Написать рефераты, курсовые и дипломы самостоятельно.  Антиплагиат.
Студенточка.ru: на главную страницу. Написать самостоятельно рефераты, курсовые, дипломы  в кратчайшие сроки
Рефераты, курсовые, дипломные работы студентов: научиться писать  самостоятельно.
Контакты Образцы работ Бесплатные материалы
Консультации Специальности Банк рефератов
Карта сайта Статьи Подбор литературы
Научим писать рефераты, курсовые и дипломы.


Воспользуйтесь формой поиска по сайту, чтобы найти реферат, курсовую или дипломную работу по вашей теме.

Поиск материалов

Атомная энергетика в мире

Энергетика

Атомная энергетика в мире

Атомная энергетика до катастрофы на Чернобыльской АЭС считалась

надежным и перспективным направлением развития энергетики. С 1970 г.

она развивалась все более интенсивными темпами и достигла наивысшего

расцвета в период 1980-1985 гг. Суммарная мощность действовавших

тогда АЭС в мире достигла 117 МВт. В последующие годы можно было

ожидать сохранения того же темпа развития. Однако Чернобыльская

катастрофа перечеркнула многие планы, и после 1986 г. начинается

явный спад в атомной энергетике. На рубеже 1990-х гг. количество

закрываемых реакторов превысило количество вводимых в эксплуатацию.

Во многих странах развернулись серьезные дискуссии об экономических

и экологических проблемах атомной энергетики. Все настойчивее стали

обсуждаться вопросы экологической безопасности атомной энергетики и

проблемы обращения с радиоактивными отходами (РАО) и отработавшим

ядерным топливом (ОЯТ), образующимися в процессе работы АЭС.

Некоторые страны, такие, как Швеция, Италия, Австрия, кардинально

пересмотрели свою политику по отношению к атомной энергетике,

Германия стала снимать с эксплуатации энергоблоки, построенные в

восточных землях по советским проектам. В настоящее время ни в одной

стране Западной Европы, кроме Франции, не ведется строительство

новых реакторов. Однако потенциал действующих АЭС в мире велик. По

состоянию на начало 1997 г., в 31 стране мира находились в

эксплуатации 432 атомных энергоблока общей установленной мощностью

367, 4 ГВт. Еще 53 энергоблока находятся в стадии строительства. На

долю атомной энергетики приходится 17% вырабатываемой электроэнергии

в мире. При этом в ряде стран АЭС являются одним из основных ее

источников (рис. 7-1).

Лидируют в области использования атомной энергетики США, где в

эксплуатации находится 109 энергоблоков общей электрической

мощностью 105, 4 ГВт. Во Франции работает 56 энергоблоков мощностью

61 ГВт. Далее следует Япония, где работает 52 энергоблока общей

мощностью 44 ГВт, и Германия с 20 энергоблоками мощностью 23, 5 ГВт.

В России в эксплуатации находится 29 энергоблоков установленной

мощностью 21, 2 ГВт. В десятку стран, имеющих развитую атомную

энергетику, кроме указанных на диаграмме, входят также Канада,

Украина, Великобритания, Швеция, Республика Корея.

Из всех действующих АЭС мира две трети работают в Северной

Америке и Европе (рис. 7-2). Большинство из них будет закрыто к 2030

г., и лишь немногие из них будут замещены. Практически во всех этих

странах в ближайшее десятилетие не планируется ввод значительных

мощностей атомной энергетики. Исключение составляет

Азиатско-Тихоокеанский регион (АТР), где многие активно

развивающиеся, но ограниченные в запасах топлива и гидроресурсов

государства уделяют большое внимание национальным программам по

ядерной энергетике. До недавнего времени казалось, что этот регион

имеет большую перспективу. Из 53 строящихся энергоблоков 20

сооружается в Азии и на Дальнем Востоке. Планировалось, что через

10-15 лет общее число коммерческих реакторов в АТР приблизится к

120, а в 2025 г. здесь будут действовать более трети всех АЭС мира.

Но теперь, после финансовых потрясений 1997 г., все планы развития

атомной индустрии серьезно пересматриваются. Только Китай и Япония

сохраняют свои атомные амбиции.

Наиболее развитая атомная энергетика в этом регионе остается у

Японии, которая в начале 1998 г. подтвердила, что планирует

построить 20 новых АЭС. Сейчас атомная энергетика дает в этой стране

30% вырабатываемого электричества, и здесь располагается 2/3 всех

азиатских атомных станций. Предполагалось увеличить к 2010 г. долю

АЭС в энергобалансе страны до 43%, а количество реакторов - до 70.

Но японцы начинают сомневаться в официальном атомном энтузиазме.

Жители одного из японских городов на севере страны запретили строить

АЭС на своей территории. Не добавили доверия к атомной индустрии

скандалы, связанные с сокрытием данных об утечках теплоносителя на

одной из АЭС, и аварии на складе хранения РАО. В Китае, несмотря на

наличие богатых месторождений угля и гидроресурсов в центральной

части страны, строительство АЭС признано наиболее экономически

эффективным для удовлетворения растущих потребностей в

электроэнергии, особенно в прибрежных районах вблизи индустриальных

зон. Правительство Китая не тревожится относительно протестов

населения, а страна, несомненно, нуждается в новых источниках

энергии. В настоящее время в КНР имеется всего 3 действующих

реактора и 4 строящихся. Утверждены планы строительства в ближайшее

десятилетие еще 6 реакторов. К 2020 г. Китай намеревается довести

суммарную мощность АЭС до 50 ГВт, что означает строительство

десятков новых энергоблоков. Основное реакторное оборудование сейчас

экспортируется, но Китай хочет иметь свою атомную индустрию.

В целом картина развития атомной энергетики на ближайшие 30 лет

выглядит не очень динамичной (рис. 7-3). У разных государств, уже

имеющих АЭС, есть свои специфические причины, тормозящие интенсивное

развитие этой индустрии. Есть и общие очевидные экономические

причины. В 70-е гг. между началом строительства энергоблока и его

пуском проходило 10 лет, в 90-е гг. этот период более чем удвоился.

Атомная энергетика требует огромного капитала. Стоимость АЭС с

энергоблоком в 1000 МВт составляет 2 млрд долларов. Но одной из

главных причин сдерживания роста данной отрасли являются, на наш

взгляд, нерешенные проблемы обеспечения требуемой ядерной,

радиационной и экологической безопасности. С учетом всех этих

негативных факторов преждевременно делать серьезные прогнозы

развития мировой атомной энергетики в следующем столетии [11, 18,

21].

АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА В РОССИИ

В России в настоящее время работают 9 АЭС с 29 энергоблоками и

реакторами трех типов (табл. 7-1). Четыре энергоблока выведены из

эксплуатации. В 1997 г. на долю АЭС пришлось около 13% от общего

производства электроэнергии в России - 108, 2 млрд кВт-ч (доля

производства электроэнергии на ТЭС - 68, 1%, на ГЭС - 18, 9%). Причем

в Центральной России, включая Москву, этот показатель составил 25%,

на Северо-Западе - 50%, на северо-западе Чукотского автономного

округа - 60%, на Кольском полуострове - до 70%, в

Центрально-Черноземном районе - до 80%. АЭС России обеспечивают

электроснабжением 35 субъектов Российской Федерации. АЭС являются

основой единой энергетической системы России в нескольких крупных

регионах страны, особенно в энергозонах Северо-Запада и Центра,

поскольку мощные АЭС определяют структуру высоковольтных линий

электропередач. По надежности и стабильности работы АЭС в 1996-1997

гг. атомная энергетика России занимала третье место в мире, уступая

лишь Японии и Германии [11, 12, 17, 18].

НЕРЕШЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ В АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ

Для развития ядерной энергетики требуется безотлагательное

решение проблем безопасного захоронения радиоактивных отходов (РАО),

обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ), снятия АЭС с

эксплуатации и безопасности ядерных объектов. Под термином

«обращение с РАО и ОЯТ» понимается весь технологический цикл,

включающий получение, переработку, транспортирование, хранение и

захоронение этих материалов, контроль по обеспечению безопасности.

Без прорыва в решении этих проблем будущее ядерной энергетики во

всем мире, в том числе и в России, не имеет перспективы.

РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ И ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО Как известно,

почти каждый производственный цикл заканчивается образованием и

удалением отходов. Радиоактивные отходы являются также непременным

завершающим звеном любой ядерной и радиационной технологии. По

сравнению с тепловыми электростанциями объем образующихся

радиоактивных отходов на АЭС составляет очень незначительную

величину. Так, все действующие АЭС мира за весь период своего

существования наработали почти в 9 раз меньше твердых РАО, чем одна

угольная ТЭС мощностью 1300 МВт дает за год. За последние полвека на

Земле образовались десятки миллиардов кюри радиоактивных отходов, и

эти цифры увеличиваются с каждым годом. США для решения проблемы

очистки радиационно-загрязненных территорий и ликвидации накопленных

радиоактивных отходов, образовавшихся во время выполнения военных

программ, требуется 250 млрд долларов! Цена решения таких же задач,

доставшихся России, возможно, даже больше.

На территории АЭС России хранится около 300 тыс. м3 РАО общей

активностью порядка 45 тыс. кюри. Ни на одной атомной электростанции

нет полного комплекта установок для кондиционирования РАО.

Производится упаривание жидких РАО, а полученный концентрат хранится

в металлических емкостях, в некоторых случаях предварительно

отверждается методом битумирования. Твердые РАО помещаются в

специальные хранилища без предварительной подготовки. Только на трех

АЭС имеются установки прессования и на двух станциях - установки

сжигания твердых РАО. Этих технических средств явно недостаточно с

позиций современного подхода к обеспечению радиационной и

экологической безопасности. Очень серьезные трудности возникли в

связи с тем, что хранилища твердых и отвержденных отходов на многих

российских АЭС переполнены.

