ЭНЕРГИЯ МИРНОГО АТОМА...

 

Ядерная энергетика (Атомная энергетика) — это отрасль энергетики, занимающаяся производством электрической и тепловой энергии путём преобразования ядерной энергии.

Обычно для получения ядерной энергии используют цепную ядерную реакцию деления ядер урана-235 или плутония. Ядра делятся при попадании в них нейтрона, при этом получаются новые нейтроны и осколки деления. Нейтроны деления и осколки деления обладают большой кинетической энергией. В результате столкновений осколков с другими атомами эта кинетическая энергия быстро преобразуется в тепло.

 

 

Хотя в любой области энергетики первичным источником является ядерная энергия (например, энергия солнечных ядерных реакций в гидроэлектростанциях и электростанциях, работающих на органическом топливе, энергия радиоактивного распада в геотермальных электростанциях), к ядерной энергетике относится лишь использование управляемых реакций в ядерных реакторах.

Ядерная энергия производится в атомных электрических станциях, используется на атомных ледоколах, атомных подводных лодках; США осуществляют программу по созданию ядерного двигателя для космических кораблей (СССР на момент своего распада уже имел рабочий образец), кроме того, предпринимались попытки создать ядерный двигатель для самолётов (атомолётов) и «атомных» танков.

Ядерная энергетика остаётся предметом острых дебатов. Сторонники и противники ядерной энергетики резко расходятся в оценках её безопасности, надёжности и экономической эффективности. Опасность связана с проблемами утилизации отходов, авариями, приводящими к экологическим и техногенным катастрофам, а также с возможностью использовать повреждение этих объектов (наряду с другими: ГЭС, химзаводами и т.п.) обычным оружием или в результате теракта — как оружие массового поражения. «Двойное применение» предприятий ядерной энергетики, возможная утечка (как санкционированная, так и преступная) ядерного топлива из сферы производства электроэнергии и его использовании для производства ядерного оружия служит постоянным источником общественной озабоченности, политических интриг и поводов к военным акциям 

 

 

Ядерный сектор энергетики наиболее значителен в промышленно развитых странах, где недостаточно природных энергоресурсов — во Франции, Бельгии, Финляндии, Швеции, Болгарии и Швейцарии. Эти страны производят от 20 до 80 (во Франции )% электроэнергии на АЭС.

В США на АЭС производят только 1/8 своей электроэнергии, однако это составляет около 20 % мирового производства.

На Украине вклад ядерной энергетики в общую выработку составляет почти 50 %.

Абсолютным лидером по использованию ядерной энергии являлась Литва. Единственная Игналинская АЭС, расположенная на её территории, вырабатывала электрической энергии больше, чем потребляла вся республика (например, в 2003 году в Литве всего было выработано 19,2 млрд кВт-ч, из них — 15,5 Игналинской АЭС). Обладая её избытком (а в Литве есть и другие электростанции), „лишнюю“ энергию отправляли на экспорт.
Однако, под давлением ЕС (из-за сомнений в её безопасности — ИАЭС использовала энергоблоки того же типа, что и Чернобыльская АЭС), с 1 января 2010 года Игналинская АЭС была окончательно закрыта (предпринимались попытки добиться продолжения эксплуатации станции и после 2009 года, но они не увенчались успехом), сейчас решается вопрос о строительстве на той же площадке АЭС современного типа.

 

 

                         

                           АЭС - КАК ОНА РАБОТАЕТ ?

 

Атомная электростанция является сложным комплексом, состоящим из большого числа сооружений, технологически связанных между собой. Очевидно, что прямое назначение АЭС — выработка электроэнергии. Для этого требуется осуществить много различных технологических операций, обеспечить безотказную и безопасную работу сложного оборудования.

Основным элементом АЭС является энергоблок, в котором смонтированы ядерный реактор — «атомный котел», нагревающий воду, и турбогенератор, вырабатывающий электроэнергию. Последовательность процессов такова: нагретая вода превращается в пар, который вращает турбину. Турбина, в свою очередь, вращает ротор-магнит. Электрический ток производится благодаря известному из курса школьной физики явлению электромагнитной индукции — возникновению электродвижущей силы в замкнутом проводящем контуре при изменении магнитного потока, пронизывающего этот контур. При вращении ротора-магнита в витках окружающего его статора появляется электрический ток. Остается только «снять» напряжение с обмоток и передать электроэнергию внешним потребителям. Однако за кажущейся простотой такого описания устройства энергоблока скрывается огромное количество производящих, контролирующих, управляющих установок, приборов, механизмов, которые жестко, продуманно и эффективно связаны в единую технологическую цепочку.

 

 

Естественно, для работы такого большого числа механизмов и установок требуются определенные затраты энергии, и на это расходуется часть вырабатываемой станцией электроэнергии. Когда все энергоблоки остановлены, агрегаты АЭС могут питаться электроэнергией от внешних энергоисточников – линий электропередач, таких линий три. Для подстраховки, для того чтобы обеспечить в любой ситуации бесперебойное электроснабжение оборудования АЭС, и в первую очередь, оборудования систем безопасности, имеются резервные дизель-генераторные электростанции (по три на каждый энергоблок) и дополнительно – аккумуляторная электростанция для питания систем управления и защиты (СУЗ). Для работы энергоблока обязательно необходимы насосные подстанции, обеспечивающие водоснабжение узлов АЭС. Нужны газосборщики-ресиверы, в которых собираются и очищаются газы. Жизненно необходим спецкорпус, в котором производится подготовка свежего топлива и очистка теплоносителя от радиоактивных примесей, и корпус для переработки отходов. Нужно большое количество других механизмов, приборов и устройств, работа которых скоординирована, отлажена и подчинена одной цели — обеспечить эффективный процесс выработки электроэнергии в совершенно безопасных для человека условиях. То есть, атомная электростанция в действительности является подлинным достижением современной научно-технической мысли, целостным организмом, надежная работа которого обеспечивается множеством составных элементов.

Как любой живой организм, атомная электростанция нуждается и в подаче питания — загрузке топлива, и в обеспечении нормального «пищеварительного» процесса — за режимом работы реакторного отделения и всех вспомогательных установок непрестанно ведется пристальное наблюдение и контроль всех технологических процессов. На случай какой-либо «болезни» предусмотрены все необходимые «лекарства» в виде многократно продублированных и быстродействующих систем управления и защиты и аварийных систем. Жидкие, газообразные и твердые отходы «жизнедеятельности» организма АЭС тщательно собираются, перерабатываются и хранятся в безопасной для человека форме. Чистый же продукт — электроэнергия — через распределительные системы выводится за пределы АЭС.

Добавим, что различные объекты станции соединены закрытыми железобетонными эстакадами, в которых размещены технологические коммуникации. В нижней части защищенных эстакад располагаются трубопроводы для транспортировки низкорадиоактивных сред. По этим трубопроводам вода, содержащая радиоактивные примеси, поступает из каждого реакторного отделения на переработку в спецкорпус.

 

                                КАК УСТРОЕН ЭНЕРГОБЛОК ?

 

Главным сооружением АЭС является энергоблок. В его состав входят: реакторное отделение, машинный зал, деаэраторная этажерка (там установлено оборудование, предназначенное для удаления газов из теплоносителя второго контура), помещения электротехнических устройств. Энергоблок проектируется и строится как самостоятельный объект, отвечающий всем требованиям обеспечения надежной, безотказной и безопасной работы смонтированного в нем энергетического и вспомогательного оборудования.

 

 

                              

«Сердце» атомной станции — ядерный реактор размещен в герметичной защитной оболочке реакторного отделения, которая защищает его от любых внешних воздействий и препятствует попаданию в окружающую среду радионуклидов в случае аварии. Там же, в герметичной защитной оболочке, размещено и все оборудование главного циркуляционного контура. Реактор и главный циркуляционный контур в сборе образуют замкнутый объем для теплоносителя первого контура.

