Đang tải... (xem toàn văn)
100 câu hỏi về nhà máy điện hạt nhân (tiếng nga)
В этой брошюре вы найдете ответы на на- иболее часто задаваемые вопросы о ядерной энергетике и топливе для нее. Вы узнаете о том, как работает АЭС, что из себя пред- ставляет ядерное топливо, где и как добы- вают 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 предназначе- на для широкого круга читателей доступно о сложном 100 вопросов и ответов об атомной энергентике и ядерном топливе содержание: К читателю X Вопросы: Какова физическая основа ядерной энергетики? Х Как работает ядерный реактор? Х Как происходит управление и регулирование цепной реакции в реакторе? Х В чем главные отличия процессов сгорания ядерного и органического топлива? Х Что представляет из себя атомная электростанция? Х Какова принципиальная схема одноконтурной и двухконтурной АЭС? Х Какие бывают реакторы, и что означают их названия? Х Что такое «градирня»? Х Что такое «пруд-охладитель» и может ли АЭС работать без него? Каково назначение брызгальных бассейнов на АЭС? Х Возможно ли попадание в эти бассейны радиоактивной воды? Х Что из себя представляют системы безопасности атомных станций? Х Каково различие в обеспечении безопасности между действующими и проектируемыми АЭС? Х Какая электростанция характеризуется большим удельным выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду – атомная или угольная? Х Каковы иные преимущества атомной энергии? Х Какова сравнительная стоимость электричества, вырабатываемого с помощью АЭС? Х Где появилась первая АЭС? Х Сколько атомных станций работают в мире? Х Какая часть электроэнергии вырабатывается на АЭС в России, в Украине и в мире? Х Каковы перспективы развития атомной энергетики в мире, в России и в Украине? Х Какие новые энергоблоки АЭС в России и Украине будут построены в первую очередь? Х Кто принимает решение о строительстве АЭС? Х Как выбираются площадки для строительства новых АЭС? Х На основе каких законов эксплуатируются атомные электростанции Украины и России? Х Почему именно уран играет исключительную роль в ядерной энергетике? Х Сколько урана на Земле? Какие урановые руды считаются богатыми, какие - бедными? Х Что такое ядерно-топливный цикл и каковы его основные типы? Х Где расположены урановые месторождения в мире, в России и в Украине, сколько урана на них добывается и каковы перспективы? Х Ведется ли поиск новых месторождений урана в России и на Украине? Х Как добывают уран? Насколько это безопасно для населения прилегающей к месторождению территории? Х Какие стадии уран проходит в процессе его превращения в ядерное топливо? Х Как и где обогащается уран? Х Что представляет из себя топливо для АЭС? Х Какие требования предъявляются к твэлам и тепловыделяющим сборкам? Х Какие материалы, кроме урана, используются при производстве твэлов? Х Взаимозаменяемо ли топливо для различных типов реакторов? Х Что такое «радиоактивные отходы»? Х Каким образом происходит переработка и хранение РАО? Х Что представляет из себя хранилище РАО? Х Что такое ОЯТ и чем оно отличается от радиоактивных отходов? Х Какова дальнейшая судьба отработанного топлива после выгрузки из реактора? Х Как перевозится отработанное топливо? Насколько безопасны такие перевозки? Х Что такое СХОЯТ? Х Что такое регенерированное топливо? Х Используются ли в качестве ядерного топлива другие делящиеся материалы, кроме урана? В каких формах? Х Кто поставляет топливо на АЭС России и Украины? Х На какое время хватит человечеству делящихся материалов в различных сценариях развития ядерной энергетики? Х Что такое радиоактивность, каковы ее типы? Х Что такое ионизирующее излучение? В чем заключается главная причина его негативного воздействия на человека? Х Что такое активность источника ионизирующих излучений, в чем она измеряется? Х Что такое доза излучения, в чем она измеряется? Х 1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. 8. 9. 10. 11. 12. 13. 14. 15. 16. 17. 18. 19. 20. 21. 22. 23. 24. 25. 26. 27. 28. 29. 30. 31. 32. 33. 34. 35. 36. 37. 38. 39. 40. 41. 42. 43. 44. 45. 46. 47. 48. 49. 