Elektrownie Jądrowe

Wiadomości podstawowe :

ELEKTROWNIE JĄDROWE

Energia jądrowa odgrywa duże znaczenie na świecie. W elektrowni jądrowej energię uzyskujemy nie ze spalania paliw kopalnych, lecz z rozszczepiania jąder atomowych. Kocioł zostaje tu zastąpiony reaktorem jądrowym, czyli urządzeniem, w którym wytwarzana jest energia jądrowa. W reaktorze przebiega kontrolowana reakcja łańcuchowa, podczas której rozszczepiane jest tyle jąder, ile potrzeba do wytworzenia energii elektrycznej. Obecnie elektrownie jądrowe produkują ponad 20% całkowitej światowej energii elektrycznej.

Rys.1 Udział energetyki jądrowej w poszczególnych krajach w 1992 roku.

OPIS DZIAŁANIA ELEKTROWNI JĄDROWEJ

1. Obudowa bezpieczeństwa jest podstawowym elementem konstrukcyjnym zapobiegającym uwolnieniu radioaktywnych gazów do atmosfery. Stanowi ona szczelną powłokę, zawierającą w sobie reaktor i jego układ chłodzenia, obliczoną na maksymalne ciśnienie awaryjne.
2. Budynek maszynowni znajduje się tam turbina, generator i transformator.
3. Chłodnia kominowa pozostała ilość ciepła niewykorzystana przy produkcji energii jądrowej zostają odprowadzana W tym celu para, po oddaniu użytecznej energii i wykonaniu pracy w turbinie, jest kierowana do skraplacza. Tam jest ona przy pomocy wody chodzącej kondensowana i ponownie jako woda zasilająca kierowana do obiegu.
4. Basen wypalonego paliwa
5. Reaktor urządzenie służące do wytwarzania kontrolowanej reakcji łańcuchowej, tj. ciągłego pozyskiwania energii z rozszczepiania jąder atomowych.
6. Turbina służy to przetwarzania energii jądrowej w mechaniczną.
7. Zbiornik wody zasilającej
8. Rurociągi wody chłodzącej
9. Generator - wytworzona w turbinie energia mechaniczna jest przez ten wał przenoszona do generatora. Poprzez szybki obrót przymocowanego na wale elektromagnesu wytwarzany jest w uzwojeniu generatora prąd i tym samym energia mechaniczna turbiny jest przemieniana w energię elektryczną.
10. Transformator - wytworzona w generatorze energia elektryczna musi zostać przetworzona, tak aby była możliwość jej transportu. Musi ona jako prąd elektryczny dotrzeć do użytkownika. Staje się to poprzez podwyższenie napięcia w transformatorze przy elektrownii.




















Reaktory




 Reaktor wodny wrzący

W reaktorze wodnym wrzącym zamieniamy wodę w parę za pomocą energii jądrowej. Następuje to w zbiorniku ciśnieniowym reaktora. Para pod ciśnieniem około 7MPa napędza turbinę, która dostarcza generatorowi energii potrzebną do wytworzenia prądu. We wspomnianym zbiorniku ciśnieniowym reaktora, który w omawianym przykładzie posiada ścianki o grubości 16 cm, znajduje się rdzeń reaktora, przez który przepływa woda doprowadzana do wrzenia. Rdzeń reaktora składa się z około 800 elementów paliwowych. Każdy element paliwowy znajduje się w blaszanym pojemniku, do którego woda dostaje się przez otwór w spodzie. Woda wypełnia pojemnik i styka się z 64 prętami paliwowymi, czyli prętami wykonanymi np. z rozszczepialnego uranu. Pręty składają się zazwyczaj ze wzbogaconego uranu w postaci dwutlenku uranu (UO2). Podczas rozszczepiania jąder uranu wydziela się duża ilość energii, którą w formie ciepła odbiera woda chłodząca (chłodziwo). Woda służy też jednocześnie jako moderator (hamuje więc do tego stopnia prędkie neutrony, powstałe podczas każdego rozszczepienia jądra, że same mogą powodować dalsze rozszczepienia). Gdyby wszystkie powstałe w tej reakcji neutrony przyczyniały się do dalszego rozszczepiania, reaktor wyszedłby spod kontroli i wytwarzałby za dużo energii - stałby się wybuchającą bombą atomową. Aby temu zapobiec, każdy reaktor zawiera takie materiały, jak bor lub kadm, które absorbują (pochłaniają) neutrony, w takim stopniu, aby reakcja nie wymknęła się spod kontroli, ale też by nie "zgasła". Neutrony pochłaniane są przez wspomniane materiały, które tworzą pręty sterujące, które są wsuwane do reaktora mniej lub bardziej głęboko - w zależności od potrzeb. Bardziej wysunięte to mniejsze pochłanianie i większa ilość rozszczepień. Mniej wysunięte to spowolniona reakcja. Wsuwaniem i wysuwaniem prętów łatwo można kontrolować reakcję, a w razie potrzeby zadusić. Pręty, ze względu na znaczną szybkość reakcji jądrowych i konieczność jeszcze szybszego reagowania, posiadają sterowanie automatyczne. Podczas pierwszego uruchomienia reaktora trzeba dostarczyć neutronów z zewnętrznego źródła. Po chwilowym zatrzymaniu reakcji nie jest to konieczne. Elementy paliwowe dostarczają wtedy dostatecznej ilości neutronów, aby uruchomić reakcję jądrową przez wysunięcie prętów sterujących.