 

 

Кроме оборудования первого контура внутри гермооболочки находятся: оборудование шахт ревизии внутриреакторных устройств, машина перегрузки топлива, полярный кран, оборудование бетонной шахты реактора, включающее в себя, в том числе ряд биологических и температурных защит, бассейны перегрузки и выдержки топлива.

Защитная гермооболочка опирается на железобетонную плиту толщиной 2,4 метра на высоте 13 метров. Диаметр цилиндрической части гермооболочки 45 метров, высота сферической части – 45 метров (верхняя отметка купола – 67,5 метра), толщина железобетонных стен гермооболочки и купола 1,2 метра. Гермооболочка обтянута системой тросов, находящихся внутри стен, с усилием натяжения до 1200 тонн на каждый трос, что обеспечивает исключительную прочность сооружения. Равномерность обтяжки защитной гермооболочки контролируется системой встроенных в нее датчиков, постоянно ведутся мониторинговые работы по определению и оценке геометрии гермооболочки и параметров ее изменения, а также все изменения планово-высотного положения строительных элементов и их частей. До пуска энергоблока проводилась проверка прочности и герметичности защитной гермооболочки внутренним избыточным давлением 5 атмосфер. При этом нагрузка на внутреннюю поверхность гермозоны составляла около 600 000 тонн.

Гермооболочка выполнена из армированного бетона, которая выдержит:
1. падение самолета типа "Миг";
2. землетрясение силой 7 баллов;
3. воздействие ударной волны от взрыва 5 т. тротила на расстоянии 200 м.

 

В окружающей гермооболочку реактора обстройке высотой в 45,6 м и площадью 66 * 66 кв.м размещены блочный щит управления реактором, оборудование систем управления, контроля и защиты энергоблока, устройства вентиляции, фильтры, противопожарное и другое оборудование. В фундаментной части обстройки размещены системы аварийного охлаждения, теплообменники и часть оборудования промежуточного контура, системы подпитки – продувки. С обстройкой реакторного отделения соединяется здание машинного зала и деаэраторного отделения. Здание имеет внушительные размеры — его высота 42 м, а размеры в плане 127 * 57 м. В машинном зале расположены паровая турбина и электрогенератор.

Строительные конструкции энергоблока удовлетворяют всем самым строжайшим требованиям надежности. В частности, оборудование и корпус здания рассчитаны и построены так, что способны без нарушений выдерживать землетрясение в 7 баллов.

Тепловая схема

Тепловая схема энергоблоков с реакторами ВВЭР содержит два контура циркуляции теплоносителя. Первый контур является замкнутым, радиоактивным и предназначен для отвода тепла от реактора и передаче его воде второго контура. Он состоит из реактора, парового компенсатора давления и четырех одинаковых петель охлаждения, включающих в себя главные циркуляционные насосы, трубопроводы, парогенераторы, ионообменные фильтры. Теплоносителем первого контура является вода очень высокой чистоты, находящаяся под высоким давлением в 160 атмосфер, что препятствует ее кипению. В воду первого контура добавляется раствор борной кислоты, которая является сильным поглотителем нейтронов и используется для плавного регулирования мощности реактора.

Главными циркуляционными насосами вода прокачивается через активную зону реактора, где она нагревается с 290 до 320 градусов Цельсия за счет тепла, выделяемого в результате ядерной реакции в активной зоне реактора. Каждый из четырех насосов перекачивает за один час 20 000 кубометров воды. Вода первого контура передает свою теплоту воде второго контура через металлические стенки теплообменных трубок в парогенераторе и возвращается в реактор. Таким образом, создан барьер на пути радиоактивных элементов, содержащихся в воде первого контура, которые не могут проникать во второй контур.

Второй контур предназначен для выработки пара и передаче его на турбину. Он тоже замкнутый, но нерадиоактивный, и включает в себя парогенератор, паропроводы острого пара, турбогенератор мощностью 1030 МВт с конденсационной установкой, насосы и систему регенерации тепла. Парогенераторы выдают насыщенный пар температурой 290 градусов под давлением 64 атмосферы, который подается на паровую турбину, приводящую в движение электрогенератор. Отработавший пар охлаждается в конденсаторах и превращается в воду, которая вновь подается насосом в парогенератор. Охлаждение конденсаторов осуществляется водой, подаваемой насосами из водоема-охладителя.

Подчеркнем, что и первый, и второй контур охлаждения замкнуты.

Как работает "сердце" АЭС?

«Сердцем» атомной электростанции является водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-1000, имеющий тепловую мощность 3000 МВт, что позволяет вырабатывать 1000 МВт электроэнергии. Почему он называется «водо-водяным»? Дело в том, что в реакторах этого типа вода является не только теплоносителем, но и замедлителем быстрых нейтронов, что требуется для его работы, исходя из физических закономерностей. Это одно из существенных отличий реакторов типа ВВЭР. В ядерном реакторе осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер урана, сопровождающаяся выделением энергии. Известно, что мощности в 1 МВт соответствует цепная реакция, в которой за 1 секунду происходит 3*1016 (30 миллионов миллиардов) актов деления.

Реактор, состоит из 14 конструкционных элементов, и включает в себя: корпус реактора, крышку реактора, верхний блок с приводами системы управления и защиты, внутрикорпусную шахту, выгородку, блок защитных труб, электрооборудование, образцы – свидетели, образцы – имитаторы и другое технологическое оборудование. Общий вес реактора – 740 тонн.

Корпус реактора диаметром 4,5 метра выполнен из нержавеющей стали и рассчитан на высокое давление. В нижней части реактора, называемой активной зоной, находится ядерное топливо, регулирующие стержни, отражатель нейтронов. Именно здесь, в активной зоне, происходит передача тепла от топлива теплоносителю – воде первого контура, подающейся главными циркуляционными насосами. Над герметично соединенной с корпусом крышкой реактора расположены приводы систем управления и защиты. Общая высота реакторной установки около 20 метров.

 

Топливо размещается в активной зоне реактора в виде 163 топливных сборок. В реакторе ВВЭР-1000 используются тепловыделяющие сборки ТВС-2 с жестким опорным каркасом, в каждой из которых содержится 312 тепловыделяющих элементов – ТВЭЛов. ТВЭЛ представляет собой герметично заваренную трубку диаметром 9 мм из циркониевого сплава, в которой находятся таблетки спеченной двуокиси урана. Отметим, что в топливе содержится примерно 4% изотопа урана U-235, который способен делиться на два осколка при захвате нейтрона и поддерживать цепную реакцию благодаря тому, что при делении его ядер кроме продуктов деления образуются дополнительные нейтроны.

Теплота в реакторе выделяется за счет цепной реакции деления ядер урана U-235 при поглощении ими замедленных нейтронов. Продукты деления – «осколки» ядер – имеют огромную скорость, и их кинетическая энергия переходит в тепловую при торможении в веществе топливной таблетки. При работе реактора температура внутри ТВЭЛов достигает двух тысяч градусов!

В отличие от урана, продукты деления, среди которых есть и твердые вещества и газы (ксенон, криптон), обладают очень высокой радиоактивностью, поэтому топливо и заключено в герметичные циркониевые оболочки, препятствующие выходу осколков деления в теплоноситель первого контура.

Топливо находится в активной зоне реактора 3 года. За это время незначительная часть ТВЭЛов может потерять герметичность вследствие возникновения микротрещин в циркониевых оболочках. Вследствие этого в теплоноситель первого контура могут попадать продукты деления, в основном газообразные. Кроме того, под действием нейтронных потоков в активной зоне реактора происходит активация теплоносителя, то есть появление в нем новых радиоактивных ядер. Основной вклад в наведенную радиоактивность вносят активированные примеси теплоносителя (соли, продукты коррозии, продукты износа движущихся частей оборудования) и кислород. В результате всех этих процессов теплоноситель имеет достаточно высокую радиоактивность, хотя и на много порядков меньшую, чем у облученного топлива в ТВЭЛах. Эти факты хорошо известны, именно поэтому в системах безопасности реактора предусмотрены необходимые меры для того, чтобы теплоноситель не мог оказаться в контакте с людьми или атмосферой. Кроме того, производится непрерывная очистка теплоносителя первого контура от примесей, чтобы не допускать повышение его радиоактивности сверх установленного предела.

