Реферат: Виробництво електроенергії на АЕС та вплив АЕС на довкілля

МІНІСТЕРСТВО ОСВІТИ І НАУКИ УКРАЇНИ

ЧОРНОМОРСЬКИЙ ДЕРЖАВНИЙ УНІВЕРСИТЕТ

імені Петра Могили

Кафедра екології та природокористування

Реферат з техноекології на тему:

«В иробництв о електроенергії на АЕС та вплив АЕС на довкілля »

Виконав студент 321 групи

Федорінов І.А.

Перевірила:

Воскобойнікова Н.О.

Миколаїв 2010

План

Вступ

1. Принципові теплові схеми АЕС

2. Вплив атомних станцій на навколишнє середовище

3. Вплив радіоактивних відходів на людину та навколишнє середовище

4. Знешкодження та переробка рідких радіоактивних речовин

Джерела інформації

Висновок

Вступ

В наш час дуже актуальною проблемою для всього людства є енергозабезпечення. З кожним роком традиційних енергетичних джерел таких як нафта, газ та вугілля становиться все менше і менше, і ціни на ці енергетичні ресурси невпинно зростають. Отже, настала пора шукати нові джерела енергії. Найбільш реальний шлях вирішення цієї проблеми – це розвивати ядерну енергетику. Ядерна енергетика в Україні має стратегічно важливе значення: АЕС виробляють майже 50 % електроенергії в країні. Тим паче, що запасів урану в нашій країні вистачить на сотні років вперед. За обсягами розвіданих покладів Україна посідає 6 місце у Світі, а це означає що атомні електростанції ще довго слугуватимуть основою її енергетичної безпеки. В Україні є 4 функціонуючих атомних електростанцій – це Запорізька АЕС (найпотужніша в Європі), Південно-Українська АЕС, Хмельницька та Рівненська АЕС та Чорнобильська АЕС, на якій відбулась найбільша в Світі ядерна катастрофа, ця АЕС була зупинена і виведена з єдиної енергосистеми України у 2000 р.

У порівнянні з тепловими електростанціями АЕС є більш дружніми для довкілля. При виробництві електроенергії 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 довкілля внаслідок 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.

Принципові теплові схеми АЕС

В наш час будуються АЕС, що працюють за різними схемами, але найбільш розповсюдженими є двоконтурні АЕС з водяним теплоносієм та одноконтурні з реактором киплячого типу.

Перша АЕС була побудована в Радянському Союзі та введена в експлуатацію в червні 1954 р. Ця станція поклала початок використанню атомної енергії для виробництва електроенергії. На станції необхідно було перевірити роботу основних елементів та показати можливість в промислових установках перетворити енергію поділу ядер в електричну. Параметри установки були низькими, теплова схема дуже спрощена, а електрична потужність складала всього 5000 кВт . Електростанція була спроектована для роботи по двоконтурній схемі. Досвід експлуатації її довів що двоконтурні АЕС цілком надійні, а їх робота найменшим чином впливає на довкілля та здоров’я обслуговуючого персоналу. Роботи, що були проведені в наступні роки на установках електричною потужністю 210, 365, 440 МВт (на Нововоренезькій АЕС), дозволили створити серії крупних енергетичних блоків, що експлуатуються в наш час на кількох АЕС колишнього Радянського Союзу. Одночасно були розроблені та побудовані блоки конденсаційних АЕС великої потужності, що працюють по одно контурній схемі.

Принципова схема блоку двоконтурної АЕС з реатором ВВЕР-440 та турбінами К-220-44 показана на рис. 1. Блок складається з одного реактора, шести циркуляційних петель за парогенераторами (ПГ) та двох турбогенераторів потужністю 220 Мвт кожний. Теплова потужність реактора складає 1370 Мвт.

Тиск в першому контурі прийнятий рівно 12,2 МПа та підтримується компенсатором об’єму з електричним обігрівом (з паровою подушкою). Температура теплоносія на вході в реактор = 270 °С, а на виході – 300 °С, при таких умовах в ПГ генерується пар тиском 4,6 МПа. Продуктивність кожного ПГ складає 450 т/г.