Административно-правовое регулирование природоохранной

деятельности в атомной энергетике до сих пор ведется с недостаточно

эффективным обеспечением защиты человека и окружающей среды. До сих

пор в России отсутствует закон о государственной политике в

обращении с РАО и ОЯТ. В ряде промышленно развитых стран в последние

десятилетия создан гибкий экономический механизм, делающий

невыгодным загрязнение природной среды и содержащий стимулы к ее

оздоровлению. В нашей стране до сих пор существенной экономической

характеристикой РАО является их «отрицательная стоимость». Затраты

на обезвреживание РАО не включаются обычно в стоимость конечного

продукта, в процессе которого они образуются, и рассматриваются,

наряду с другими природоохранными затратами, как непроизводительные.

Поэтому они финансируются из бюджета по остаточному принципу.

В процессе бурного развития атомной энергетики основная часть

всего объема отработанного ядерного топлива стала поступать с

атомных электростанций. С начала 70-х гг. количество ОЯТ стало расти

по экспоненте, и сейчас ежегодная выгрузка ОЯТ из АЭС в мире

превышает 9 тыс. тонн. К 2000 г. в мире накопится, по оценке

экспертов, около 220 тыс. тонн отработавшего топлива, а к 2020 г. -

600 тыс. тонн. Масштаб проблемы потребует огромных усилий и

финансовых затрат, чтобы обеспечить безопасность людей и не

допустить радиационного загрязнения биосферы.

Отработавшее ядерное топливо, извлеченное из ядерного реактора -

самый высокоактивный радиационный материал во всей

последовательности технологических операций от добычи урановой руды

до получения атомной энергии. И одна из ключевых проблем в

обеспечении безопасности атомной энергетики - решение вопроса о

дальнейшей судьбе этого самого опасного радиационного материала.

Количество ОЯТ по состоянию на 1. 01. 1995 г., хранящегося на 9 АЭС

России, составляет 7200 тонн, из этого количества отработавшее

топливо реакторов РБМК-1000 составляет 6100 тонн, а реакторов

ВВЭР-1000-1100 тонн, и ежегодно поступает 135 тонн. Кроме этого в

специализированном хранилище на Горно-химическом комбинате в г.

Железногорске (Красноярск-26) размещено более 1000 тонн топливных

сборок реакторов ВВЭР-1000, а в хранилище на Производственном

объединении «Маяк» в г. Озерске (Челябинск-65) размещено 465 тонн

топливных сборок различных типов других реакторов. Сохраняется

тен-денция к накоплению ОЯТ в хранилищах, расположенных на

территории научно-исследовательских ядерных центров России.

Учитывая поступление ОЯТ еще за три последующих года от всех

действующих реакторов, можно оценить общее количество ОЯТ в России

примерно в 10000 тонн с активностью около 5 миллиардов кюри. Что же

делать дальше с отработавшим ядерным топливом?

В мировой ядерной энергетике принято два возможных варианта,

остающихся до последнего времени предметом бурных дискуссий между

специалистами-атомщиками, экологами, экономистами и т. д. Первый

вариант заключается в длительном хранении ОЯТ с последующим его

захоронением без переработки и называется открытым топливным циклом

(схема 7-1). Второй вариант заключается в переработке ОЯТ на

радиохимических заводах с последующим извлечением и сепарированием

урана и плутония с возможностью их повторного использования в

ядерном топливе и называется замкнутым топливным циклом. У каждого

из этих вариантов есть свои преимущества и недостатки.

Открытый топливный цикл характеризуется очень низкой

эффективностью использования природного урана - лишь 1% идет в

производство ядерного топлива, а остальной поступает в отвалы

обогатительных производств или остается в ОЯТ.

Замкнутый топливный цикл реализуется в России не до конца.

Извлеченный энергетический плутоний накапливается в специальных

хранилищах и не поступает вновь в топливный цикл. В схеме же

открытого топливного цикла не реализуется конечная стадия

захоронения. Можно сказать, что на практике в обеих схемах

реализован некий промежуточный топливный цикл. Главным аргументом в

пользу замкнутого топливного цикла является резкое повышение

эффективности использования природного урана и, теоретически,

вовлечение в топливный цикл нового энергоносителя - плутония. Однако

при этом возникают серьезные трудности с образованием большого

количества РАО, из которых только для высокоактивных отходов

существует технология отверждения, а средне- и низкоактивные РАО

неизбежно поступают в гидросферу и атмосферу. Переработка ОЯТ -

наиболее радиационно грязная часть ядерного топливного цикла. Чтобы

представить экологический риск, уже возникший при реализации

радиохимической переработки ОЯТ, рассмотрим подробнее этот процесс.

Исторически сложилось, что в ядерных державах радиохимические

заводы по переработке ОЯТ возникли на заводах по получению

оружейного плутония. Технология выделения оружейного плутония в

принципе не отличается от технологии переработки топлива АЭС

(используются те же реагенты, оборудование, сооружения и т. д.).

Отличием служит то, что предприятия по производству оружейного

плутония в своем составе имеют специализированные ядерные реакторы

для наработки оружейного плутония.

В 1977 г. на базе первого в России радиохимического завода,

работавшего по военной программе, на ПО «Маяк» был пущен завод РТ-1

для переработки и регенерации отработавшего ядерного топлива

мощностью 400 тонн в год. Завод РТ-1 работает и в настоящее время,

перерабатывая все ОЯТ от реакторов ВВЭР-440, БН-600, БН-350,

некоторых исследовательских реакторов, а также от всех ядерных

энергетических реакторов атомного фло-та и атомных подводных лодок.

Переработка обеспечивает выделение урана в виде плава соли

уранил-нитрата (с обогащением по урану-235 до 2, 5%) для повторного

использования в ядерном топливе реакто-ров РБМК-1000, выделение

энергетического плутония в виде диоксида плутония, а также получение

гранулированного порошка для изготовления уранплутониевого

смешанного топлива, так называемого МОКС-топлива. МОКС-топливо

является ядерным топливом на основе обедненного урана-238 и с

пятисеми процентным включением плутония для реакторов на быстрых

нейтронах. Необходимо отметить, что идея использования реакторов на

быстрых нейтронах для повторного вовлечения плутония в ядерный

топливный цикл пока не реализована из-за отсутствия промышленного

опыта работы таких реакторов по этой схеме и отсутствия производства

МОКС-топлива. В силу названных причин энергетический плутоний,

получаемый на заводе РТ-1, складируется на ПО «Маяк», и его запас

составляет около 30 тонн. По сути дела в процессе переработки ОЯТ на

ПО «Маяк» не удалось создать замкнутый топливный цикл, а

энергетический плутоний оказался специфическим высокоактивным

материалом, требующим чрезвычайно продуманного и очень

дорогостоящего процесса его хранения.

Полномасштабного использования МОКС-топлива в мировой атомной

энергетике не произошло, и промышленный опыт его применения имеется

только во Франции, где с 1987 г. за десять лет в новый вид топлива

переработано 12 тонн плутония. В 1996 г. во Франции 16 реакторов

были загружены этим топливом, но потребуется построить еще почти

столько же реакторов, чтобы использовать плутоний, регулярно

получаемый в результате переработки ОЯТ от АЭС этой страны. Во всем

мире только около 7-8 тонн выделенного энергетического плутония в

год используется в производстве МОКС-топлива для использования в

бридерах и легководных реакторах. Около 115 тонн выделенного

плутония находится в специальных хорошо защищенных хранилищах при

самых тщательных мерах предосторожности. В связи с этим стоимость

хранения возрастает до 5 долларов в год за 1 грамм.

ОЯТ поступает на ПО «Маяк» не только от АЭС России, но и от АЭС,

построенных по советским проектам с реакторами перечисленных типов,

• Украины, Венгрии, Чехии, Словении, Болгарии, Финляндии (ввоз ОЯТ

из последней в настоящее время прекращен); про-исходили разовые

поставки из Ирака от исследовательского реактора. Прием ОЯТ с

зарубежных АЭС осуществляется на основании заключенных бывшим СССР

межправительст-венных соглашений с зарубежными странами, в

соответствии с которыми страны, где АЭС построены при содействии

СССР, обязаны возвратить ОЯТ в страну, где изготавливалось ядерное

топливо.

Как отмечалось, отработавшее ядерное топливо имеет большую

накопленную активность. При его переработке на заводе РТ-1 часть

активности ОЯТ переходит в радиоактивные отходы. Суммарная

радиоактивность всех видов отходов составляет около 600 тысяч кюри

на 1 тонну перерабатываемого ОЯТ. По соглашению с администрацией

Челябинской области ежегодно на заводе РТ-1 может перерабатываться

250 тонн ОЯТ, следовательно, при этом на ПО «Маяк» образуется

радиоактивных отходов с суммарной активностью до 150 млн кюри.

Количества твердых и газообразных РАО относительно небольшие.

Твердые отходы захоранивают в специальных могильниках, негабаритные

сбрасывают по согласованию с органами санитарного надзора в озеро

Карачай. Гораздо большую опасность представляют жидкие отходы.

В результате переработки 1 тонны ОЯТ (в пересчете на уран)

образуется следующее количество радиоактивных отходов (РАО):

жидкие высокоактивные - 45 м3

среднеактивные - 150 м3

низкоактивные - 2000 м3

твердые 3-й группы активности - 1000 кг

2-й группы активности - 3000 кг

1-й группы активности - 3500 кг

газообразные - 0, 23 кюри/год.

Жидкие высокоактивные РАО сначала упаривают (до 3, 0-4, 5 м3 на 1 т

ОЯТ) и фракционируют (в августе 1996 г. пущена первая в мире

промышленная установка по фракционированию высокоактивных отходов),

а затем подвергают отверждению путем остекловывания (фосфатное

стекло). На ПО «Маяк» с июня 1992 г. работали две электропечи

прямого нагрева по остекловыванию отходов высокого уровня

радиоактивности. Производительность второй печи была самой высокой в

мире - 500 л/час по исходному раствору, что позволило остекловывать

не только жидкие высокоактивные отходы, образующиеся от переработки

ОЯТ в настоящее время, но и перерабатывать ранее накопленные от

выполнения военных программ высокоактивные отходы, хранящиеся в

специальных железобетонных емкостях и представляющие одну из самых

серьезных потенциальных опасностей. За это время было переработано

почти 13 млн м3 высокоактивных отходов, получено 2, 2 тыс. тонн

стекломассы. Суммарная активность включенных в стекло радионуклидов

составила около 300 млн кюри, или 35% ранее накопленных отходов

данного типа. Важно подчеркнуть тщательность проработки вопросов

радиационной безопасности - за весь период работы печи не было ни

одного случая облучения персонала.