 Reaktor wodny ciśnieniowy
W reaktorze wodnym ciśnieniowym woda stykająca się z rdzeniem reaktora nie gotuje się. Uniemożliwia jej to ogromne ciśnienie - rzędu 15 MPa. Woda ta krąży w obiegu pierwotnym i w odpowiedniej wytwornicy pary ogrzewa wodę obiegu wtórnego, a zatem nie styka się z nią bezpośrednio. Woda obiegu pierwotnego schładza się przy tym z 330C do 290C. Podczas gdy woda obiegu wtórnego wrze i wytworzoną parą napędza turbinę i generator, to woda obiegu pierwotnego, ciągle w stanie ciekłym, jest pompowana do rdzenia, gdzie ponownie ogrzewa się do 330C. Odpowiedni regulator ciśnienia zapewni stałe ciśnienie tej wody. Typowy reaktor wodny ciśnieniowy o mocy 1300 MW ma rdzeń zawierający około 200 elementów paliwowych po 300 prętów paliwowych każdy. Sterowanie reaktorem odbywa się z jednej strony przez zmianę stężenia roztworu boru (pochłaniającego neutrony) w wodzie obiegu pierwotnego, z drugiej strony zaś przez pręty regulacyjne, zawierające kadm, które, jak już poprzednio jest wspomniane, można wsuwać i wysuwać. Woda także jest tu spowalniaczem. Gdy reaktor nadmiernie się nagrzewa, to gęstość wody maleje. Tym samym prędkie neutrony są słabiej wyhamowywane, liczba rozszczepień dostarczających energii maleje i cały układ się ochładza. Reaktor taki, podobnie jak i wrzący, nosi nazwę lekkiego ponieważ stosuje się w nim "zwykłą" wodę, a nie "ciężką".
 Reaktor powielający

Jądra U-238 mogą wchłaniać neutrony, przemieniając się przy tym w jądra plutonu, które można łatwo rozszczepić i wykorzystać do produkcji energii. Reaktor powielając wykorzystuje tą własność. Jako materiał rozszczepialny jest w nim stosowany Pu-239, który podczas rozpadu produkuje 2 lub 3 neutrony. Jeden z nich jest potrzebny do podtrzymania reakcji łańcuchowej, podczas gdy pozostałe są przekazywane do jąder U-238, które przemieniają się w Pu-239. Tak powstaje nowe paliwo. Reaktor wytwarza w ten sposób nowe paliwo. W optymalnym przypadku może wytworzyć nawet więcej paliwa niż sam zużył. Ten proces zachodzi także w innych typach reaktorów, ale w marginalnych ilościach. Zasoby U-238 są znaczne, więc powszechnie uważa się, że w przyszłości takie reaktory odegrają duża role w wytwarzaniu energii. Technika ta, dzięki wykorzystywaniu nie rozszczepialnego U-238, jest sześćdziesięciokrotnie bardziej wydajna od tradycyjnej uranowej. Przemiana U-238 w Pu przebiega lepiej z neutronami prędkimi niż wolnymi. W reaktorze prędkim powielającym wykorzystuje się właśnie te prędkie neutrony do procesu powielania. Przy małej zawartości plutonu proces przebiegałby ze zbyt małą wydajnością, stąd w owych reakcjach elementy paliwowe zajmują 20-30% plutonu i 70-80 % U-238. Jest prawie 10-krotnie więcej materiału rozszczepialnego niż we wcześniejszych typach reaktorów, więc istnieje wiele niebezpieczeństw i trudności technicznych związanych z budową i eksploatacją takich siłowni. Reaktor składa się z elementów paliwowych, w których wytwarzana jest energia oraz z elementów powielających, gdzie powstaje nowe paliwo. Z powodu obecności dużej ilości materiału rozszczepialnego wytwarzanie ciepła w elementach paliwowych jest bardziej intensywne. Dlatego ochładza się taki reaktor ciekłym sodem, który dobrze przewodzi ciepło, ale w przeciwieństwie do wody słabo hamuje neutrony. Są więc one ciągle prędkie. Obieg pierwotny ciekłego sodu ogrzewa ciekły sód w obiegu wtórnym. Ten doprowadza do wrzenia, a wytworzona para napędza urządzenia produkujące prąd.
 Reaktor wysokotemperaturowy

Reaktor taki zużywa jako surowiec energetyczny obok uranu także tor-232, który w trakcie pracy reaktora pochłania neutrony i przemienia się z rozszczepialny U-233. Stosowane paliwo ma postać drobnych granulek, które następnie zasklepia się w kulach grafitowych wielkości piłki tenisowej. Grafit służy jako moderator hamujący neutrony. Wytworzone w reaktorze ciepło podgrzewa gaz - na przykład obojętny chemicznie hel - do około 900C. Gaz ten z kolei odparowywuje wodę, która napędza turbinę. Reaktor taki posiada wysoką sprawność.
 Reaktor niejednorodny ze spowalniaczem stałym
Procesy reakcji jądrowych przeprowadza się w tzw. reaktorach jądrowych. Paliwem do reaktorów jądrowych są pręty, ruru, blachy uranowe lub plutonowe (92233U, 92235U, 94239Pu). Paliwo jądrowe w takich reaktorach rozmieszczone jest w masie ciekłego (np. wody lub ciężkiej) wody lub stałego spowalniacza, tworząc rdzeń lub strefę aktywną reaktora. Gdy paliwo tworzy ze spowalniaczem niejednorodną masę, wtedy taki reaktor nazywamy niejednorodnym (heterogenicznym). Rdzeń otoczony jest warstwą materiału odbijającego neutrony - tzw. zwierciadłem lub neutronem. Jako zwierciadło może służyć grafit, woda, woda ciężka, BeO). Zadaniem zwieciadła jest zmniejszenie masy paliwa jądrowego do wartości mniejszej od masy krytycznej, która byłaby potrzebna w reaktorze bez zwierciadła. Osłona wykonana z betonu ma chronić obsługę przed szkodliwym promieniowaniem. Ciepło wytwarzane w reaktorze jest odprowadzane za pośrednictwem cieczy chłodzącej (ciało ogrzewane w reaktorze to chłodziwo). Aby zapobiec przedostawania się produktów rozszczepiania do chłodziwa pręty paliwowe są umieszczone w osłonie wykonananej z materiałów możliwie jak najmniej pochłaniającej neutrony (magnez, cyrkon i stopy). Chłodziwo oddaje ciepło w wymienniku ciepła innej łatwo wrzącej substancji. Chłodziwem może być woda, powietrze, dwutlenek węgla, oraz ciekłe metale (sód, rzadziej potas i ich stopy). Do pompowania ciekłych metali stosowane są pompy elektromagnetyczne, działające na zasadzie oddziaływania magnetycznego na ciekły metal, przez który płynie prąd elektryczny. Zaletą tych pomp jest to, że nie posiadają częściruchomych, podatnych na uszkodzenia. Do kierowania pracą reaktora służą pręty sterujące. Są one wykonane z metali o dużym przekroju czynnym ( silnie pochłaniające neutrony), np. kadmu, baru lub hafnu. Mogą być wsuwane do wnętzra reaktora lub wysuwane. Gdy pręty są wsunięte, to wówczas na wskutek silnego pochłaniania neutronów reakcja zostaje zahamowana. Im bardziej są wysunięte tym szybsza i gwałtowniejsza reakcja jądrowa. Reakcje jądrowe zachodzą bardzo szybko, więc potrzebna jest automatyczna regulacja wysunięcia prętów w zależności od liczby powstałych neutronów. W każdym reaktorze są kanały do wytwarzania izotopów promieniotwórczych. W reaktorach, których głównym zadaniem jest wytwarzanie energii jest to uboczny produkt, ale niektóre reaktory (np. polskie Świerk i Ewa), służą głównie do tego.








