Атомные электрические станции, принципы надёжности и безопасности

Содержание

Введение……………………………………………………………………….….3
1. Атомные электрические станции………………………………………...4
2. Принципы надёжности и безопасности………………………………...12
Заключение……………………………………………………………………...20
Список литературы…………………………………………………………......22

Введение

Во второй половине 40-х гг. советские учёные приступили к разработке
первых проектов мирного использования атомной энергии, генеральным
направлением которого сразу же стала электроэнергетика.
Первая в мире промышленная атомная электростанция мощностью 5
МВт была запущена 27 июня 1954 года в СССР, в городе Обнинск,
расположенном в Калужской области.
Современная цивилизация немыслима без электрической энергии.
Выработка и использование электричества увеличивается с каждым годом.
Энергия, выделяющаяся в ядерных реакциях, в миллионы раз выше, чем та,
которую дают обычные химические реакции (например, реакция горения),
так что теплотворная способность ядерного топлива оказывается неизмеримо
большей, чем обычного топлива. Главный принцип работы атомной
электростанции - использование ядерного топлива для выработки
электроэнергии.
Человечеству электроэнергия нужна, причем потребности в ней
увеличиваются с каждым годом. Поэтому важно на сегодняшний день найти
выгодные источники электроэнергии, причем выгодные не только с точки
зрения дешевизны топлива, но и с точки зрения простоты конструкций,
эксплуатации, дешевизны материалов, необходимых для постройки станции,
долговечности станций.
Несмотря на открытие новых месторождений органического топлива и
совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к
относительному, увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые
условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического
происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной
энергетики, которая уже занимает заметное место в энергетическом балансе
ряда промышленных стран мира.

1. Атомные электрические станции.

Атомная электростанция (АЭС) – установка для производства энергии ,
располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой
для осуществления этой цели используются ядерный реактор (реакторы) и
комплекс необходимых систем, устройств , оборудования и сооружений с
необходимым персоналом .
Во второй половине 40-х годов, ещё до окончания работ по созданию
первой советской атомной бомбы, советские учёные приступили к разработке
первых проектов мирного использования атомной энергии, генеральным
направлением которого сразу же стала электроэнергетика.
В 1948 годе по предложению И. В. Курчатова и в соответствии с
заданием партии и правительства начались первые работы по практическому
применению энергии атома для получения электроэнергии.
В мае 1950 года близ посёлка Обнинское, Калужской области начались
работы по строительству первой в мире АЭС.
Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения мощностью 5
МВт была пущена в СССР 27 июня 1954 года в городе Обнинске. До этого
энергия атомного ядра использовалась в военных целях. Пуск первой АЭС
ознаменовал открытие нового направления в энергетике.
Мировыми лидерами в производстве ядерной электроэнергии
являются:
–  США ;
–  Франция ;
–  Япония ;
–  Россия ;
–  Корея ;
–  Германия .
Все аппараты для преобразования различных видов энергии в
электрическую - электростанции можно условно разделить на следующие
виды:
 Тепловые электростанции - они преобразуют различные виды
энергии в энергию нагретого теплоносителя (в основном воды), который, в
свою очередь, передает свою энергию на турбину, вырабатывающую
электрический ток. К этому виду относятся угольные, газовые, атомные
электростанции, электростанции, работающие на нефти и ее производных,
некоторые виды солнечных.
 Гидроэлектростанции - преобразовывают энергию движущейся воды
в электричество, передавая ее непосредственно на турбину. К ним относятся
гидроэлектростанции и приливные электростанции.
 Электростанции, непосредственно вырабатывающие электричество -
солнечные на фотоэлементах, ветряные.
Атомные электростанции относятся к тепловым, так как в их
устройстве имеются тепловыделители, теплоноситель и генератор
электрического тока - турбина.

Атомные электрические станции (АЭС) могут быть
конденсационными, теплофикационными (АТЭЦ), а также атомными
станциями теплоснабжения (ACT) и атомными станциями промышленного
теплоснабжения (ACПT). Атомные станции сооружаются по блочному
принципу как в тепловой, так и в электрической части.

Ядерные реакторы АЭС классифицируются по различным
признакам. По уровню энергии нейтронов реакторы разделяются на два
основных класса: тепловые (на тепловых нейтронах) и быстрые (на быстрых
нейтронах). По виду замедлителя нейтронов реакторы бывают водными,
тяжеловодными, графитовыми, а по виду теплоносителя — водными,
тяжеловодными, газовыми, жидко металлическими. Водоохлаждаемые
реакторы классифицируются также по конструктивному исполнению:
корпусные и канальные.