Емкости со стеклом, включающим высокоактивные радионуклиды, после

остывания помещают в стальной пенал. Пеналы герметично заваривают и

устанавливают во временное хранилище с регулируемым теплоотводом -

бассейн с дистиллированной водой. Контролируемый теплосъем

необходимо вести в течение 20 и более лет перед их окончательным

захоронением.

Справка: Промышленное остекловывание РАО внедрено во Франции и в

Англии, где действует французская установка. В Японии отрабатывается

процесс остекловывания с использованием электропечей, разработанных

в Германии. США предполагают начать остекловывание РАО в 1998 г.

14 января 1997 г. оставшаяся единственная печь остекловывания

вышла из строя, отработав два проектных ресурса. Проектом

предусмотрено строительство 2-й очереди цеха остекловывания с двумя

печами (одна - резервная). Пуск следующей печи остекловывания жидких

высокоактивных РАО планируется в конце 1998 г. До этого момента на

ПО «Маяк» жидкие высокоактивные РАО будут хранить в резервных

железобетонных емкостях, как это происходило до внедрения технологии

остекловывания.

Таким образом, ситуация с самыми опасными жидкими высокоактивными

РАО вернулась в прежнее состояние повышенного риска. Стоит

напомнить, что в 1957 г. взрыв подобной емкости на территории ПО

«Маяк» привел к одной из самых значительных радиационных аварий в

бывшем Советском Союзе. Из хранившихся в емкости 20 млн кюри около

90% активности осело в непосредственной близости от места взрыва, а

остальные 2 млн кюри привели к образованию радиоактивного следа и

вызвали радиационное загрязнение 20 тыс. км2 (Восточно-Уральский

радиоактивный след составил 105 км при ширине 8-9 км, что привело к

необходимости переселять 10800 человек из пораженной зоны).

Учитывая возросший риск радиационной опасности, а также

отсутствие проекта по снятию печи с эксплуатации, Госатомнадзор

России с 21. 03. 1997 г. приостановил действие разрешения

радиохимической переработки ОЯТ на ПО «Маяк».

Что происходит с самой опасной формой РАО - образующимся немалым

объемом жидких отходов? Часть жидких среднеактивных отходов на ПО

«Маяк» упаривается (10000 м3 при переработке ОЯТ в количестве

150-250 т/год), однако большая часть растворов с высоким

солесодержанием (16000 м3) сбрасывается в небольшое мелководное и

заболоченное озеро Карачай. Для ликвидации сбросов в озеро, где и

так уже накоплено 120 млн кюри жидких отходов, строится комплекс по

переработке среднеактивных жидких отходов и продолжается засыпка

этого озера. Озеро Карачай в настоящее время является одним из

основных источников радиоактивного загрязнения воздушного бассейна

региона. Существует вероятность масштабного регионального

загрязнения в случае попадания этого водоема в зону прохождения

смерча. Чтобы полностью исключить возможность ветрового переноса

радионуклидов с поверхности озера, надо засыпать еще 12 га. Озеро

стало источником радиоактивного загрязнения подземных вод, что

выражается в ежегодном, превышающем 1 млн кюри, фильтрационном

выносе радиоактивных веществ из водоема. Жидкие низкоактивные отходы

направляются на очистные сооружения, очищенная вода сбрасывается в

технологические водоемы - Теченский каскад водоемов, который

является наиболее нестабильным и потенциально опасным источником

загрязнения подземных вод в районе деятельности ПО «Маяк». В этом

каскаде водоемов-хранилищ накоплено около 400 млн м3 загрязненной

воды с общей активностью около 300 тыс. кюри долгоживущих

бетаактивных радионуклидов. Создание бессточной системы водоемов в

долине реки Теча нарушило природный водный сток и привело к быстрому

заполнению конечного водоема, уровень зеркала воды в котором достиг

в настоящее время предельных отметок. За счет гидростатического

напора значительно возросли фильтрационные потери из водоема,

достигшие величины 10 млн м3 в год. Теченский каскад водоемов в

настоящее время является наиболее нестабильным и потенциально

опасным объектом по загрязнению подземных вод в этом регионе. Другая

опасность связана с последствиями возможного прорыва конечной

плотины каскада, что приведет к катастрофическому сбросу более 200

млн м3 загрязненной воды в долину реки и открытую гидрографическую

сеть реки Теча. Таким образом, последствия от выполнения военных

программ и в меньшей степени от переработки ОЯТ от гражданских

реакторов привели к тому, что ПО «Маяк» стал самым крупным

источником радиоактивного загрязнения окружающей природной среды и

населения России. Гидротехнические объекты ПО «Маяк» (Теченский

каскад водоемов и озеро Карачай) остаются недостаточно

контролируемыми объектами с высокой степенью риска возникновения

радиационных аварий и катастроф. Оценки ущерба от имевших место

радиационных аварий и инцидентов в социально-экономической сфере

составляют 8, 6 млрд долларов. Последствия же потенциальных аварий

могут по масштабам превзойти черно-быльскую катастрофу. Положение с

обеспечением радиационной безопасности на ПО «Маяк» ухудшается,

несмотря на большие усилия работников объединения. Без серьезной

поддержки на уровне федеральных властей будет невозможно обеспечить

в ближайшем будущем радиоэкологическую безопасность всего этого

региона.

Еще раз подчеркнем, что переработка в радиохимическом комплексе

осуществляется только для ОЯТ реакторов ВВЭР-440. Что же происходит

с отработавшим ядерным топливом реакторов РБМК-1000 и реакторов

ВВЭР-1000?

Судьба ОЯТ реакторов РБМК-1000 в настоящее время не определена.

Было показано, что переработка этого типа ОЯТ экономически

нецелесообразна (по крайней мере, до 2010 г.). В настоящее время в

непосредственной близости от крупных населенных пунктов на площадках

Смоленской, Курской и Ленинградской АЭС с РБМК-1000 хранится на

1. 01. 1995 г. около 6000 т с активностью 1 млрд кюри. Ежегодное

поступление ОЯТ этого типа составляет 750 т, и к 2005 г. все

пристанционные хранилища будут заполнены. Тогда эти АЭС придется

останавливать. Чтобы найти какой-либо выход из создавшегося

положения, на АЭС применяют схему уплотненного хранения ОЯТ, что

лишь временно снимает вопрос размещения ОЯТ от реакторов ВВЭР-1000 и

РБМК-1000. Сверхпроектное накопление ОЯТ на АЭС приведет к тому, что

в бассейнах выдержки может не оказаться достаточ-ного количества

свободных мест, необходимых для аварийной выгрузки сразу всей

активной зоны реактора, как того требуют нормы и правила по

безопасности в атомной энергетике. Переработку ОЯТ другого типа

реакторов ВВЭР-1000 предполагалось производить на новом

радиохимическом заводе РТ-2 на Горно-химическом комбинате под г.

Красноярском. Завод РТ-2 с проектной мощностью по переработке 1500

тонн ОЯТ в год начали строить в 1984 г. Однако в 1990 г.

строительство было прекращено из-за отсутствия финансирования, и к

настоящему времени из всего запроектированного комплекса

функционирует только хранилище ОЯТ от реакторов ВВЭР-1000,

рассчитанное на прием и хранение 3000 тонн отработавшего топлива.

Это хранилище заполнено на 30% от проектной мощности. Темпы

накопления ОЯТ от работающих реакторов ВВЭР-1000 - 150 т/год и могут

увеличиться по мере строительства новых реакторных блоков. Таким

образом, даже в случае сокращения программы ввода новых энергоблоков

заполнение хранилища должно произойти примерно к 2015 г. На

необходимости строительства завода РТ-2 (затраты на сооружение

которого оцениваются в 2, 5 млрд долларов при сумме освоенных средств

порядка 400 млн долларов) настаивают специалисты-атомщики, однако с

этим решением не согласны многие эксперты из Госатомнадзора России,

других ведомств, ученые-экологи, ряд общественных организаций. Для

системного обсуждения этой проблемы следовало бы сформулировать

некоторые критерии для оценки целесообразности строительства завода,

которые могут быть применены и к общей оценке возможности развития

замкнутого топливного цикла. Не претендуя на полноту списка, можно

высказать следующие соображения.

Риск для здоровья людей и окружающей среды. Если предлагаемый

проект хоть сколько-нибудь увеличивает этот риск, его следует

отвергнуть, какие бы при этом не сулились экономические выгоды. Как

было показано выше, объемы средне- и низкоактивных отходов при

переработке ОЯТ на заводе РТ-1 достигают значительной величины.

Кроме того, продуктами переработки 1 тонны ОЯТ являются 950 кг

оксидов обогащенного урана и несколько килограммов высокоактивного

энергетического плутония. Если эти продукты переработки не

включаются снова в топливный цикл или используются всего на

несколько процентов, они переходят в разряд высокоактивных отходов.

Тогда вполне справедливо возникает вопрос: для чего надо было

разрушать герметичную металлическую защитную оболочку ТВЭЛов,

проводить сложный и опасный радиохимический процесс, получать в

процессе этой работы дополнительно жидкие и газообразные РАО, с

огромными усилиями остекловывать высокофоновые компоненты и хранить

их затем так же строго и так же долго, как и неразрушенные ТВЭЛы? Об

опасности радиохимической переработки ОЯТ серьезно напомнила в

апреле 1993 г. самая крупная после Чернобыля авария на

радиохимическом заводе Сибирского химического комбината (крупнейший

ядерный объект Сибири, расположенный в 12 километрах от областного

центра, Томска, в котором проживает око-ло полумиллиона жителей). В

результате неправильных действий оператора тогда произошло повышение

давления и разрушение одного небольшого по объему аппарата,

встроенного в технологическую цепочку из десятка подобных аппаратов.

