100 вопросов и ответов об атомной энергентике и ядерном топливе

В этой брошюре вы найдете ответы на наиболее часто задаваемые вопросы о ядерной энергетике и топливе для нее. Вы узнаете о том, как работает АЭС, что из себя представляет ядерное топливо, где и как добывают уран, каковы планы развития атомной энергетики в России. Ответы даны простым понятным языком. Их дополняет краткий очерк развития атомной науки, техники и энергетики, а также объяснение основных понятий и терминов. Брошюра предназначена для широкого круга читателей

доступно о сложном

100 вопросов и ответов об атомной энергентике и ядерном топливе

содержание:

	К читателю	X
	Вопросы:
1.	Какова физическая основа ядерной энергетики?..................................	Х
2.	Как работает ядерный реактор?..........................................................	Х
3.	Как происходит управление и регулирование цепной
	реакции в реакторе?..........................................................................	Х
4.	В чем главные отличия процессов сгорания ядерного
	и органического топлива?...................................................................	Х
5.	Что представляет из себя атомная электростанция?.............................	Х
6.	Какова принципиальная схема одноконтурной и двухконтурной АЭС?....	Х
7.	Какие бывают реакторы, и что означают их названия?...........................	Х
8.	Что такое «градирня»?.......................................................................	Х
9.	Что такое «пруд-охладитель» и может ли АЭС работать без него?
	Каково назначение брызгальных бассейнов на АЭС?.............................	Х
10.	Возможно ли попадание в эти бассейны радиоактивной воды?..............	Х
11.	Что из себя представляют системы безопасности атомных станций?......	Х
12.	Каково различие в обеспечении безопасности между
	действующими и проектируемыми АЭС?...............................................	Х

13.Какая электростанция характеризуется большим удельным выбросом

радиоактивных веществ в окружающую среду – атомная или угольная? Х

14.	Каковы иные преимущества атомной энергии?.....................................	Х
	Какова сравнительная стоимость электричества,
	вырабатываемого с помощью АЭС?......................................................	Х
15.	Где появилась первая АЭС?.................................................................	Х
16.	Сколько атомных станций работают в мире?.........................................	Х
17.	Какая часть электроэнергии вырабатывается на АЭС в России,
	в Украине и в мире?............................................................................	Х
18.	Каковы перспективы развития атомной энергетики в мире,
	в России и в Украине?.........................................................................	Х
19.	Какие новые энергоблоки АЭС в России и Украине
	будут построены в первую очередь?....................................................	Х
20.	Кто принимает решение о строительстве АЭС?......................................	Х
21.	Как выбираются площадки для строительства новых АЭС?....................	Х
	На основе каких законов эксплуатируются атомные
22.	электростанции Украины и России?.....................................................	Х
23.	Почему именно уран играет исключительную роль
	в ядерной энергетике?.......................................................................	Х
24.	Сколько урана на Земле?
25.	Какие урановые руды считаются богатыми, какие - бедными?................	Х

26. Что такое ядерно-топливный цикл и каковы его основные типы?............

Х

27.Где расположены урановые месторождения в мире, в России и в Украине, сколько урана на них добывается

и каковы перспективы?......................................................................

