Виробництво електроенергії на АЕС та вплив АЕС на довкілля

Виробництво електроенергiї на АЕС та вплив АЕС на довкiлля МІНІСТЕРСТВО ОСВІТИ І НАУКИ УКРАЇНИ iменi Петра Могили екологiї та природокористування Реферат «В иробництв о електроенергiї на АЕС та вплив АЕС на довкiлля » Виконав студент 321 групи Воскобойнiкова Н. О. Миколаїв 2010 План Вступ 1. Принциповi тепловi схеми АЕС 2. Вплив атомних станцiй на навколишнє середовище 3. Вплив радiоактивних вiдходiв на людину та навколишнє середовище Джерела iнформацiї Висновок Вступ В наш час дуже актуальною проблемою для всього людства є енергозабезпечення. З кожним роком традицiйних енергетичних джерел таких як нафта, газ та вугiлля становиться все менше i менше, i цiни на цi енергетичнi ресурси невпинно зростають. Отже, настала пора шукати новi джерела енергiї. Найбiльш реальний шлях вирiшення цiєї проблеми – це розвивати ядерну енергетику. Ядерна енергетика в Українi має стратегiчно важливе значення: АЕС виробляють майже 50 % електроенергiї в країнi. Тим паче, що запасiв урану в нашiй країнi вистачить на сотнi рокiв вперед. За обсягами розвiданих покладiв Україна посiдає 6 мiсце у Свiтi, а це означає що атомнi електростанцiї ще довго слугуватимуть основою її енергетичної безпеки. В Українi є 4 функцiонуючих атомних електростанцiй – це Запорiзька АЕС (найпотужнiша в Європi), Пiвденно-Українська АЕС, Хмельницька та Рiвненська АЕС та Чорнобильська АЕС, на якiй вiдбулась найбiльша в Свiтi ядерна катастрофа, ця АЕС була зупинена i виведена з єдиної енергосистеми України у 2000 р. У порiвняннi з тепловими електростанцiями АЕС є бiльш дружнiми для довкiлля. При виробництвi електроенергiї на АЕС немає викидiв сiрки, СО, чадного газу та iнших газiв, питома активнiсть викидiв ТЕС у 5-10 разiв вища нiж в атомних електростанцiях. На режимах безаварiйної експлуатацiї АЕС спостерiгається забруднення довкiлля внаслiдок витокiв радiоактивної речовини, викидiв вентиляцiйного повiтря, захоронення радiоактивних допомiжних матерiалiв, iнструменту, спецодягу та iнше, також водоймища охолоджувачi АЕС здiйснюють великий тепловий вплив на довкiлля, i спричиняють змiни мiкроклiмату прилеглих до АЕС районiв. Принциповi тепловi схеми АЕС В наш час будуються АЕС, що працюють за рiзними схемами, але найбiльш розповсюдженими є двоконтурнi АЕС з водяним теплоносiєм та одноконтурнi з реактором киплячого типу. Перша АЕС була побудована в Радянському Союзi та введена в експлуатацiю в червнi 1954 р. Ця станцiя поклала початок використанню атомної енергiї для виробництва електроенергiї. На станцiї необхiдно було перевiрити роботу основних елементiв та показати можливiсть в промислових установках перетворити енергiю подiлу ядер в електричну. Параметри установки були низькими, теплова схема дуже спрощена, а електрична потужнiсть складала всього 5000 кВт. Електростанцiя була спроектована для роботи по двоконтурнiй схемi. Досвiд експлуатацiї її довiв що двоконтурнi АЕС цiлком надiйнi, а їх робота найменшим чином впливає на довкiлля та здоров’я обслуговуючого персоналу. Роботи, що були проведенi в наступнi роки на установках електричною потужнiстю 210, 365, 440 МВт (на Нововоренезькiй АЕС), дозволили створити серiї крупних енергетичних блокiв, що експлуатуються в наш час на кiлькох АЕС колишнього Радянського Союзу. Одночасно були розробленi та побудованi блоки конденсацiйних АЕС великої потужностi, що працюють по одно контурнiй схемi. Принципова схема блоку двоконтурної АЕС з реатором ВВЕР-440 та турбiнами К-220-44 показана на рис. 1. Блок складається з одного реактора, шести циркуляцiйних петель за парогенераторами (ПГ) та двох