Турбіна К-220-44 на 3000 об/хв. має 8 регенеративних відборів: 5 з циліндрів високого тиску та 3 з циліндру низького тиску. Циліндр Високого тиску (ЦВТ) одно потоковий, обидва циліндра низького тиску (ЦНТ) двопотокові. Тиск пари на виході з ЦВТскладає 0,3 МПа. Вторинний перегрів пари ведеться до 241°С, при такому тиску на вході в ПНД турбіни складає 0,268 МПа. До першого ступеня проміжного перегріву підводиться відбірний пар тиском 1,9 МПа, до другого - свіжий пар.Температура поживної води = 225°С. Турбіна проектується в двух модифікаціях: на розрахунковий тиск ρк = 0,0031 та 0,0051МПа. При ρк = 0,0031 МПа ККД станції складає 32%, тобто значно вище ККД устаткування першої черги Нововоронезької АЕС. ККД електростанцій нетто при цьому = 29,7%.

Продувочні води першого контуру реактора та ПГ очищуються в іонітних фільтрах, після чого повертаються в контур реактора та ПГ. До поступання води в фільтри потоки охолоджуються, однак більша частина тепла при цьому повертається в контури теплоносія та трубопроводи поживної води ПГ. Схема використання тепла показана на рис. 1.

На блоках можуть встановлюватись мережеві підігрівачі установки, які слугують для покриття теплових навантажень (на опалення, вентиляцію та побутові потреби) АЕС та житлового масиву біля АЕС. Теплове навантаження установки при нагріві води від 70 до 130 °С складає ≈ 105 ГДж/год.

В колишньому Радянському Союзі було кілька електростанцій з блоками, які аналогічні описаному. Такі електростанції працюють також в Болгарії, ФРН, Фінляндії та інших країнах.

Зазвичай електростанції з турбінами К-220-44 складаються з двох блоків електричною потужністю 440 Мвт. Потужність електростанцій при цьому = 880 МВт.

В СРСР також були споруджені двоконтурні АЕС з турбінами потужністю 500 МВт та реакторами електричної потужності 1000 МВт. Блок такої станції складається з одного реактора ВВЕР-1000 тепловою потужністю 3000 МВт, чотирьох петель з ПГ та двох турбін К-500-60.

Принципова схема блока показана на мал. 2. Як видно з рисунку, тиск пари перед турбіною піднято до 5,9 МПа. Щоб здійснити це, знадобилося підвисити температуру теплоносія та тиску 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 що розглядається встановлюються тихохідні турбіни (n = 1500 об/хв.). На турбінах з частотой обертання 1500 об/хв. довжина лопатки останньої ступені та середній діаметр її можуть бути суттєво збільшені. Це дає можливість при однакових початкових та кінцевих параметрах та однаковій кількості вихлопів створити турбоагрегати великої потужності.

На турбіні що розглядається довжина лопатки останньої ступені складає 1450 мм, а середній діаметр її – 4150 мм, в той час як на турбіні К-220-44 ці величини відповідно дорівнюють 1050 та 2550 мм. Таке різке збільшення вихлопного перерізу дозволило створити турбіну з двопотоковим ЦНД.

Турбіна має 7 регенеративних відборів. Деаератор підключений до третього відбору по ходу пари та складає разом з поверхневим підігрівачем цього відбору одну ступінь підігріва. Також як і на блоці з турбіною К-220-44, всі ПВД мають вбудовані охолоджувачі дренажу. Охолоджувачі дренажу мають також на лінії між підігрівачами П 1 та П 2, а також між підігрівачами П 3 та П 4. Після ЧВД турбіни потік пари проходить сепаратор та двоступінчатий пароперегрівач. 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 потік конденсатора турбіни пропускається крізь блочну знесолюючу установку (БЗУ), тому конденсатні насоси встановлюються в два ступені: безпосередньо після конденсатора та за БЗУ.

