однаковим, то готове скло із зливного отвору увиробітковій зоні стікає у приймальну циліндричну ємність. Об’єм зливної порціїскла становить 200 л.
Відхідні гази зелектропечі поступають у барботер – конденсатор, що складається із барботера зтрубчастим холодильником і трубчастого дефлегматора. Парогазовий потік подаютьу нижню частину апарата, в якому завдяки барботажу через шар охолоджувальноїречовини (конденсату) відбувається конденсація парів води та азотної кислоти, атакож вилучення та розчиненню твердої фази і радіонуклідів у конденсаті.Додаткова конденсація парів здійснюється в трубчастому дефлегматорі. Очищеннягазу від аерозолю відбувається на фільтрах грубого та тонкого очищення. Длявловлювання парів тетроксиду рутенію призначена колона з піролюзитом. Кінцеве очищеннягазів від оксидів азоту здійснюється в абсорбційній колонці.
Висновок
Отже,єдино реальним шляхом для розвитку енергетики на сьогодні є розвиток самеядерної енергетики. Хоча після аварії на Чорнобильській АЕС недовірагромадськості до ядерної енергетики зросла. З 80-х років ХХ ст. безпека на АЕСпідвищилась в тисячі разів, на сучасних атомних станціях введені нові лімітищодо викидів шкідливих речовин, а реальні скиди та викиди з АЕС є значноменшими ніж гранично допустимі норми, які визначені законодавством.
Такіелектростанції мають більший КПД у порівнянні із сонячними або вітровими електростанціями. Також вони використовують менше палива ніж тепловіелектростанції – 1кг урану є еквівалентним 100000 т вугілля.
Протедуже актуальною проблемою для ядерної галузі є проблема утилізації тазахоронення ядерних відходів. В наш час вже існують технології зберігання таутилізації твердих та рідких ядерних відходів, але повністю знищити відходитакого виробництва на сучасному етапі розвитку науки і техніки неможливо.
Список літературних джерел
1. Болем чем достаточно? / Пер.с англ. Д.Б. Вольфберга. –М.: Энергоатомиздат, 1984. – 216 с.
2. В.В. Бадев, Ю.А. Егоров, С.В. Козаков «Охрана окружающей среды приэксплуатации АЭС», Москва, Энергоатомиздат, 1990 р.
3. Добровольський В. В.Екологічні знання: Навч. посібник. Миколаїв: Вид-во МДГУ ім. П. Могили, 2004. –300с.
4. Журавлев В.Ф. Токсикологіярадіоактивних речовин: Навч. посіб. – М., 1990. – 75 с.
5. Использование водорослей дляочистки пруда-охладителя Южноукраинской АЭС отрадиоактивных веществ // Отчет по НИР Института биофизики СЗ СССР. – 1991. №08-7348. – М., 1991. – 92 С.
6. Карташов В.В. Радіаційнийв плив викидів АЕС та ТЕС України на навколишнє середовище та населення: Авто реф. дис. канд. техн. наук: 21.06.01 /Український НДІ екологічних проблем. — Х., 2004. — 21с.
7. Клименко Л.П., СоловйовС.М., Норд Г.Л. Системи технологій: Навч. посібник. – Миколаїв: Вид-во МДГУ ім.П. Могили, 2007. – 600.
8. Коггл Дж. Биологическиеэффекты радиации: Монография. – М.: Энергоатомиздат, 1986. – 184 с.
9. Маргулова Т.Х., ПодушкоЛ.А. Атомные электрические станции: Учебник для техникумов. – М.: Энергоиздат,1982. – 264 с., ил.
10. Монтаж оборудования атомных электростанций. – М.: Высшая школа,1985. – 309 с.
11. Промислова екологія:Навч. Посібник / С.О. Апостолюк, В.С. Джигирей, А.С. Апостолюк та ін. – К:Знання, 2005. – 474 с.
12. Проценко А. Энергия будущего. – М.:Молодая гвардия, 1980.-223 ст.
13. Технический прогресенергетики СССР/Под ред. П.С.Непорожнего. – М.: Энергоатомиздат, 1986. – 22 ст.
14. Охрана окружающей среды на предприятиях атомной промышленности / Ф.З.Ширяев, В.И. Карпов, В.М. Крупчатников и др.; Под ред. Б.Н. Ласкорина. – М.:Энергоатомиздат, 1982. – 200 с., ил.
15. Охрана окружающей среды при обезвреживании радиоактивных отходов/ И.П. Коренков, И.П. Коренков, Л.М. Хомчик, Л.М. Проказова. – М.:Энергоатомиздат, 1989. – 168 с.: ил.
16. Тепловые и атомне электростанции: Учебник для вузов / Л.С.Стерман, С.А. Тевлин, А.Т. Шерков; Под ред. Л.С. Стермана – 2-е изд., испр. Идоп. – М.: Энергоиздат, 1982. – 456 с., ил.
17. Томілін Ю.А., Григор’єва Л.І. Радіонукліди у водних екосистемахпівденного регіону України: міграція, розподіл, накопичення, доза опроміненнялюдини і контрзаходи: Монографія. – Миколаїв: Вид-во МДГУ ім… П. Могили, 2008.– 260 с.
18. Томілін Ю.А., Григор’єва Л.І. Формування радіаційногонавантаження на людину в умовах півдня України: чинники, прогнозування,контрзаходи: Монографія. – Миколаїв: Вид-во ЧДУ ім. П. Могили, 2009. – 332 с.
19. Томілін Ю.А., Григор’єва Л.І. Динаміка накопичення радіоактивнихречовин різними видами риб Південно-Бузького басейну // Природничий альманах.Серія: біологічні науки. – 2004. Вип. 4. – с. 131-138.
20. Томилин Ю.А. О задачах и объеме исследований в районе атомнихэлектростанций //Гигиена и санитария, 1986, № 6. – с. 74-76.
21. Ю.А. Израэль «Проблемы всестороннего анализа окружающей среды и принципыкомплексного мониторинга», Ленинград, 1988 р.
22. Ядерная энергетика, человек и окружающая среда. Под ред. БабаеваН.С. М.: Энергоатомиздат, 1984. – 311 с.