Х

28.Ведется ли поиск новых месторождений урана в России и на Украине?...Х

29.Как добывают уран? Насколько это безопасно для населения

	прилегающей к месторождению территории?.......................................	Х
30.	Какие стадии уран проходит в процессе его превращения
	в ядерное топливо?............................................................................	Х
31.	Как и где обогащается уран?...............................................................	Х
32.	Что представляет из себя топливо для АЭС?.........................................	Х
33.	Какие требования предъявляются
	к твэлам и тепловыделяющим сборкам?...............................................	Х
34.	Какие материалы, кроме урана,
	используются при производстве твэлов?.............................................	Х
35.	Взаимозаменяемо ли топливо для различных типов реакторов?.............	Х
	Что такое «радиоактивные отходы»?...................................................	Х
36.	Каким образом происходит переработка и хранение РАО?.....................	Х
37.	Что представляет из себя хранилище РАО?...........................................	Х
38.	Что такое ОЯТ и чем оно отличается от радиоактивных отходов?............	Х
39.	Какова дальнейшая судьба отработанного топлива
	после выгрузки из реактора?..............................................................	Х
40.	Как перевозится отработанное топливо?
41.	Насколько безопасны такие перевозки?...............................................	Х
42.	Что такое СХОЯТ?...............................................................................	Х
43.	Что такое регенерированное топливо?.................................................	Х
44.	Используются ли в качестве ядерного топлива другие
	делящиеся материалы, кроме урана? В каких формах?..........................	Х
45.	Кто поставляет топливо на АЭС России и Украины?................................	Х
46.	На какое время хватит человечеству делящихся материалов
	в различных сценариях развития ядерной энергетики?.........................	Х
47.	Что такое радиоактивность, каковы ее типы?.......................................	Х
48.	Что такое ионизирующее излучение?
	В чем заключается главная причина его негативного
	воздействия на человека?..................................................................	Х
49.	Что такое активность источника ионизирующих излучений,
	в чем она измеряется?........................................................................	Х
50.	Что такое доза излучения, в чем она измеряется?.................................	Х

51.	Каковы дозы ионизирующего излучения, получаемые человеком?		85.	Если атомные станции безопасны, зачем нужны аварийный
50.	Какие факторы являются при этом определяющими?............................	Х		план и учения?...................................................................................	Х
53.	Как соотносятся дозы, получаемые		86.	По какой шкале классифицируются инциденты на ядерных объектах?....	Х
	от различных источников радиации?...................................................	Х	87.	Что такое МАГАТЭ?.............................................................................	Х
54.	Какая радиация вредна для человека?.................................................	Х	88.	Что такое Всемирная ассоциация организаций, эксплуатирующих АЭС?..Х
55.	Есть ли различия в дозах от естественных источников радиации		89.	Информируется ли население о работе атомных электростанций?.........	Х
	в зависимости от места жительства?....................................................	Х	90.	Представляет ли ядерное топливо (свежее, отработанное)
56.	Каковы риски, связанные с использованием атомной энергии,			опасность с точки зрения террористической угрозы?............................	Х
	и насколько они значимы в сравнении с иными рисками?......................	Х	91.	Что такое «зона наблюдения АЭС»?......................................................	Х
57.	Каково соотношение долей риска в различных областях		92.	Что такое «энергогенерирующая компания»?.......................................	Х
	человеческой деятельности?..............................................................	Х	93.	Каковы цели и задачи Ядерного общества России
58.	Есть ли различия между риском, на который мы идем добровольно,			и Украинского ядерного общества?.....................................................	Х
	и тем, что обеспечивают нам АЭС?.......................................................	Х	94.	Насколько перспективна работа в атомной отрасли?.............................	Х
59.	Насколько высок профессиональный риск в атомной отрасли?..............	Х	95.	Существует ли система отбора и подготовки персонала на АЭС?.............	Х
60.	Существуют ли безопасные уровни облучения?		96.	Какие вузы готовят специалистов для АЭС России и Украины?................	Х
	Правда ли, что сотрудники АЭС и предприятий ЯТЦ		97.	Что такое «полномасштабный тренажер»?...........................................	Х
	подвергаются при работе повышенному облучению?............................	Х	98	Какие задачи стоят сейчас перед ядерной энергетикой в России,
61.	Как соотносятся риски при различных способах получения энергии?.....	Х		Украине и в мире?..............................................................................	Х
62.	Кто и как устанавливает пределы радиационных доз для человека?.......	Х	99.	Выполняются ли в российской и украинской атомной отрасли
63.	Существует ли радиационная опасность для жителей регионов			перспективные научно-технические разработки?.................................	Х
	расположения АЭС и предприятий ЯТЦ?...............................................	Х	100.	Какие разработки ведутся в плане модернизации ядерного топлива?.....	Х
64.	Каков риск возможной аварии АЭС?.....................................................	Х		Что такое проект Generation-IV?.........................................................	Х
65.	Может ли АЭС взорваться как атомная бомба?......................................	Х		Что такое термоядерный синтез
66.	Что такое кислотные дожди и имеют ли они отношение			и чем он отличается от ядерной реакции?............................................	Х
	к атомным станциям?..........................................................................	Х		Если еще остались вопросы, где узнать на них ответы?..........................	Х
67.	Какие ремонты осуществляются на АЭС?..............................................	Х
68.	Насколько радиоактивен диоксид урана, используемый в ядерном топливе?			Приложение 1. Из истории вопроса
69.	Что имеет большую удельную (на единицу массы урана) активность –			(краткая история развития ядерной физики и техники) X
	урановая руда или диоксид урана?	Х
70.	Представляет ли радиационную опасность ядерное топливо			Приложение 2. Основные определения
	перед его загрузкой?..........................................................................	Х		и физические принципы	X
71.	Что такое «работа АЭС в маневренном режиме»?..................................	Х
				Приложение 3. Сокращения и термины	X
72.	Что такое КИУМ?................................................................................	Х
73.	Почему и на основании чего продлевают сроки работы			Приложение 4. Предприятия
	энергоблоков АЭС?	Х
				корпорации «ТВЕЛ»	X
74.	Почему атомные станции расположены так близко к городам?
75.	..........Существуют ли нормы на расстояния населенных пунктов от АЭС?	Х		Приложение 5. Полезные ссылки	X
76.	.....................................Что такое «экологическая безопасность» АЭС?	Х