Inne

 Obieg paliwowy - wydobywanie uranu, usuwanie odpadów radioaktywnych i przerób zużytego paliwa

Do elektrowni jądrowych trzeba dostarczyć paliwa, ale i także usuwać z nich jego wypalone pozostałości. Zawarte w tych pozostałościach rozszczepialne jądra należy odzyskać, a nieużyteczne i nebezpieczne odpady usunąć. Ten cykl procesów tworzy tzm. obieg paliwowy. Zaczyna się on od wydobywania rud uranu i toru w kopalniach lub w odkrywkach. Ruda jest następnie poddawana obróbce, przemianom i wzbogacaniu, zanim posłuży do wykonania prętów paliwowych, które w końcu trzeba dowieźć do reaktora. Równie ważny jak opisany tu proces zaopatrywania w paliwo jest proces usuwania odpadów z elektrowni jądrowych. Jego początkiem jest wyjęcie wysłużonych elementów paliwowych, które najpierw są składowane w chłodzonym wodą basenie, następnie w składzie pośrednim, a na koniec trafiają do zakładu odzysku. Tam oddziela się odpady od materiałów nadających się do ponownego zastosowania. Z odzyskanego paliwa jądrowego wykonuje się nowe elementy paliwowe, zaś promieniotwórcze odpady opakowuje się i składuje w bezpiecznych podziemnych składowiskach, zwanych mogilnikami.
Wydobywanie uranu

Uran jest metalem ciężkim, który otrzymujemy z rud uranowych. Najbardziej znaną z nich jest smółka uranowa, składająca się w 95% z tlenku uranu i występująca nieraz w postaci wielotonowych bloków. Większość pozostałych rud zawiera niestety znacznie mniej uranu. Wydobycie staje się opłacalne, gdy tona rudy zawiera co najmniej kilka kg uranu. Ruda wydobyta w kopalniach lub odkrywkach musi najpierw zostać poddana obróbce. Polega ona na łamaniu, mieleniu i wyługowaniu. W rezultacie otrzymujemy ostatecznie ponad 70-procentowy koncentrat uranowy, tzw. "yellow cake", czyli "żółte ciasto". Jest to produkt wyjściowy do dalszej obróbki.'

Otrzymywanie uranu wzbogaconego
Czysty uran naturalny jest dla elektrowni jądrowych nieprzydatny. jako że tylko w 0,7% składa się z rozszczepialnego U-235, a pozostałe 99,3% stanowi nieco cięższy, nierozszczepialny U-238. Obydwa izotopy uranu nie różnią się między sobą pod względem chemicznym, stąd do wzbogacania wykorzystuje się różnicę w ich ciężarze. Najpierw przemienia się uran za pomocą fluoru w gaz, sześciofluorek uranu (UF6), zatem w związek uranu i fluoru. Do rozdzielenia obydwu izotopów uranu można teraz wykorzystać jedną z następujących metod, W metodzie kanalikowej przepuszcza się UF6 z dużą prędkością przez drobne kanaliki o kształtach półkolistych. Występująca tu siła odśrodkowa wypycha składową gazu zawierającą U-238 ku obrzeżom toru, co umożliwia oddzielenie jej od składowej gazu zawierającej lżejszy U-235. Oczywiście w ten sposób nie jest możliwe całkowite rozdzielenie obydwu izotopów. Jeśli jednak połączy się wiele opisanych tu układów w tzw. kaskadę, to otrzyma się w rezultacie gaz zawierający wystarczającą koncentrację atomów U-235. W metodzie dyfuzyjnej przepuszcza się gaz UF6 przez przegrody półprzepuszczalne. Lżejsza składowa z U-235 przechodzi (dyfunduje) przez pory przegród szybciej niż cięższa z U-238. Prowadzi to także do częściowego rozdziału składowych. W metodzie wirówkowej wiruje się gaz w bardzo szybkiej centryfudze. Siła odśrodkowa przyciska składową cięższą silniej do ściany, wobec czego koncentracja lżejszego U-235 w środkowej części wirówki wzrasta. Również i tu osiągamy rozdział U-235 i U-238, choć konieczne jest połączenie wielu układów szeregowo, by uzyskać pożądane wzbogacenie. Inne metody, w których osiągano by wymagane wzbogacenie w pojedynczym procesie, są jeszcze w stadium opracowań.
Budowa elementów paliwowych
Widzieliśmy już, że pręty paliwowe elektrowni jądrowych zawierają pastylki wykonane z dwutlenku uranu (UO2). Ten ostatni uzyskujemy ze wzbogaconego gazu UF6 i prasując nadajemy mu postać pastylek o grubości ok. 1,5 cm i średnicy ok. 1 cm. Podane tu wymiary - jak prawie wszystkie dane liczbowe w tej książce - mogą dla różnych elektrowni, a także w różnych państwach nieco się różnić, stanowią jednak typowe wartości przeciętne. Surowe wypraski ogrzewa się do 1700C, co daje im konieczną spoistość i wytrzymałość. Następnie poddaje się je obróbce mechanicznej z dokładnością do 1/10000 mm i wprowadza w rurki, zwane koszulkami. Dla lepszej wymiany ciepła w koszulki wprowadza się hel. Koszulki ponadto nigdy nie są całkowicie wypełnione pastylkami, gdyż w wyniku rozpadu promieniotwórczego powstają gazy wymagające odpowiedniej przestrzeni, tzw. przestrzeni gazu porozpadowego. Wypełnione i szczelnie zamknięte koszulki stanowią pręty paliwowe; wraz z prętami regulacyjnymi tworzą one elementy paliwowe, których konstrukcja może być bardzo różna, l tak w reaktorze wrzącym znajdujemy często 7x7 prętów paliwowych w wiązce paliwowej, w reaktorze wodnym ciśnieniowym 15x15 lub 20 x 20. Także położenie prętów regulacyjnych może się w różnych reaktorach zasadniczo zmieniać.