50. Каковы дозы ионизирующего излучения, получаемые человеком? Какие факторы являются при этом определяющими? Х Как соотносятся дозы, получаемые от различных источников радиации? Х Какая радиация вредна для человека? Х Есть ли различия в дозах от естественных источников радиации в зависимости от места жительства? Х Каковы риски, связанные с использованием атомной энергии, и насколько они значимы в сравнении с иными рисками? Х Каково соотношение долей риска в различных областях человеческой деятельности? Х Есть ли различия между риском, на который мы идем добровольно, и тем, что обеспечивают нам АЭС? Х Насколько высок профессиональный риск в атомной отрасли? Х Существуют ли безопасные уровни облучения? Правда ли, что сотрудники АЭС и предприятий ЯТЦ подвергаются при работе повышенному облучению? Х Как соотносятся риски при различных способах получения энергии? Х Кто и как устанавливает пределы радиационных доз для человека? Х Существует ли радиационная опасность для жителей регионов расположения АЭС и предприятий ЯТЦ? Х Каков риск возможной аварии АЭС? Х Может ли АЭС взорваться как атомная бомба? Х Что такое кислотные дожди и имеют ли они отношение к атомным станциям? Х Какие ремонты осуществляются на АЭС? Х Насколько радиоактивен диоксид урана, используемый в ядерном топливе? Что имеет большую удельную (на единицу массы урана) активность – урановая руда или диоксид урана? Х Представляет ли радиационную опасность ядерное топливо перед его загрузкой? Х Что такое «работа АЭС в маневренном режиме»? Х Что такое КИУМ? Х Почему и на основании чего продлевают сроки работы энергоблоков АЭС? Х Почему атомные станции расположены так близко к городам? Существуют ли нормы на расстояния населенных пунктов от АЭС? Х Что такое «экологическая безопасность» АЭС? Х Каковы общие принципы обеспечения безопасности на АЭС и других ядерных объектах (предприятиях атомной промышленности, атомоходах и пр.)? Х Как обеспечивается безопасность АЭС в процессе эксплуатации? Х Что такое САОР и как она работает? Какова вероятность ее отказа? Х Что такое «культура безопасности» АЭС? Х Что произойдет, если будут нарушены один или несколько барьеров защиты? Х Как на АЭС осуществляется радиационный контроль? Х Что такое индивидуальный дозиметрический контроль? Х Что такое радиационная защита персонала, населения и окружающей среды? Х Если атомные станции безопасны, зачем нужны аварийный план и учения? Х По какой шкале классифицируются инциденты на ядерных объектах? Х Что такое МАГАТЭ? Х Что такое Всемирная ассоциация организаций, эксплуатирующих АЭС? .Х Информируется ли население о работе атомных электростанций? Х Представляет ли ядерное топливо (свежее, отработанное) опасность с точки зрения террористической угрозы? Х Что такое «зона наблюдения АЭС»? Х Что такое «энергогенерирующая компания»? Х Каковы цели и задачи Ядерного общества России и Украинского ядерного общества? Х Насколько перспективна работа в атомной отрасли? Х Существует ли система отбора и подготовки персонала на АЭС? Х Какие вузы готовят специалистов для АЭС России и Украины? Х Что такое «полномасштабный тренажер»? Х Какие задачи стоят сейчас перед ядерной энергетикой в России, Украине и в мире? Х Выполняются ли в российской и украинской атомной отрасли перспективные научно-технические разработки? Х Какие разработки ведутся в плане модернизации ядерного топлива? Х Что такое проект Generation-IV? Х Что такое термоядерный синтез и чем он отличается от ядерной реакции? Х Если еще остались вопросы, где узнать на них ответы? Х Приложение 1. Из истории вопроса (краткая история развития ядерной физики и техники) X Приложение 2. Основные определения и физические принципы X Приложение 3. Сокращения и термины X Приложение 4. Предприятия корпорации «ТВЕЛ» X Приложение 5. Полезные ссылки X 51. 50. 53. 54. 55. 56. 57. 58. 59. 60. 61. 62. 63. 64. 65. 66. 67. 68. 69. 70. 71. 72. 73. 74. 75. 76. 77. 78. 79. 80. 81. 82. 83. 84. 85. 86. 87. 88. 89. 90. 91. 92. 93. 94. 95. 96. 97. 98 99. 100. Это реакция деления наиболее тяжелых ядер (в первую очередь – урана) на два ядра-осколка. При этом тяжелое ядро, захватив нейтрон, распадается на два ионизирован- ных (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 торможе- нии 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). Какова физическая основа ядерной энергетики? 