Авария сопровождалась взрывом газов и кратковременным залповым

выбросом радиоактивных веществ в производственное помещение и в

окружающую среду. Великое счастье, что радиоактивное облако не

повернуло на областной центр, а по розе ветров ушло в направлении

малонаселенной местности. Иначе авария переросла бы в разряд

радиационных катастроф. В результате аварии образовалась зона

радиоактивного загрязнения площадью до 100 км2. По данным

Росгидромета, суммарное количество радиоактивных веществ, попавших

на эту территорию, составило 530-590 кюри, а в отдельных точках

мощность гамма-излучения достигала 400 микрорентген/час. Известно,

что с 1967 г. на этом заводе произошло 5 аварий и серьезных

инцидентов, включая самопроизвольную цепную реакцию, взрывы

технологического аппарата и сорбционной колонны. Учитывая опасность

радиохимического производства, окончательный ответ о приемлемости

риска и влиянии работы проектируемого завода РТ-2 на здоровье людей

и окружающую среду должна дать Государственная экологическая

экспертиза по представленным проектным материалам.

Стоимость-эффективность. Считая затраты на строительство завода

РТ-2 необходи-мо учесть, что по первоначальному плану на

Горно-химический комбинат до начала строительства РТ-2 должно было

поступать на временное хранение ОЯТ от любых стран, имеющих топливо,

подходящее по техническим параметрам для дальнейшей переработки на

этом заводе. Прорабатывались схемы контрактов с фирмами из Южной

Кореи, Японии, Германии, Швейцарии. Однако Россия не строила в этих

странах АЭС и, следовательно, не несет никаких обязательств по

возврату на свою территорию ОЯТ. В таком случае возможные поставки

ОЯТ из этих стран противоречат Закону Российской Федерации «Об

охране окружающей природной среды», запрещающему ввоз на территорию

России радиоактивных отходов на хранение и захоронение. Минатому

России удалось убедить Президента Российской Федерации подписать

указ в январе 1995 г., среди других положений разре-шающий

Горно-химическому комбинату прием с целью последующей переработки

ОЯТ, поступающего с зарубежных АЭС, построенных по проекту других

стран. Три гражданина России, работающие в экологической организации

Гринпис России, как частные лица обратились в Верховный Суд

Российской Федерации об отмене этого указа и выиграли процесс в этой

части претензий. Верховный Суд РФ признал недействительным указ

Президента РФ в части данного разрешения как противоречащий

упомянутому закону. Следовательно, расчеты получения средств на

строительство завода от реализации этих услуг оказались

несостоятельными.

Остается не до конца выясненным вопрос о сопоставимости затрат

при обращении с ОЯТ по открытому и замкнутому топливным циклам. В

марте 1995 г. Межведомственная комиссия Совета Безопасности

Российской Федерации по экологической безопасности рассматривала

вопрос «Проблемы обеспечения экологической безопасности замкнутого

топливного цикла в ядерной энергетике». Комиссия констатировала, что

в России отсутствуют обобщенные эколого-экономические критерии и

оценки замкнутого и открытого топливных циклов, и предложила

Минатому России совместно с заинтересованными министерствами и

ведомствами представить эти оценки в Правительство России для

обоснования экологически безопасного варианта развития атомной

энергетики. До настоящего времени эта работа не сделана.

Решение проблемы с энергетическим плутонием. Что делать с

извлекаемым при переработке ОЯТ энергетическим плутонием? По данным

Национальной академии наук США, мировые запасы плутония составляют

от 1600 до 1700 тонн, более трех четвертей этого объема приходится

на энергетический плутоний, извлеченный из ОЯТ, а также содержащийся

в непереработанном ядерном топливе. Обращаться с ним надо так же

осторожно, как и с оружейным, а учитывая, что это долгоживущий

элемент, делать это придется не од-ну тысячу лет! На протяжении

всего этого времени будет необходимо поддерживать и совершенствовать

механизмы контроля и учета плутония на уровне десятков грамм по всей

технологической цепочке.

Законодательное обеспечение процесса обращения с ОЯТ. В течение

40 лет существования атомной энергетики весь процесс обеспечения

безопасности в этой области регулировался только ведомственными

нормативами, положениями и инструкциями, большинство из которых

носило секретный характер. Начиная с 1989 г. Верховный Совет СССР, а

затем законодатели российского парламента подготовили пакет

законопроектов, из которого в октябре 1995г. был принят только один

федеральный Закон «Об использовании атомной энергии». Принципиально

важным является принятие законодательного акта, регулирующего

отношения в сфере, которая непосредственно влияет на условия

проживания населения и на его здоровье, на сохранение окружающей

среды, - в области обращения с радиоактивными отходами и

отработавшим ядерным топливом. Проект такого закона был подготовлен

еще в 1992 г., но до сих пор не принят. Основное возражение Минатома

России вызывает в проекте закона положение о запрете захоронения

среднеактивных и высокоактивных отходов в жидком виде, а также

запрет удаления на поверхность земли, в естественные и искусственные

водные объекты, радиоактивных отходов в любом виде.

В октябре 1995 г. Правительство Российской Федерации утвердило

федеральную целевую Программу «Обращение с радиоактивными отходами и

отработавшими ядерными материалами, их утилизация и захоронение на

1996-2005 годы». Программа направлена на комплексное решение проблем

обращения с РАО и ОЯТ, разработку необходимых технологий и

изготовление технических средств, создание сооружений для их

надежной изоляции от биосферы при длительном хранении и (или)

захоронении, снижение риска возникновения радиационных аварий и

радиоактивного загрязнения окружающей среды. Объем финансирования

программы определен в 8, 7 трил руб., причем около 54% должно быть

выделено из средств федерального бюджета, остальное - из средств

предприятий. К сожалению, финансирование из бюджета страны идет на

уровне одной трети от запланированного, а достаточных средств у

предприятий на выполнение заданий в полном объеме также нет. В

результате в решении накопившихся проблем кардинальных изменений не

произошло [1, 4-8, 10, 16, 17].

СНЯТИЕ С ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС

Снятие с эксплуатации энергоблоков АЭС - одна из сложнейших задач

в комплексе использования атомной энергии. Через 30-40 лет после

пуска атомная электростанция вырабатывает свой ресурс и ее надо

выводить из эксплуатации. Каждая АЭС должна быть, в конце концов,

разобрана в идеале до «зеленой лужайки» (возврат промплощадки в

неограниченное использование). В России, начиная с 1980 г.,

окончательно остановлены два энергоблока на Белоярской АЭС и два

энергоблока на Нововоронежской АЭС. Для них до сих пор

разрабатываются соответствующие программы снятия с эксплуатации,

предусматривающие консервацию (т. е. длительное хранение под

наблюдением). Широкого фронта работ по демонтажу оборудования в этот

период не ведется, т. к. реактор еще имеет очень высокую наведенную

радиоактивность конструкций и происходит его медленное «остывание»

за счет распада коротко- и среднеживущих радионуклидов. Ядерное

топливо из реакторов выгружено в приреакторные хранилища. Все это

время - более 30 лет - для обеспечения безопасности реакторные

помещения надо обеспечивать электроэнергией, теплом,

квалифицированным персоналом и т. д.

Снятие с эксплуатации энергоблоков АЭС является очень непростой

инженерно-технической проблемой, решение которой охватывает широкий

спектр задач, таких, как выбор рациональных способов демонтажа АЭС,

обеспечивающих минимальное облучение персонала и воздействие

радиации на окружающую среду, разработка оптимальных процессов

разборки элементов конструкций энергоблока и дезактивация

оборудования, обращение с радиоактивными отходами.

В мире уже снято с эксплуатации и демонтировано более десяти АЭС,

и их площадки возвращены в состояние «зеленой лужайки», однако этот

процесс носил больше экспери-ментальный характер и происходил в

условиях возможного выделения ресурсов для единичных блоков. В

настоящее время в мире более 130 исследовательских, демонстрационных

и промышленных ядерных реакторов выработали свой ресурс, а в период

до 2020 г. во всем мире будет снято с эксплуатации более 200

энергоблоков. Чтобы представить сложность задачи на современном

уровне, заметим, что при снятии с эксплуатации 125 энерго-блоков в

странах ЕЭС общий объем РАО составит 1 миллион 600 тысяч тонн! Эти

отходы надо надежно упаковать и хранить длительный срок в

специальных хранилищах.

Можно выделить 3 основных варианта вывода АЭС из эксплуатации:

1. Непосредственный быстрый демонтаж электростанции. В этом

случае ОЯТ и теплоноситель после продолжительного отстоя вывозятся в

хранилище с радиационной защитой. Все загрязненные радиацией

материалы и оборудование разбираются и удаляются. Территория станции

приводится в радиационно безопасное состояние. Объем радиоактивных

отходов оценивается в 18-20 тыс. м3.

2. Отсроченный демонтаж. В этом случае с территории АЭС

убираются ОЯТ и теплоноситель, а после консервации в течение

нескольких десятилетий (в Германии этот срок - 30 лет, в

Великобритании - от 50 до 100 лет) производятся демонтаж и

окончательная очистка территории станции. Объем РАО снижается

незначительно - до 17 тыс. м3.

3. Изоляция. Все радиоактивные отходы остаются на станции,

которую заключают в бетонный саркофаг, позволяющий периодически

контролировать ее состояние. Через 100 лет может быть произведена

разборка станции и ее дезактивация. Количество отходов - 10 тыс. м3.

При выборе стратегии одним из главных факторов является

количество и радионуклидный состав твердых и жидких РАО и степень

заполнения ими хранилищ на АЭС. В России особое внимание должно быть

уделено трудностям обращения с графитовым замедлителем и натриевым

теплоносителем по сравнению с теми же компонентами в водоводяных

реакторах. К настоящему времени ни одного проекта по демонтажу

большого промышленного реактора полностью не реализовано и все

экономические расчеты, связанные с выводом АЭС из эксплуатации,

имеют очень большую погрешность. По экспертным оценкам, общие

расходы составляют не менее 10% стоимости строительства АЭС.