турбогенераторiв потужнiстю 220 Мвт кожний. Теплова потужнiсть реактора складає 1370 Мвт. Тиск в першому контурi прийнятий рiвно 12,2 МПа та пiдтримується компенсатором об’єму з електричним обiгрiвом (з паровою подушкою). Температура теплоносiя на входi в реактор = 270 °С, а на виходi – 300 °С, при таких умовах в ПГ генерується пар тиском 4,6 МПа. Продуктивнiсть кожного ПГ складає 450 т/г. двопотоковi. Тиск пари на виходi з ЦВТскладає 0,3 МПа. Вторинний перегрiв пари ведеться до 241°С, при такому тиску на входi в ПНД турбiни складає 0,268 МПа. До першого ступеня промiжного перегрiву пiдводиться вiдбiрний пар тиском 1,9 МПа, до другого - свiжий пар. Температура поживної води = 225°С. Турбiна проектується в двух модифiкацiях: на розрахунковий тиск ρк = 0,0031 та 0,0051МПа. При ρк = 0,0031 МПа ККД станцiї складає 32%, тобто значно вище ККД устаткування першої черги Нововоронезької АЕС. ККД електростанцiй нетто при цьому = 29,7%. Продувочнi води першого контуру реактора та ПГ очищуються в iонiтних фiльтрах, пiсля чого повертаються в контур реактора та ПГ. До поступання води в фiльтри потоки охолоджуються, однак бiльша частина тепла при цьому повертається в контури теплоносiя та трубопроводи поживної води ПГ. Схема використання тепла показана на рис. 1. установки при нагрiвi води вiд 70 до 130 °С складає ≈ 105 ГДж/год. В колишньому Радянському Союзi було кiлька електростанцiй з блоками, якi аналогiчнi описаному. Такi електростанцiї працюють також в Болгарiї, ФРН, Фiнляндiї та iнших країнах. 3000 МВт, чотирьох петель з ПГ та двох турбiн К-500-60. Принципова схема блока показана на мал. 2. Як видно з рисунку, тиск пари перед турбiною пiднято до 5,9 МПа. Щоб здiйснити це, знадобилося пiдвисити температуру теплоносiя та тиску в першому контурi АЕС. Температура теплоносiя на входi в реактор – 288 °С, а на виходi – 322 °С, тиск в контурi теплоносiя складає 15,7 МПа. На АЕС що розглядається встановлюються тихохiднi турбiни (n = 1500 об/хв.). На турбiнах з частотой обертання 1500 об/хв. довжина лопатки останньої ступенi та середнiй дiаметр її можуть бути суттєво збiльшенi. Це дає можливiсть при однакових початкових та кiнцевих параметрах та однаковiй кiлькостi вихлопiв створити турбоагрегати великої потужностi. На турбiнi що розглядається довжина лопатки останньої ступенi складає 1450 мм, а середнiй дiаметр її – 4150 мм, в той час як на турбiнi К-220-44 цi величини вiдповiдно дорiвнюють 1050 та 2550 мм. Таке рiзке збiльшення вихлопного перерiзу дозволило створити турбiну з двопотоковим ЦНД. К-220-44, всi ПВД мають вбудованi охолоджувачi дренажу. Охолоджувачi дренажу мають також на лiнiї мiж пiдiгрiвачами П 1 та ПП 3 та П 4. Пiсля ЧВД турбiни потiк пари проходить сепаратор та двоступiнчатий пароперегрiвач. Тиск пари на входi в ЧСД турбiни складає 1,08 МПа, температура – 250 °С. Установка розрахована на тиск в конденсаторi ρк = 0,0059 МПа. Температура поживної води – 226 °С. Привiд поживного насосу турбiнний. До приводної турбiни пiдводиться перегрiтий пар, що вiдбирається з потоку пiсля пароперегрiвача. Вiдпрацьований пар конденсується в конденсаторi привiдної турбiни, тиск в цьому конденсаторi пiдтримується близьким до тиску в конденсаторi турбiни К-500-60. На кожнiй турбiнi блоку встановлюється 1 робочий насос з турбопривiдом. Таким чином , на блоцi є 2 таких насоси. Обидва насоси подають воду в один спiльний колектор, вiд якого живляться всi ПГ. ККД блоку брутто складає 33,3%, ККД нетто – 31,7%. АЕС з газовими теплоносiями на пострадянському просторi не будувались. Такi електростанцiї отримали широке використання в Великобританiї, окремi блоки були