Transoprt wypalonych prętów paliwowych
Wiemy już, że podczas rozszczepienia jąder powstają w reaktorze lżejsze jądra atomowe o wysokiej radioaktywności, emitujące niebezpieczne promieniowanie. Wysłużony element paliwowy zawiera wielkie ilości takich niebezpiecznych dla życia materiałów, ale także resztki U-235 oraz plutonu. Jeśli nie brać pod uwagę materiałów konstrukcyjnych, to wypalone elementy paliwowe zawierają około 3% wysoko aktywnych produktów rozpadu jądrowego, 95% U-238, 1% U-235 i prawie 1% plutonu, powstałego w procesie powielania z U-238. Niezbędne są najostrzejsze przedsięwzięcia zabezpieczające, aby te materiały nigdy nie przedostały się do środowiska naturalnego. W Republice Federalnej Niemiec postępuje się wtedy następująco. Po wyjęciu z reaktora składa się elementy paliwowe najpierw na pewien czas do wypełnionego wodą basenu, położonego wewnątrz budynku reaktora. Tu ich promieniotwórczość powoli maleje, zmniejsza się także wydzielanie ciepła. Następny krok to transport elementów paliwowych. Do tego celu skonstruowano specjalne pojemniki ze ściankami zewnętrznymi o grubości prawie 50 cm. Zapewniają one całkowite ekranowanie niebezpiecznych materiałów od otoczenia, nawet w przypadku katastrofy. Pojemniki takie muszą m.in. być odporne na upadek z wysokości 9 m na twarde podłoże oraz wytrzymać pożar trwający 30 minut. Nawet upadek z wysokości 1,2 m na stalowe ostrze lub też zderzenie z odrzutowcem nie może im zaszkodzić. W takim zbiorniku o wadze do 120 ton mieści się najwyżej dziewięć elementów paliwowych. Pojemniki te służą do składowania pośredniego albo do transportowania do zakładu przerobu. Obecnie opuszcza niemieckie elektrownie jądrowe corocznie około 250 ton zużytego paliwa jądrowego, co stawia gigantyczne wymagania wobec wszystkich firm, zaangażowanych w procesie usuwania odpadów radioaktywnych.
Składowanie elementów paliwowych
W elektrowni jądrowej wymienia się co roku prawie trzecią część elementów paliwowych na nowe. W dużej elektrowni jądrowej o mocy 1300 MW opuszcza reaktor rok w rok ok. 30 t uranu. Ten materiał jest wprawdzie skażony groźnymi dla życia produktami rozpadu promieniotwórczego, jednak z drugiej strony zawiera cenne, możliwe do odzyskania materiały rozszczepialne. Stąd usuwanie i obróbka wysłużonych elementów paliwowych jest niezmiernie istotnym czynikiem zarówno z punktu widzenia ochrony środowiska naturalnego, jak i opłacalności przedsięwzięcia. Postępuje się następująco. Po trwającej około roku obecności elementów paliwowych w basenie z wodą w elektrowni jądrowej przenosi się je na tzw. składowiska pośrednie. Elementy paliwowe pozostają w tym czasie wewnątrz pojemników transportowych, zapewniających całkowicie bezpieczne składowanie i chroniących od promieniowania radioaktywnego. Następnie poddaje się pręty paliwowe przeróbce. Nadające się do wykorzystania paliwo zostaje odzyskane i przekazane do produkcji nowych elementów paliwowych. Niebezpieczne produkty rozpadu radioaktywnego są oddzielane i na zawsze składowane w mogilnikach. Istnieje oczywiście możliwość złożenia wypalonych elementów paliwowych w mogilnikach bez żadnej obróbki i odzysku.
Zakłady przerobu paliwa jądrowego
Zakładem przerobu paliwa jądrowego nazywamy taki zakład, w którym przeprowadza się rozdział poszczególnych składników wypalonych elementów paliwowych. W szczególności należy oddzielić odpady radioaktywne i odzyskać paliwo jądrowe, czyli uran i pluton. Pręty paliwowe zawierają bowiem obok jąder U-235, które nie uległy rozszczepieniu, także pluton-239, powstały w procesie powielenia i nadający się jako paliwo jądrowe. Po odpowiednim leżakowaniu w basenie elektrowni oraz w składowisku pośrednim pręty paliwowe przewozi się w ich pojemnikach transportowych do zakładu przerobu. Są one stale jeszcze wysoce promieniotwórcze, więc od personelu technicznego muszą je oddzielać grube mury betonowe lub szyby ze szkła ołowiowego, a proces przerobu musi być w pełni zautomatyzowany. Pręty paliwowe są najpierw rozdrabniane, a następnie rozpuszczane w kwasie azotowym. Uran, pluton oraz produkty rozpadu rozpuszczają się prawie całkowicie, pozostają natomiast rozdrobnione koszulki prętów paliwowych, które po zabetonowaniu składa się w bezpiecznym miejscu. W następstwie szeregu chemicznych procesów następuje rozdział uranu, plutonu i pozostałych produktów rozpadu. Uran i pluton, po oczyszczeniu, trafiają do fabryki produkującej pręty paliwowe, natomiast odpady radioaktywne są pakowane i przygotowywane do składowania w mogilniku.
Dalsza droga odpadów promieniotwórczych
Odpady pochodzące z urządzeń atomowych pracujących w instytutach badawczych, elektrowniach jądrowych czy zakładach przerobu wykazują różne stopnie zagrożenia. Słabo aktywne odpady w postaci stałej lub ciekłej są najpierw na drodze stężania, ściskania lub spalania redukowane do możliwie najmniejszej objętości. Następnie zostają zacementowane w beczkach. Średnio aktywne odpady, na przykład rozdrobnione koszulki prętów paliwowych, zacementowuje się także w beczkach. Szczególna ostrożność wymagana jest przy odpadach wysoko aktywnych. Są nimi przede wszystkim rozpuszczone w kwasie azotowym produkty rozpadu. Dają one 99% promieniowania wszystkich odpadów promieniotwórczych! Dla tych niebezpiecznych dla życia substancji opracowano specjalny proces zeszkliwiania. Te wysoko aktywne roztwory najpierw się zagęszcza i chemicznie przetwarza. Następnie w temperaturze 1150C stapia się je z proszkiem szklanym, tworząc z nich nierozłączny składnik szkliwa, którym wypełnia się grubościenne beczki ze stali nierdzewnej. W zakładzie przerobu przypada na każdą tonę uranu około 130 l wysoko aktywnego odpadu w postaci bloku szkliwa, 5 beczek po 400 l odpadu średnio aktywnego raz 15 beczek słabo aktywnego. Te odpady trzeba zmagazynować w sposób bezpieczny "po wsze czasy", czyli bez ograniczeń czasowych, gdyż nawet po wielu pokoleniach będą one nadal stanowić duże zagrożenie.
Bezpieczne składowanie odpadów promieniotwórczych
Najlepszym sposobem bezpiecznego składowania odpadów promieniotwórczych na całe tysiąclecia jest złożenie tych niebezpiecznych materiałów w podziemnych pokładach solnych. Beczki z odpadami słabo aktywnymi umieszcza się w komorach wydrążonych w soli kamiennej i przekłada warstwami soli. Po wypełnieniu komory następuje jej uszczelnienie. Przy odpadach średnio aktywnych, przechowywanych także w beczkach, wymagana jest już większa ostrożność. Dla nich przeznaczona jest specjalna komora w pokładzie soli, niedostępna dla ludzi a kontrolowana kamerami telewizyjnymi. Wyrzuca się do niej beczki z zabetonowanymi odpadami. A oto jak składuje się odpady wysoko aktywne w pokładach solnych. Znajdujące się w beczkach ze stali nierdzewnej zeszkliwione odpady umieszcza się na głębokości 1000 m w otworach wiertniczych, które następnie są czopowane. Pokłady soli kamiennej nadają się szczególnie dobrze jako mogilniki.
DZIAŁANIE PROMIENIOTÓWRCZOŚCI NA LUDZI MIESZKAJĄCYCH W POBLIŻU ELEKTROWNI

