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 |
|
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 |
На душу |
На единицу |
На душу |
На единицу |
Уголь |
Нефть |
Газ |
Гидроэнер- |
Атомная |
|
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 -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.
|
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 |
||||
---|---|---|---|---|
Элемент* | Период полураспада | Активность выброса, МКи | Доля активности, выброшенная из :реактора. к 6 мая 86 г.,% | |
26.04.86 | 06.05..85** | |||
133Xе | 5.2 сут | 5 | 45 | ВОЗМОЖНО < 100 |
85mKr | 4.4 ч 10.15 | 0,15 | - | - |
85Kг | 10.76 лет | - | 0.9 | - |
131I | 8.05 сут | 4.5 | 7.3 | 20 |
132Tе | 78.2 ч | 4 | 1.3 | 15 |
134Cs | 2.05 лет | 0.15 | 0.5 | 10 |
137Cs | 30 лет | 0.3 | 1.0 | 13 |
99Mо | 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 |
140Bа | 12.8 сут | 0.5 | 4.3 | 5.6 |
141Се | 32.5 сут | 0.4 | 2.8 | 2.3 |
144Cе | 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 |
239Nр | 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.
|