побудованi в США, Францiї та iнших країнах. Промисловi АЕС що експлуатуються в наш час в Великобританiї – це станцiї з уран-графiтовими реакторами, що працюють на природному уранi. Прототипом їх є АЕС «Колдер-Холл» АЕС «Колдер-Холл» Загальною потужнiстю 184 МВт була спроектована з чотирьох блокiв, кожний з яких включає реактор, чотири ПГ та двi турбiни потужнiстю 23 МВт кожна. Реактор охолоджується вуглекислим газом, що циркулює по замкненому контуру. Тиск газу ≈ 0,7 МПа, температура на виходi з реактору 336 °С , на входi в реактор 135 °С. В ПГ генерується пар двох тискiв. Тиск в контурi пiдвищеного тиску (контур ПВТ) складає 1,45 МПа, температура на виходi з пароперегрiвача tρ = 0,36 МПа, t пе = 185 °С. В ресiверах низького та пiдвищеного тиску збирається пар вiд всiх ПГ блоку. АЕС призначалась головним чином для виробництва плутонiю (в вiйськових цiлях), електроенергiя тут є побiчним продуктом. За типом АЕС «Колдер-Холл» в Великобританiї було побудовано ще кiлька електростанцiй. Всi цi електростанцiї проектувались з двома реакторами. Спочатку загальна електро-потужнiсть кожної з таких електростанцiй складала 275-300 МВт, пiзнiше – 500-550 МВт. Теплова потужнiсть реактора пiдвищувалась по мiрi збiльшення його розмiрiв, пiдвищення тиску теплоносiя та вдосконалення активної зони. Тиск СО2 був пiднятий до 2 МПа, а дiаметр реактора в останнiх конструкцiях досяг 20-22 м. Такi апарати могли бути створенi тiльки в результатi суттєвого вдосконалення зварювальної технiки. На ряду з цим також пiдвищувались параметри пару. На всiх реакторах такого типу в якостi покриття ТВЕЛiв використовується магнiєвий сплав (магнокс). При такому покриттi температура газу на виходi з реактору може бути пiднята до 400-420 °С. При цьому для циклу двох тискiв в контурi перегрiву може прийматися ПВТ можна генерувати пар тиском 4,0 – 5,0 МПа. Температура перегрiву може прийматися за 390-400 °С. Приблизно на таких параметрах працюють АЕС Великобританiї даного типу. ККД нетто електростанцiї при цьому сягає ≈ 30%. Реактор працює на збагаченому уранi з торiєм, сповiльнювачем слугує графiт, а теплоносiєм – гелiй. Активна зона реактору роздiлена на 73 секцiї. Розподiл гелiю каналами активної зони вiдбувається так, щоб на виходi з кожної секцiї температура його була однакова. Регулювання вiдбувається дросельними вентилями як при пуску, так i пiд час експлуатацiї. Теплоносiй циркулює по шiстьох головних циркуляцiйних контурах. В кожному контурi встановлена одна газодувка з турбоприводом (рис. 3). Тиск газу на виходi з газодувок складає 4,8 МПа, температура на входi в реактор дорiвнює 340 °С, на виходi 760°С. Вплив атомних станцiй на навколишнє середовище Техногеннi впливи на навколишнє середовище при будiвництвi й експлуатацiї атомних електростанцiй рiзноманiтнi. Звичайно говорять, що маються фiзичнi, хiмiчнi, радiацiйнi й iншi фактори техногенного впливу експлуатацiї АЕС на об'єкти навколишнього середовища. Найбiльш iстотнi фактори - локальний механiчний вплив на рельєф - при будiвництвi, стiк поверхневих i ґрунтових вод, що мiстять хiмiчнi i радiоактивнi компоненти, змiна характеру землекористування й обмiнних процесiв у безпосереднiй близькостi вiд АЕС, змiна мiкроклiматичних характеристик прилеглих районiв. Виникнення могутнiх джерел тепла у видi градирень, водойм - охолоджувачiв при експлуатацiї АЕС звичайно помiтним чином змiнює мiкроклiматичнi характеристики прилеглих районiв. Рух води в системi зовнiшнього тепловiдводу, скидання технологiчних вод, що мiстять рiзноманiтнi хiмiчнi компоненти впливають на популяцiї, флору i фауну екосистем. Особливе значення має поширення