Привід поживного насосу турбінний. До приводної турбіни підводиться перегрітий пар, що відбирається з потоку після пароперегрівача. Відпрацьований пар конденсується в конденсаторі привідної турбіни, тиск в цьому конденсаторі підтримується близьким до тиску в конденсаторі турбіни К-500-60. На кожній турбіні блоку встановлюється 1 робочий насос з турбопривідом. Таким чином , на блоці є 2 таких насоси. Обидва насоси подають воду в один спільний колектор, від якого живляться всі ПГ.

ККД блоку брутто складає 33,3%, ККД нетто – 31,7%.

АЕС з газовими теплоносіями на пострадянському просторі не будувались. Такі електростанції отримали широке використання в Великобританії, окремі блоки були побудовані в США, Франції та інших країнах. Промислові АЕС що експлуатуються в наш час в Великобританії – це станції з уран-графітовими реакторами, що працюють на природному 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 МВт кожна. Реактор охолоджується вуглекислим газом, що циркулює по замкненому контуру. 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 контурі підвищеного тиску (контур ПВТ) складає 1,45 МПа, температура на виході з пароперегрівача t пе = 313 °С; в контурі низького тиску (контур ПНТ) ρ = 0,36 МПа, t пе = 185 °С. В ресіверах низького та підвищеного тиску збирається пар від всіх ПГ блоку. АЕС призначалась головним чином для виробництва плутонію (в військових цілях), електроенергія тут є побічним продуктом.

За типом АЕС «Колдер-Холл» в Великобританії було побудовано ще кілька електростанцій. Всі ці електростанції проектувались з двома реакторами. Спочатку загальна електро-потужність кожної з таких електростанцій складала 275-300 МВт, пізніше – 500-550 МВт. Теплова потужність реактора підвищувалась по мірі збільшення його розмірів, підвищення тиску теплоносія та вдосконалення активної зони. Тиск СО2 був піднятий до 2 МПа, а діаметр реактора в останніх конструкціях досяг 20-22 м. Такі апарати могли бути створені тільки в результаті суттєвого вдосконалення зварювальної техніки. На ряду з цим також підвищувались параметри пару. На всіх реакторах такого типу в якості покриття ТВЕЛів використовується магнієвий сплав (магнокс). При такому покритті 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 можна генерувати пар тиском 4,0 – 5,0 МПа. Температура перегріву може прийматися за 390-400 °С. Приблизно на таких параметрах працюють АЕС Великобританії даного типу. ККД нетто електростанції при цьому сягає ≈ 30%.

Реактор працює на збагаченому урані з торієм, сповільнювачем слугує графіт, а теплоносієм – гелій. Активна зона реактору розділена на 73 секції. Розподіл гелію каналами активної зони відбувається так, щоб на виході з кожної секції температура його була однакова. Регулювання відбувається дросельними вентилями як при пуску, так і під час експлуатації.

Теплоносій циркулює по шістьох головних циркуляційних контурах. В кожному контурі встановлена одна газодувка з турбоприводом (рис. 3). Тиск газу на виході з газодувок складає 4,8 МПа, температура на вході в реактор дорівнює 340 °С, на виході 760°С.

Вплив атомних станцій на навколишнє середовище

Техногенні впливи на навколишнє середовище при будівництві й експлуатації атомних електростанцій різноманітні. Звичайно говорять, що маються фізичні, хімічні, радіаційні й інші фактори техногенного впливу експлуатації АЕС на об'єкти навколишнього середовища.

Найбільш істотні фактори - локальний механічний вплив на рельєф - при будівництві, стік поверхневих і ґрунтових вод, що містять хімічні і радіоактивні компоненти, зміна характеру землекористування й обмінних процесів у безпосередній близькості від АЕС, зміна мікрокліматичних характеристик прилеглих районів.

Виникнення могутніх джерел тепла у виді градирень, водойм - охолоджувачів при експлуатації АЕС звичайно помітним чином змінює мікрокліматичні характеристики прилеглих районів. Рух води в системі зовнішнього тепловідводу, скидання технологічних вод, що містять різноманітні хімічні компоненти впливають на популяції, флору і фауну екосистем.