1 Схема цепной реакции деления урана-235 нейтронами 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 к отрасли повышенный интерес в обществе. Нам и раньше часто приходилось отвечать на различные вопросы, теперь их поступает еще больше. Постепенно мы пришли к идее 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. Дорогие читатели! Авторский коллектив 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 замедлите- ля, потому для достижения цепной реакции концентрация урана- 235 (или плутония) в их ядерном топливе гораздо выше. При протекании цепной реакции выделяется огромное количес- тво тепла. Оно отводится из активной зоны теплоноси- телем - жидким или газообразным веществом, прохо- дящим 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). Как работает ядерный реактор? 2 Как происходит управление и регулирование цепной реакции в реакторе? 3 Цепная ядерная реакция основана на способности ядер урана распадаться, испуская нейтроны – нейтрально заряженные 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, подавае- мое в топку – «несгораемых запасов» при этом не образуется. В цепной же реакции деления, проходящей в энергетичес- ком 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. В чем главные отличия процессов сгорания ядерного и органического топлива? 4 частицы. После попадания нейтрона в ядро другого атома урана, это ядро в свою очередь распадется, испуская 2-3 ней- трона, те попадают в ядра других атомов урана, и таким обра- зом 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. Контро- лируя степень погружения таких регулирующих стержней в активную зону реактора, можно регулировать интенсивность цепной ядерной реакции, вплоть до ее полной остановки. 0 В чем главные отличия про- цессов сгорания ядерного и 4 Что представляет из себя атомная электростанция? 5 На АЭС происходит три взаимных преобразования форм энер- гии: ядерная энергия переходит в тепловую, тепловая – в механическую, механическая – в электрическую. Станция (обычно она включает в себя несколько реакторов, называ- емых энергоблоками) представляет собой комплекс зданий, в которых размещено соответствующее технологическое оборудование. В главном корпусе находится реакторный зал. Тепло, отбираемое теплоносителем в активной зоне реактора, тем или иным способом используется для получения водяно- го пара, вращающего турбину электрогенератора. В чем главные отличия про- цессов сгорания ядерного и 4 Какова принципиальная схема одноконтурной и двухконтурной АЭС? 6 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 одноконтур- ной АЭС нет четкого разделения на первый и второй контуры, и всё 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 бетон- ной шахте. Реактор представляет собой графитовую кладку (графит выполняет функцию замедлителя нейтронов), в которой расположены технологические каналы. В технологических каналах, расположенных в графитовой кладке, находится ядерное топливо. Вода, проходя через технологические каналы, нагревается до кипения. В барабан-сепараторе пар отделяется от воды и затем 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 осущест- вляется водой из пруда-охладителя с помощью насоса. Пара- метры рабочего тела (пара) равны параметрам теплоносителя. 1 2 3 4 5 6 Схема работы АЭС с реактором ВВЭР 1 — активная зона реактора 2 — бак с водой под давлением (первый контур) 3 — парогенератор 4 — турбина 2 — генератор 3 — конденсатор На двухконтурных АЭС с реакторами ВВЭР-1000 контур теплоносителя работает в радиационных условиях и называется первым контуром. Теплоно- ситель (вода под давлением без кипения) главным циркуляционным насосом подается в реактор, где он нагревается и далее поступает в парогенератор, В чем главные отличия про- цессов сгорания ядерного и 4 Какие бывают реакторы, и что означают их названия? 7 Основа ядерных мощностей в мире – это энергетические реакторы, предназначенные для получения электроэнер- гии. 