77.Каковы общие принципы обеспечения безопасности на АЭС и других ядерных объектах

	(предприятиях атомной промышленности, атомоходах и пр.)?...............	Х
78.	Как обеспечивается безопасность АЭС в процессе эксплуатации?..........	Х
79.	Что такое САОР и как она работает? Какова вероятность ее отказа?.......	Х
80.	Что такое «культура безопасности» АЭС?.............................................	Х
81.	Что произойдет, если будут нарушены один
	или несколько барьеров защиты?........................................................	Х
82.	Как на АЭС осуществляется радиационный контроль?...........................	Х
83.	Что такое индивидуальный дозиметрический контроль?.......................	Х
84.	Что такое радиационная защита персонала,
	населения и окружающей среды?........................................................	Х

Дорогие читатели!

Сегодня атомная отрасль стоит на пороге больших преобразований. Наблюдаемый во всем мире «ренессанс» атомной энергетики подтверждает, что разумной и экономически обоснованной альтернативы ей на

сегодняшний день не существует. Для обеспечения растущих потребностей в энергии многие страны, в том числе Россия и Украина, взяли курс на активное развитие ядерной энергетики.

Масштабные планы по развитию мирного атома привлекают

котрасли повышенный интерес в обществе. Нам и раньше часто приходилось отвечать на различные вопросы, теперь их поступает еще больше. Постепенно мы пришли

кидее брошюры, в котором были бы изложены ответы на наиболее часто задаваемые вопросы. Первое российское издание пользовалось большой популярностью, и мы решили подготовить совместное с НАЭК «Энергоатом», дополненное издание.

Так получилась брошюра, которую вы держите в руках. Уверены, что знакомство с ней поможет узнать больше о ядерной энергетике, разрушить какие-то стереотипы. Мы открыты для общественности и хотим, чтобы новые знания об атомной энергетике помогли людям получить ответы на все волнующие их вопросы, лучше понять роль отрасли в экономическом развитии наших стран.

Авторский коллектив

1	Какова физическая основа
	ядерной энергетики?

Это реакция деления наиболее тяжелых ядер (в первую очередь – урана) на два ядра-осколка. При этом тяжелое ядро, захватив нейтрон, распадается на два ионизированных (положительно заряженных) ядра-осколка сравнимой массы. Под действием силы кулоновского отталкивания они разлетаются, в итоге некоторая часть внутриядерной энергии переходит в кинетическую энергию их полета. Пробег таких осколков в веществе невелик (микроны), поэтому при торможении происходит интенсивный нагрев сравнительно небольшого объема этого вещества. Локализовав цепную ядерную реакцию деления в таком объеме и предусмотрев систему теплосъема, можно использовать выделяющееся тепло, что и происходит на атомной электростанции (подробнее см. раздел «Основные определения и физические принципы» на с. ХХ).