Особливе значення має поширення радіоактивних речовин у навколишнім просторі. У комплексі складних питань по захисту навколишнього середовища велику суспільну значимість мають проблеми безпеки атомних станцій (АС), що йдуть на зміну тепловим станціям на органічному викопному паливі. Загальновизнано, що АС при їхній нормальній експлуатації набагато - не менш чим у 5-10 разів "чистіше" в екологічному відношенні теплових електростанцій (ТЕС) на куті. Однак при аваріях АС можуть робити істотний радіаційний вплив на людей, екосистеми. Тому забезпечення безпеки екосфери і захисту навколишнього середовища від шкідливих впливів АС - велика наукова і технологічна задача ядерної енергетики, що забезпечує її майбутнє.

Відзначимо важливість не тільки радіаційних факторів можливих шкідливих впливів АС на екосистеми, але і теплове і хімічне забруднення навколишнього середовища, механічний вплив на мешканців водойм-охолоджувачів, зміни гідрологічних характеристик прилеглих до АС районів, тобто весь комплекс техногенних впливів, що впливають на екологічне благополуччя навколишнього середовища.

Вихідними подіями, що розвиваючись у часі, у кінцевому рахунку можуть привести до шкідливих впливів на людину і навколишнє середовище, є викиди радіоактивності і токсичних речовин із систем АС. Ці викиди поділяють на газові й аерозольні, що викидаються в атмосферу, у яких шкідливі домішки присутні у виді розчинів чи мілкодисперсних сумішей, що попадають у водойми. Можливі і проміжні ситуації, як при деяких аваріях, коли гаряча вода викидається в атмосферу і розділяється на пару і воду.

Викиди можуть бути як постійними, що знаходяться під контролем експлуатаційного персоналу, так і аварійними, залповими. Включаючи в різноманітні рухи атмосфери, поверхневих і підземних потоків, радіоактивні і токсичні речовини поширюються в навколишнім середовищі, попадають у рослини, в організми тварин і людини. На малюнку показані повітряні, поверхневі і підземні шляхи міграції шкідливих речовин у навколишнім середовищі. Вторинні, менш значимі для нас шляхи, такі як вітрове переміщення пилу і випарів, як і кінцеві споживачі шкідливих речовин на малюнку не показані.

Вплив радіоактивних відходів на людину та навколишнє середовище

атомний електростанція відходи радіоактивний

На відміну від виробництв в інших галузях промисловості ядерний технологічний цикл (ЯТЦ) має ряд особливостей. Він характеризується утворенням радіоактивних відходів, появою нових радіоактивних елементів (АЕС) з високим рівнем активності, неможливістю відразу знешкодити відходи виробництва, які потребують спеціального поводження. На сучасному рівні розвитку науки та техніки радіоактивні відходи, особливо ті які містять штучні радіонукліди, в більшості своїй не знайшли поки що застосування.

Основна маса радіоактивних відходів, що містять природні радіонукліди, утворюється при добуванні та переробці уранових руд (відвали, шахтні води, хвости гідрометалургійних заводів), а штучні радіонукліди – при переробці опроміненого палива на радіохімічних заводах (рідкі та тверді відходи ). Значну частину радіоактивних відходів збирають та зберігають з дотриманням відповідних вимог, та лише невелика їх кількість, не зважаючи увагу на прийняті заходи по їх утриманню потрапляють в біосферу. Таким чином, в ЯТЦ значну частину радіоактивних відходів спеціально збирають для наступного довготривалого зберігання під контролем та захоронення в навколишньому середовищі при дотриманні санітарно-гігієнічних вимог. Однак надходження до біосфери навіть невеликої кількості радіоактивних відходів зустрічає все більше нарікань. Потрапляючи в повітря, землю, в воду морів та інших водойм, радіонукліди які довго живуть створюють практично незворотні умови зараження навколишнього середовища. Таке забруднення, як допускають вчені, може в майбутньому змінити деякі аспекти складного життєвого циклу людини, флори та фауни. Розв’язання проблеми охорони навколишнього середовища може бути здійснено: зменшенням кількості відходів аж до повної їх ліквідації або максимальної утилізації (маловідходні або безвідходні технології); правильним поводженням, зберіганням та контролем відходів.