Управление и защита ядерного реактора осуществляются регулированием интенсивности потока нейтронов при перемещении по высоте активной зоны стержней, поглощающих нейтроны. Стержни изготовлены из карбида бора, вещества, сильно поглощающего нейтроны, и перемещаются в специальных направляющих каналах, размещённых между ТВЭЛами внутри топливных сборок. Чем глубже введены стержни в активную зону, тем больше нейтронов поглощается. При небольших перемещениях стержней вверх или вниз цепная ядерная реакция будет либо развиваться, либо затухать, то есть мощность реактора будет либо расти, либо уменьшаться. При глубоком введении стержней цепная реакция полностью прекращается из-за сильного поглощения нейтронов. Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления реактором.

Кроме системы управления и защиты, основанной на перемещении поглощающих стержней, воздействие на нейтронный поток в активной зоне осуществляется также с помощью борного регулирования, то есть изменением концентрации борной кислоты в первом контуре. При высокой концентрации борной кислоты в активной зоне происходит настолько сильное поглощение нейтронов, что цепная реакция прекращается.

Размещение поглощающих стержней внутри активной зоны реактора определяется по результатам расчётов и измерений нейтронных полей. Как правило, для управления мощностью реактора и обеспечения симметричности нейтронных полей в активной зоне реактора достаточно 10% управляющих стержней, а оставшиеся 90% находятся над активной зоной и при необходимости могут быть применены для экстренной остановки реактора автоматикой или оператором со щита управления.

Обеспечение безопасной эксплуатации ядерной энергетической установки основано на глубоких знаниях об ядерных, тепловых, химических и механических процессах, протекающих в ней, и высоком уровне технического обеспечения. При этом реализуются следующие основные принципы:

  • переходные регулируемые режимы мощности реактора осуществляются при очень малой реактивности за счет запаздывающих нейтронов (параметр реактивности определяет различные режимы работы реактора, малая реактивность соответствует почти стационарному, то есть устойчивому во времени режиму работы реактора);
  • в реакторе действует механизм отрицательной обратной связи по температуре и мощности, так что при малых отклонениях параметров реактора и теплоносителя реактор проявляет свойство саморегуляции, когда режим его работы оказывается устойчивым;
  • регулирование мощности реактора основано не только на применении твердых поглотителей (поглощающих стержней), но и на использовании жидких поглотителей нейтронов – изменение концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура;
  • используются дистанционные системы контроля и управления реактором, дублирование ряда устройств, применяются только узлы и агрегаты с высокой степенью надежности их работы.

Обеспечению безопасности эксплуатации атомной станции, повышению надежности и эффективности ее работы служат и плановые профилактические работы, проводимые ежегодно на каждом из работающих энергоблоков. Эти профилактические работы, называемые планово-предупредительным ремонтом (ППР), являются обязательным этапом производственной деятельности всех атомных электростанций. Цель ППР - обследование и ремонт оборудования для обнаружения и устранения скрытых дефектов; перегрузка ядерного топлива; замена узлов и агрегатов, выработавших ресурс, модернизация оборудования. Один раз в четыре года работающий энергоблок выводится в капитальный ППР с полной выгрузкой ядерного топлива из активной зоны реактора. Во время капитального ППР проводятся обследования технического состояния и испытания внутрикорпусных устройств, а также испытания корпуса реактора на прочность.

Добавим, что в настоящее время в мире находятся в эксплуатации более 40 реакторов типа ВВЭР различной мощности, при этом за все время работы на них не зарегистрировано ни одной серьезной аварии.

                                     Обращение с ядерным топливом

Ядерным топливом, «пищей» для ядерного реактора является вещество, в котором возможна цепная реакция деления ядер. Существует только одно природное ядерное топливо — уран, точнее его изотоп U-235, способный к делению нейтронами и поддержанию цепной реакции (ядерное горючее). Топливо, используемое в реакторах типа ВВЭР, должно содержать примерно 4 – 4,5 % изотопа U-235, но содержание этого изотопа в добываемом природном уране составляет всего 0,7%, остальные 99,3% - изотоп U-238. Поэтому сначала природный уран «обогащают», повышая процентное содержание U-235. Далее на заводах-изготовителях ядерного топлива прессуются и спекаются таблетки из двуокиси урана с добавлением необходимых компонентов, и производится изготовление ТВЭЛов, из которых собирают тепловыделяющие сборки (ТВС).

Свежее топливо поступает на АЭС в виде ТВС, которые можно перевозить совершенно безопасно — эти сборки перевозят в специальных транспортных контейнерах, разработанных по нормам МАГАТЭ специально для перемещения ТВС с завода-изготовителя на АЭС. В конструкции контейнеров предусмотрены все возможные аварийные ситуации на транспорте. Напомним, что естественная радиоактивность свежего топлива в ТВС достаточно низка — ни облучение людей, ни сколько-нибудь значительное загрязнение местности даже в случае транспортной аварии невозможны. Общая масса топлива в полной загрузке активной зоны реактора – около 80 тонн.

Обращение с топливом, особенно облученным, требует особых мер безопасности. На атомной станции действует специальная система транспортировки и хранения свежего и отработанного топлива. Основные операции с ядерным топливом следующие:

  • прием, хранение и подготовка свежего топлива к загрузке в реактор;
  • перегрузка топлива в реакторе;
  • хранение отработанного топлива;
  • отправка отработанного топлива с территории станции.

Каждый пункт в этой последовательности операций выполняется с четким соблюдением временного и технологического режимов, правил техники безопасности.

На атомной станции свежее топливо хранится в узле свежего топлива, расположенном в спецкорпусе. Здесь проводятся все операции с ядерным топливом до момента его загрузки в реактор: прием топлива, входной контроль, хранение (в специальных чехлах), подготовка свежих ТВС к загрузке. Доставка ТВС в реакторное отделение производится в защитных чехлах на специальной внутристанционной платформе.

Отработанное топливо (ОЯТ) имеет высокую радиоактивность, поэтому все операции по замене отработавших ТВС на свежие, перестановке ТВС внутри активной зоны реактора выполняются с помощью специального механизма – перегрузочной машины под слоем воды, обеспечивающим защиту персонала от гамма–излучения. А хранение отработавших топливных сборок производится внутри герметичной оболочки реакторного отделения в стеллажах бассейна выдержки под защитным слоем воды, содержащей раствор борной кислоты. Это обеспечивает необходимую радиационную защиту и охлаждение тепловыделяющих сборок за счет естественной циркуляции.

ОЯТ выдерживается на АЭС не менее трех лет, при этом ведется постоянный контроль уровня и температуры воды в бассейне выдержки и концентрации в ней борной кислоты. Затем ОЯТ вывозят на предприятие по регенерации топлива в специальных транспортных контейнерах ТК-13, обеспечивающих полную безопасность при транспортировке железнодорожным транспортом даже в случае железнодорожных аварий. Вывоз топлива производится специальным эшелоном, в состав которого входят несколько вагон-агрегатов с транспортными контейнерами.

ОЯТ представляет собой ценное сырье, в результате переработки которого подавляющая часть выделенных элементов будет вновь использовано, а объем радиоактивных отходов значительно уменьшится. Конечно, для соблюдения норм безопасности все операции с выгоревшими ТВС, включая и загрузку транспортных контейнеров, производятся только под защитным слоем воды в бассейне выдержки.