Схема цепной реакции деления урана-235 нейтронами

2	Как работает
	ядерный реактор?

При всем разнообразии конструкций ядерных реакторов все они имеют одинаковые по функциональному назначению элементы и технологические системы. Основным элементом реактора является активная зона – конструктивно выделенный объем, куда загружается ядерное топливо и где протекает управляемая цепная реакция. Уран-235, являющийся базой ядерного топлива, делится медленными (тепловыми) нейтронами гораздо лучше, чем быстрыми, поэтому важным элементом подавляющего большинства реакторов является замедлитель – вещество, при соударении с ядрами которого нейтроны деления теряют свою первоначальную, довольно высокую, энергию. Такие реакторы называются реакторами на тепловых нейтронах (РТН). Активные зоны реакторов на быстрых нейтронах (РБН) лишены замедлителя, потому для достижения цепной реакции концентрация урана235 (или плутония) в их ядерном топливе гораздо выше.

При протекании цепной реакции выделяется огромное количество тепла. Оно отводится из активной зоны теплоносителем - жидким или газообразным веществом, проходящим через ее объем. В РТН в качестве теплоносителя чаще всего используются вода, в реакторах на быстрых нейтронах – расплавы металлов (например, натрия в реакторе БН-600).

3Как происходит управление

ирегулирование цепной реакции в реакторе?

Цепная ядерная реакция основана на способности ядер урана распадаться, испуская нейтроны – нейтрально заряженные

частицы. После попадания нейтрона в ядро другого атома урана, это ядро в свою очередь распадется, испуская 2-3 нейтрона, те попадают в ядра других атомов урана, и таким образом происходит цепная ядерная реакция. Но если в активную зону реактора ввести вещество, способное просто поглощать нейтроны, то цепной реакция не произойдет или она будет проходить не столь интенсивно. Таким веществом является бор. При увеличении концентрации бора в воде первого контура, снижается интенсивность цепной ядерной реакции. Кроме того, часть стержней в топливной кассете содержит карбид бора, который также поглощает нейтроны. Контролируя степень погружения таких регулирующих стержней в активную зону реактора, можно регулировать интенсивность цепной ядерной реакции, вплоть до ее полной остановки.

4процессов сгорания ядерного

иорганического топлива?В чем главные отличия

Их несколько. Во-первых, для сгорания ядерного топлива не нужен ни кислород, ни какой-либо иной окислитель – процесс энерговыделения в нем (деление ядер урана) обусловлен ядерными взаимодействиями, а не химическими реакциями. Во-вторых, на ТЭС сгорает все органическое топливо, подаваемое в топку – «несгораемых запасов» при этом не образуется. В цепной же реакции деления, проходящей в энергетическом ядерном реакторе, выгорает не весь расщепляющийся материал (уран-235), а только его избыток над критической массой для данной активной зоны. Невыгоревший уран после регенерации может быть снова (в отличие от золы и шлаков органического топлива) использован в качестве топлива. Наконец, при облучении ядерного топлива в нем образуется новый делящийся материал – плутоний, который можно снова использовать в качестве топлива.

	2
				5
	1	3
				6
Схема работы АЭС с реактором ВВЭР
1	— активная зона реактора		4	— турбина
2	— бак с водой под давлением		2	— генератор
	(первый контур)		3	— конденсатор
3	— парогенератор
	5	Что представляет из себя
		атомная электростанция?

На АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии: ядерная энергия переходит в тепловую, тепловая –

вмеханическую, механическая – в электрическую. Станция (обычно она включает в себя несколько реакторов, называемых энергоблоками) представляет собой комплекс зданий,

вкоторых размещено соответствующее технологическое оборудование. В главном корпусе находится реакторный зал. Тепло, отбираемое теплоносителем в активной зоне реактора, тем или иным способом используется для получения водяного пара, вращающего турбину электрогенератора.

