Экология собственно АЭС определяется главным образом тремя каналами воздействия ядерных реакторов на окружающую среду: тепловыми сбросами, выбросами радиоактивности и накоплением радиоактивных отходов. Рассмотрим, как решаются эти проблемы для ЖСР.
Развитие энергетики уже сейчас начало сталкиваться с трудностями водоснабжения для рассеяния сбрасываемого
тепла. На современных АЭС с реакторами типа ВВЭР расход охлаждающей воды и безвозвратные потери воды составляют 200 л/(кВт-ч) и 2 л/(кВт-ч) соответственно, что в среднем в 1,7 раза больше, чем на тепловых электростанциях. Масштаб возникающих здесь проблем виден из следующего примера.
Для АЭС с реакторами типа ВВЭР общей мощностью 1 ТВт потребуется 1750 км3/год охлаждающей воды, подогреваемой на 10—12°С, в то время как суммарный водосток европейской части СССР составляет только 870 км3/год, причем эта вода распределена крайне неравномерно. Таким образом, проблема уменьшения тепловых сбросов энергетических установок является чрезвычайно важной задачей, непосредственно связанной с экологией. Повышение КПД АЭС, а также переход к сбросу тепла в сухих градирнях с воздушным охлаждением являются очень важными мерами, которые позволят уменьшить воздействие АЭС на окружающую среду. В этом отношении ЖСР обладают весьма привлекательными качествами. КПД АЭС на реакторах типа MSBR составляет 44%, а высокие параметры пара облегчают проблему сброса остаточного тепла.
Все процессы переработки топлива, предусматриваемые в ЖСР, осуществляются безводными методами, т. е. вода в принципе отсутствует во всех технологических звеньях переработки топлива. Поэтому безвозвратных потерь воды в ЖСР практически нет.
Радиоактивные выбросы в условиях нормальной работы ЖСР практически связаны только с утечкой трития. Система переработки топлива, рассмотренная в проекте MSBR, не обеспечивает необходимую степень удержания Т: более 30% Т, образующегося в активной зоне, попадает в паровой контур (см. § 8). Для реактора MSBR это приводит к концентрации Т в охлаждающей воде около 0,26 мКи/л, что примерно в 50 раз больше, чем для реакторов типа ВВЭР. Поэтому необходимо принять специальные меры для такого удержания Т в системе, чтобы снизить его выход в паровой контур по крайней мере на два порядка. Некоторые из возможных мер в этом направлении рассмотрены в § 8.
Таблица 24
Распределение радиоактивности в реакторах типа MSBR, LWR и LMFBR при мощности АЭС 1 ГВт(эл) [72]
Оценим теперь вероятность радиоактивных выбросов в случае аварийных ситуаций. Разрушение ЖСР в результате неконтролируемого разгона является крайне маловероятной ситуацией, поскольку запас реактивности в нем не превышает 1%, а анализ ядерной безопасности, приведенный в § 19, показывает, что нет видимых причин для сильного увеличения реактивности в аварийных ситуациях. Остаточное тепловыделение распределено в большом объеме топливной соли, которая при любой аварии сливается в охлаждаемые дренажные баки. В системе переработки топлива при любых аварийных ситуациях тепловыделение не возрастает и тепло отводится обычной системой охлаждения. Поэтому предельно возможной аварией в ЖСР, по-видимому, является разрыв трубопроводов топливного контура, приводящий к быстрому выливанию топливной соли в реакторный бокс. Для предотвращения дальнейшего распространения радиоактивности реакторный бокс должен быть надежно герметизирован. Задача предотвращения распространения радиоактивных продуктов для ЖСР облегчается благодаря двум обстоятельствам. Во- первых, актиниды и большая часть продуктов деления остаются растворенными в топливной соли, которая имеет очень низкое давление насыщенных паров и слабо взаимодействует с водой и воздухом. Во-вторых, при переработке топлива значительная часть радиоактивных продуктов деления выводится из топливного контура и содержится в соответствующих емкостях системы переработки топлива. Кроме того, наработка актинидов в топливной соли уран-ториевых ЖСР на пять- шесть порядков меньше, чем соответствующая наработка в уран-плутониевых реакторах. В табл. 24 приведено сравнение распределения радиоактивности в MSBR и твердотопливных реактора».
Воздействие на окружающую среду радиоактивных отходов является, пожалуй, одной из самых серьезных проблем экологии ядерных энергетических установок. Особенно большие трудности возникают с захоронением долгоживущих продуктов деления и актиноидов, времена жизни которых соизмеримы с временами геологических эпох. Эта задача по существу сегодня еще не решена. Другой проблемой для современных твердотопливных реакторов является обеспечение безопасного транспортирования облученного топлива с малым временем выдержки на радиохимические заводы.
Для ЖСР обе эти проблемы значительно облегчаются или полностью снимаются. Действительно, как отмечено выше, накопление актиноидов в уран-ториевом топливном цикле на 5—6 порядков меньше, чем в реакторах с уран-плутониевым топливным циклом.
Продукты деления в ЖСР могут периодически вывозиться в виде высококонцентрированных радиоактивных отходов, прошедших любой разумный срок выдержки при самом реакторе. Это означает, что общее количество радиоактивности, транспортируемой из ЖСР, заметно ниже того количества, которое сопряжено с транспортировкой отработанных твэлов твердотопливных реакторов. Кроме того, эти продукты деления в ЖСР поступают из реактора уже в отсортированном виде, т. е. газообразные продукты деления отделены от редкоземельных, щелочноземельных и щелочных элементов.
Другие радиоактивные отходы, среди которых наибольшую опасность представляют угольные фильтры системы очистки газов и периодически заменяемые графитовые стержни замедлителя, могут храниться в специальных отсеках реакторного здания и удаляться для захоронения только при полном демонтаже АЭС, исчерпавшей ресурс своей работы. Таким образом, воздействие ЖСР на окружающую среду, по-видимому, не выходит за рамки допустимых норм. Более того, такие реакторы, если их сравнивать с полным ядерно- энергетическим комплексом АЭС с твердотопливными реакторами, обладают и в экологическом смысле рядом преимуществ. Это еще одно важное обстоятельство, которое позволяет рассматривать жидкосолевые ядерные реакторы с циркулирующим горючим как перспективное направление развития ядерной энергетики.