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 назна- чение, а также важнейшие физико-технические и конс- труктивные особенности. Так, аббревиатура «ВВЭР-1000» означает «водо-водяной энергетический реактор» (РТН электрической мощностью 1000 МВт, где вода – и замед- литель, и теплоноситель). «РБМК-1000» означает «реактор большой мощности канальный электрической мощностью 1000 МВт», «БН» – «быстрый натриевый» (реактор на быс- трых нейтронах с натриевым теплоносителем). Иногда ре- акторы 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 – за- медлитель, и вода превращается в пар непосредственно в активной зоне). У всех реакторов – собственное топливо и другие особенности. В чем главные отличия про- цессов сгорания ядерного и 4 Что такое градирня? 8 Градирня – это часть оборотной системы охлаждения, башня, в которой производится охлаждение воды. Вода по- дается в нее на некоторой высоте, поступает в распредели- тельную систему и в виде струй стекает вниз, охлаждаясь по пути за счет испарительного охлаждения. В нижней час- ти градирни она собирается и откачивается циркуляцион- ными 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, созда- вая за счет развития башни вверх естественную тягу. В целом оборотные системы охлаждения применя- ются, когда в районе расположения АЭС недоста- точно естественных источников водоснабжения. Такие системы бывают разных видов – с градир- нями, прудами-охладителями или брызгальными бассейнами. Контур пара является не радиоактивным и называется вторым контуром. Пар, вырабатываемый в парогенераторе, направля- ется на турбогенератор. После турбогенератора пар попадает в конденсатор, где конденсируется и насосом конденсат попа- дает 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. где отдает теплоту пару. Механическая энергия пара, образующегося в парогенераторе, направляется к турбогенератору, где она превращается в электри- ческую 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. В чем главные отличия про- цессов сгорания ядерного и 4 Что такое пруд-охладитель и может ли АЭС работать без него? 9 Термодинамическая сущность выработки электроэнергии на электростанциях любого типа такова, что она не может быть осуществлена без вывода в окружающую среду опре- деленного количества тепла. На каждую получаемую еди- ницу электроэнергии должно быть отведено в окружающую среду 2-3 единицы тепла (независимо идет ли выработка на тепловой станции или на атомной). В качестве «резер- вуара», 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 радиа- ционной безопасности: и в воде и в организмах обитателей водоема содержание радиоактивных веществ не отличается от их содержания в воде и организмах других водоемов. В чем главные отличия про- цессов сгорания ядерного и 4 Каково назначение брызгальных бассейнов на АЭС? Возможно ли попадание в эти бассейны радиоактивной воды? 10 В брызгальных бассейнах охлаждается вода для пониже- ния температуры нерадиоактивной воды второго контура или оборудования энергоблока. Таким образом, она не соприкасается с радиоактивной средой и не может быть В чем главные отличия про- цессов сгорания ядерного и 4 Что такое системы безопасности атомных станций? 11 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 ситуа- ции. Действие обеих систем основано на введении в активную зону материалов, интенсивно поглощающих нейтроны (напри- мер, бора, стержней из графита, карбида бора, см. вопрос ХХ). При нормальной эксплуатации атомные станции не представ- радиоактивной. Вода в брызгальных бассейнах охлаждает- ся благодаря двум факторам: охлаждению брызг воздухом и испарению воды. ляют опасности для персонала, населения и окружа- ющей среды. Но на безопасность АЭС могут влиять лишь аварийные ситуации и аварии. В соответствии с принципом глубоко эшелонированной защиты систе- мы безопасности являются третьим уровнем защиты, предназначенным для предотвращения перерастания инцидентов в проектные аварии, а проектных ава- рий – в тяжелые (запроектные). Системы безопасности по характеру выполняемых ими функ- ций подразделяются на защитные, локализующие, управляю- щие и обеспечивающие. Защитные СБ служат для предотвращения или огра- ничения повреждения ядерного топлива, оболочек твэлов, оборудования и трубопроводов, содержащих радиоактивные вещества (т.