Для любознательных:
При 4,4% обогащении на одну тонну свежего ядерного топлива приходится 44 килограмма изотопа урана U-235 и 956 килограммов изотопа урана U-238. При выделении 1 МВт тепловой мощности в течение суток в ядерном реакторе расходуется 1 г U-235. Таким образом, в сутки энергоблок АЭС расходует около 3 кг U-235, а за год – приблизительно 1 тонну делящегося материала.

ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ

Безусловно, вопросам безопасности на АЭС уделяется максимальное внимание.

Следует понимать, что «безопасность» любой сложной технической системы, как и любого человека, любых обществ, государств и Земли в целом является относительным понятием и не может быть абсолютной. Термин «безопасность» следует рассматривать как систему мер по защите от опасностей, как умение предвидеть и предотвращать опасные ситуации.

Безопасность атомной станции – это свойство обеспечивать защищенность персонала, населения и окружающей среды от радиационного воздействия АЭС во всех режимах ее эксплуатации и при любых аварийных ситуациях, ограничивая это воздействие допустимыми пределами. Используя военные термины, можно сказать, что безопасность АЭС обеспечивается за счет последовательной реализации концепции глубокоэшелонированной защиты. Она основана на применении системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ, а также системы технических и организационных мер по защите этих барьеров, сохранению их эффективности и мер по защите персонала, населения и окружающей среды.

Концепция глубокоэшелонированной защиты осуществляется на всех этапах, начиная с выбора площадки размещения АЭС и ее строительства. Приоритетной при этом является стратегия предотвращения неблагоприятных событий при эксплуатации.

Высоки ли барьеры безопасности

Важнейшим требованием принципа глубокоэшелонированной защиты является организация физических барьеров безопасности. На пути распространения радионуклидов в окружающую среду создается целый комплекс независимых преград — барьеров безопасности, которые действуют независимо от вмешательства человека. Их основная задача — максимально удержать радиоактивные продукты там, где они образовались: в ТВЭЛе, технологическом контуре, не допустить попадания радиоактивных веществ в окружающую среду в опасных для человека концентрациях.

Первым из таких барьеров является само спрессованное в таблетки и спеченное до состояния керамики ядерное топливо – «топливные матрицы». В них удерживается основное количество нуклидов, образующихся в процессе деления ядер.

Вторым барьером, препятствующим попаданию продуктов деления в теплоноситель первого контура, является трубчатая циркониевая оболочка ТВЭЛов. Однако и сквозь нее нуклиды могут в малых количествах попадать в теплоноситель, поскольку в оболочках ТВЭЛов могут быть микродефекты.

Третьим барьером безопасности являются стенки оборудования и трубопроводов первого контура. Чтобы избежать возможного последующего попадания нуклидов в атмосферу, вся система организации и контроля качества монтажа и функционирования первого контура обеспечивает невозможность контакта теплоносителя с атмосферой и персоналом. Для этого, например, перед началом эксплуатации первый контур подвергается гидравлическим испытаниям на прочность и герметичность внутренним давлением 250 атмосфер.

Четвертым барьером является система локализации последствий аварии. Она состоит из герметичной защитной оболочки, внутри которой расположены все оборудование и трубопроводы первого контура с радиоактивным теплоносителем, и спринклерной системы . Вся внутренняя поверхность облицована стальными листами толщиной 8 миллиметров, образующими полностью герметичный объем. К онструкция герметичной оболочки позволяет выдерживать все возможные виды внешних воздействий — землетрясения силой до 7 баллов, смерчи, ураганы, пыльные бури, воздушные ударные волны (например, при взрывах), падение самолета массой до 20 тонн при скорости в 700 км в час и прочие.

Безаварийная эксплуатация

В обеспечении безопасности АЭС решающее значение имеет безаварийная работа реакторной установки, оборудования первого и второго контуров.

Все основные элементы первого контура имеют специальные устройства и приспособления для проведения проверок, испытаний и наблюдения режима их работы. Контроль состояния металла проводится постоянно в течение всего срока эксплуатации. Это обеспечивается специальными системами, а также использованием комплектов образцов-имитаторов и образцов–свидетелей, общий вес которых превышает 2800 килограммов. Эти образцы позволяют в течение всего периода эксплуатации реактора уверенно отслеживать лабораторными методами состояние металла и сварных швов первого контура, вовремя реагировать на изменения их механических свойств, а также химического состава и макроструктуры под воздействием ионизирующих излучений. Для выявления микротрещин и других дефектов металла используется также дистанционно управляемый механический манипулятор, который позволяет осматривать снаружи 100% поверхности днища и цилиндрической части корпуса реактора.

При эксплуатации энергоблока производится непрерывный контроль и управление параметрами оборудования. Для обеспечения надежности защитных барьеров на АЭС существует система защиты самих барьеров, основанная на соблюдении пределов и условий безопасной эксплуатации. Это, в частности, предотвращает разрушение или повреждение оборудования. Например:

- Реактор имеет защиту по уровню мощности, по периоду разгона, по параметрам теплоносителя, по работоспособности органов регулирования, а весь первый контур – по превышению давления. Слабые колебания давления в первом контуре самокомпенсируются, значительные колебания давления сглаживаются путем срабатывания регуляторов давления в компенсаторе давления, а при сверхнормативном повышении давления срабатывает система защиты первого контура. Через импульсно-предохранительные клапаны часть пара сбрасывается из компенсатора давления в специальный бак-барботёр.

- Парогенератор имеет защиту по давлению и уровню воды в нем. В ситуации, когда в парогенераторах уровень воды снижается ниже необходимого и одновременно, по каким-либо причинам, не работают турбопитательные и вспомогательные насосы машинного зала, в действие вступает система аварийной питательной воды парогенераторов, подающая требуемый объем воды.

- Парогенераторы и трубопроводы второго контура имеют защиту по превышению давления. Для их защиты предусмотрены предохранительные клапаны парогенератора и быстродействующие редукционные установки для сброса лишнего пара в конденсатор или в атмосферу. Напомним, что пар из второго контура нерадиоактивен.

- Турбина имеет защиту по частоте вращения и осевому смещению ротора, по уровню вибрации подшипников и другим параметрам.

Защита энергоблока в целом осуществляется посредством снижения мощности реактора или полного прекращения в нем цепной реакции с помощью системы управления и защиты реактора. Снижение мощности происходит по сигналам предупредительной защиты какого-либо оборудования (при небольших отклонениях в параметрах), а полное глушение реактора – при формировании сигнала аварийной защиты. Аварийная защита вызывает одновременное падение под действием собственного веса всех поглощающих стержней до крайнего нижнего положения за время 3-4 секунды. Предупредительная защита вызывает движение групп поглощающих стержней вниз с рабочей скоростью, а исчезновение сигнала первопричины приводит к снятию команды. Например, при увеличении мощности реактора на 4% выше номинальной срабатывает предупредительная защита, а при превышении мощности на 7% - аварийная. При обесточивании одного или двух главных циркуляционных насосов и в некоторых других случаях производится ускоренная разгрузка блока – быстрое снижение мощности до уровня 40 – 50% от номинальной.

Специальные системы обеспечения эксплуатации

В процессе нормальной эксплуатации в первом контуре энергоблока могут образовываться радиоактивные продукты. Для поддержания на допустимом уровне радиоактивности теплоносителя первоначально первый контур заполняется сверхчистой химически обессоленной водой с добавкой борной кислоты. В процессе эксплуатации часть теплоносителя непрерывно отводится на установку спецводоочистки. В состав установки входят механические и ионообменные фильтры, которые удаляют из воды соли и оксиды металлов. После очистки вода поступает в деаэратор подпитки, где из нее удаляются растворенные газы. Затем насос подпитки возвращает очищенную воду в контур.

Система спецводоочистки – это целый комплекс раздельных высокопроизводительных установок для обработки всех жидких сред реакторного отделения – от теплоносителя первого контура до воды спецпрачечной и душевой - с целью возврата их в технологический цикл.