С точки зрения организации ремонта оборудования наибольшее
значение для АЭС имеет классификация по числу контуров. Этот же
показатель и определяет тепловую схему АЭС. Число контуров выбирают с
учетом требований обеспечения безопасной работы блока при всех
возможных аварийных ситуациях. Увеличение числа контуров связано с
появлением дополнительных потерь в цикле и соответственно уменьшением

КПД АЭС.

В системе любой АЭС различают теплоноситель и рабочее тело.
Рабочим телом, т.е. средой, совершающей работу, преобразуя тепловую
энергию в механическую, является водяной пар. Назначение теплоносителя
на АЭС — отводить теплоту, выделяющуюся в реакторе. Если контуры
теплоносителя и рабочего тела не разделены, АЭС называют одноконтурной
(рис. 1).

Рис.1. Тепловая схема АЭС:
а - одноконтурная; б - двухконтурная; в - трехконтурная; 1 - реактор; 2 -
турбина; 3- турбогенератор; 4- конденсационная установка; 5- конденсатный
насос; 6 - система регенеративного подогрева питательной воды; 7 -
питательный насос; 8 - парогенератор; 9 - циркуляционный насос контура
реактора; 10 - циркуляционный насос промежуточного контура
Если контуры теплоносителя и рабочего тела разделены, то АЭС
называют двухконтурной. Соответственно контур теплоносителя называют
первым, а контур рабочего тела — вторым. В таких схемах реактор
охлаждается теплоносителем, прокачиваемым через него, и парогенератор -
главным циркуляционным насосом. Образованный таким образом контур
теплоносителя является радиоактивным, но он включает в себя не все
оборудование станции, а лишь его часть. Второй контур включает
оборудование, которое работает при отсутствии радиационной активности —
это упрощает ремонт оборудования. На двухконтурной станции обязателен
парогенератор, который разделяет первый и второй контуры.
Существуют теплоносители, интенсивно взаимодействующие с паром
и водой. Это может создать опасность выброса радиоактивных веществ в
обслуживаемые помещения. Таким теплоносителем является, например,
жидкий натрий. Поэтому создают дополнительный (промежуточный) контур,
для того чтобы даже в аварийных режимах избежать контакта
радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Такие АЭС называют
трехконтурными.
При двухконтурной схеме вода под давлением является
теплоносителем и замедлителем нейтронов, а рабочим телом – водяной пар.
Реакторы, созданные для работы в таких условиях принято называть водно-
водяными энергетическими реакторами (ВВЭР).
Реакторы канального типа, в которых теплоносителем является вода и
пароводяная смесь, а замедлителем графит, применяются на крупных блоках
с турбинами насыщенного пара. Эти реакторы принято называть реакторами
большой мощности канального типа (РБМК).
Принцип работы атомной электростанции очень прост – это обычное
преобразование тепловой энергии в электрическую. Иными словами АЭС
работают по тому же принципу, что и обычные тепловые электростанции, с
одним лишь отличием – для нагрева воды используется энергия, получаемая
при распаде ядер урана.
Источником тепловой энергии в АЭС служит ядерный реактор, в
котором протекает управляемая ядерная реакция. Сама реакция протекает по
цепному механизму: деление одного ядра самопроизвольно вызывает
деление других ядер. Цепная реакция сама себя поддерживает, и может
длиться до полного распада всех ядер вещества. А управление сводится лишь
к регулированию её скорости и, соответственно, мощности, а также к
произвольной её остановке в случае необходимости.
Топливом для атомных электростанций служат вещества, способные,
при определенном начальном стимулировании, совершать цепную реакцию
расщепления ядер элементов.
В качестве делящегося вещества в настоящее время могут
использоваться изотопы урана — уран-235 и уран-238, а также плутоний-239.
Деление атомного ядра может произойти самопроизвольно или при
попадании в него элементарной частицы. Самопроизвольный распад в
ядерной энергетике не используется из-за очень низкой его интенсивности.
В ядерном реакторе происходит цепная реакция. Ядра урана или
плутония распадаются, при этом образуются два-три ядра элементов
середины таблицы Менделеева, выделяется энергия, излучаются гамма-
кванты и образуются два или три нейтрона, которые, в свою очередь, могут
прореагировать с другими атомами и, вызвав их деление, продолжить
цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо
попадание в него элементарной частицы с определенной энергией (величина
этой энергии должна лежать в определенном диапазоне: более медленная или
более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него).
Наибольшее значение в ядерной энергетике имеют нейтроны.
Однако практически осуществить подобную реакцию не так просто,
как кажется на первый взгляд. Дело в том, что нейтроны, высвобожденные
при делении ядра могут вызывать деление изотопов урана с массовым
числом 235, тогда как в природной руде их содержится лишь 0,7%.
Остальные 99,3% приходятся на долю изотопа 238, для деления которого,