Ludzie mieszkający bardzo bliską reaktorów jądrowych są narażeni bardziej na szkodliwe działanie promieniowania niż te osoby które mieszkają w bezpieczniejszej odległości. Mimo to, owe promieniowanie nie jest aż tak silne. Jego dawki nie przekraczają kilku procent naturalnego tła promieniowania. Reaktory są bezpieczne jedynie wtedy, gdy działają bez żadnych zakłóceń i awarii. W innym przypadku ludzie mieszkający blisko reaktora mogą być narażeni na niekorzystne działanie promieniowania.

STOPIENIE REAKTORA JĄDROWEGO W CZARNOBYLU

Opis zdarzeń w dniach 25 i 26 kwietnia:
25 kwietnia, godzina 13.00 inżynierowie elektrycy w związku z zaplanowanymi próbami polecili wpuścić pręty regulacyjne w rdzeń reaktora wodnego - ciśnieniowego o moderatorze grafitowym, chłodzonego wodą zwykłą. Termiczna moc spadła przy tym z prawidłowych 3 200 MW na 1 600 MW. Zapotrzebowanie mocy zmalało i dla wygody o 14:00 został wyłączony system chłodzenia zagrożeniowego, który zużywał moc. Tym samym powstało pierwsze z licznych zagrożeń bezpieczeństwa.
O godzinie 23.10 systemy monitorów przestawiono na małe stopnie mocy, ale operator zapomniał przeprogramować komputer, aby utrzymać 700 do 1 000 termicznych MW. Moc spadała na niebezpiecznie niski poziom 30 MW. Większość prętów regulacyjnych została wysunięta, aby podnieść moc. Ale w prętach regulacyjnych wytworzył się już produkt rozszczepienia - ksenon. \"Zatruł\" on reakcję. Wbrew przepisom bezpieczeństwa w panicznym działaniu wysunięto wszystkie pręty. Moc wzrosła. 26 kwietnia o 1.03 niezwykła kombinacja małej mocy i wysokiego strumienia elektronów uczyniła niezbędnym liczne ręczne ingerencje w regulację reaktora. Operatorzy wyłączyli sygnały wyłącznika bezpieczeństwa. O godzinie 1.22 komputer wskazał nadmierne promieniowanie, ale operatorzy postanowili ukończyć próby. W tym momencie ostatni sygnał ostrzegawczy nie został nadany, gdy chcieli wyłączyć przyrząd bezpieczeństwa reaktora.
O godzinie 1.23 rozpoczęła się zaplanowana próba. Moc rosłą. Przy niebezpiecznie niskim poziomie mocy, każdy nawet tak mały wzrost mocy, wyzwalał natychmiastowy dalszy - ogromny wzrost. Operatorzy reagowali błędnymi działaniami, a moc osiągnęła niezrównoważoną 100 - krotna zdolność wytwórczą reaktora. Paliwo uranowe uległo rozpadowi, przedarło się przez powłokę rur i weszło w kontakt z wodą chłodzącą. Potężna eksplozja pary wysadziła zbiornik reaktora oraz betonowe ściany hali i wyrzuciła w powietrze palące się bloki: grafitowy i paliwowy. Pył promieniotwórczy uniósł się wysoko do atmosfery.
Z uwolnionych radioaktywnych izotopów szczególnie niebezpieczne są jod 131 (okres połowicznego rozpadu 8 dni) oraz cez 137 (okres połowicznego rozpadu 30 lat), których połowa ilości znajdujących się w reaktorze dostała się w powietrze.