Технологический процесс на атомной станции предусматривает постоянное удаление из теплоносителя присутствующих и образующихся в нем газов. Газообразные отходы образуются также в бассейнах выдержки отработанного топлива и при дегазации растворов в баках выдержки. Для удаления из технологических систем газов, в том числе радиоактивных, существует система спецгазоочистки. В ее установках газы выдерживаются, осушаются, очищаются на различных фильтрах и только потом выбрасывается в вентиляционную трубу.

Для предотвращения выброса радиоактивных веществ с вентиляционным воздухом имеется система спецвентиляции. Она охватывает так называемую зону строгого режима, то есть те помещения, в воздухе которых возможно появление радиоактивных веществ. На АЭС к зоне строгого режима относятся гермооболочка, помещения спецводоочистки и спецгазоочистки, хранилища радиоактивных отходов и некоторые другие помещения. Система спецвентиляции работает по приточно-вытяжной схеме. При этом вся зона строгого режима находится под разрежением, что за счет перепада давления исключает попадание воздуха из этих помещений в более чистые. Воздух проходит тщательную очистку с использованием системы фильтров и затем выбрасывается через вентиляционную трубу высотой 100 метров. Процесс выведения газов из помещений АЭС обязательно сопровождается дозиметрическим контролем содержания радионуклидов в удаляемом воздухе.

Отвод в окружающую среду низкопотенциального тепла от бассейнов выдержки и перегрузки топлива, а также оборудования и систем первого контура при остановках реактора осуществляется с помощью системы технического водоснабжения, в составе которой имеются брызгальные бассейны. Отвод тепла происходит через промежуточный водяной контур, который является надежным барьером на пути возможного попадания радионуклидов в природные водоемы или атмосферу.

Системы безопасности

Системам безопасности на АЭС уделяется исключительно большое внимание. Ведь именно эти системы в любой нештатной ситуации обеспечивают защиту персонала и населения от загрязнения радиоактивными веществами. В составе систем безопасности АЭС имеются устройства различных типов: активные и пассивные, защитные и локализующие, устройства энерго- и водоснабжения, элементы контроля и управления.

Давайте подробнее рассмотрим, как действуют основные системы безопасности АЭС. Например, при появлении сигналов о разгерметизации первого или второго контуров, а также при полном обесточивании блока включаются системы безопасности и на некоторое время (примерно 30 минут) блокируется любое вмешательство оперативного персонала в действия этих систем. Это делается для того, чтобы исключить какие-либо ошибочные действия персонала. Считается, что за 30 минут операторы разберутся в ситуации и будут способны принимать адекватные меры по ограничению последствий аварии, до этого работает только автоматика. Системы безопасности обеспечивают полное глушение реактора, отвод тепла от активной зоны, локализацию продуктов деления внутри защитной гермооболочки.

Как это происходит? В активную зону реактора менее чем за 4 секунды сбрасываются все поглощающие стержни. Системой аварийного впрыска в активную зону реактора подается раствор борной кислоты высокой концентрации – 40 г/литр (напомним, что раствор борной кислоты является эффективным поглотителем нейтронов и, значит, регулятором скорости протекания ядерной реакции). Цепная реакция прекращается. Однако и после остановки реактора в активной зоне продолжается тепловыделение на довольно высоком уровне за счет распада короткоживущих высокоактивных радионуклидов, являющихся продуктами деления урана U-235. Для отвода тепла при уменьшении давления в первом контуре ниже рабочего в 160 атмосфер система обеспечивает подачу в реактор раствора борной кислоты. Если же давление опустится ниже 110 атмосфер, то включится система аварийного ввода раствора борной кислоты высокого давления, в которой помимо основного бака с раствором имеется еще и бак с аварийным запасом раствора борной кислоты. При падении давления в первом контуре ниже 60 атмосфер эти системы дополняются подключением гидроемкостей системы аварийного охлаждения активной зоны. Эти системы производят залив активной зоны раствором борной кислоты с целью охлаждения и гарантированного глушения реактора.

Спринклерная система разбрызгивает внутри герметичной оболочки холодную воду, так что пар, образующийся в случае протечки теплоносителя, конденсируется, что приводит к снижению давления и температуры внутри оболочки. Спринклерная система разбрызгивает не просто воду, а раствор борной кислоты из бака аварийного запаса, с добавлением специальных растворов для связывания радиоактивных изотопов йода в воздушном пространстве под защитной гермооболочкой реактора.

Вода, охлаждающая реактор и распыляемая спринклерной системой, циркулирует по замкнутому контуру, проходя очистку в ионообменных фильтрах. Выделяемое в реакторе тепло отбирается в специальных теплообменниках водой промежуточного контура, а вода промежуточного контура, в свою очередь, охлаждается водой брызгальных бассейнов. Все эти действия не только не требуют вмешательства оперативного персонала, но в определенных случаях автоматика предотвращает чье–либо вмешательство в свою работу.

В составе оборудования системы безопасности энергоблока имеются резервные дизельные электростанции мощностью 5 МВт каждая (по три электростанции, дублирующих друг друга, на каждый блок!). Их задача – обеспечить аварийное питание в любых непредвиденных обстоятельствах (например, обрыв внешних линий электропередач) всех трёх каналов систем безопасности.

Нужно отметить, что для повышения надежности систем безопасности атомной станции, а также для исключения ложных срабатываний они построены с соблюдением следующих принципов:

  • резервирование — трехканальное, причем каждый из трех каналов одной системы безопасности способен полностью выполнить все функции, возлагаемые на систему в целом, то есть справиться с аварией;
  • функциональная независимость, когда каждый канал управления, контроля, электропитания, отвода тепла, охлаждения выполнен независимым от других каналов системы;
  • территориальная независимость, когда оборудование, трубопроводы, кабели электропитания и управления и прочие элементы систем безопасности разных каналов нигде не пересекаются, размещены в разных помещениях, а помещения удалены друг от друга на максимально возможное расстояние и не могут быть выведены из строя по общей причине;
  • разнообразие принципов действия и максимальное использование пассивных систем, то есть таких, действие которых не зависит от наличия источника энергии.

Каковы условия безопасной эксплуатации?

Кроме рассмотренных нами технических и организационных мероприятий, обеспечивающих безопасность атомной станции, разработаны и действуют «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций», обобщающие многолетний опыт и результаты многочисленных исследований.

В соответствии с этим документом все системы и отдельные элементы АЭС, важные для безопасности, подвергаются испытаниям для проверки проектных характеристик. Такие проверки обязательно проводятся при вводе в эксплуатацию, после ремонта и периодически в течение всего срока эксплуатации станции.

Например, опробование каждого из трех каналов систем безопасности при эксплуатации энергоблока происходит с периодичностью один раз в месяц, то есть каналы проверяются по очереди с интервалом в 10 дней. Если хотя бы один из каналов какой-либо из систем безопасности не работает, энергоблок останавливается (допускается работа энергоблока не более 72 часов с выведенным в ремонт одним каналом системы безопасности).

Для обеспечения нормальной эксплуатации АЭС должны выполняться следующие требования:

  • руководители и персонал обязаны выполнять требования технологического регламента;
  • организационная структура и штат персонала должны соответствовать стандартным требованиям типовой организационной структуры управления АЭС;
  • эксплуатация энергоблока должна осуществляться только в рамках инструкций по эксплуатации оборудования и систем с обязательным ведением оперативного журнала;
  • весь комплекс организационных мероприятий по обеспечению безопасности должен осуществляться в полном объеме, без каких-либо исключений;
  • техническое обслуживание оборудования и всех систем, их испытания и инспекционные проверки должны проводиться в строгом соответствии с нормами технического регламента;
  • должен строго выполняться весь комплекс противоаварийных и противопожарных мероприятий, включая регулярные противоаварийные и противопожарные тренировки персонала;
  • квалификация персонала должна удовлетворять всем требованиям, предъявляемым к персоналу.