энергии нейтронов, не хватает. Именно поэтому для функционирования
реактора важна критическая масса – это минимальная масса урана, при
которой возможно возникновение и протекание цепной реакции. Например,
для урана-235 она составляет несколько десятков килограмм, что на самом
деле, учитывая низкое его процентное соотношение, не так уж и мало.
В зависимости от скорости элементарной частицы выделяют два вида
нейтронов: быстрые и медленные. Нейтроны разных видов по-разному
влияют на ядра делящихся элементов.
1. Уран-238 делится только быстрыми нейтронами. При его делении
выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых нейтрона. Вследствие того, что
эти быстрые нейтроны замедляются в веществе урана-238 до скоростей,
неспособных вызвать деление ядра урана-238, цепная реакция в уране-238
протекать не может.
2. В уране-235 цепная реакция протекать может, так как наиболее
эффективно его деление происходит, когда нейтроны замедлены в 3-4 раза по
сравнению с быстрыми, что происходит при достаточно длинном их пробеге
в толще урана без риска быть поглощенными посторонними веществами или
при прохождении через вещество, обладающее свойством замедлять
нейтроны, не поглощая их.
Поскольку в естественном уране имеется достаточно большое
количество веществ, поглощающих нейтроны (тот же уран-238, который при
этом превращается в другой делящийся изотоп - плутоний-239), то в
современных ядерных реакторах необходимо для замедления нейтронов
применять не сам уран, а другие вещества, мало поглощающие нейтроны
(например, графит или тяжелая вода).
Графит хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому
при использовании графита в качестве замедлителя можно использовать
менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды.
Тяжелая вода очень хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает.
Поэтому при использовании тяжелой воды в качестве замедлителя можно
использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды.
Но производство тяжелой воды очень трудоемко и экологически опасно.
При попадании медленного нейтрона в ядро урана-235 он может быть
захвачен этим ядром. При этом произойдет ряд ядерных реакций, итогом
которых станет образование ядра плутония-239. (Плутоний-239 в принципе
может тоже использоваться для нужд ядерной энергетики, но в настоящее
время он является одним из основных компонентов начинки атомных бомб.)
Поэтому ядерное топливо в реакторе не только расходуется, но и
нарабатывается. У некоторых ядерных реакторов основной задачей является
как раз такая наработка.
Другим способом решить проблему необходимости замедления
нейтронов является создание реакторов без необходимости их замедлять -
реакторов на быстрых нейтронах. В таком реакторе основным делящимся
веществом является не уран, а плутоний. Уран же (используется уран-238)
выступает как дополнительный компонент реакции - от быстрого нейтрона,
выпущенного при распаде ядра плутония, произойдет распад ядра урана с
выделением энергии и испусканием других нейтронов, а при попадании в
ядро урана замедлившегося нейтрона он превратится в плутоний-239,
возобновляя тем самым запасы ядерного топлива в реакторе.
Таким образом, в ядерном реакторе должен использоваться либо
обогащенный уран с замедлителем, поглощающем нейтроны, либо
необогащенный уран с замедлителем, мало поглощающем нейтроны, либо
сплав плутония с ураном без замедлителя.
Данные процессы деления ядер урана происходят в части ядерного
реактора, называемой активной зоной. Там же находится и само топливо. В
результате протекания ядерной реакции выделяется огромное количество
тепла – это и есть начальная тепловая энергия, преобразующаяся
впоследствии в электрическую.
Именно в активной зоне находятся специальные управляющие
стержни, о которых упоминалось ранее, позволяющие регулировать скорость
протекания реакции. Чаще всего – это графит, бор или кадмий, которые
достаточно сильно поглощают нейтроны. Иными словами, чем больше
поглощено нейтронов, тем меньше ядер урана делиться, и, соответственно,
снижается скорость реакции. Чем глубже погружаются стержни, тем меньше
выделяется тепла, и наоборот.
Именно образование тепловой энергии и есть суть цепной реакции.
Тепло из реактора выводится при помощи определенных теплоносителей,
которыми, в зависимости от типа атомной электростанции, могут выступать
вода, металлический натрий или некоторые газы. Они отбирают в активной
зоне тепло, и переносят его в специальные теплообменники, попутно
охлаждая реактор. Эта система и есть первый контур.
Далее вступает в действие второй контур АЭС. В теплообменнике
(парогенераторе) нагревается вода, образующийся в результате этого пар
передается на лопасти турбины, которая через специальную систему
приводит в действие генераторы, непосредственно вырабатывающие
электричество. Электричество в свою очередь передаётся потребителям.
Пруд-охладитель используется для охлаждения воды реакторов атомной
электростанции.
Схема устройства АЭС с реакторам типа ВВЭР представлена на рис. 2