SKUTKI:


Na miejscu wypadku w wyniku eksplozji i pożaru 187 osób zapadło na ostrą chorobę popromienną, a 31 z nich zmarło. Zniszczony reaktor wyzwolił setki razy więcej promieniowania jonizującego niż zbombardowanie Hiroszimy i Nagasaki. Intensywność promieni gamma na terenie elektrowni przewyższała 100 R/h (rentgenów na godzinę), a to oznacza, że dawka, którą Międzynarodowa Komisja Ochrony Radiologicznej uznaje za maksymalną roczną, została tam przekroczona kilkaset razy w ciągu zaledwie godziny. Natomiast na dachu zniszczonego bloku energetycznego promieniowanie osiągnęło przerażający poziom 100 000 R/h. Zachorowało około 30 tys. ludzi spośród 400 tys. robotników zatrudnionych przy zakopywaniu najbardziej niebezpiecznych odpadów i budowie specjalnego budynku wokół zniszczonego reaktora ochrzczonego \"sarkofagiem\". Liczbę zmarłych w wyniku tragedii oszacowano na około 32 tysiące. Wśród chorych notuje się nie tylko więcej przypadków białaczki i złośliwych guzów, lecz także większą podatność na choroby układu krążenia oraz zwykłe infekcje: bronchit, zapalenie migdałków lub zapalenie płuc. Wdychanie rozproszonego w powietrzu jodu 131 spowodowało bezpośrednio po katastrofie napromieniowanie tarczycy dawkami równoważnymi ponad 200 R u 13 tys. dzieci. (Dopuszczalna dawka roczna dla pracowników przemysłu atomowego jest dwukrotnie mniejsza.) 4 tys. dzieci otrzymało dawki odpowiadające aż 2000 R i zapadło na chroniczne zapalenie tarczycy (jod gromadzi się selektywnie w tym gruczole). Zapalenie tarczycy przebiega wprawdzie bezobjawowo, można już jednak mówić o początku fali zachorowań na nowotwory.


W latach 1981-1985 na skażonych później obszarach Ukrainy notowano około pięciu przypadków raka tarczycy rocznie. W ciągu 5 lat po katastrofie liczba ta wzrosła do 22, a w latach 1992-1993 notowano już średnio 43 przypadki rocznie. Oficjalne dane statystyczne mówią o 589 dzieciach z najdotkliwiej skażonych regionów, u których po 1986 roku stwierdzono nowotwór tarczycy. (Na Białorusi liczba zachorowań jest jeszcze większa.) Wśród dzieci ewakuowanych z bliskich okolic reaktora zachorowalność na raka tarczycy wzrosła dziesięciokrotnie w porównaniu z poziomem sprzed awarii i przekraczało 5 lat temu 4 przypadki na milion. Są to nowotwory łatwo dające przerzuty. Warunkiem wyleczenia jest szybkie wykrycie guza i usunięcie całego gruczołu. Pacjent musi później już do końca życia uzupełniać niedobór hormonów tarczycy. Ludzie masowo zaczęli opuszczać skażone tereny. Miejsce katastrofy opustoszało.

WPŁYW PROMIENIOWANIA NA CZŁOWIEKA

Promieniowanie ma niekorzystny wpływ na organizm człowieka, gdyż prowadzi do jonizacji cząsteczek organizmu. W wyniku tego w tkankach tworzą się pary jonów stanowiące wysoko aktywne chemiczne rodniki oraz prowadzą do uszkodzenia struktury dużych cząstek przez ich rozrywanie lub zlepianie. Prowadzi to do zmian biochemicznych i zmian strukturalnych komórek.
Ułożenie tkanek od tych najmniej odpornych na promieniowanie do tych, które są najbardziej odporne: tkanka limfatyczna- nabłonek jąder, szpik kostny, nabłonek żołądkowo- jelitowy, jajniki, skóra, tkanka łączna, kości, wątroba, trzustka, nerki, nerwy, mózg i mięśnie.

Uszkodzenia popromienne, ze względu na rodzaj ich następstw dzielimy na uszkodzenia somatyczne tj. wpływające na procesy odpowiedzialne za utrzymanie organizmu przy życiu oraz genetyczne tj. naruszające zdolność organizmu do prawidłowego przekazywania cech swemu potomstwu. Skutkiem uszkodzeń somatycznych jest ostra choroba popromienna. Jej objawami są bóle głowy, mdłości, osłabienie, zmiany we krwi, biegunka, niedokrwistość, wrzodziejące zapalenie gardła, obniżenie odporności organizmu i wypadanie włosów. Choroba popromienna może zakończyć się śmiercią lub przejść w fazę przewlekłą ze stopniowym wyniszczeniem organizmu zakończonym najczęściej białaczką lub anemią aplastyczną i ostatecznie spóźnioną śmiercią. Mimo, że skutki choroby popromiennej były słabe i pacjent wyzdrowiał, mogą wystąpić jej późniejsze, groźniejsze skutki: przedwczesna starzenie, krótsze życie, nowotwory, niedokrwistość, białaczka i zaćma.
Uszkodzenia genetyczne polegają na zmianie struktury chromosomów wchodzących w skład komórek rozrodczych. Ich następstwem są mutację przejawiające się w zmianie dziedziczonych przez potomstwo cech ustroju. Uszkodzenia chromosomów, a właściwie zmiany w składających się na nie genach, są kopiowane przez następne generację komórek. Zmieniony nieprawidłowy kod genetyczny może być tak samo stabilny i czynny jak jego poprawny odpowiednik. Powoduje to różnego rodzaju wady dziedziczne potomstwa w kolejnych pokoleniach.

Dawka (w Sv) Efekty
0,05-0,2 Możliwe efekty opóźnione i zaburzenia chromosomalne
0,25-1,0 Zmiany we krwi
Ponad 0,5 Możliwa chwilowa niepłodność u mężczyzn
1-2 Wymioty, biegunka, mniejsza odporność, zahamowanie rozrostu kości
2-3 Silna choroba popromienna, 25% zejścia śmiertelnego
Ponad 3 Całkowita niepłodność u kobiet
3-4 Zniszczenie szpiku i miąższu kostnego, 50% szansa na przeżycie
4-10 Ostra choroba i śmierć u 80% napromieniowanych

Małe dawki promieniowania nie są bardzo groźne dla organizmu. Dawki powyżej 2 Sv powodują poważne konsekwencje zdrowotne, które mogą prowadzić nawet do śmierci.