радiоактивних речовин у навколишнiм просторi. У комплексi складних питань по захисту навколишнього середовища велику суспiльну значимiсть мають проблеми безпеки атомних станцiй (АС), що йдуть на змiну тепловим станцiям на органiчному викопному паливi. Загальновизнано, що АС при їхнiй нормальнiй експлуатацiї набагато - не менш чим у 5-10 разiв "чистiше" в екологiчному вiдношеннi теплових електростанцiй (ТЕС) на кутi. Однак при аварiях АС можуть робити iстотний радiацiйний вплив на людей, екосистеми. Тому забезпечення безпеки екосфери i захисту навколишнього середовища вiд шкiдливих впливiв АС - велика наукова i технологiчна задача ядерної енергетики, що забезпечує її майбутнє. Вiдзначимо важливiсть не тiльки радiацiйних факторiв можливих шкiдливих впливiв АС на екосистеми, але i теплове i хiмiчне забруднення навколишнього середовища, механiчний вплив на мешканцiв водойм-охолоджувачiв, змiни гiдрологiчних характеристик прилеглих до АС районiв, тобто весь комплекс техногенних впливiв, що впливають на екологiчне благополуччя навколишнього середовища. Вихiдними подiями, що розвиваючись у часi, у кiнцевому рахунку можуть привести до шкiдливих впливiв на людину i навколишнє середовище, є викиди радiоактивностi i токсичних речовин iз систем АС. Цi викиди подiляють на газовi й аерозольнi, що викидаються в атмосферу, у яких шкiдливi домiшки присутнi у видi розчинiв чи мiлкодисперсних сумiшей, що попадають у водойми. Можливi i промiжнi ситуацiї, як при деяких аварiях, коли гаряча вода викидається в атмосферу i роздiляється на пару i воду. Викиди можуть бути як постiйними, що знаходяться пiд контролем експлуатацiйного персоналу, так i аварiйними, залповими. Включаючи в рiзноманiтнi рухи атмосфери, поверхневих i пiдземних потокiв, радiоактивнi i токсичнi речовини поширюються в навколишнiм середовищi, попадають у рослини, в органiзми тварин i людини. На малюнку показанi повiтрянi, поверхневi i пiдземнi шляхи мiграцiї шкiдливих речовин у навколишнiм середовищi. Вториннi, менш значимi для нас шляхи, такi як вiтрове перемiщення пилу i випарiв, як i кiнцевi споживачi шкiдливих речовин на малюнку не показанi. На вiдмiну вiд виробництв в iнших галузях промисловостi ядерний технологiчний цикл (ЯТЦ) має ряд особливостей. Вiн характеризується утворенням радiоактивних вiдходiв, появою нових радiоактивних елементiв (АЕС) з високим рiвнем активностi, неможливiстю вiдразу знешкодити вiдходи виробництва, якi потребують спецiального поводження. На сучасному рiвнi розвитку науки та технiки радiоактивнi вiдходи, особливо тi якi мiстять штучнi радiонуклiди, в бiльшостi своїй не знайшли поки що застосування. Основна маса радiоактивних вiдходiв, що мiстять природнi радiонуклiди, утворюється при добуваннi та переробцi уранових руд (вiдвали, шахтнi води, хвости гiдрометалургiйних заводiв), а штучнi радiонуклiди – при переробцi опромiненого палива на радiохiмiчних заводах (рiдкi та твердi вiдходи ). Значну частину радiоактивних вiдходiв збирають та зберiгають з дотриманням вiдповiдних вимог, та лише невелика їх кiлькiсть, не зважаючи увагу на прийнятi заходи по їх утриманню потрапляють в бiосферу. Таким чином, в ЯТЦ значну частину радiоактивних вiдходiв спецiально збирають для наступного довготривалого зберiгання пiд контролем та захоронення в навколишньому середовищi при дотриманнi санiтарно-гiгiєнiчних вимог. Однак надходження до бiосфери навiть невеликої кiлькостi радiоактивних вiдходiв зустрiчає все бiльше нарiкань. Потрапляючи в повiтря, землю, в воду морiв та iнших водойм, радiонуклiди якi довго живуть створюють практично незворотнi умови зараження навколишнього середовища. Таке