Рис. 2. Устройство АЭС с реактором типа ВВЭР. 1 - СУЗ (система управления и защиты),
т.е. стержни, 2 – топливо, 3 – корпус реактора, 4 – парогенератор, 5 – турбина, 6 – генератор, 7 –
трансформатор, 8 – отпуск энергии потребителю, 9 – пруд-охладитель, 10 – циркуляционный
насос, 11- конденсатор, 12 – питательный насос, 13 - ГЦН (главный циркуляционный насос).

2. Принципы надёжности и безопасности.

Целесообразность строительства и эксплуатации АЭС часто ставят под
сомнение из-за опасности аварий, приводящих к выбросу радиоактивных
веществ в атмосферу. Общеизвестно, что радиоактивный вещества
(радионуклиды) оказывают вредное воздействие на окружающую среду и
человека. Радионуклиды могут попадать в организм через легкие при
дыхании, вместе с пищей, или действовать на кожные покровы. Последствия
облучения разнообразны и очень опасны. Наиболее сильное поражение
радиацией вызывает лучевую болезнь, которая может привести к гибели
человека. Это заболевание проявляется очень быстро – от нескольких минут
до суток. Человечество уже имеет горький опыт знакомства с
катастрофическими последствиями выброса радиоактивных веществ. Пример
тому авария на Чернобыльской АЭС в 1986 году. В результате взрыва на
станции в окружающее пространство было выброшено колоссальное
количество радиоактивных веществ. Перемещение в атмосфере
радиоактивного облака, осаждение радионуклидов с пылью и дождем,
распространение почвенных и поверхностных вод, загрязненных
радиоактивными изотопами, – все это привело к облучению сотен тысяч
человек на территории свыше 23 тыс. км2.
Если вообще отказаться от ядерной энергетики, будет полностью
устранена опасность облучения людей и угроза ядерных аварий. Но тогда для
удовлетворения потребностей в энергии придется наращивать строительство
ТЭЦ и ГЭС. А это неизбежно приведет к большому загрязнению атмосферы
вредными веществами, к накоплению в атмосфере избыточного количества
углекислого газа, нарушению теплового баланса в масштабах всей планеты.
Радиация – грозная и опасная сила, но при должном отношении с ней вполне
можно работать. Характерно, что меньше всего боятся радиации те, кто
постоянно имеет с ней дело и хорошо знает все связанные с ней опасности. В
настоящее время безопасности реакторов уделяется очень большое
внимание. Об этом свидетельствует, в частности, такая цифра: около 70%
всех расходов на реактор связано с защитой людей на территории АЭС и за
ее пределами. Детально и обоснованно обсуждаются вопросы безопасности
эксплуатации ядерных реакторов, не менее горячо – гарантии безопасности
населения вблизи атомных электростанций.
Строгие требования, предъявляемые к охране окружающей среды,
приводят к тому, что специалисты предлагают строить в подходящих местах
своего рода атомные центры, где можно было бы сконцентрировать
несколько реакторов большой мощности, а также завод по переработке
топлива и хранилище радиоактивных отходов. Вокруг таких атомных
центров располагались бы промышленно-аграрные комплексы,
использующие вырабатываемую энергию (в том числе в форме водорода и
пресной воды). Такой комплекс был бы не только эффективнее и
экономичнее, но и лучше защищен от возможных аварий (или диверсий), чем
отдельные, рассредоточенные электростанции и предприятия.
Атомные электростанций третьего поколения намного безопаснее, так
как на них предусмотрено множество защитных систем. В ходе эксплуатации
АЭС обеспечение безопасности основано прежде всего на соответствующих
способах детектирования и контроля, которые гарантируют возможность
своевременного предупреждения опасных ситуаций. В случае аварии система
безопасности должна ограничивать время утечки продуктов деления и
способствовать быстрейшему восстановлению нормальных условий действия
оборудования, в первую очередь так называемых барьеров, которые должны
предотвращать или ограничивать утечку.
Техногенные воздействия на окружающую среду при строительстве и
эксплуатации атомных электростанций многообразны. Обычно говорят, что
имеются физические, химические, радиационные и другие факторы
техногенного воздействия эксплуатации АЭС на объекты окружающей
среды.
Наиболее существенные факторы:
 локальное механическое воздействие на рельеф - при
строительстве,
 повреждение особей в технологических системах - при
эксплуатации,
 сток поверхностных и грунтовых вод, содержащих
химические и радиоактивные компоненты,
 изменение характера землепользования и обменных
процессов в непосредственной близости от АЭС,
 изменение микроклиматических характеристик
прилежащих районов.
Возникновение мощных источников тепла в виде градирен, водоемов -
охладителей при эксплуатации АЭС обычно заметным образом изменяет