Звісно, перед тим як вирішити проблему зберігання відходів, необхідно детально розглянуто шляхи їх використання та утилізації як безпосередньо в виробництвах (ЯТЦ), так і в народному господарстві країни.

На заходах по вдосконаленню технологічних процесів важливе місце займає введення часткового або повного обороту води, рециркуляції технологічних газів.

Концентрацію шкідливих речовин в відходах можна зменшити додатковою очисткою відходів від радіоактивних речовин.

Вибір способу поводження, видалення, зберігання та контролю відходів визначається багатьма факторами, з яких в першу чергу необхідно відмітити наступні: кількісний та якісний склад відходів, агрегатний стан, особливості місцеположення підприємства, можливість використання відходів в майбутньому та ін.

При аварійних ситуаціях в ЯТЦ, вірогідність котрих невелика, додаткове опромінення населення, яке проживає навколо підприємств може збільшитись. Однак внаслідок дуже маленької вірогідності цього таке додаткове опромінення населення практично не підвищує середню дозу опромінення людини.

При розвитку ядерної енергетики буде здійснюватись технологія на всіх операціях ЯТЦ. Тому очікується, що дози опромінення будуть знижуватись та не перевищать 3 – 6 люд*рад на 1МВт (ел.) / рік.

Вчені США оцінили вірогідність смертельних випадків при роботі АЕС, порівняли з небезпекою смерті людини від інших факторів (див. нижче) та прийшли до висновку, що небезпека смерті людей що живуть поблизу АЕС, стихійних лих, автокатастроф та ін. на три та більше порядки менше, ніж від інших факторів, наприклад від стихійних лих, автокатастроф та ін. на три та більше порядки менше, ніж від інших факторів.

В порівнянні з іншими факторами небезпеки смерті ступінь ризику проживання поблизу АЕС мізерна, навіть якби не було ніякої вигоди, а в даному випадку ми маємо очевидну вигоду – отримання електроенергії.

Слід відмітити, що небезпека смерті нижче 10^-6 на людину в рік (1 з 100000) ледве сприймається людиною.

Основними факторами впливу підприємств ЯТЦ на довкілля згідно даним ЮНЕП є:

- забруднення повітря та води радіоактивними та хімічними речовинами з відповідними наслідками для людини, флори та фауни;

- скид тепла;

- порушення земельних ділянок;

- неповернення після експлуатації підприємств використаних земельних ділянок.

Загальна кількість радіонуклідів що викидаються в атмосферу від всіх операцій ЯТЦ приблизно в 2 рази більша, ніж тих що скидаються в водойми.

Багато вчених вважають, що найбільш вразливою ланкою в екологічному ланцюзі рослина – тварина – людина є людина. Однак дослідження показали, що навіть невеликі концентрації радіонуклідів в скидних водах, коли вода задовольняє санітарно-гігієнічні вимоги для людини, викликають зміни в швидкості розмноження гідро біонтів та навіть їх загибель. Особливо небезпечним є накопичення радіонуклідів в донних відкладеннях.

З усіх операцій ЯТЦ основна кількість теплоти, яка скидається в довкілля припадає на АЕС. Сучасні ТЕС, що працюють на вугіллі, мають тепловий ККД приблизно 40%. Приблизно 15% теплоти ТЕС викидається в атмосферу через витяжні труби. На АЕС практично все надлишкове тепло скидається з водою, і відповідно, на одиницю встановленої потужності з АЕС його надходить в водойма в 1,5 рази більше, ніж с ТЕС.