В большинстве стран в настоящее время практикуется правило

прибавлять к цене произведенной на АЭС электроэнергии налог (обычно

2-6%), отчисляемый в фонд, из которо-го будут оплачиваться все

будущие операции по снятию станций с эксплуатации и захоронению

отходов. Законодательство США предусматривает привлечение

пользователей и фирм-владельцев станций к участию в этих расходах. В

Швеции этот налог составляет 10% от платы за электроэнергию и одна

пятая часть идет на покрытие будущих расходов по демонтажу АЭС.

В 1996 г. в Японии завершена первая комплексная программа полной

разборки энергоблока реактора с кипящей водой небольшой мощности (90

МВт тепловой), разрушения здания и захоронения отходов. Полные

затраты на этот проект составили 205 млн долла-ров. Общий объем

отходов около 25 тыс. тонн, из них радиоактивных около 4 тыс. тонн.

Высокоактивные отходы оставлены в металлических контейнерах на

территории АЭС, а измельченные низкоактивные отходы захоронены в

могильнике за пределами станции. Стоимость демонтажа блоков АЭС с

реакторами мощностью 1 ГВт может превысить указанные расходы более

чем в 10 раз. Объем всех РАО, образующихся при демонтаже наиболее

распространенного в мире реактора с водным теплоносителем некипящим

PWR-1300, составляет более 31 тыс. тонн, из которых 6 тыс. тонн надо

будет захоранивать в специальных хранилищах. Поэтому японские

эксперты полагают, что снятие с эксплуатации реакторов в начале

следующего столетия может стать серьезным фактором роста цен на

электроэнергию, вырабатываемую АЭС. С целью образования фонда по

демонтажу АЭС в Японии с 1992 г. включили в отпускную цену

генерируемой на них энергии надбавку в 0, 2 иены за 1 кВт-час.

Однако, как считают специалисты, этих средств будет недостаточно. С

целью экономии японское правительство приняло решение о том, что

новые реакторы будут строиться, как правило, на месте выведенных из

эксплуатации.

В России к 2001 г. заканчивается 30-летний проектный срок

окончания эксплуатации части энергоблоков девяти АЭС, и практически

ежегодно надо будет снимать с эксплуатации 1-2 блока АЭС. В нашей

стране в проектах ранних поколений АЭС снятие с эксплуатации

энергоблоков вообще не предусматривалось. Позднее появились

некоторые нормативные требования и были разработаны проекты по этой

проблеме. В СССР существовала общесоюзная научно-техническая

программа на 1988-1995 гг. и далее до 2000 г. - «Консервация и

захоронение оборудования и строительных конструкций АЭС,

отработавших проектный срок службы». Однако с 1991 г. эта программа

прекратила свое существование, а общероссийская программа и

государственная концепция обеспечения безопасности при снятии с

эксплуатации энергоблоков АЭС не были приняты. И только после

появления федерального Закона «Об использовании атомной энергии»

Правительство Российской Федерации выпустило в апреле 1997 г.

постановление о финансировании работ по выводу из эксплуатации

ядерных установок, радиационных источников и радиационных объектов.

Согласно этому постановлению, образуется специальный фонд для

финансирования затрат, связанных с выводом из эксплуатации

перечисленных объектов и исследовательских работ. Для

эксплуатирующих АЭС организаций основным источником финансирования

работ по выводу из эксплуатации объектов являются отчисления,

включаемые в себестоимость генерируемой электроэнергии. По данным

концерна «Росэнергоатом», эти отчисления составляют 1, 3% от

стоимости товарной продукции. Для действующих объектов в

обоснованных случаях предусматривается дополнительный источник

финансирования из средств федерального бюджета. Обоснование можно

найти всегда - так, в 1995 г. Минатом России настаивал на выделении

из бюджета 1 трлн рублей для вывода из эксплуатации блоков АЭС.

В Федеральной Программе по обращению с РАО и ОЯТ отсутствует

раздел снятия АЭС с эксплуатации и там планируется до 2005 г. только

разработать технологии и создать обо-рудование для кондиционирования

отходов, образующихся при снятии станций с эксплуатации [8, 9, 11,

17].

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Энергетика консервативна, и ничего за короткое время в ней

меняться не может. Поэтому нереальны требования немедленного

закрытия АЭС, которые даже в условиях снятия с эксплуатации являются

потенциально опасными объектами. Продолжать заниматься улучшением

уже созданных атомных энергетических установок нужно, чтобы

обеспечить безаварийный плановый вывод их из эксплуатации. Но нужен

новый подход к атомной энергетике, в котором главным критерием

должна быть максимальная безопасность при отсутствии радиационного

наследства.

Учитывая огромное количество уже накопленных активных материалов

и серьезное продвижение по созданию реакторов следующего поколения с

большим коэффициентом выгорания топлива (в том числе с

использованием высокофонового плутония в виде ядерного горючего), на

ближайшие 50-100 лет целесообразно полностью отказаться от

переработки ОЯТ.

У атомной энергетики есть одно несомненное преимущество -

отсутствие выбросов парниковых газов. Однако, выбросы парниковых

газов могут быть снижены менее драматичным и более приемлемым

решением: как то за счет снижения стоимости возобновляемых

источников энергии, внедрения новых технологий получения энергии от

традицион-ных источников (в том числе на основе угля), интенсивного

открытия новых газовых месторождений и увеличения эффективности

работы газовых электростанций. Атомная энергетика не является

единственным источником производства безопасной дешевой энергии, и

она должна выдерживать открытую конкуренцию при условии открытого

обсуждения всех недостатков и преимуществ каждого вида производства

энергии.

ИСТОРИЯ СОЗДАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Создание атомной энергетики стало возможным благодаря двум

открытиям, сделанным в конце 30-х гг. В 1938 г. два немецких химика,

О. Ган и Ф. Штрассман, открыли деление ядер урана под воздействием

медленных нейтронов. Этот процесс, названный тогда расщеплением,

должен был сопровождаться выделением огромного количества ядерной

энергии. В следующем году итальянский физик, нобелевский лауреат Э.

Ферми, эмигрировавший в США, сформулировал идею осуществления

управляемой цепной реакции при делении ядер урана, т. е. процесса,

который, однажды начавшись, обеспечивает условия для своего

продолжения. Ядро урана-235 делится под действием нейтронов любых

энергий и обладает уникальным свойством среди встречающихся в

природе нуклидов: в результате поглощения одного нейтрона ядро

урана-235 делится с испусканием в среднем 2, 5 нейтрона, что

позволяет автоматически продолжать процесс деления.

Самоподдерживающаяся реакция ядерного распада может нарастать

лавинообразно и привести к ядерному взрыву либо протекать

стационарно, для чего необходимо, чтобы при делении (расщеплении)

урана-235 часть нейтронов продолжала реакцию, а часть поглощалась

или выводилась из физического процесса.

Впервые человек увидел возможность использования колоссального

источника энергии, скрытого природой в атомном ядре. Эти открытия,

сделанные накануне Второй мировой войны, были использованы для

обоснования и практических работ по созданию атомного оружия. На

протяжении следующих лет основные интеллектуальные усилия физиков и

ряда других ученых Германии, США, а позже и СССР были сосредоточены

на проблеме создания «бомбы». С 1938 г. физики Англии, Германии, США

получили поддержку своих правительств и военных ведомств в

организации работ по созданию ядерного оружия. В 1940 г. было

теоретически установлено, что уран-238, из которого в основном

состоит природный уран, поглощая лишние нейтроны, должен

превратиться в новый элемент, получивший название «плутоний». Его

изотоп - плутоний-239 - является превосходным расщепляющимся

материалом, пригодным для изготовления атомного оружия. Плутоний

можно было получить во время управляемой ядерной реакции в

специально созданном ядерном реакторе. Быстрее всего в реализации

теоретических открытий продвинулись американские физики. 2 декабря

1942 г. под трибуной спортивного стадиона в Чикаго заработал первый

в мире атомный реактор, построенный под руководством Э. Ферми и Л.

Сцилларда. На этом уран-графитовом реакторе была получена

контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер

урана под действием нейтронов. С этого момента получение атомного

оружия стало только делом времени.

В СССР созданием ядерного оружия занялись со значительным

опозданием. В феврале 1943 г. было принято решение Государственного

комитета обороны о создании единого научного центра по атомной

тематике во главе с И. Курчатовым. Первый исследовательский

уран-графитовый реактор на Европейском континенте был запущен в

Москве 26 декабря 1946 г.

Первые реакторы, созданные и в США и в СССР, были сугубо

исследовательскими, на них отрабатывались все принципиальные решения

для создания промышленных военных реакторов. Главной задачей того

времени, для чего и создавалась гигантская атомная отрасль, было

получение высокообогащенного изотопа плутония-239, а наиболее

производительной технологией для получения больших количеств

оружейного плутония оказалась наработка его из промышленных ядерных

реакторов. Затем плутоний-239 должен быть химически очищен от

продуктов деления и урана, оставшегося в отработавшем ядерном

топливе (ОЯТ). В США первый ядерный военно-промышленный комплекс с

уран-графитовыми реакторами и заводом для химического выделения

плутония из облученного топлива был построен в штате Вашингтон - так

называемая Хэнфордская резервация. В СССР первый аналогичный

комплекс был построен в Челябинской области. Сначала он назывался

Челябинск-40, а в настоящее время - Производственное объединение

«Маяк» в городе Озерске. Именно там 19 июня 1948 г. был пущен первый

из будущих тринадцати военных промышленных реакторов - конвертер для

получения оружейного плутония. Управляемая ядерная энергия сулила

уникальные возможности. Появилась идея использовать ее для создания

ядерных энергетических установок для военно-морского подводного

флота с беспрецедентным радиусом действия под водой и как

энергоисточник для выработки тепла и электроэнергии. 27 июня 1954 г.

в г. Обнинске Калужской области была пущена первая в мире атомная

электрическая станция (АЭС) мощностью 5 МВт - начался этап освоения

«мирного» атома. Основой энергоустановки станции был водо-графитовый

реактор. Опыт работы этой станции показал реальность использования

атомной энергии для промышленного производства электроэнергии.