микроклиматические характеристики прилежащих районов. Движение воды
в системе внешнего теплоотвода, сбросы технологических вод, содержащих
разнообразные химические компоненты оказывают травмирующее
воздействие на популяции, флору и фауну экосистем.
Особое значение имеет распространение радиоактивных веществ в
окружающем пространстве. В комплексе сложных вопросов по защите
окружающей среды большую общественную значимость имеют проблемы
безопасности атомных станций (АС), идущих на смену тепловым станциям
на органическом ископаемом топливе. Общепризнанно, что АС при их
нормальной эксплуатации намного - не менее чем в 5-10 раз "чище" в
экологическом отношении тепловых электростанций (ТЭС) на угле. Однако
при авариях АС могут оказывать существенное радиационное воздействие на
людей, экосистемы. Поэтому обеспечение безопасности экосферы и защиты
окружающей среды от вредных воздействий АС - крупная научная и
технологическая задача ядерной энергетики, обеспечивающая ее будущее.
Отметим важность не только радиационных факторов возможных вредных
воздействий АС на экосистемы, но и тепловое и химическое загрязнение
окружающей среды, механическое воздействие на обитателей водоемов-
охладителей, изменения гидрологических характеристик прилежащих к АС
районов, т.е. весь комплекс техногенных воздействий, влияющих на
экологическое благополучие окружающей среды.
Рассмотрим механизм воздействия радиации на организм
человека: пути воздействия различных радиоактивных веществ на организм,
их распространение в организме, депонирование, воздействие на различные
органы и системы организма и последствия этого воздействия. Существует
термин "входные ворота радиации", обозначающий пути попадания
радиоактивных веществ и излучений изотопов в организм.
Различные радиоактивные вещества по - разному проникают в
организм человека. Это зависит от химических свойств радиоактивного
элемента.
АС и другие промышленные предприятия региона оказывают
разнообразные воздействия на совокупность природных экосистем,
составляющих экосферный регион АС. Под влиянием этих постоянно
действующих или аварийных воздействий АС, других техногенных нагрузок
происходит эволюция экосистем во времени, накапливаются и закрепляются
изменения состояний динамического равновесия. Людям совершенно
небезразлично в какую сторону направлены эти изменения в экосистемах,
насколько они обратимы, каковы запасы устойчивости до значимых
возмущений. Нормирование антропогенных нагрузок на экосистемы и
предназначено для того, чтобы предотвращать все неблагоприятные
изменения в них, а в лучшем варианте направлять эти изменения в
благоприятную сторону. Чтобы разумно регулировать отношения АС с
окружающей средой нужно конечно знать реакции биоценозов на
возмущающие воздействия АС. Подход к нормированию антропогенных
воздействий может быть основан на эколого-токсикогенной концепции, т.е.
необходимости предотвратить "отравление" экосистем вредными веществами
и деградацию из-за чрезмерных нагрузок. Другими словами нельзя не только
травить экосистемы, но и лишать их возможности свободно развиваться,
нагружая шумом, пылью, отбросами, ограничивая их ареалы и пищевые
ресурсы.
Чтобы избежать травмирования экосистем должны быть определены и
нормативно зафиксированы некоторые предельные поступления вредных
веществ в организмы особей, другие пределы воздействий, которые могли бы
вызвать неприемлемые последствия на уровне популяций. Другими словами
должны быть известны экологические емкости экосистем, величины которых
не должны превышаться при техногенных воздействиях. Экологические
емкости экосистем для различных вредных веществ следует определять по
интенсивности поступления этих веществ, при которых хотя бы в одном из
компонентов биоценоза возникнет критическая ситуация, т.е. когда
накопление этих веществ приблизится к опасному пределу, будет
достигаться критическая концентрация. В значениях предельных
концентраций токсикогенов, в том числе радионуклидов, конечно, должны
учитывать и перекрестные эффекты. Однако этого, по-видимому,
недостаточно. Для эффективной защиты окружающей среды необходимо
законодательно ввести принцип ограничения вредных техногенных
воздействий, в частности выбросов и сбросов опасных веществ. По аналогии
с принципами радиационной защиты человека, упомянутыми выше, можно
сказать, что принципы защиты окружающей среды состоят в том, что
должны быть исключены необоснованные техногенные воздействия,
накопление вредных веществ в биоценозах, техногенные нагрузки на
элементы экосистем не должны превышать опасные пределы, поступление