PODSTAWOWE ZASADY OCHRONY RADIOLOGICZNEJ:
- im dalej od źródła szkodliwego promieniowania tym bezpieczniej
- im krótszy czas narażenia tym mniejsza dawka promieniowania
- stosuj osłony! Osłona pochłania promieniowanie


Elektrownie jądrowe a Środowisko…

Elektrownie i elektrociepłownie mają znaczący wpływ na powietrze atmosferyczne, glebę i wody, a za ich po średnictwem na ro śliny, zwierzęta i ludzi.
Na środowisko naturalne oddziałuj ąprzede wszystkim:
• produkty spalania paliw, a więc pochodz ące z obiegu paliwowego elektrowni. Należ ądo nich: spaliny, zawieraj ące popiół lotny (pył), dwutlenek siarki, tlenki azotu, tlenek i dwutlenek węgla, żużel spod kotłów, odpady i ścieki z instalacji odsiarczania spalin.( pylenie występuje również w procesach transportu, składowania i rozładunku paliw)
• hałas towarzysz ący przy rozładowaniu, kruszeniu węgla, wytwarzany przez wentylatory, sprężark i
• duży wpływ na środowisko naturalne maj ą ścieki przemysłowe, które wytwarzane s ą przy uzdatnianiu wody do obiegu parowego i do obiegu chłodz ącego oraz z instalacji odsiarczania spalin, a także podgrzewanie wody w rzekach (jeziorach) w przypadku otwartego obiegu chłodzenia turbin.
• obieg elektryczny poprzez hałas transformatorów i silników oraz oddziaływanie pól elektromagnetycznych ma także niekorzystny wpływ na środowisko naturalne.
Aby zapobiec znacznemu zagrożeniu środowiska ze strony energetyki, spowodowanemu wydzieleniem dużych ilo ści zanieczyszczeń gazowych (SO 2, NO X ) oraz zanieczyszczeń pyłowych, s ą stosowane następujące środki działania:
• wzbogacanie paliw
• odpylacze o dużej skuteczno ści
• wysokie kominy i koncentracja spalin ( w jednym kominie ) w celu zwiększenia wyniesienia smugi dymu
• instalacje do odsiarczania spalin
• ograniczanie powstawania tlenków azotu oraz ich emisji
• sieci kontrolno-alarmowe
• spalanie paliwa interwencyjnego ( w okresie niekorzystnych warunków meteorologicznych )
• utylizacja odpadów paleniskowych
Skutki zanieczyszczenia powietrza atmosferycznego s ą wielorakie: choroby ludzi i zwierz ąt, niszczenie konstrukcji budowlanych, korozję metali, straty światła słonecznego i wynikaj ące st ąd zwiększenie zużycia energii elektrycznej na o świetlenie, straty transportu lotniczego i samochodowego w wyniku pogorszonej widoczno ści.
Wpływ elektrowni na wody powierzchniowe przejawia się zarówno w znaczeniu ilo ściowym jak i jako ściowym. W elektrowni woda jest wykorzystywana w procesach produkcji energii elektrycznej do wytwarzania pary (obieg parowo wodny) oraz do ochładzania pary (obieg chłodz ący skraplacze). Obieg parowo wodny wymaga uzupełnienia wod ąo wysokiej jako ści, natomiast obieg chłodz ący potrzebuje dużej ilo ści wody. Woda chłodz ąca skraplacze odprowadza do otoczenia znaczne ilo ści ciepła. Ochładzanie wody podgrzanej powoduje powstawanie strat bezzwrotnych wody, wpływaj ąc na bilans wody w przyrodzie, oraz oddziałuje na środowisko, wprowadzaj ąc zmiany w ekosystemach wód powierzchni owych.
Użytkowanie wody przez elektrownie wpływa na organizmy żywe w sposób bezpo średni, w czasie ich przepływu wraz z wod ąprzez urz ądzenia obiegu chłodz ącego, oraz w sposób po średni w wyniku odprowadzania ciepła do wód powierzchniowych. Organizmy żywe przepływaj ąe przez urz ądzenia i przewody obiegu chłodz ącego s ąnarażone na: uszkodzenia mechaniczne, szok termiczny, działanie chemiczne.
Zanieczyszczenie atmosfery i tlenu wpływa po średnio na rozwój lasu. Naruszona bowiem zostaje równowaga chemiczna i zmieniony odczyn pH w środowisku glebowym. Działanie bezpośrednie jak oparzenia tkanki roślinnej oraz ograniczenie intensywno ści fotosyntezy wskutek dużego zapylenia powierzchni li ści, nie występuje , je śli są stosowane elektrostatyczne odpylacze spalin (elek trofiltry) i wysokie kominy. W sposób po średni na lasy oddziałuje dwutlenek siarki oraz tlenki azotu.
Spalaniu węgla towarzyszy emisja pyłów i szkodliwych gazów. W przypadku braku urz ądzeń oczyszczaj ących spalenie 1 mln ton węgla kamiennego średniej jako ści powoduje emisję około 20 000 t pyłów, 35 000 t SO 2 , 6000 t NOx, a także 2 mln ton CO 2 , którego nie potrafimy się pozbyć. Poza tym na wysypiska trafia około 300 000 ton popiołów. W Polsce w 1994 roku spaliliśmy 108 mln ton węgla kamiennego, w tym 32 mln ton w piecach domowych oraz lokalnych kotłowniach; ponadto 66 mln ton węgla brunatnego, który jest źródłem kilkakrotnie większej ilości popiołów niż węgiel kamienny. O ile pyły usuwano w 97%, to całkowita redukcja szkodliwych gazów wynosiła tylko 25%, a w przypadku przemysłu paliwowo-energetycznego nie przekraczała 3%. Największym zagrożeniem środowiska jest emisja dwutlenku siarki i tlenków azotu powodująca kwa śne deszcze, które niszczą życie w akwenach , dewastują olbrzymie obszary lasów i powodują korozję konstrukcji metalowych i niszczenie budynków. Roczne straty z tego powodu w Europie sięgają wielu miliardów dolarów. Nie do oszacowania są ogromne straty spu ścizny kulturalnej - zniszczone pomniki, rzeźby i budowle, w szczególno ści z piaskowca oraz marmu ru.