6	Какова принципиальная
	схема одноконтурной и
	двухконтурной АЭС?

Для одноконтурной АЭС теплоноситель – паровая смесь – образуется в самом реакторе, разделяется на воду, которая возвращается в контур принудительной циркуляцией, и пар, который направляется на турбину. Поэтому для одноконтурной АЭС нет четкого разделения на первый и второй контуры,

ивсё оборудование станции радиоактивно, хотя и в разной степени. Если контур теплоносителя (вода) и рабочего тела (пара) разделены, то такие АЭС называются двухконтурными.

На одноконтурной АЭС реактор размещен в бетонной шахте. Реактор представляет собой графитовую кладку (графит выполняет функцию замедлителя нейтронов), в которой расположены технологические каналы. В технологических каналах, расположенных

вграфитовой кладке, находится ядерное топливо. Вода, проходя через технологические каналы, нагревается до кипения. В барабан-сепараторе пар отделяется от воды

изатем подается на турбину, т.е. на турбину поступает пар, образующийся при кипении воды в активной зоне реактора. Он радиоактивен, т.к. в него переходит часть радиоактивных веществ, попавших в теплоноситель. После охлаждения в конденсаторе пар конденсируется и вода с помощью насосов возвращается в реактор. Охлаждение конденсатора осуществляется водой из пруда-охладителя с помощью насоса. Параметры рабочего тела (пара) равны параметрам теплоносителя. На двухконтурных АЭС с реакторами ВВЭР-1000

контур теплоносителя работает в радиационных условиях и называется первым контуром. Теплоноситель (вода под давлением без кипения) главным циркуляционным насосом подается в реактор, где он нагревается и далее поступает в парогенератор,

10

11

где отдает теплоту пару. Механическая энергия пара, образующегося в парогенераторе, направляется к турбогенератору, где она превращается в электрическую и дальше поступает к потребителям. Вода первого контура, проходя через активную зону реактора, где находится ядерное топливо, становится радиоактивной. Поэтому все оборудование первого контура находится в защитной оболочке.

Контур пара является не радиоактивным и называется вторым контуром. Пар, вырабатываемый в парогенераторе, направляется на турбогенератор. После турбогенератора пар попадает в конденсатор, где конденсируется и насосом конденсат попадает в парогенератор. В данной схеме вода пруда-охладителя необходима для охлаждения конденсатора турбины, где вода по специальным трубопроводам циркулирует с помощью насоса. Как видно из схемы пруд-охладитель отделен и от второго чистого контура. Поэтому связь воды пруда-охлади- теля с водой первого радиоактивного контура практически невозможна.

7Какие бывают реакторы, и что означают их названия?

Основа ядерных мощностей в мире – это энергетические реакторы, предназначенные для получения электроэнергии. Кроме них, существуют исследовательские реакторы (для проведения научных экспериментов и наработки радионуклидной продукции), судовые (двигатели кораб- лей-атомоходов) и пр.

Сокращения в названиях реакторов отражают их назначение, а также важнейшие физико-технические и конструктивные особенности. Так, аббревиатура «ВВЭР-1000» означает «водо-водяной энергетический реактор» (РТН

электрической мощностью 1000 МВт, где вода – и замедлитель, и теплоноситель). «РБМК-1000» означает «реактор большой мощности канальный электрической мощностью 1000 МВт», «БН» – «быстрый натриевый» (реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем). Иногда реакторы называются и по другим особенностям. Например, ВВЭР часто называют реактором с водой под давлением (по основному принципу теплосъема), а РБМК – водо-гра- фитовым кипящим (вода – теплоноситель, графит – замедлитель, и вода превращается в пар непосредственно в активной зоне). У всех реакторов – собственное топливо и другие особенности.

8Что такое градирня?