вредных веществ в элементы экосистем, техногенные нагрузки должны быть
настолько низкими, насколько это возможно с учетом экономических и
социальных факторов.
АС оказывают на окружающую среду - тепловое, радиационное,
химическое и механическое воздействие. Для обеспечения безопасности
биосферы нужны необходимые и достаточные защитные средства. Под
необходимой защитой окружающей среды будем понимать систему мер,
направленных на компенсацию возможного превышения допустимых
значений температур сред, механических и дозовых нагрузок, концентраций
токсикогенных веществ в экосфере. Достаточность защиты достигается в том
случае, когда температуры в средах, дозовые и механические нагрузки сред,
концентрации вредных веществ в средах не превосходят предельных,
критических значений.
Итак, санитарные нормативы предельно - допустимых концентраций
(ПДК), допустимые температуры, дозовые и механические нагрузки должны
быть критерием необходимости проведения мероприятий по защите
окружающей среды. Система детализированных нормативов по пределам
внешнего облучения, пределам содержания радиоизотопов и токсичных
веществ в компонентах экосистем, механическим нагрузкам могла бы
нормативно закрепить границу предельных, критических воздействий на
элементы экосистем для них защиты от деградации. Другими словами
должны быть известны экологические емкости для всех экосистем в
рассматриваемом регионе по всем типам воздействий.
Разнообразные техногенные воздействия на окружающую среду
характеризуются их частотой повторения и интенсивностью. Например,
выбросы вредных веществ имеют некоторую постоянную составляющую,
соответствующую нормальной эксплуатации, и случайную составляющую,
зависящую от вероятностей аварий, т.е. от уровня безопасности
рассматриваемого объекта. Ясно, что чем тяжелее, опаснее авария, тем
вероятность ее возникновения ниже. Нам известно сейчас по горькому опыту
Чернобыля, что сосновые леса имеют радиочувствительность похожую на то,
что характерно для человека, а смешанные леса и кустарники - в 5 раз
меньшую. Меры предупреждения опасных воздействий, их предотвращения
при эксплуатации, создания возможностей для их компенсации и управления
вредными воздействиями должны приниматься на стадии проектирования
объектов. Это предполагает разработку и создание систем экологического
мониторинга регионов, разработку методов расчетного прогнозирования
экологического ущерба, признанных методов оценивания экологических
емкостей экосистем, методов сравнения разнотипных ущербов. Эти меры
должны создать базу для активного управления состоянием окружающей
среды.
Особое внимание следует уделять такому мероприятиям, как
накопление, хранение, перевозка и захоронение токсичных и
радиоактивных отходов.
Радиоактивные отходы, являются не только продуктом деятельности
АС но и отходами применения радионуклидов в медицине, промышленности,
сельском хозяйстве и науке. Сбор, хранение, удаление и захоронение
отходов, содержащих радиоактивные вещества, регламентируются
правилами и нормами по радиационной безопасности в атомной энергетике.
Для обезвреживания и захоронения радиоактивных отходов была
разработана система "Радон", состоящая из шестнадцати полигонов
захоронения радиоактивных отходов.
Выбор земельных участков для хранения, захоронения или
уничтожения отходов осуществляется органами местного самоуправления по
согласованию с территориальными органами Минприроды и
Госсанэпиднадзора.
Вид тары для хранения отходов зависит от их класса опасности: от
герметичных стальных баллонов для хранения особо опасных отходов до
бумажных мешков для хранения менее опасных отходов. Для каждого типа
накопителей промышленных отходов (т.е. хвосто- и шламохранилища,
накопители производственных сточных вод, пруды-отстойники, накопители-
испарители) определены требования по защите от загрязнения почвы,
подземных и поверхностных вод, по снижению концентрации вредных
веществ в воздухе и содержанию опасных веществ в накопителях в пределах
или ниже ПДК. Строительство новых накопителей промышленных отходов
допускается только в том случае, когда представлены доказательства того,
что не представляется возможным перейти на использование малоотходных
или безотходных технологий или использовать отходы для каких-либо
других целей.
Захоронение радиоактивных отходов происходит на специальных
полигонах. Такие полигоны должны находиться в большом удалении от
населенных пунктов и крупных водоемов. Очень важным фактором защиты
от распространения радиации является тара, в которой содержатся опасные
отходы. Ее разгерметизация или повышенная проницаемость может
способствовать отрицательное воздействие опасных отходов на экосистемы.