Досвід експлуатації теплових та атомних електростанцій показує, що скид тепла з водою в водойми та прокачування її крізь агрегати станції впливає на якість води та екологічний режим водоймищ. Основні фактори впливу прокачування крізь системи скиду підігрітої води в водоймі наступні:

механічне травмування та загибель гідробіонтів, температурний шок у молодняка риби та гідробіонтів під час проходження води крізь загороджувальні решітки, насосні установки та конденсаційні трубки. Нижче місця водоскиду зазвичай накопичується багато мертвих або померлих планктонних тварин ;

підвищення температури води в водоймі в районі скиду вод та впливу підігрітої води на всю гідрофауну та флору. Теплове навантаження до 5000 ккал/добу на 1 м² площі водоймища стимулює інтенсивність розвитку бактеріальної мікрофлори, підвищує процеси хімічного окислення та сприяє самоочищенню водоймища, а вище 5000 ккал/ (добу* м² ) погіршує санітарний стан водоймищ;

збільшення темпів та коефіцієнтів накопичення радіоактивних та токсичних речовин у гідро біонтів. Крім того, зростає синергетичний ефект впливу токсичних речовин.

При відсутності достатньої 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 локально абсолютну вологість повітря на 10 – 15 % та сприяє утворенню туманів. Збільшення вологості повітря призводить до погіршення розсіювання радіонуклідів в атмосфері та цілого ряду негативних явищ.

В цілому вплив скиду підігрітої води в водоймища є недостатньо вивченим, тому відповідно оцінити масштаби та глибину її екологічного впливу на природи поки що важко. Разом з тим вже зараз вимагається розробка науково обґрунтованих норм теплового впливу на водні системи та екологічного нормування складу радіонуклідів в підігрітій воді. Для обґрунтування екологічних норм необхідно вивчити закономірності міграції та накопичення критичних радіонуклідів, виявити найбільш чуттєві ланки водних біоценозів і т. д.

Знешкодження та переробка рідких радіоактивних речовин

Знешкодження та переробка рідких радіоактивних відходів, особливо з високим рівнем активності, є важливим завданням. Для рідких викидів низької та середньої активності часто застосовують розрідження та витримування, особливо для відходів, що містять короткоживучі ізотопи. Рідкі радіоактивні відходи зберігають у спеціальних резервуарах або захоронюють.

Захоронення рідких 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.

Знищення радіоактивних речовин через захоронення у мілких бетонних або земляних траншеях є звичайною практикою в деяких країнах-членах «Євроатому». Відходами можуть надавати необхідної форми або просто завантажувати у транспортні контейнери.

Нині існують загальні принципи захоронення рідких радіоактивних відходів у неглибоких траншеях:

- умови захоронення у неглибоких траншеях повинні забезпечити ізоляцію радіонуклідів у зоні застосування протягом заздалегідь визначеного періоду;

- умови захоронення зумовлені геологічними обставинами, однак штучні бар’єри (покриття траншеї, лінія траншеї, бетонні ями) та надання відходам належного стану зумовлюють відповідний тип захоронення;

- на основі попередньо визначеного часу та локальних умов навколишнього середовища потрібно встановити верхні межі для загальної кількості довгоживучих ізотопів.

З 1946 і до середини 60-х років деякі країни світу (Велика Британія, США та ін. ) практикували скидання радіоактивних відходів з низьким рівнем радіації. В 1975 р. введена в дію Лондонська конвенція про запобігання забрудненню морів викидами відходів та інших матеріалів, де визначено загальні основи для запобігання недопустимому забрудненню морів як радіоактивними , так і звичайними речовинами .

Якщо говорити про переробку рідких радіоактивних відходів, то дуже ефективним є метод оскляніння. Одна із таких схем, розроблена у Росії, буде описана докладніше на малюнку. Основним елементом цієї схеми є прямокутний басейн, викладений із вогнетривких блоків у металевому корпусі. Електропіч розділена на 2 зони: варильну та виробіткові відповідно 2400 мм і 2315 мм при ширині 800 мм.

Вирбіткова та варильна зони з’єднуються донним перетіком шириною 70 мм і висотою 200 мм. Тепло для процесу виділяється у розплавленій скломасі під час пропускання змінного електричного струму між електродами, виготовленими з молібдену.

Установка працює таким чином. Перероблений розчин подають у варильну зону через трубчасті живильники без форсунок. Для отримання фосфатного скла розчин попередньо змішують з ортофосфорною кислотою. Дляотримання боросилікатного скла як флюси використовують мінерал – датолітовий концентрат і діоксин кремнію. Під живильниками на скломасі утворюється кальцинований продукт, на верхній поверхні кальцинату зневоднюється поданий розчин й кальцинується сухий залишок, нижня частина якого поступово переходить у розплавлений шар .