Подготовка руководителей, специалистов и рабочих происходит в учебно-тренировочном подразделении АЭС. Обучение оперативного персонала блочного щита управления энергоблоком осуществляется с использованием полномасштабного тренажера, позволяющего приобретать навыки управления технологическим процессом в различных режимах работы оборудования. Подготовка оперативного персонала включает теоретическую подготовку, тренировки на тренажерах, стажировку персонала на действующем энергоблоке и завершается выдачей свидетельства об окончании курса подготовки. Оперативный персонал, ответственные за безопасную эксплуатацию атомной станции, проходит профессиональный психологический и психофизиологический отбор, включающий подбор при приеме на работу и психологическое обследование при назначении на должность, а также психофизиологическое обследование перед каждой сменой и текущий психофизиологический контроль непосредственно в процессе работы.

Обращение с радиоактивными отходами

Мы знаем, что технологический процесс на атомной станции сопровождается образованием жидких и твердых радиоактивных веществ и материалов. Например, во время работы ядерного реактора становится радиоактивным часть оборудования первого контура, а в теплоносителе первого контура накапливаются радиоактивные элементы – продукты деления ядерного топлива, а также активированные в нейтронном потоке примеси и продукты коррозии конструкционных материалов.

Переработка и хранение радиоактивных отходов АЭС производится в здании спецкорпуса. К числу твердых радиоактивных отходов относятся элементы оборудования первого контура с наведенной радиоактивностью, заменяемые при ремонте, например, датчики нейтронного потока, а также загрязненные спецодежда и ветошь, фильтры систем газоочистки. К жидким радиоактивным отходам относятся отработанные смолы ионообменных фильтров и концентрированные солевые растворы систем спецводоочистки.

Твердые радиоактивные отходы (ТРО) собирают в специальные контейнеры в местах их образования. Одновременно с загрузкой в контейнеры производится сортировка ТРО по уровню активности. Для уменьшения объема горючие ТРО сжигают в специальных печах, оборудованных фильтрами, не допускающими выбросов радионуклидов в окружающую среду вместе с дымовыми газами. Негорючие ТРО подвергают дроблению и прессованию. После такой переработки ТРО помещают в стальные емкости и заливают цементным раствором. В таком связанном виде твердые радиоактивные отходы поступают в ячейки хранилища ТРО, которое также находится в спецкорпусе.

Емкость ячеек хранилища рассчитана на хранение ТРО в течение всего срока работы АЭС. Ячейки хранилищ выполнены из железобетона, дно ячеек находится выше уровня грунтовых вод, имеет гидроизоляцию снаружи строительных конструкций и поддон из нержавеющей стали. Над хранилищем отходов сделаны кровля и перекрытие, исключающие попадание атмосферных осадков в ячейки для хранения ТРО. Хранилище находятся под строгим дозиметрическим контролем. Для контроля утечек из хранилищ ЖРО по периметру здания сделаны наблюдательные скважины, из которых для анализа на содержание радиоактивных веществ регулярно отбираются пробы воды. Основную долю общего объема ТРО — около 98% составляют низкоактивные отходы. ТРО высокой и низкой степени радиоактивности хранятся раздельно.

Можно уверенно сказать, что технология обращения с твердыми радиоактивными отходами абсолютно исключает их контакт с внешней средой и влияние на человека, обеспечивая защиту окружающей среды и населения.

Жидкие радиоактивные отходы (ЖРО) образуются в результате очистки теплоносителя первого контура и других жидкостей, которые содержат радионуклиды. Для снижения активности (уменьшения количества радионуклидов) и поддержания постоянного химического состава теплоносителя часть его постоянно отводится на фильтры внутриконтурной очистки в блок спецводоочистки. В качестве фильтрующих материалов используются ионообменные смолы. Периодически их заменяют свежими, а отработанные смолы фильтров спецводоочистки собирают в емкости промежуточного хранения, находящиеся в спецкорпусе. После выдержки в течение определенного времени, чтобы успели распасться короткоживущие радионуклиды, эти ЖРО из состояния полужидкого шлама переводят в твердую фазу — смешивают с цементом и заливают в стальные бочки. Далее с ними поступают так же, как и с твердыми радиоактивными отходами.

Другие радиоактивные жидкости – это дезактивационные и промывочные растворы, которыми обрабатывают оборудование, вода бассейнов выдержки и перегрузки топлива, вода баков аварийного запаса борной кислоты и так называемые трапные воды — случайные протечки теплоносителя и обмывочные воды и растворы, использованные для дезактивации наружных поверхностей оборудования, а также полов, стен и потолков помещений. Даже с водой от умывальников, прачечной и душевых, которую не относят к радиоактивной из-за ничтожного содержания радионуклидов, обращаются, как с радиоактивной жидкостью. Воды, сильно загрязненные механическими примесями и химическими соединениями, например, трапные, подвергают упариванию. Их объем уменьшается в сотни раз, а об разующийся в результате переработки солевой концентрат (кубовый остаток), в котором содержатся все радиоактивные примеси, остается в спецкорпусе в качестве жидких радиоактивных отходов. Этот кубовый остаток имеет консистенцию очень жидкого киселя. Его закачивают в специальные емкости из нержавеющей стали для выдержки в течение 2-3 лет, пока не распадутся короткоживущие радионуклиды, создающие основной радиационный фон. После выдержки эти ЖРО направляют на дополнительное выпаривание, а потом цементируют в стальных бочках и в дальнейшем обращаются, как с твердыми радиоактивными отходами. Дистиллят, образующийся при упаривании трапных вод и других ЖРО, после очистки на ионообменных фильтрах возвращается в технологический цикл АЭС.

Емкости для выдержки ЖРО монтируются в железобетонных помещениях, которые расположены выше уровня грунтовых вод и имеют надежную гидроизоляцию. Внутри эти помещения облицованы нержавеющей сталью до такого уровня, чтобы при разливе жидкостей в емкости промежуточного хранения исключить попадание ЖРО на стены помещения (конструкция типа «банка в банке»).

При работе одного энергоблока в течение года в емкости узла хранения поступает от 50 до 100 кубических метров ЖРО.

Контроль возможных протечек в помещениях, где хранятся ЖРО, ведется постоянно. Вокруг здания — хранилища емкостей — пробурены скважины для постоянного контроля состояния грунтовых вод.

Организация переработки, хранения и контроля состояния жидких радиоактивных отходов на атомной станции позволяет полностью исключить попадание этих отходов в поверхностные и грунтовые воды. АЭС по отношению к окружающей среде можно с полным основанием считать безопасным производством.

Для любознательных:
Трудно удержаться от сравнения атомной и угольной электростанций по количеству потребляемого топлива и произведенных отходов. Как мы уже знаем, реактору ВВЭР-1000 требуется 66 тонн уранового топлива для работы в течение трех лет, которое в дальнейшем отправят на регенерацию. За это же время в ячейки строго контролируемых хранилищ поступит примерно 200 кубометров радиоактивных отходов, из которых 90% - слаборадиоактивные.
Чтобы обеспечить в течение года работу угольной электростанции, по мощности равной одному энергоблоку АЭС, требуется около 5 миллионов тонн угля. Представьте себе, что каждые 5-6 часов эшелон из 50 вагонов по 60 тонн въезжает в ворота угольной станции и выходит оттуда пустым. Так вот, значительная часть из этих 5 миллионов тонн – отходы. Это не такие уж безвредные горы - золоотвалы под открытым небом, сотни тысяч тонн пыли, оксиды серы и азота, вылетающие в трубу и выпадающие потом на землю с кислотными дождями, а также более 5 миллионов тонн углекислого газа.
Выводы можете сделать сами.

Что такое «культура безопасности»?