е. корпуса реактора, трубопро¬водов и другого оборудования первого контура). Защитные СБ защищают первые три физических барь- ера безопасности. Локализующие СБ предназначены для предотвращения или ограничения распространения выделяющихся при авариях радиоактивных веществ и ионизирующих излучений. Примером комплексной и наибо- лее 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 функци- онирования. Эксплуатация, техническое обслуживание и ремонт систем безопасности производятся по специально разработанным инструкциям и регламентам. В чем главные отличия про- цессов сгорания ядерного и 4 Каково различие в обеспечении безопасности между действующими и проектируемыми АЭС? 12 Принципиальное различие в обеспечении безопасности действующих и проектируемых АЭС заключается в том, что в существующих 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 рас- плава активной зоны), эффективность которых не зависит от действий персонала. Стоит отметить, что за последние 20 лет в атомной отрасли проведена огромная работа по повышению безопасности эксплуатации АЭС. В частности, на многих стан- циях были установлены дополнительные системы контроля, модернизированы защитные системы. В чем главные отличия про- цессов сгорания ядерного и 4 Какая электростанция характеризуется большим удельным выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду — атомная или угольная? 13 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 радиоток- сичные 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 радио- нуклидов, содержащихся в угле, скапливается в шлаковых отвалах ТЭС и попадает в организм лю- дей по пищевым цепочкам при размытии водой. В 1 тонне золы ТЭС содержится до 100 г радиоактив- ных веществ. На АЭС такой канал их распростра- нения отсутствует вообще, поскольку технологии обращения с удаленным из реактора облученным ядерным топливом (ОЯТ) исключают его прямой контакт с внешней средой. В целом же радиаци- онное воздействие ТЭС на население оказыва- ется примерно в 20 раз выше, чем у АЭС равной мощности (хотя в обоих случаях оно многократно меньше влияния естественного фона). В чем главные отличия про- цессов сгорания ядерного и 4 Каковы иные преимущества атомной энергии? 14 Их много, и главный из них – несжигание в процессе про- изводства энергии кислорода, что определяет отсутствие выбросов токсичных веществ и «парниковых» газов. Извест- но, 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 излуче- ние 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, санитарно- гигиенических и экологических последствий реали- зации любой технологии объединяется понятием ее «внешней цены», определяемой уровнем затрат на ликвидацию этих последствий. По оценкам отечес- твенных 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 высо- кокачественного каменного угля (2 больших вагона) или 60 тонн нефти (2 цистерны, см. рис Х). Некоторые экологические последствия годичной эксплуатации энерго блока 1ГВт (эл.) на различных видах топлива 5,5 3,4 4,4 2610— — 124,4 8,4 — 23,6 21,934,2— — 7,3 1,3 — —1312— — Потребление атмосферного кислорода, млрд. м 3 Выбросы углекислого газа, млт. т Выбросы окислов азота, тыс. т Выбросы окислов серы, тыс. т Выбросы бенз(а)пирена (один из наиболее опасных канцерогенов), кг Выбросы золы и сажи, тыс. т АЭС ТЭС Уголь Мазут Газ АЭС ТЭС Уголь Мазут Газ [...]... двумя группами реакторов: водо-водяными (ВВЭР-440, ВВЭР -1000 ) и кипящими канальными водографитовыми (РБМК -1000 , ЭГП-6) На Белоярской АЭС работает единственный в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-600 (рис 4) 24 На сегодняшний день на украинских АЭС работает 15 энергоблоков с установленной мощностью – 13835 МВт, из них 13 – ВВЭР -1000 , 2 – ВВЭР-440 (нового поколения) Атомная энергетика... советского (российского) дизайна ВВЭР -1000 имеют длину более 3,5 м при диаметре 9,1 мм Их оболочка выполнена из циркониевого сплава, а расщепляющийся материал представляет собой таблетки спеченного диоксида с обогащением 1,6–5% и массой урана более 1,5 кг на 1 твэл Общая загрузка активной зоны для реактора ВВЭР -1000 составляет примерно 80 тонн диоксида урана, для РБМ 1000 — около 220 тонн диоксида урана... человек из 100 тыс ежегодно погибает в результате влияния естественной среды обитания 63 Кроме того, человек рискует погибнуть и от искусственной среды обитания, т.