Страны-члены «ядерного клуба» приступили к проектированию и

строительству АЭС различных типов. В 1956 г. была пущена первая АЭС

в Англии, а в 1957 г. - первая АЭС в США. Ядерная энергетика

заимствовала все достижения науки и техники, полученные при создании

ядерного оружия. В те времена не говорили о конверсии, а ее

осуществляли в тех же научных коллективах, которые были заняты

разработкой оружия. Заимствование инженерных и научных идей

сокращало время реализации проектов, но имело и отрицательные

аспекты. К сожалению, во всем мире в тот период при выработке

идеологии ядерной энергетики не закладывалось понятие предотвращения

возможности возникновения запроектной аварии с выходом

радиоактивности за пределы рабочей площадки. Считалось, что

возможная радиационная или ядерная авария будет локализована быстро

в небольшом пространстве [13, 19].

СОСТОЯНИЕ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА АЭС В РОССИИ

Ядерное топливо, заключенное в ТВЭЛы, работает в активной зоне

реактора АЭС 3 года. За это время уран-235 выгорает в процессе

поддержания цепной реакции. Уран-238, присутствующий в обогащенном

уране в избыточном количестве, поглощает лишние нейтроны, позволяя

удерживать цепную реакцию под контролем, сам превращается при этом в

плутоний. Основную роль в накоплении плутония играет цепочка

превращений, начинающаяся с облучения урана-238 нейтронами и

приводящая к появлению изотопа плутония - плутония-239, все другие

изотопы (плутоний-240, плутоний-241 и плутоний-242) образуются с

гораздо меньшей скоростью накопления.

Если из реактора выгружается 100 кг ОЯТ, то из этого количества

отработавшего топлива 740 г будут составлять высокоактивные изотопы

плутония (альфа-излучатели) с большим периодом полураспада и

примерно - 4 кг высокорадиоактивные продукты деления, которые

являются также альфа-излучателями (нептуний, америций, кюрий и

другие транс-урановые радионуклиды). Таким образом, подавляющая

часть высокоактивных радиоактивных веществ, образующихся в

результате работы ядерного реактора, остается в отработавшем ядерном

топливе. Изменения состава ядерного топлива для реакторов ВВЭР-1000

представлены на схеме 7-2.

ТВЭЛы, извлеченные после трех лет работы в реакторе, имеют

активность на момент выгрузки до 26 тыс. кюри на килограмм ОЯТ. Если

учесть, что общая загрузка топливом реактора типа ВВЭР-1000

составляет 90 тонн, то выгружаемые при замене топлива 30 тонн ОЯТ

имеют накопленную активность порядка 780 миллионов кюри, что не

позволяет сразу же транспортировать отработавшее топливо в удаленные

от АЭС специализированные хранилища или отправлять его для

переработки на радио-химические заводы.

Извлеченные из активной зоны ТВЭЛы хранят в специализированных

бассейнах выдержки под трехметровым слоем дистиллированной воды на

самих АЭС не менее 3 лет для расчетного снижения тепловыделения в

них и распада всех короткоживущих радионуклидов. Это штатная

операция, выполняемая на всех АЭС, которой завершается топливный

цикл собственно реактора. Через один год выдержки активность ОЯТ

снижается в 12 раз, через 3 года - примерно в 32 раза. Каждая АЭС

оборудована небольшим бассейном выдержки, который находится

непосредственно у реактора. Приреакторный бассейн рассчитан на объем

выгрузки двух-трех активных зон ядерного реактора - проектом

предусмотрена возможность полной выгрузки активной зоны в аварийных

ситуациях (для энергоблока мощностью 1 ГВт активная зона составляет

примерно 200 тонн топлива). При длительном хранении ОЯТ в бассейнах

выдержки возникают проблемы, связанные с резким ростом удельной

бета-активности воды и с сильной коррозией стенок бассейнов - с

увеличением вероятности попадания радиоактивной воды в грунтовые

воды. При этом вода бассейнов стала относиться к жидким РАО среднего

класса.

Емкость приреакторного бассейна ограничена, и необходимо строить

автономное хранилище ОЯТ существенно большой емкости. Экономически

оптимальная емкость автономного хранилища - 5-10 тыс. тонн топлива.

В России автономные хранилища построены только в районе крупных АЭС,

имеющих несколько энергоблоков (Ленинградской, Курской,

Нововоронежской).

По данным Госатомнадзора России, на отечественных АЭС

складывается неблагоприятная ситуация, что связано с невозможностью

вывоза ОЯТ с АЭС, имеющих реакторы РБМК-1000, а также недостаточным

темпом вывоза ОЯТ с АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и БН-600. В связи с

этим в бассейнах выдержки накопилось отработавшего ядерного топлива

сверх количеств, определенных проектами. Так, на Нововоронежской и

Кольской АЭС с реакторами ВВЭР заполнение бассейнов выдержки ОЯТ

превышает проектное заполнение, что не позволяет обеспечить

аварийную выгрузку. Но наиболее тяжелое положение сложилось с

хранением ОЯТ на АЭС с реакторами РБМК-1000, так как для них

проектом не предусмотрена возможность аварийной выгрузки активной

зоны. Полностью заполненные бассейны выдержки могут стать причиной

преждевременного прекращения эксплуатации реакторов этого типа. Так,

на Курской АЭС бассейн выдержки заполнен до проектного объема и

также заполнено специализированное автономное хранилище ОЯТ. В 1995

г. был разрешен частичный переход к уплотненному хранению в

приреакторном хранилище Ленинградской АЭС, однако это не сняло

остроту проблемы хранения ОЯТ на этой станции. Для всех 4

энергоблоков Кольской АЭС в приреакторных бассейнах выдержки не

обеспечивается аварийная выгрузка активной зоны. На Билибинской АЭС

при существующих темпах заполнения емкости бассейна выдержки хватит

только на пять лет эксплуатации энергоблоков, а возможности

строительства новых объектов станция не имеет. На Белоярской АЭС не

решены проблемы переработки ОЯТ двух остановленных энергоблоков.

Следует подчеркнуть, что накопление высокоактивного топлива

происходит в густонаселенных районах Европейской части России, где в

основном расположены АЭС [3, 4, 13, 15-17].

РАЗВИТИЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ НА 1998-2005 гг И

ПЕРСПЕКТИВА ДО 2010 г.

Доля топливно-энергетического комплекса в экономике страны

составляет в общем объеме промышленной продукции около 30%, в

доходной части федерального бюджета - 38%, в общем объеме экспорта -

около 46%. Потенциал энергетических ресурсов России уникален. В

стране сосредоточено мировых разведанных запасов: газа - около 36%,

нефти - 13%, угля - 12%.

Десятилетия неэффективного использования энергоресурсов

создали в России огромный неиспользованный потенциал

энергосбережения, достигающий 40% (!) современного энергопотребления.

Использование только трети энергосбереженного потенциала намного

дешевле увеличения добычи топлива, и эта треть сосредоточена в самом

энергетическом комплексе. Вторая треть находится в промышленности, в

первую очередь в металлургии и в индустрии строительных материалов.

Остальные резервы сосредоточены в коммунально-бытовом секторе и на

транспорте. Возможные варианты развития АЭС в России до 2010 г.

показаны на рис. 7-4. Средний вариант (С) предусматривает сохранение

установленной мощности примерно на современном уровне при работе

всех действующих станций до конца их проектного срока службы и вводе

новых мощностей лишь для компенсации выбывшей. Минимальный вариант

(М) предполагает досрочный вывод из эксплуатации действующих АЭС с

реакторами первого поколения, завершение строительства

запланированных блоков Балаковской, Калининской и Курской АЭС,

неконкурентоспособность новых АЭС и отказ от их сооружения. В конце

1997 г. Правительством Российской Федерации был одобрен проект

программы развития атомной энергетики Российской Федерации,

разработанный Минатомом России (вариант П).

В этом проекте сформулировано, что безопасное развитие атомной

энергетики России определяется техническим перевооружением и

реконструкцией АЭС, вводом в действие новых генерирующих мощностей,

в основном с энергоблоками нового поколения, безопасным и

эксплуатационно надежным топливообеспечением, плановым выводом из

эксплуатации АЭС до 2010 г.

На этапе до 2000 г. предусмотрены модернизация действующих АЭС в

целях безопасной их эксплуатации, завершение работ ранее начатого и

расконсервированного строительства, разработка и начало

строительства головных блоков нового поколения.

На этапе 2001-2005 гг. и с перспективой до 2010 г.

предусматривается: рост общей мощности на базе энергоблоков нового

поколения, причем новые АЭС предполагается строить в основном на уже

освоенных промышленных площадках; повышение технико-экономических

показателей действующих АЭС, в том числе продление ресурса их

эксплуатации за счет технического перевооружения и реконструкции - в

том случае, если по проекту срок эксплуатации оканчивается до 2005

г.; вывод из эксплуа-тации отработавших ресурс энергоблоков.

После 2010 г. намечается начало крупномасштабного развития

атомной энергетики на базе энергоблоков нового поколения.

Производство электроэнергии на АЭС планируется довести к 2000 г. до

130 млрд киловатт-часов, а к 2010 г. - до 145-170 млрд

киловатт-часов. Доля АЭС в электроэнергетике России определяется на

уровне 15%. Общий объем капитальных вложений до 2005 г. составит

52, 9 млрд деноминированных рублей (источники финансирования на

период до 2000 г. определены в размере 17, 8 млрд рублей). 93%

необходимых затрат будет оплачиваться самими АЭС и 7% - за счет

средств бюджета. Главной задачей в ближайшие годы считается

завершение строительства и введение в эксплуатацию 3-х новых

энергоблоков: в 1999 г. на Ростовской АЭС и на Калининской АЭС (

реально в 2000 г.), а также на Курской АЭС (реально не ранее 2001

г.).

До 2000 г. Минатом России должен завершить разработку новых

реакторов III поколения повышенной безопасности (модель В-392

электрической мощностью 1 МВт с водой под давлением для 6 и 7

энергоблоков с обязательным контайментом на Нововоронежской АЭС).