Градирня – это часть оборотной системы охлаждения, башня, в которой производится охлаждение воды. Вода подается в нее на некоторой высоте, поступает в распределительную систему и в виде струй стекает вниз, охлаждаясь по пути за счет испарительного охлаждения. В нижней части градирни она собирается и откачивается циркуляционными насосами к конденсаторам турбин. Холодный воздух поступает через окна ниже воды и, двигаясь ей навстречу, нагревается за счет частичного испарения воды. Нагретый воздух выбрасывается в атмосферу через градирни, создавая за счет развития башни вверх естественную тягу.

В целом оборотные системы охлаждения применяются, когда в районе расположения АЭС недостаточно естественных источников водоснабжения. Такие системы бывают разных видов – с градирнями, прудами-охладителями или брызгальными бассейнами.

12

13

9	Чтотакое пруд-охладитель и
	можетли АЭСработатьбезнего?

Термодинамическая сущность выработки электроэнергии на электростанциях любого типа такова, что она не может быть осуществлена без вывода в окружающую среду определенного количества тепла. На каждую получаемую единицу электроэнергии должно быть отведено в окружающую среду 2-3 единицы тепла (независимо идет ли выработка на тепловой станции или на атомной). В качестве «резервуара», куда сбрасывается тепло, как правило, используют водоем, который называют «пруд-охладитель».

В зависимости от конкретного места расположения атомной станции, в качестве пруда-охладителя используется либо естественный водоем, либо искусственно созданный. Вода в пруде-охладителе отвечает самым жестким требованиям по радиационной безопасности: и в воде и в организмах обитателей водоема содержание радиоактивных веществ не отличается от их содержания в воде и организмах других водоемов.

Каковоназначение 10 брызгальныхбассейновнаАЭС?

Возможнолипопаданиевэти бассейнырадиоактивнойводы?

В брызгальных бассейнах охлаждается вода для понижения температуры нерадиоактивной воды второго контура или оборудования энергоблока. Таким образом, она не соприкасается с радиоактивной средой и не может быть

радиоактивной. Вода в брызгальных бассейнах охлаждается благодаря двум факторам: охлаждению брызг воздухом и испарению воды.

11	Чтотакоесистемы
	безопасности
	атомныхстанций?

Обязательными компонентами любого реактора являются система управления и защиты, позволяющая осуществлять выбранный режим протекания управляемой цепной реакции деления, а также система аварийной защиты – для быстрого прекращения реакции при возникновении аварийной ситуации. Действие обеих систем основано на введении в активную зону материалов, интенсивно поглощающих нейтроны (например, бора, стержней из графита, карбида бора, см. вопрос ХХ). При нормальной эксплуатации атомные станции не представ-

ляют опасности для персонала, населения и окружающей среды. Но на безопасность АЭС могут влиять лишь аварийные ситуации и аварии. В соответствии с принципом глубоко эшелонированной защиты системы безопасности являются третьим уровнем защиты, предназначенным для предотвращения перерастания инцидентов в проектные аварии, а проектных аварий – в тяжелые (запроектные).

Системы безопасности по характеру выполняемых ими функций подразделяются на защитные, локализующие, управляющие и обеспечивающие.

Защитные СБ служат для предотвращения или ограничения повреждения ядерного топлива, оболочек твэлов, оборудования и трубопроводов, содержащих радиоактивные вещества (т.е. корпуса реактора, трубопро¬водов и другого оборудования первого контура).

14

15

Защитные СБ защищают первые три физических барьера безопасности. Локализующие СБ предназначены для предотвращения или ограничения распространения выделяющихся при авариях радиоактивных веществ и

ионизирующих излучений. Примером комплексной и наиболее эффективной локализующей СБ на современных АС является защитная оболочка (контаймент). Управляющие СБ осуществляют приведение в действие других систем безопасности и обеспечивают контроль и управление ими в процессе выполнения заданных функций. Обеспечивающие СБ предназначены для снабжения систем безопасности энергией, рабочей средой и создания условий их функционирования. Эксплуатация, техническое обслуживание и ремонт систем безопасности производятся по специально разработанным инструкциям и регламентам.

Каково различие в 12 обеспечении безопасности между действующими и проектируемыми АЭС?