забруднення, як допускають вченi, може в майбутньому змiнити деякi аспекти складного життєвого циклу людини, флори та фауни. Розв’язання проблеми охорони навколишнього середовища може бути здiйснено: зменшенням кiлькостi вiдходiв аж до повної їх лiквiдацiї або максимальної утилiзацiї (маловiдходнi або безвiдходнi технологiї); правильним поводженням, зберiганням та контролем вiдходiв. На заходах по вдосконаленню технологiчних процесiв важливе мiсце займає введення часткового або повного обороту води, рециркуляцiї технологiчних газiв. Концентрацiю шкiдливих речовин в вiдходах можна зменшити додатковою очисткою вiдходiв вiд радiоактивних речовин. Вибiр способу поводження, видалення, зберiгання та контролю вiдходiв визначається багатьма факторами, з яких в першу чергу необхiдно вiдмiтити наступнi: кiлькiсний та якiсний склад вiдходiв, агрегатний стан, особливостi мiсцеположення пiдприємства, можливiсть використання вiдходiв в майбутньому та iн. При аварiйних ситуацiях в ЯТЦ, вiрогiднiсть котрих невелика, додаткове опромiнення населення, яке проживає навколо пiдприємств може збiльшитись. Однак внаслiдок дуже маленької вiрогiдностi цього таке додаткове опромiнення населення практично не пiдвищує середню дозу опромiнення людини. АЕС, стихiйних лих, автокатастроф та iн. на три та бiльше порядки менше, нiж вiд iнших факторiв, наприклад вiд стихiйних лих, автокатастроф та iн. на три та бiльше порядки менше, нiж вiд iнших факторiв. Вiрогiднiсть небезпеки, люд /рiк Рак всiх видiв 1,6*10- 3 Автомобiльнi катастрофи 2,3*10-4 Отруєння 1,2*10-6 Небезпека вдавитися їжею 5*10-7 Удар блискавкою 8*10-7 Стихiйнi лиха 6*10-7 1*10-10 В порiвняннi з iншими факторами небезпеки смертi ступiнь ризику проживання поблизу АЕС мiзерна, навiть якби не було нiякої вигоди, а в даному випадку ми маємо очевидну вигоду – отримання електроенергiї. Слiд вiдмiтити, що небезпека смертi нижче 10-6 на людину в рiк (1 з 100000) ледве сприймається людиною. - забруднення повiтря та води радiоактивними та хiмiчними речовинами з вiдповiдними наслiдками для людини, флори та фауни; - неповернення пiсля експлуатацiї пiдприємств використаних земельних дiлянок. Загальна кiлькiсть радiонуклiдiв що викидаються в атмосферу вiд всiх операцiй ЯТЦ приблизно в 2 рази бiльша, нiж тих що скидаються в водойми. Багато вчених вважають, що найбiльш вразливою ланкою в екологiчному ланцюзi рослина – тварина – людина є людина. Однак дослiдження показали, що навiть невеликi концентрацiї радiонуклiдiв в скидних водах, коли вода задовольняє санiтарно-гiгiєнiчнi вимоги для людини, викликають змiни в швидкостi розмноження гiдро бiонтiв та навiть їх загибель. Особливо небезпечним є накопичення радiонуклiдiв в донних вiдкладеннях. атмосферу через витяжнi труби. На АЕС практично все надлишкове тепло скидається з водою, i вiдповiдно, на одиницю встановленої потужностi з АЕС його надходить в водойма в 1,5 рази бiльше, нiж с ТЕС. Досвiд експлуатацiї теплових та атомних електростанцiй показує, що скид тепла з водою в водойми та прокачування її крiзь агрегати станцiї впливає на якiсть води та екологiчний режим водоймищ. Основнi фактори впливу прокачування крiзь системи скиду пiдiгрiтої води в водоймi наступнi: механiчне травмування та загибель гiдробiонтiв, температурний шок у молодняка риби та гiдробiонтiв пiд час проходження води крiзь загороджувальнi решiтки, насоснi установки та конденсацiйнi трубки. Нижче мiсця водоскиду зазвичай накопичується багато мертвих або померлих планктонних тварин ; пiдвищення температури води в водоймi в районi скиду вод та впливу пiдiгрiтої води на всю гiдрофауну та флору. Теплове навантаження до 5000 ккал/добу на 1 м2 площi водоймища стимулює iнтенсивнiсть розвитку бактерiальної мiкрофлори, пiдвищує процеси хiмiчного окислення та сприяє самоочищенню водоймища, а вище 5000 ккал/ (добу* м2 ) погiршує санiтарний стан водоймищ; збiльшення темпiв та коефiцiєнтiв накопичення радiоактивних та токсичних речовин у гiдро бiонтiв. Крiм того, зростає синергетичний ефект впливу токсичних речовин. 