Кроме того, программа предусматривает продолжение строительства

Южно-Уральской АЭС рядом с промплощадкой ПО «Маяк» (г. Озерск

Челябинской области) с реактором на быстрых нейтронах БН-800,

строительство новых энерго-блоков на Балаковской, Белоярской,

Билибинской, Кольской атомных станциях. Получено разрешение

Госатомнадзора и ведется строительство головного энергоблока с новой

реакторной установкой ВВЭР-640 в г. Сосновый Бор Ленинградской обл.

Совместно с Канадой рассматривается возможность строительства АЭС на

Дальнем Востоке. Разрабатывается проект строительства плавучей

атомной теплоэлектростанции (ПАТ) для Певека на Чукотке. ПАТ

создается на базе плавучего энергоблока с двумя реакторными

установками КЛТ-40, которые более 30 лет находятся на эксплуатации в

атомном ледокольном флоте России. Общая установленная мощность двух

реакторов: электрическая - 70 МВт, по отпуску тепла - 50 ГКал/час.

Плавучий энергоблок является несамоходным судном, состоящим из

технологического и жилого блока, а также хранилищ ОЯТ и комплекса

средств для перезарядки реакторов. Энерго-блок стоит на причале

рядом с берегом, где создаются сооружения и устройства для передачи

электроэнергии и тепла потребителям. Один раз в 12 лет плавучий

энергоблок буксируется для проведения заводского ремонта с

проведением доковых работ на специализированном предприятии. Взамен

устанавливается аналогичный серийный энергоблок на последующие 12

лет. Но этот проект пока не проходил полномасштабной экспертизы. В

проекте плана, на наш взгляд, не удалось раскрыть главную проблему

конкурентоспособности новых АЭС: удастся ли обеспечить с приемлемыми

затратами предельную безопасность самих реакторов и решить вопрос

надежного обращения с РАО и ОЯТ, а также снятие АЭС с эксплуатации.

Кроме того, затраты на сооружение и издержки по эксплуатации АЭС

нового поколения являются главным неопределенным фактором их

конкурентоспособности. Академик А. А. Макаров приводит сравнительную

стоимость затрат на сооружение новых АЭС и угольных ТЭС (в

российских и американских проектах, а также в совместном

российско-американском проекте JEPAS) (табл. 7-2). Последние

зарубежные данные о стоимости АЭС с энергоблоком в 1000 МВт, на

строительство которой требуется 8-10 лет, свидельствуют об

увеличении стоимости до 2 млрд долларов. Газовая электростанция

аналогичной мощности сегодня стоит 400 млн фунтов стерлингов и может

быть построена за два года. Уже только по этой причине атомная

индустрия в развитых западных странах, кроме Франции, не

прогрессирует. Основной итоговый экономический показатель -

стоимость электроэнергии, куда включаются стоимость строительства и

эксплуатации. В России этот показатель для новых АЭС - 5, 1 цент/кВтч

• оказывается одним из самых высоких, уступая стоимости

электроэнергии новых газовых ТЭС (3, 9 - 4, 5 цент/кВт-ч) и

реконструируемых угольных или газовых ТЭС (3, 2 - 3, 8 цент/кВт-ч).

Необходимым условием использования и тем более развития атомной

энергетики до 2010 г. является достижение приемлемого для

общественности уровня безопасности всего ядерного топливного цикла.

В соответствии со стратегией энергетической политики России,

утвержденной Указом Президента Российской Федерации в мае 1995 г.

«Об основных направлениях энергетической политики и структурной

перестройки топливно-энергетического комплекса Российской Федерации

на период до 2010 г. «, определено, что часть прироста потребности в

электроэнергии после 2000 г. должна покрываться АЭС в экономически

целесообразных масштабах при экологически обоснованном использовании

атомных энерго-источников. Правительство Российской Федерации по

Федеральному Закону «Об экологической экспертизе» не имеет права

утверждать федеральные программы без положительного заключения

Государственной экологической экспертизы. В рамках процедуры

проведения такой масштабной экспертизы назначается Экспертная

комиссия, которая предоставляет свое заключение для Государственной

экологической экспертизы. Перед утверждением Правительством

Российской Федерации программы было проведено рассмотрение проекта

только Экспертной комиссией, которая одобрила проект программы, но

записала в своих рекомендациях: «Однако ряд вопросов экологической

безопасности использования АЭС к настоящему времени остается не

решенным. К таким вопросам относятся прежде всего решение проблемы

безопасного обращения с радиоактивными отходами и вывод АЭС из

эксплуатации». На наш взгляд, решение этих проблем и должно

интересовать в первую очередь экологическую экспертизу при оценке

целесообразности развития атомного энергетического комплекса

Российской Федерации до 2005 г. К сожалению, указанные проблемы не

нашли в проекте программы четкого и ясного решения [2, 11, 14, 17].

ПОЛОЖЕНИЕ С ОБРАЩЕНИЕМ С РАО И ОЯТ ЗА РУБЕЖОМ

Каково положение с переработкой и захоронением РАО и ОЯТ в

других ядерных странах? В первые годы применения ядерной энергетики

технология обращения с РАО рассматривалась во всех странах как

проблема второстепенной важности. На практике применялись

относительно простые методы. Низко- и среднеактивные отходы обычно

захоранивали в приповерхностные слои земли после минимальной

предварительной обработки и кондиционирования. Некоторые страны

сбрасывали их в открытое море. Лишь в начале 70-х гг. в этой области

были начаты серьезные исследования. В демократических государствах с

развитой ядерной технологией были приняты законодательные акты и

утверждены на правительственном уровне государственные концепции

обращения с РАО. Так, во Франции, где атомная энергетическая

программа является одной из крупнейших в мире, вопросам обращения с

РАО придают особое значение. Французская государственная концепция

была утверждена к началу 80-х гг. и она базируется на обеспечении

всего необходимого срока и при любых предсказуемых обстоятельствах

защиты людей от недопустимых радиационных рисков. При этом

учитываются необходимость охраны окружающей среды и уменьшение забот

для будущих поколений. Главное в этой концепции - четкое разделение

обязанностей, прав и ответственности между всеми организациями,

участвующими в работе с РАО. Так, вся ответственность за подготовку

РАО к хранению, включая операции по кондиционированию, упаковке и

транспортировке, возлагается на производителя отходов. Контролирует

качество этих работ на всех уровнях и обеспечивает безопасное

хранение отходов государственная промышленная организация -

Управление ANDRA при Комиссариате по атомной энергии. В спектр

деятельности управления попадают все РАО, независи-мо от

принадлежности предприятия, на котором они образовались.

Финансирование всех операций по обращению с РАО осуществляется

производителями отходов. Все низко- и среднеактивные отходы с

небольшим периодом полураспада порядка 30 лет (таких отходов

накоплено примерно 1 млн м3) размещаются в контейнерах всего в двух

центрах поверхностного хранения. Эти хранилища имеют как минимум три

защитных барьера и обеспечивают защиту от вмешательства человека и

попадания воды. Таким образом, все отходы этого типа, производимые в

стране, сконцентрированы в двух региональных центрах, а не на

территории АЭС. Тщательно выполняется во Франции условие полной

гласности всех действий управления. Информация в самых различных

формах адресуется как населению, так и различным объединениям,

административным службам, депутатам. Осо-бое внимание уделено

информированию широкой общественности: любой человек может посетить

АЭС, центры хранения РАО, проводятся постоянные и передвижные

выставки, осуществляется тесный контакт с прессой и т. п. Во Франции

принята концепция замкнутого топливного цикла. ОЯТ направляется из

приреакторных бассейнов выдержки в автономные хранилища,

расположенные вблизи завода регенерации ядерного топлива фирмы

Кожема на мысе Ла Аг. Франция принимает также на переработку ОЯТ из

Германии, Швейцарии, Голландии и Бельгии. Полученные во время

процесса переработки ОЯТ высокоактивные отходы решено остекловывать

и размещать в глубоких геологических формациях. Пока проблема выбора

площадки для их промышленного захоронения не решена. Исследователи

после продолжительных поисковых работ предложили выбор из четырех

площадок, но после резкой оппозиции местного населения правительство

Франции запросило отзыв Коллегии предупреждения технологических

рисков, состоящей из независимых экспертов. Коллегия сочла

необходимым провести ряд дополнительных исследований, которые,

возможно, продлятся до 2000 г. Еще в двух странах мира принята

концепция замкнутого цикла. В Великобритании ОЯТ также направляется

из приреакторных бассейнов выдержки в автономные хранилища,

расположенные вблизи завода регенерации ядерного топлива в

Селлафилде. Так же поступают в Японии, где построено хранилище на

площадке завода по регенерации (введен в эксплуатацию в 1997 г.).

В США в первый период развития атомной энергетики 95%

финансирования направлялось на разработку реакторов. В конце 60-х

гг. были сооружены два завода по переработке ОЯТ, которые оказались

технически несовершенными, неэкономичными и не имели достаточных

средств защиты окружающей среды. Учитывая еще и опасность

распространения плутония как компонента ядерного оружия, в 1977 г.

администрация президента Картера наложила запрет на промышленную

переработку ОЯТ. Современная национальная политика США предполагает

удаление ОЯТ в глубокие геологические формации после соответствующей

выдержки, уплотнения и упаковки отработавших ТВЭЛов. Согласно закону

о ядерных отходах (1982 г.). Министерство энергетики США начиная с

1998 г. должно начать прием ОЯТ, которое до этого времени хранилось

на площадках АЭС. Большие трудности у Министерства энергетики

возникли при выборе места размещения постоянного хранилища, в том

числе из-за протестов населения. В 1987 г. министерству пришлось

серьезно изменить график ввода в эксплуатацию предполагаемого

хранилища. Из всех исследованных вариантов остался один - в районе

горы Юкка-Маунтин, расположенной на краю ядерного испытательного

полигона в Неваде. Все высокоактивные отходы должны размещаться в

специальных контейнерах в горизонтальных туннелях. При этом

предусмотрена возможность извлечения контейнеров в течение 50 лет.

