Читать интересную книгу Прикладная химия - Раушан Ашкеева

Токсичные химические вещества нефти в процессе геохимической миграции в цепи почва – растения – живые организмы нарушают генетические свойства почв, оказывают ингибирующее влияние на растения, уменьшают их общую зеленую массу, вызывают глубокие изменения в составе крови живого организма, в клетках мозга, являются причиной онкологических заболеваний. Высокая степень загрязнения почв и атмосферного воздуха нефтепромыслов токсичными химическими веществами вызывает у населения тяжелые формы гепатита, болезней органов дыхания и туберкулез.

Газообразные топлива: сюда входят природный газ, попутные газы нефтедобычи, а также образующиеся во многих процессах углехимии, нефтепереработки и нефтехимии в качестве сопутствующих основным продуктам смеси газообразных горючих веществ (коксовый и генераторный газы, газы крекинга и пиролиза, отходящие газы многих производств органического синтеза). Природные газы богаты метаном (95 %) и почти не имеют в своем составе непредельных углеводородов. Попутные газы нефтяных месторождений обогащены пропаном и бутаном. В качестве примесей в горючих газах содержатся циклические и ароматические углеводороды, небольшое количество азота N2, водорода H2 аргона Ar, гелия He; нередко присутствие значительных количеств сероводорода Н2S, меркаптанов и углекислого газа СО2. В зависимости от состава газы используют как сырье для химической промышленности, а также как промышленное и бытовое топливо. Теплотворная способность природного газа 34000 кДж/м3. По сравнению с твердым и жидким топливом газ содержит меньшее количество нежелательных примесей, полностью отсутствует зольность. Но он взрывоопасен, возможны аварии на газопроводах, помещениях и так далее.

Транспорт почти на 100 % обеспечивается жидким топливом, на выработку электричества идет уголь, в быту – природный газ. Но запасы ископаемого топлива ограничены. Поэтому в настоящее время рассматриваются перспективы получения синтетического топлива. Все виды топлива близки по своему составу. Самое существенное отличие – содержание водорода. Следовательно, есть возможность химическим путем получить, например, из угля нефтеподобный набор жидких углеводородов.

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

В конце второй мировой войны была открыта энергия атома. Ведущие страны мира взяли курс на «атомную эру». Предполагалось, что ядерная энергия позволит вырабатывать электричество в огромных количествах и очень дешево. Поэтому параллельно с совершенствованием ядерного оружия были развернуты научные и технические разработки в области создания атомных электростанций (АЭС). Интерес к АЭС стал падать в 70х годах, а после Чернобыльской катастрофы в 1986 г. сменился недоверием. Тем не менее, АЭС существуют и перспективы атомной энергии огромны.

Высвобождение ядерной энергии происходит в результате ядерных реакций, в которых меняются сами атомы. Происходит это в результате расщепления ядра (тяжелое ядро одного элемента распадается на два более легких ядра др. элементов) или ядерного синтеза (два легких ядра соединяются в одно более тяжелое ядро другого элемента). В обоих случаях суммарная масса продуктов реакции меньше, чем у исходного материала. «Теряемая» масса превращается в энергию. Количество энергии, выделяющееся при ядерной реакции, чрезвычайно велико. Мгновенное расщепление или слияние ядер одного кг вещества по своему эффекту соответствует взрыву атомной бомбы.

Основной процесс, идущий на современных АЭС – это управляемое расщепление, при котором тепловая энергия выделяется за счет высвобождения энергии связи n и р при делении ядер U-235 под воздействием n. Если при сжигании 1 г угля выделяется 7 ккал теплоты, то при «сжигании» 1 г ядерного топлива – 20 млн. ккал, т.е. почти в 3∙106 раз больше. Для агрегата ТЭС мощностью 1 млн. кВт в течение трех лет нужно 300 тыс. вагонов угля, а для АЭС той же мощности за три года потребуется два вагона ядерного топлива. Три года – продолжительность непрерывной работы реактора АЭС без смены «горючего». АЭС строятся в месте, где имеется много воды, для охлаждения реактора и где нет серьезной сейсмической опасности, отсутствует осаждение грунта и нет угрозы разрушения здания АЭС в результате каких-либо внешних причин.

В тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах) находится ядерное горючее, содержащее обычно около 3 % U-235 и 97 % U-238. U-235 единственное природное вещество, способное самостоятельно поддерживать цепную реакцию деления ядер. В природе цепная реакция не происходит, т.к. атомы U-235 слишком рассеяны среди атомов других элементов, в том числе и стабильного U-238: 99,3 % – U-238 и 0,7 % – U-235. В таких условиях, когда U-235 спонтанно расщепляется, выделившиеся нейтроны редко достигают другие такого же атома. Поэтому высвобождается энергия одного ядра, которую можно зафиксировать с помощью специальных счетчиков. Чтобы получить ядерное топливо, добытую руду очищают и обогащают. Обогащение означает разделение U-238 и U-235 с получением материала, в котором концентрация U-235 повышена. Функция ядерного реактора на АЭС заключается в поддержании непрерывной цепной реакции, которая не должно переходить в ядерный взрыв. Это достигается путем обогащения руды до содержания в нем 3 % U-235 и 97 % U-238. Такая низкая степень обогащения не позволяет цепной реакции выйти из-под контроля.

Захватывая нейтроны n, U-235 превращается в крайне неустойчивый U-236, который расщепляется на 2-3 осколка более легких элементов (бром Br, иод I, криптон Kr, барий Ba и другие). Образующийся «дефект массы» вызывает выделение большого количества энергии и рождение новых двух-трех нейтронов, обеспечивающих дальнейшее протекание ядерной реакции. Эти новые n обладают огромной скоростью (около 20000 км/с) и начальной энергией в несколько млн. электрон-вольт. Захват нейтронов n ядрами U-235 эффективен, если движение нейтронов n в реакторе замедлить до 2 км/с. При этом появляется возможность управлять цепной реакцией в реакторе. Замедление «быстрых» нейтронов n происходит с помощью тяжелой воды или графита.

Возможна реакция и на быстрых нейтронах. Часть нейтронов захватывается ядрами неделящегося U-238, который составляет основную «начинку» ТВЭЛов. При этом появляется новое ядерное «горючее» – плутоний-239, который в природе не встречается из-за относительно малого периода полураспада: 238 92U + n → 239 92U → 239 93Np → 239 94Pu.

Pu-239 является более эффективным ядерным «горючим», чем U-235 и используется для создания ядерного оружия. Вместо U-238 можно использовать торий-232. В этом случае конечным продуктом является U-233: 232 90Th + n → 233 90Th –23,5 мин. → Pa –27,4 мин → 233 92U.

Через три года эксплуатации отработанные ТВЭЛы вынимают из реактора и около трех лет выдерживают на АЭС в спец. бассейнах. За это время полностью распадаются накопившиеся в ТВЭЛах радиоактивные продукты (радионуклиды) с малым периодом полураспада. После этого из ТВЭЛов выделяют Pu-239, а отходы готовят к захоронению. Захоронению подлежат и сами реакторы, срок службы которых составляет 30-40 лет.

Еще большую проблему представляет захоронение различных радиоактивных веществ, накопившихся в ходе многолетней наработки плутония Pu для ядерного топлива на всех АЭС. Именно радиоактивные отходы и возможность аварий на АЭС вызывают всеобщую тревогу. Чтобы оценить опасность ядерной энергетики, надо представить себе, что такое радиоактивные вещества и в чем суть их воздействия на окружающую среду. При делении какого-либо тяжелого элемента, образующиеся легкие атомы представляют собой нестабильные изотопы, которые, переходя в стабильное состояние, испускают элементарные частицы и высокоэнергетическое радиоактивное излучение. Сами же нестабильные изотопы называют радиоактивными веществами. Кроме непосредственных продуктов деления ядерного топлива нестабильными могут стать и другие вещества внутри и вокруг реактора, поглотив испускаемые при ядерной реакции n. Все эти прямые и косвенные продукты расщепления называются радиоактивными отходами АЭС.

Отходы классифицируются по различным признакам:

1. по агрегатному состоянию – твердые – детали реактора на АЭС, инструменты, спец.одежда; жидкие – вода, используемая в технологическом процессе на АЭС и т.п.; газообразные – изотопы криптона, особенно 88Kr.

2. по периоду полураспада – короткоживущие t1/2 < 1года; среднего времени жизни 1год< t1/2 < 100 лет; долгоживущие t1/2 > 100 лет.

3. по удельной активности – низкоактивные менее 0,1 Кu/м3; среднеактивные 0,1-1000 Кu/м3; высокоактивные свыше 1000 Кu/м3.

4. по составу излучения – α – излучатели (испускание ядром частицы, состоящей из двух протонов и двух нейтронов – ядро атома Не); β – излучатели (испускание атомом электронов); γ – излучатели (выброс электромагнитного излучения); нейтронные излучатели.