Якщо накопичується скломаса, рівень якої у варильній та виробітковій зонах завдяки донному перетіку стає однаковим, то готове скло із зливного отвору у виробітковій зоні стікає у приймальну циліндричну ємність. Об’єм зливної порції скла становить 200 л.

Відхідні гази з електропечі поступають у барботер – конденсатор, що складається із барботера з трубчастим холодильником і трубчастого дефлегматора. Парогазовий потік подають у нижню частину апарата, в якому завдяки барботажу через шар охолоджувальної речовини (конденсату) відбувається конденсація парів води та азотної кислоти, а також вилучення та розчиненню твердої фази і радіонуклідів у конденсаті. Додаткова конденсація парів здійснюється в трубчастому дефлегматорі. Очищення газу від аерозолю відбувається на фільтрах грубого та тонкого очищення. Для вловлювання парів тетроксиду рутенію призначена колона з піролюзитом. Кінцеве очищення газів від оксидів азоту здійснюється в абсорбційній колонці.

Висновок

Отже, єдино реальним шляхом для розвитку енергетики на сьогодні є розвиток саме ядерної енергетики. Хоча після аварії на Чорнобильській АЕС недовіра громадськості до ядерної енергетики зросла . З 80-х років ХХ ст. безпека на АЕС підвищилась в тисячі разів, на сучасних атомних станціях введені нові ліміти щодо викидів шкідливих речовин, а реальні скиди та викиди з АЕС є значно меншими ніж гранично допустимі норми, які визначені законодавством.

Такі електростанції мають більший КПД у порівнянні із сонячними або вітровими електростанціями. Також вони використовують менше палива ніж теплові електростанції – 1кг урану є еквівалентним 100000 т вугілля.

Проте дуже актуальною проблемою для ядерної галузі є проблема утилізації та захоронення ядерних відходів. В наш час вже існують технології зберігання та утилізації твердих та рідких ядерних відходів, але повністю знищити відходи такого 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 при эксплуатации 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. Токсикологія радіоактивних речовин: Навч. посіб. – М., 1990. – 75 с.

5. Использование водорослей для очистки пруда-охладителя Южноукраинской АЭС от радиоактивных веществ // Отчет по НИР Института биофизики СЗ СССР. – 1991. № 08-7348. – М., 1991. – 92 С.

6. Карташов В.В. Радіаційнийвпливвикидів АЕС та ТЕС України на навколишнєсередовище та населення: Автореф. дис. канд. техн. наук: 21.06.01 / Український НДІ екологічних проблем. — Х., 2004. — 21с.

7. Клименко Л.П., Соловйов С.М., Норд Г.Л. Системи технологій: Навч. посібник. – Миколаїв: Вид-во МДГУ ім. П. Могили, 2007. – 600.

8. Коггл Дж. Биологические эффекты радиации: Монография. – М.: Энергоатомиздат, 1986. – 184 с.

9. Маргулова Т.Х., Подушко Л.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 прогрес енергетики 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. И доп. – М.: Энергоиздат, 1982. – 456 с., ил.

17. Томілін Ю.А., Григор’єва Л.І. Радіонукліди у водних екосистемах південного регіону України: міграція, розподіл, накопичення, доза опромінення людини і контрзаходи: Монографія. – Миколаїв: Вид-во МДГУ ім.. П. Могили, 2008. – 260 с.

18. Томілін Ю.А., Григор’єва Л.І. Формування радіаційного навантаження 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 радіоактивних речовин 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 атомних электростанций //Гигиена и санитария, 1986, № 6. – с. 74-76.

21. Ю.А. Израэль "Проблемы всестороннего анализа окружающей среды и принципы комплексного мониторинга", Ленинград, 1988 р.

22. Ядерная энергетика, человек и окружающая среда. Под ред. Бабаева Н.С. М.:Энергоатомиздат, 1984. – 311 с.