udział poszczególnych czynników w emisji szkodliwych gazów
W wyniku całkowitego spalenia paliwa mineralnego w komorze paleniskowej kotła energetycznego powstają spaliny zawierające: dwutlenek węgla (CO 2 ), parę wodną (H 2 O), azot (N 2 ), dwutlenek siarki (SO 2 ), trójtlenek siarki (SO 3 ) oraz popiół. Ze składników tych toksycznymi są: SO 2 , SO 3 oraz czę ściowo popiół (pył) ze względu na zawarto ść w nim takich pierwiastków jak kadm, ołów, arsen.
Przy wysokiej temperaturze w jądrze płomienia komory paleniskowej elektrowni zachodzi czę ściowe utlenienie azotu z powietrza i azotu z paliwa, a w jego wyniku tworzenie się tlenków azotu. Tlenki azotu (NO x ) nawet w minimalnych stężeniach w powietrzu działają drażniąco na organy układu oddechowego, niszczą urządzenia i materiały, przyczyniają się do powstawania smogów, pogarszają widoczno ść i ograniczają nasłonecznienie powierzchni Ziemi. Są one szkodliwe dla organizmów żywych, co stawia je zaraz za dwutlenkiem siarki SO 2 , jako najgro źniejsze zanieczyszczenie powietrza atmosferycznego





Awarie reaktorowe
W reaktorze energetycznym nie może nastąpić wybuch jądrowy. Nie może rozwinąć się tak szybko przebiegająca łańcuchowa reakcja rozszczepienia, jak to ma miejsce w bombie atomowej. Przyczyną jest małe wzbogacenie paliwa jądrowego w rozszczepialny 235 U. W naturalnym uranie jest go 0.7%, w paliwie reaktorowym rzadko więcej niż 4%, natomiast w bombie atomowej znacznie powyżej 90%. Żadne zmiany konfiguracji elementów paliwowych w reaktorze, żadna akcja terrorystyczna, żadna katastrofa niszcząca budynek reaktora nie może spowodować wybuchu jądrowego. Zd arzają się jednak awarie reaktorów energetycznych, z których najgro źniejsze polegają na uszkodzeniu rdzenia reaktora, co może doprowadzić do wydostania się substancji promieniotwórczych do otoczenia.
Rozwiązania projektowe zapewniają, przy wła ściwej eksploatacji, ograniczenie do minimum możliwo ści awarii obejmującej swymi skutkami otoczenie elektrowni jądrowej.
Nim zaczęto przeciwdziałać skażeniom, na świecie miało miejsce wiele katastrof, których skutki dotknęły nasze środowisko czy też ludzi przebywających w pobliżu katastrofy.
Największe to:
• Detroit (USA), 1951 r. - awaria reaktora powielającego
• Windscale (Wielka Brytania), 1957 r. - pożar powielającego reaktora atomowego na skutek zapalenia się bloków grafitu,
• Chalk River (Kanada), 1958 r. - wyciek wody ciężkiej zanieczyszczonej substancjami promieniotwórczymi,
• Idaho Falls (USA), 1961 r. - emisja substancji radioaktywnych,
• Lingen (Niemcy), 1969 r. - obfita emisja substancji radioaktywnych,
• Chalk River (Kanada), 1972 r. - wyciek wody radioaktywnej,
• Gundremmingen (Niemcy), 1975 r. - emisja pary radioaktywnej,
• Harrisburg (USA), 1979 r. - wyciek wody radioaktywnej, emisja gazów promieniotwórczych,
• Tsuruga (Japonia), 1981 r. - wyciek wody radioaktywnej, zanieczyszczenie akwenu,
• Sellafield (Wielka Brytania), 1986 r. - wydostanie się paliwa radioaktywnego,
• Czarnobyl (Ukraina), 1986 r. - zniszczenie reaktora jądrowego, zanieczyszczenie znacznego obszaru izotopami promieniotwórczymi.
Tylko dwie awarie w elektrowniach jądrowych doprowadziły do zniszczenia rdzenia reaktora. Nastąpiło to w elektrowni Three Mile Island w Pensylwanii w marcu 1979 roku i w Czarnobylu, w kwietniu 1986 roku.
Ostatnia z wymienionych katastrof była jedną z największych. Skażenia powstałe w jej wyniku dotknęły niemal całą Europę. W śród mieszkańców różnych państw podejrzewa się wzrost obserwowanych powikłań, które mogły nastąpić w wyniku ekspozycji na działanie promieniowania bąd źteż absorpcji substancji promieniotwórczych. W Polsce do niskiego skażenia izotopami promieniotwórczymi przyczyniły się korzystne zjawiska pogodowe, jakie panowały 26 kwietnia 1986 r. Skażone powietrze w ciągu pierwszych trzydziestu godzin po awarii omijało Polskę i dopiero po 27 kwietnia wtargnęło na Podlasie. Następnie wędrowało nad wschodnią czę ścią Mazowsza w stronę Pojezierza O lsztyńsko-Mrągowskiego. Kolejna zmiana warunków meteorologicznych doprowadziła do przemieszczenia skażonego powietrza w stronę Polski południowo-zachodniej, nad Czechy oraz na południe Niemiec. Po 1 maja wielko ść koncentracji cezu na Opolszczy źnie osiągnęł a 100 kBq/m 2 (kilkobekereli na metr kwadratowy) co stanowiło znaczne przekroczenie normy.
Awaria w czarnobylu była z pewno ścią największą w historii katastrofą psychologiczną, która swym zasięgiem wielokrotnie przekroczyła nawet sławny strach przed końcem świata w czasie Pierwszego Millenium, mimo to nie powina być jednak zaporą w rozwijaniu się enegetyki jądrowj.
Dzi śenergetyka jądrowa pokrywa 5.5% światowego zapotrzebowania na energię, a 17% na energię elektryczną. W 31 krajach świata pracują 432 reaktory energetyczne o łącznej mocy 340 343 MW(e). W budowie jest 48 reaktorów o mocy 38 900 MW(e). Do świadczenie eksploatacyjne energetyki jądrowej wyraża się liczbą 7330 reaktorolat. Najwięcej reaktorów energetycznych pracuje w USA - 109 o mocy 99 GW(e). Na drugim miejscu jest Francja z 56 reaktorami o łącznej mocy 58.6 GW(e).