3 /год води, що пiдвищує локально абсолютну вологiсть повiтря на 10 – 15 % та сприяє утворенню туманiв. Збiльшення вологостi повiтря призводить до погiршення розсiювання радiонуклiдiв в атмосферi та цiлого ряду негативних явищ. В цiлому вплив скиду пiдiгрiтої води в водоймища є недостатньо вивченим, тому вiдповiдно оцiнити масштаби та глибину її екологiчного впливу на природи поки що важко. Разом з тим вже зараз вимагається розробка науково обґрунтованих норм теплового впливу на воднi системи та екологiчного нормування складу радiонуклiдiв в пiдiгрiтiй водi. Для обґрунтування екологiчних норм необхiдно вивчити закономiрностi мiграцiї та накопичення критичних радiонуклiдiв, виявити найбiльш чуттєвi ланки водних бiоценозiв i т. д. Знешкодження та переробка рiдких радiоактивних речовин Знешкодження та переробка рiдких радiоактивних вiдходiв, особливо з високим рiвнем активностi, є важливим завданням. Для рiдких викидiв низької та середньої активностi часто застосовують розрiдження та витримування, особливо для вiдходiв, що мiстять короткоживучi iзотопи. Рiдкi радiоактивнi вiдходи зберiгають у спецiальних резервуарах або захоронюють. Захоронення рiдких радiоактивних вiдходiв здiйснюється у рiзних умовах. Дуже часто вiдходи, що мiстять короткоживучi iзотопи, захоронюють у спецiально вiдведених мiсцях, наприклад у мiлких викопаних трашеях, бетонних ямах. Знищення радiоактивних речовин через захоронення у мiлких бетонних або земляних траншеях є звичайною практикою в деяких країнах-членах «Євроатому». Вiдходами можуть надавати необхiдної форми або просто завантажувати у транспортнi контейнери. Нинi iснують загальнi принципи захоронення рiдких радiоактивних вiдходiв у неглибоких траншеях: - умови захоронення у неглибоких траншеях повиннi забезпечити iзоляцiю радiонуклiдiв у зонi застосування протягом заздалегiдь визначеного перiоду; - умови захоронення зумовленi геологiчними обставинами, однак штучнi бар’єри (покриття траншеї, лiнiя траншеї, бетоннi ями) та надання вiдходам належного стану зумовлюють вiдповiдний тип захоронення; - на основi попередньо визначеного часу та локальних умов навколишнього середовища потрiбно встановити верхнi межi для загальної кiлькостi довгоживучих iзотопiв. З 1946 i до середини 60-х рокiв деякi країни свiту (Велика Британiя, США та iн. ) практикували скидання радiоактивних вiдходiв з низьким рiвнем радiацiї. В 1975 р. введена в дiю Лондонська конвенцiя про запобiгання забрудненню морiв викидами вiдходiв та iнших матерiалiв, де визначено загальнi основи для запобiгання недопустимому забрудненню морiв як радiоактивними , так i звичайними речовинами. Якщо говорити про переробку рiдких радiоактивних вiдходiв, то дуже ефективним є метод осклянiння. Одна iз таких схем, розроблена у Росiї, буде описана докладнiше на малюнку. Основним елементом цiєї схеми є прямокутний басейн, викладений iз вогнетривких блокiв у металевому корпусi. Електропiч роздiлена на 2 зони: варильну та виробiтковi вiдповiдно 2400 мм i 2315 мм при ширинi 800 мм. виготовленими з молiбдену. Установка працює таким чином. Перероблений розчин подають у варильну зону через трубчастi живильники без форсунок. Для отримання фосфатного скла розчин попередньо змiшують