е транспортных происшествий, загрязнения окружающей среды и т.д Так, риск от курения (более 20 сигарет в день) составляет 5×10 -3 в год По оценке американских экспертов риск от 100 угольных и нефтяных электростанций (мощностью по 1000 МВт)... превращение в секунду 1 Бк – это очень маленькая активность (например, равновесная активность тела человека равна 7500 Бк), поэтому на практике часто используются килобеккерель (кБк – 1000 , или 103, Бк), мегабеккерель (МБк – 1000 000, или 106, Бк) и еще более «крупные» величины До сих пор часто применяется также внесистемная единица активности – кюри (Ки) 1 Ки = 3,7×1010 Бк 50 Что такое доза излучения,... радона и продуктов его распада при вдыхании) -космическое излучение Прочее 0,001 0,04 0,002 Общепромышленные выбросы 0,011 0,38 0,02 0,54 Предприятия атомной энергетики и ЯТЦ 0,001 0,04 0,001 0,03 2,4 100 3,6 100 Всего 59 52 Как соотносятся дозы, получаемые от различных источников радиации? Для сравнения приводим следующие цифры: 0,001 мЗв - ежедневный трехчасовой просмотр ТВ в течении года; 0,005мЗв -... оценкам американских экспертов, равен примерно 3×10 -5, то есть в 100 раз выше 56 Каково соотношение долей риска в различных областях человеческой деятельности? Риск гибели, обусловленный внутренней средой обитания человека, то есть в результате различных заболеваний и старения, составляет 1×10 -2 в год Это значит, что в среднем один человек из 100 умирает ежегодно от болезней и старости Наибольший вклад... 50 тыс специалистов 25 Билибинская Кольская Ленинградская Калининская Смоленская Курская Ровенская Хмельницкая Южно-Украинская Запорожская Нововоронежская Волгодонская Белоярская Балаковская РБМК -1000 ВВЭР -1000 ВВЭР-440 БР-600 ЭГП-6 Карта-схема расположения АЭС на территории России с указанием типов и количества энергоблоков 26 27 18 4 Какая часть электроэнергии вырабатывается на АЭС (в мире, в Украине,... действующими в России нормами радиационной безопасности (НРБ-99) Ими предусмотрена величина риска 5×10 -5 для населения (пять дополнительных случаев смерти в год на 1000 00 человек) и 1×10 -3 для персонала ядерных объектов (один случай в год на 1000 работающих) 65 Соответственно, для населения это 1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год Стоит отметить, что эти величины... хранения) и внешнего (вентилируемого бетонного контейнера) Контейнеры обеспечивают су¬хое, герметичное и безопасное хранение топливных сборок Хранилище рассчитано на 380 контейнеров (первая очередь – 100) , в которых можно поместить 9000 сборок с отработанным ядерным топливом Оно сможет принять отработанное топливо Запорожской АЭС за весь период ее эксплуатации Для уменьшения радиационного воздействия... топливо для других реакторов, требующих меньшего обогащения исходного топлива по урану-235 Так и организован в России ЯТЦ с частичным замыканием по урану: более двух третей топлива для реакторов РМБК -1000 с относительно низким обогащением (около 3%) получено 51 из регенерированного урана, перерабатываемого на ПО «Маяк» Подобная организация ЯТЦ расширяет топливную базу ядерной энергетики 44 Используются . Так, аббревиатура «ВВЭР -1000 » означает «водо-водяной энергетический реактор» (РТН электрической мощностью 1000 МВт, где вода – и замед- литель, и теплоноситель). «РБМК -1000 » означает «реактор. поровну между двумя группами реакторов: водо-водяны- ми (ВВЭР-440, ВВЭР -1000 ) и кипящими канальными водо- графитовыми (РБМК -1000 , ЭГП-6). На Белоярской АЭС работает единственный в мире энергетический. 2625,9 Карта-схема расположения АЭС на территории России с указанием типов и количества энергоблоков РБМК -1000 ВВЭР -1000 ВВЭР-440 БР-600 ЭГП-6 Белоярская Балаковская Хмельницкая Южно-Украинская Запорожская Волгодонская Калининская Ровенская Нововоронежская Кольская Билибинская Ленинградская Курская Смоленская За