Принципиальное различие в обеспечении безопасности действующих и проектируемых АЭС заключается в том, что

всуществующих АЭС безопасность достигается при помощи энергозависимых (активных) систем и во многом зависит от квалификации обслуживающего персонала. В новых АЭС для обеспечения безопасности активнее используются пассивные системы безопасности (например, «ловушка» на случай расплава активной зоны), эффективность которых не зависит от действий персонала. Стоит отметить, что за последние 20 лет

ватомной отрасли проведена огромная работа по повышению безопасности эксплуатации АЭС. В частности, на многих станциях были установлены дополнительные системы контроля, модернизированы защитные системы.

Какая электростанция характеризуется большим 13 удельным выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду — атомная или угольная?

Это звучит парадоксально, но больший удельный (на единицу произведенной электроэнергии) выброс дает угольная станция. В угле всегда содержатся природные радиоактивные вещества – торий, два долгоживущих изотопа урана, продукты их распада (включая радиотоксичные радий, радон и полоний), а также долгоживущий радиоактивный изотоп калия – калий-40. При сжигании угля они практически полностью попадают во внешнюю среду. При этом удельная активность выбросов ТЭС в 5–10 раз выше, чем для АЭС.

Кроме того, значительная доля природных радионуклидов, содержащихся в угле, скапливается в шлаковых отвалах ТЭС и попадает в организм людей по пищевым цепочкам при размытии водой. В 1 тонне золы ТЭС содержится до 100 г радиоактивных веществ. На АЭС такой канал их распространения отсутствует вообще, поскольку технологии обращения с удаленным из реактора облученным ядерным топливом (ОЯТ) исключают его прямой контакт с внешней средой. В целом же радиационное воздействие ТЭС на население оказывается примерно в 20 раз выше, чем у АЭС равной мощности (хотя в обоих случаях оно многократно меньше влияния естественного фона).

16

17

Некоторые экологические последствия годичной эксплуатации энерго блока 1ГВт (эл.)

на различных видах топлива

ТЭС		ТЭС
	АЭС		АЭС
Уголь Мазут	Газ	Уголь Мазут	Газ
Потребление атмосферного кислорода, млрд. м3		Выбросы углекислого газа, млт. т

5,5	3,4	4,4	—	10	6	2	—
Выбросы окислов серы, тыс. т				Выбросы окислов азота, тыс. т

124,4	8,4	—	—	34,2	21,9	23,6	—
Выбросы золы и сажи,				Выбросы бенз(а)пирена
тыс. т				(один из наиболее опасных канцерогенов), кг

7,3 1,3 — — 12 13 — —

14	Каковыиныепреимущества
	атомной энергии?

Их много, и главный из них – несжигание в процессе производства энергии кислорода, что определяет отсутствие выбросов токсичных веществ и «парниковых» газов. Известно, что последствием выброса в атмосферу некоторых газов (углекислого газа, метана, хлорфторуглерода и др.) является «парниковый эффект». Его основной виновник - углекислый газ, который, подобно стеклу в парнике, неплохо пропускает видимый свет от Солнца, но задерживает тепловое излучение Земли. Это приводит к тому, что происходит повышение температуры поверхности Земли и прилегающего к ней слоя воздуха, что привело к глобальному потеплению и грозит привести к тяжелым экологическим последствиям.

Совокупность негативных клинических, санитарногигиенических и экологических последствий реализации любой технологии объединяется понятием ее «внешней цены», определяемой уровнем затрат на ликвидацию этих последствий. По оценкам отечественных специалистов, «внешняя цена» различных энерготехнологий может быть оценена следующими величинами (евроцент/кВт в час): уголь – 15, мазут

– 4,5, газ – 3, атомная энергия – 0,2. Один килограмм низкообогащенного урана (до 4% по урану-235), используемого в ядерном топливе, при полном расщеплении ядер урана-235 выделяет энергию, эквивалентную сжиганию примерно 100 тонн высококачественного каменного угля (2 больших вагона) или 60 тонн нефти (2 цистерны, см. рис Х).

18

19