з ортофосфорною кислотою. Дляотримання боросилiкатного скла як флюси використовують мiнерал – датолiтовий концентрат i дiоксин кремнiю. Пiд живильниками на скломасi утворюється кальцинований продукт, на верхнiй поверхнi кальцинату зневоднюється поданий розчин й кальцинується сухий залишок, нижня частина якого поступово переходить у розплавлений шар. Якщо накопичується скломаса, рiвень якої у варильнiй та виробiтковiй зонах завдяки донному перетiку стає однаковим, то готове скло iз зливного отвору у виробiтковiй зонi стiкає у приймальну цилiндричну ємнiсть. Об’єм зливної порцiї скла становить 200 л. Вiдхiднi гази з електропечi поступають у барботер – конденсатор, що складається iз барботера з трубчастим холодильником i трубчастого дефлегматора. Парогазовий потiк подають у нижню частину апарата, в якому завдяки барботажу через шар охолоджувальної речовини (конденсату) вiдбувається конденсацiя парiв води та азотної кислоти, а також вилучення та розчиненню твердої фази i радiонуклiдiв у конденсатi. Додаткова конденсацiя парiв здiйснюється в трубчастому дефлегматорi. Очищення газу вiд аерозолю вiдбувається на фiльтрах грубого та тонкого очищення. Для вловлювання парiв тетроксиду рутенiю призначена колона з пiролюзитом. Кiнцеве очищення газiв вiд оксидiв азоту здiйснюється в абсорбцiйнiй колонцi. Отже, єдино реальним шляхом для розвитку енергетики на сьогоднi є розвиток саме ядерної енергетики. Хоча пiсля аварiї на Чорнобильськiй АЕС недовiра громадськостi до ядерної енергетики зросла. З 80-х рокiв ХХ ст. безпека на АЕС пiдвищилась в тисячi разiв, на сучасних атомних станцiях введенi новi лiмiти щодо викидiв шкiдливих речовин, а реальнi скиди та викиди з АЕС є значно меншими нiж гранично допустимi норми, якi визначенi законодавством. Такi електростанцiї мають бiльший КПД у порiвняннi iз сонячними або вiтровими електростанцiями. Також вони використовують менше палива нiж тепловi електростанцiї – 1кг урану є еквiвалентним 100000 т вугiлля. повнiстю знищити вiдходи такого виробництва на сучасному етапi розвитку науки i технiки неможливо. Список лiтературних 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. Екологiчнi знання: Навч. посiбник. Миколаїв: Вид-во МДГУ iм. П. Могили, 2004. – 300с. 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. Радiацiйнийвпливвикидiв АЕС та ТЕС України на навколишнєсередовище та населення: Автореф. дис. канд. техн. наук: 21. 06. 01 / Український НДІ екологiчних проблем. — Х., 2004. — 21с. 7. Клименко Л. П., Соловйов С. М., Норд Г. Л. Системи технологiй: Навч. посiбник. – Миколаїв: Вид-во МДГУ iм. 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. 11. Промислова екологiя: Навч. Посiбник / С. О. Апостолюк, В. С. Джигирей, А. С. Апостолюк та iн. – 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. 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. Томiлiн Ю. А., Григор’єва Л.І. Радiонуклiди у водних екосистемах пiвденного регiону України: мiграцiя, розподiл, накопичення, доза опромiнення людини i контрзаходи: Монографiя. – Миколаїв: Вид-во МДГУ iм.. П. Могили, 2008. – 260 с. 18. Томiлiн Ю. А., Григор’єва Л.І. Формування радiацiйного навантаження на людину в умовах пiвдня України: чинники, прогнозування, контрзаходи: Монографiя. – Миколаїв: Вид-во ЧДУ iм. П. Могили, 2009. – 332 с. 19. Томiлiн Ю. А., Григор’єва Л.І. Динамiка накопичення радiоактивних речовин рiзними видами риб Пiвденно-Бузького басейну // Природничий альманах. Серiя: бiологiчнi 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. "Проблемы всестороннего анализа окружающей среды и принципы комплексного мониторинга", Ленинград, 1988 р.