После аварии в Чернобыле Международная консультативная группа по ядерной безопасности (INSAG) при Генеральном директоре МАГАТЭ пришла к выводу о необходимости формирования и поддержки так называемой «культуры безопасности» как важнейшего условия безопасности АЭС. Содержание концепции «культура безопасности» выходит за рамки чисто эксплуатационной деятельности и охватывает все виды деятельности, на всех стадиях жизненного цикла АЭС, которые могут оказать влияние на безопасную эксплуатацию станции. Оно даже охватывает высшие сферы управления, в том числе законодательную и нравственную, которые, согласно концепции, должны формировать национальный климат, при котором безопасность является делом ежедневного внимания.

Культура безопасности связана напрямую с человеческим фактором. Несмотря на то, что она относится скорее к категории нравственной, можно выделить такие две основные компоненты этого понятия:

  • создание и правильное функционирование структуры управления с распределением доли прав и ответственности;
  • создание необходимой системы ответных реакций на возникающие проблемы обеспечения безопасности.

Суть культуры безопасности в гарантированном обеспечении безопасности для окружающей среды на всех этапах производства, монтажа и эксплуатации оборудования АЭС, производства ядерного топлива, обращения с ним и радиоактивными веществами на всех этапах вплоть до захоронения отходов. Культура безопасности - это уверенность в завтрашнем дне, социальная защищенность не только строителей, монтажников и эксплуатационников АЭС, но и всего населения региона. Для персонала понятие культура безопасности состоит из следующих элементов:

  • знания и компетентность, обеспечиваемые подготовкой;
  • персональное осознание приоритета и важности безопасности;
  • мотивация поступков и действий с постоянным самоконтролем;
  • надзор и контроль выполнения работ, влияющих на безопасность;
  • открытость в эксплуатационной деятельности;
  • укрепление доверия общественности к безопасной эксплуатации АЭС.

Коротко эти элементы перечислены в определении термина «культура безопасности»: Культура безопасности – квалификационная и психологическая подготовленность всех лиц, при которой обеспечение безопасности атомной станции является приоритетной целью и внутренней потребностью, приводящих к самосознанию ответственности и контролю при выполнении всех работ, влияющих на безопасность.

В понятие безопасности входят и некоторые другие важные аспекты. Это, прежде всего, меры, обеспечивающие физическую защиту станции от любых попыток воздействия на нее – террористами, диверсантами и другими деструктивными элементами. Физическая защита АЭС – комплексная, эшелонированная, включает внешнее и внутреннее ограждение территории, охранную сигнализацию различного вида, вооруженную охрану, оснащенную современным оружием вплоть до бронетехники. Кроме того, в составе спецслужб существуют хорошо обученные спецподразделения по недопущению диверсионных и террористических актов против атомной станции. Детальная информация по данному вопросу является по понятным причинам закрытой.

Весь мировой и российский опыт работы ядерной энергетики подтверждает эффективность и надежность систем защиты современных атомных станций. Барьеры на пути радиоактивности установлены прочно.

ВОЗДЕЙСТВИЕ НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ

Внимательный читатель, конечно, обратил внимание на то, что при рассмотрении устройства и функционирования атомной станции особое внимание было уделено вопросам обеспечения безаварийной эксплуатации и исключения радиационного воздействия на людей и окружающую среду. Понятно, что реально оценить интенсивность этого воздействия на природу и человека можно только при сравнении с естественным радиационным фоном. Природный радиационный фон присутствует в любой местности всегда, а его величина испытывает колебания в зависимости от времени года, атмосферных условий, активности Солнца и многих других факторов, не зависящих от деятельности человека.

По современным научным данным доза радиационного облучения в течение жизни не накапливается, и не обнаружено влияния радиации на человека при дозах менее 100-200 мЗв даже при разовом (более жестком) воздействии. Тем не менее, действующими нормами радиационной безопасности НРБ-99, принципиально разработанными с большой перестраховкой, установлено, что дополнительное облучение населения, живущего вблизи атомных электростанций, не должно превышать 1,0 мЗв в год. Это чрезвычайно малая и абсолютно безопасная для человека величина. Во многих районах Земли естественный радиационный фон существенно выше и может составлять до 280 мЗв в год (!), люди живут в этих местах тысячи лет, но при этом никакого негативного влияния такого повышенного фона на здоровье населения в этих районах не обнаружено. Кстати, для персонала атомных станций разрешена дополнительная среднегодовая доза до 20 мЗв – тоже достаточно строгое ограничение.

Газоаэрозоли на АЭС – что это?

Как уже описывалось выше, образующиеся при работе АЭС газы и аэрозоли, содержащие микрочастицы твердых веществ и микрокапли жидкостей, в обязательном порядке проходят очистку. Перед выбросом в атмосферу они вначале подвергаются выдержке, в течение которой их активность уменьшается за счет распада радиоактивных нуклидов, охлаждаются в теплообменниках, где и отделяется большая часть влаги, содержащей радиоактивные примеси, очищаются в аэрозольных фильтрах, осушаются в цеолитовых фильтрах и освобождаются от радиоактивных примесей в фильтрах-адсорберах, заполненных активированным углем. Эти операции снижают радиоактивность газоаэрозольных выбросов в сотни раз (эффективность очистки – более 99%). В итоге в выбрасываемом воздухе остается намного меньшее количество инертных радиоактивных газов — ксенона, криптона, аргона и очень малое количество йода-131 и цезия-137.

Процесс выведения газов из помещений АЭС обязательно сопровождается дозиметрическим контролем содержания радионуклидов в удаляемом воздухе, контролем работы систем вентиляции и эффективности фильтров. Выбросы из вентиляционных труб смешиваются с большими объемами воздуха, рассеиваются на очень большой площади, а радионуклиды в значительной степени успевает распасться до встречи с земной поверхностью, не увеличивая при этом сколько-нибудь заметно радиоактивный фон.

Существуют нормативные значения общей активности воздуха, удаляемой через вентиляционные трубы АЭС, они установлены в "Санитарных правилах проектирования и эксплуатации атомных станций" (САНПИН 2.6.1.24-03). Приведем несколько цитат из этих правил:

«Соблюдение установленных настоящими Правилами значений допустимых выбросов гарантирует, что доза облучения населения за счет газоаэрозольных выбросов АС (атомных станций) при нормальной эксплуатации не превысит 0,01 мЗв в год». Доза 0,01 мЗв/год названа «минимально значимой нижней границей», ниже которой влияние радиации на население вообще не рассматривается – его просто нет.

«Для текущего контроля газоаэрозольных выбросов независимо от числа действующих энергоблоков на площадке АС устанавливаются контрольные уровни выбросов за сутки и за месяц», в частности, для АЭС с реакторами ВВЭР в сутки допускается выбрасывать инертных радиоактивных газов чуть больше 50 кюри, а йода-131 – не более 1,35 милликюри (кюри – одна из единиц измерения активности радионуклидов).

Правилами установлены также уровни предельно допустимых выбросов при эксплуатации, они больше допустимых выбросов в двадцать раз и являются верхней границей для газоаэрозольных выбросов в окружающую среду в режиме нормальной эксплуатации. При этом эквивалентная доза облучения населения за счет АЭС не превысит 0,2 миллизиверта за год, то есть будет в пять раз меньше природного фона.

Посмотрим, что требуют Правила дальше: «Если фактический выброс АС превышает допустимый выброс, но ниже предельно допустимого, то радиационное воздействие АС на население и окружающую среду не соответствует принципу оптимизации, что свидетельствует о нарушении культуры производства и подлежит анализу с целью устранения выявленного превышения».

«Превышение предельно допустимых выбросов недопустимо в режиме нормальной эксплуатации АС, т.к. является нарушением санитарных норм и правил и может служить основанием для приостановки эксплуатации АС».