Заключение
Главное преимущество атомных электростанций — практическая
независимость от источников топлива из-за небольшого объёма его
использования. Расходы на перевозку ядерного топлива, в отличие от
традиционного, ничтожны. В России это особенно важно в европейской
части, так как доставка угля из Сибири слишком дорога.
Энергопотребление на планете растет с каждым годом при
одновременном истощении разведанных сырьевых ресурсов, удорожании их
добычи и транспортировки. По прогнозам, к 2030 году мировые
энергетические потребности увеличатся не менее чем на 50–60%.
Наряду с ростом энергопотребления имеет место катастрофически
быстрое исчерпание самых легкодоступных и удобных органических
энергоносителей – газа и нефти. По прогнозным расчетам, сроки их запасов
сегодня – 50–100 лет. Растущий спрос на энергоресурсы неизбежно ведет к
их прогрессирующему удорожанию.
Таким образом, атомная энергетика является одним из основных
мировых источников энергообеспечения.
К настоящему времени атомная энергетика успешно преодолела кризис
и смогла продемонстрировать свою жизнеспособность, экологическую
привлекательность и возможность безопасного и конкурентоспособного
обеспечения энергопотребностей общества.
В отличие от электростанций, работающих на органическом топливе,
АЭС не выбрасывают в атмосферу загрязняющих веществ, которые
негативно влияют на здоровье людей, являются причиной образования смога
и разрушительно воздействуют на озоновый слой, способствуя глобальному
потеплению.
Ядерное топливо имеет в миллионы раз большую концентрацию
энергии и неисчерпаемые ресурсы, а отходы атомной энергетики –
относительно малые объемы и могут быть надежно локализованы. Один
грамм урана дает столько же энергии, сколько 3 т угля. Объемы ядерных
отходов, образующихся в ходе нормальной работы АЭС, весьма
незначительны, причем наиболее опасные из них можно «сжигать» прямо в
ядерных реакторах.
Стоимость электричества, произведенного на АЭС, ниже, чем на
большинстве электростанций иных типов.
Подсчитано, что если цена ядерного топлива возрастет в 2 раза, то
стоимость электричества, вырабатываемого на АЭС, увеличится всего на
2–4%. Если удвоится цена природного газа или нефти, то стоимость
электричества увеличится на 70 и более процентов!
Однако не стоит забывать, что мирный атом всё равно остаётся атомом.
И дабы избежать новых экологических катастроф, нужно уделять огромное
внимание подготовке высококвалифицированных кадров, качеству
оборудования, а также системам безопасности и защиты.

Список литературы
1. Маргулова Т.Х. «Атомные электрические станции» / Т.Х. Маргулова
2001 г. – 197 с.
2. Иванов В. А. «Эксплуатация АЭС» / В.А. Иванов, 1999 г. – 221 с.
3. Быстрицкий Г.Ф. , Гасангаджиев Г.Г., Кожиченков В.С. Общая
энергетика (Производство тепловой и электрической энергии) / Г.Ф.
Быстрицкий – М.: КноРус, 2012. – 408 с.