После этого заполненные туннели будут засыпаны с возможностью

постоянного дистанционного контроля. Общая протяженность туннелей

должна составить примерно 185 км (из них уже проложено 5, 5 км).

Кроме ОЯТ в хранилище предполагается хранить отвержденные

высокоактивные РАО. Предполагается в течение последующих 50-100 лет

переместить туда свыше 30 тыс. тонн отходов, которые в настоящее

время хранятся на 81 временном складе (в основном в помещениях АЭС).

Проект хранилища рассчитан на надежную герметизацию в течение 10

тыс. лет. По планам, строительство постоянного хранилища должно

начаться в 2002 г. и потребует около 6 млрд долларов. Окончательное

решение о строительстве будет принято в ближайшее время после

завершения всестороннего изучения этого района.

Примером удачного технического решения, связанного с хранением

ОЯТ, можно считать созданное в Швеции центральное подземное водное

хранилище КЛАБ (CLAB). Хранилище введено в эксплуатацию в 1985 г.,

создание его обошлось в 330 млн долларов. Хранилище расположено в

скальной выработке длиной 120 м, шириной 21 м и высотой 27 м; над

хранилищем до земной поверхности 30 м скального грунта. Хранилище

состоит из четырех основных и одного вспомогательного бассейнов и

рассчитано на 3 тыс. тонн ОЯТ. Гарантирована безопасность хранилища

по трем основным направлениям: отсутствие условий возникновения

самопроизвольной цепной реакции, защита от механических воздействий,

защита от потери воды в подземных бассейнах. Швеция оказалась

лидером в обеспечении безопасного длительного хранения низко- и

среднеактивных РАО. В стране была принята основная концепция при

обращении с РАО - полностью исключить накопление и хранение

радиоактивных отходов на поверхности земли. С 1988 г. в Швеции

эксплуатируется хранилище битумных и бетонных блоков с отходами

низкой и средней активности. Оно представляет собой систему туннелей

под скальным морским дном вблизи побережья на глубине 50 м. В

аналогичных сооружениях предполагается хранить в течение веков и

отходы высокой активности.

Независимо от того, будут ли высокоактивные отходы представлены

к изоляции непосредственно в виде ОЯТ или в остеклованном виде после

переработки, способ захоронения в будущем, по данным МАГАТЭ, будет

связан с использованием глубинной геологической формации и

многочисленных естественных и искусственных барьеров для защиты от

долгоживущих радионуклидов в течение порядка 100 тысяч лет. Эксперты

пришли к выводу, что захоронение в глубинных геологических формациях

является предпочтительным вариантом при наличии необходимых данных

при выборе конкретной площадки, чтобы обеспечить удовлетворительный

уровень безопасности как для нынешнего, так и для будущих поколений.

Закладка ОЯТ на предварительное хранение в течение 50 лет является

необходимым процессом, поскольку в результате значительно снижаются

степень тепловыделения и уровень радиоактивности.

Во всех развитых ядерных странах, включая Россию, ведутся

научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по

выработке эффективных способов уменьшения негативного воздействия

РАО на окружающую среду. Одним из радикальных путей сокращения

сроков радиологической опасности РАО является метод трансмутации,

т. е. превращение активных долгоживущих радионуклидов, период

полураспада которых до безопасного уровня активности составляет от

100 лет до десятков миллионов лет, в короткоживущие малоактивные или

стабильные путем их облучения в ядерных и термоядерных реакторах или

с использованием потоков нейтронов и заряженных частиц (протоны,

дейтроны, альфа-частицы, изотопы гелия) в ускорителях. Эти работы

проходят пока только стадию научных проработок, и практический вывод

можно ожидать в отдаленном будущем.

ПРОБЛЕМА ОРУЖЕЙНОГО ПЛУТОНИЯ И ЕГО РАО

Гражданская атомная энергетика - это следствие развития военной

атомной науки и промышленности. Во время создания и

совершенствования ядерного оружия одной из главных задач была

быстрая наработка ядерных делящихся материалов, дающих цепную

реакцию. Такими материалами являются высокообогащенный уран и

оружейный плутоний, получаемые из облученного в специальных

реакторах ядерного топлива. Таким образом, отработавшее ядерное

топливо из этих реакторов являлось не отходами производства, а тем

необходимым сырьем, из которого выделялся оружейный плутоний или

высокофоновый уран. Для выделения плутония и урана, последующей их

очистки, отделения от высокоактивных продуктов деления и перевода

этих компонент в оксидную форму на каждом из этих комбинатов были

построены мощные радиохимические заводы и создана спецметаллургия

получения окончательного изделия для создания ядерных зарядов.

Установки для осуществления этого процесса были созданы в пяти

ядерных странах. Сверхзадача создания ядерного оружия была успешно

решена, оружейного плутония было наработано достаточно (по различным

оценкам на этих реакторах было произведено от 140 до 180 тонн

оружейного плутония), и в настоящее время производство его в России

и США прекращено. В США в 1988 г. был остановлен последний из 14

военных реакторов, и запас оружейного плутония оценивается

приблизительно в 100 тонн, включая плутоний в ядерных боеприпасах. В

России до 2000 г. остались в эксплуатации 3 военно-промышленных

реактора в Сибири, переведенные на программу производства

электроэнергии и тепла (два на Сибирском химкомбинате и один на

Красноярском горнохимическом комбинате), а также 2 реактора на ПО

«Маяк» для производства радиоизотопов двойного назначения.

На всех перечисленных этапах производства плутония образуется

большое количество РАО, разных по своей активности, форме и степени

опасности для окружающей среды и здоровья человека. Наиболее

«грязным» с точки зрения образования средне- и высокоактивных РАО

является радиохимический этап выделения урана и плутония при

переработке ОЯТ из военных промышленных реакторов. В результате

40-летней работы на всех трех комбинатах образовалось 2, 3 миллиарда

кюри жидких РАО, закаченных под землю в глубинные пласты-коллекторы,

оставленных на поверхности в прудах-накопителях или хранящихся в

специальных емкостях. На Земле образовались самые большие наземные и

подземные хранилища РАО, представляющие огромную потенциальную

опасность для биосферы на многие сотни лет. К примеру, общая

радиоактивность отходов, накопленных в Челябинской области в зоне

влияния ПО «Маяк», превышает 1 миллиард кюри, что является самым

большим в мире приповерхностным размещением РАО. Не учитывать

огромных затрат для решения этой грандиозной по масштабам задачи при

обсуждении проблем атомной энергетики нельзя, т. к. все ресурсы

государства имеют сегодня очень ограниченный объем.


Описание предмета: «Энергетика»

Энергетика, или, как говорят, топливно-энергетический комплекс, является одной из основ развития экономики современного общества. В области энергетических ресурсов и производства энергии объективно существует угроза истощения запасов топлива. Поиски путей развития энергетики в настоящее время ведутся в направлении изыскания возможностей экономии энергии, более рационального использования топлива, исследований в области новых методов получения и преобразования энергии, а также привлечения в топливно-энергетический баланс альтернативных источников энергии (солнечной, ветровой и т.п.). Главными направлениями развития электроэнергетики пока являются теплоэнергетика и атомная энергетика. Следовательно, для подавляющего большинства вновь создаваемых электростанций источниками энергии будут служить химическая энергия топлива или ядерная энергия.

Литература

  1. Б.И. Давыдов, Б.Н. Ушаков. Ядерный и радиационный риск. Человек, общество и окружающая среда. – М.: Фолиант, 2005. – 240 с.
  2. Владимир Блинов. Ледокол Ленин. Первый Атомный. – М.: Европейские издания, 2009. – 288 с.
  3. Р.Лэпп. Атомы и люди. – М.: Издательство иностранной литературы, 1959. – 288 с.
  4. Р.Лэпп. Новая сила. Об атомах и людях. – М.: Издательство иностранной литературы, 1954. – 224 с.
  5. А.Н. Дядик, С.Н. Сурин. Энергетика атомных судов. – М.: Судостроение, 2014. – 480 с.
  6. Артём Гончарук. Становление ядерно-энергетического сектора КНР: «Путь в тысячу ли». – М.: LAP Lambert Academic Publishing, 2015. – 56 с.
  7. Валерий Валентинович Котилко. Золото-платиновая промышленность России в ХХ1 веке. – М.: LAP Lambert Academic Publishing, 2011. – 176 с.
  8. Дэниел Ергин. В поисках энергии. Ресурсные войны, новые технологии и будущее энергетики. – М.: Альпина Паблишер, 2017. – 712 с.


Образцы работ

Тема и предметТип и объем работы
Государственное регулирование ВЭД (на примере ТЭК РФ)
Экономика
Диплом
100 стр.
Структура и основные тенденции развития ТЭК в мировойэкономике
Мировая экономика
Курсовая работа
46 стр.
Формирование системы экономической безопасности на Белоярской АЭС
Психофизиология
Диплом
96 стр.



Задайте свой вопрос по вашей проблеме

Гладышева Марина Михайловна

marina@studentochka.ru
+7 911 822-56-12
с 9 до 21 ч. по Москве.

Внимание!

Банк рефератов, курсовых и дипломных работ содержит тексты, предназначенные только для ознакомления. Если Вы хотите каким-либо образом использовать указанные материалы, Вам следует обратиться к автору работы. Администрация сайта комментариев к работам, размещенным в банке рефератов, и разрешения на использование текстов целиком или каких-либо их частей не дает.

Мы не являемся авторами данных текстов, не пользуемся ими в своей деятельности и не продаем данные материалы за деньги. Мы принимаем претензии от авторов, чьи работы были добавлены в наш банк рефератов посетителями сайта без указания авторства текстов, и удаляем данные материалы по первому требованию.

Контакты
marina@studentochka.ru
+7 911 822-56-12
с 9 до 21 ч. по Москве.
Поделиться
Мы в социальных сетях
Реклама



Отзывы
Артем
Рад сообщить, что работа, выполненная на основе ваших консультаций, была оценена на отлично. Большое спасибо