Переведем все эти требования на более понятный язык. Получается, что:

  • нормы, предписываемые санитарным правилам настолько строгие, что при работе АЭС с допустимыми выбросами только за 100 лет может накопиться 1 мЗв дополнительного облучения (за эти же сто лет от естественного фона получится 100 мЗв);
  • выбросы могут повышаться до предельно допустимых, но только кратковременно, причем при дальнейшей эксплуатации они должны быть снижены так, чтобы суммарная величина за квартал (год) осталась на уровне допустимых выбросов;
  • даже при работе АЭС с предельно допустимыми выбросами в течение целого года, уровень дополнительного облучения населения, живущего вблизи атомной электростанции, не превысит 0,2 мЗв (то есть будет в пять раз меньше фонового).

Теперь подчеркнем самое важное. Почти 40-летний опыт эксплуатации реакторов ВВЭР на атомных станциях в нашей стране и за рубежом показывает, что величины радиоактивности газоаэрозольных выбросов на практике в среднем в сотни раз меньше допустимых.

Барьеры защиты АЭС настолько высоки, что обеспечивают безопасные для населения уровни выбросов и при любых мыслимых аварийных ситуациях. Расчеты показывают, что при этом на границе санитарно-защитной зоны (то есть на расстоянии свыше 3 км от АЭС) величина воздействия на население внешнего облучения максимально может увеличиться до 1,3 мЗв, то есть станет сравнимой с величиной природного фона.

Эти расчеты возможных выбросов произведены, исходя из наихудших предположений: мгновенный разрыв трубопровода первого контура полным сечением, радиоактивность теплоносителя максимальная, эффективность фильтров минимальная, продукты выбросов концентрировано выпадают благодаря дождю и прочие самые гипотетически опасные события. Для ограничения выбросов в любой ситуации и созданы герметичная защитная оболочка (вспомним четвертый барьер из предыдущей главы) и системы безопасности, которые обеспечивают надежное «гашение» цепной реакции деления в активной зоне и непрерывное охлаждение ядерного топлива. Единственным значимым последствием такого выброса может быть кратковременное (не более 40 дней) ограничение потребления молока и мяса, произведенных в близлежащих хозяйствах в пределах 20 км по следу выброса, чтобы исключить попадание в организм радионуклидов по пищевой цепочке.

В директивном документе «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» сформулировано, что АЭС удовлетворяет требованиям безопасности, если ее радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и при аварийных ситуациях не приводит к превышению установленных в НРБ-99 доз облучения персонала и населения, нормативов по выбросам и сбросам, содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде, а при наихудших, крайне маловероятных аварийных ситуациях это воздействие ограничивается. Даже если не сработают все три канала систем безопасности в аварийной ситуации, работоспособность которых, как мы знаем, постоянно проверяется, защитная гермооболочка выполнит свою функцию и значительно ограничит выброс. Авария при любом развитии не примет глобальный (катастрофический) характер.

Интересно сравнить радиационное воздействие атомной и тепловой электростанций одинаковой мощности. Поскольку в органическом топливе, сжигаемом на тепловой станции, обязательно присутствуют радионуклиды естественного происхождения, эксплуатация ТЭС приводит, хотя и тоже к малым, но более высоким, чем АЭС, дозовым радиационным нагрузкам на человека — суммарно почти в 3 раза больше. Кроме того, ТЭС выбрасывает в атмосферу и огромные количества углекислого газа и химических загрязнителей. Ничего подобного при работе АЭС не происходит.

Как видим, достигнутый на сегодняшний день уровень безопасности атомных станций позволяет считать атомную энергетику одним из наиболее экологически чистых и экономически приемлемых способов производства больших количеств электроэнергии.

Как чувствует себя водоем-охладитель?

Напомним, что водоем-охладитель входит в систему технического водоснабжения атомной станции и предназначается для охлаждения конденсаторов турбин и вспомогательного оборудования. Надо заметить, что в мире работает много аналогичных энергоблоков, которые охлаждаются водой непосредственно из крупных естественных источниов, например, реки или моря.

Могут ли радионуклиды от работающего энергоблока в принципе попасть в воду водоема-охладителя? Нет, и вот почему.

Во-первых, даже если произойдет протечка радиоактивного теплоносителя из первого контура во второй, сработает защита и блок остановится до устранения причин протечки. Во-вторых, в конденсаторе турбины, чтобы турбина нормально работала, поддерживается достаточно высокий вакуум. Предельно допустимое давление в конденсаторе турбины должно быть в 25-30 раз меньше, чем атмосферное. В противном случае происходит нарушение нормального режима работы турбины («срыв вакуума конденсатора»). Поэтому при нарушении герметичности в конденсаторе, охлаждаемом водой водоема-охладителя, вакуум в конденсаторе не даст воде второго контура вытечь, а наоборот, будет всасывать через неплотности воду водоема, которая подается насосами под давлением 2,5 атмосферы. Попадание даже небольшого количества неочищенной воды водоема-охладителя в воду второго контура приведет к появлению сигнала на блочном щите управления о ее химическом загрязнении, и оперативный персонал должен будет принять меры по устранению этого нарушения. И еще одно обстоятельство, которое не допустит загрязнения. Вода второго контура химически обессолена до очень низкого уровня содержания примесей - единицы микрограмм на литр, а радиоактивность составляет ничтожную величину – 10-11 кюри на литр. Для сравнения: допустимая величина радиоактивности для питьевой воды составляет 10-8 кюри на литр, то есть радиоактивность второго контура меньше радиоактивности питьевой воды в 1000 раз. Блокировка систем безопасности настроена так, что если радиоактивность пара второго контура достигает значения предельно допустимых для питьевой воды, энергоблок автоматически останавливается. Эти меры абсолютно исключают возможность загрязнения воды водоема-охладителя радионуклидами.

Следует также сказать о тепловом воздействии на водоем-охладитель, ведь именно в него вместе с водой отводится «лишнее» тепло. При работе одного энергоблока температура воды находится в допустимых пределах. Расчеты показывают, что не возникнет проблем и при работе двух энергоблоков даже в аномально жаркое лето, и рыбное «население» пруда-охладителя не пострадает. Однако для охлаждения третьего и четвертого энергоблоков АЭС уже потребуются градирни.

Разведение рыбы в водоеме-охладителе – это не прихоть гурманов, а одна из необходимых мер по уменьшению зарастания водоема водорослями и, тем самым, повышению надежности водоснабжения станции. Приведем строки из отчета о недавно выполненных работах:

  • результаты мелиоративных работ, проведенные в 2002-2006 гг., можно оценить как удовлетворительные, так как в результате разведения растительноядных видов рыб зарастаемость водоема-охладителя Волгодонской атомной станции макрофитами приведена к необходимым показателям 15 - 20%, оцениваемым как оптимальные для поддержания нормального функционирования водоема.
  • в отличие от Цимлянского водохранилища в водоеме-охладителе не наблюдается так называемое «цветение» воды. Регулирующим фактором, препятствующим развитию фитопланктона, является наличие достаточного количества белого толстолобика.
  • активно питающееся стадо карпа и черного амура сдерживает избыточное развитие моллюсков дрейссены в водоеме-охладителе и образованию массовых обрастаний в системах технического водоснабжения АЭС.
  • все проанализированные виды рыб-мелиораторов и представителей аборигенной фауны, выловленные в водоеме-охладителе в 2007 году ихтиологами АзНИИРХ, имели хорошую жирность и упитанность, что свидетельствует о достаточной обеспеченности пищей. Анализ собранного материала рыб-вселенцев: белого и черного амура, толстолобика, карпа подтверждает высокую пищевую активность данных видов.
  • эти данные свидетельствуют о высокой эффективности проводимых мероприятий по биологической мелиорации водоема-охладителя Волгодонской АЭС.

Таким образом, все результаты исследований показывают, что негативное воздействие АЭС на качество воды и тепловой режим пруда-охладителя отсутствует. Отсутствует также тепловое и минерализующее воздействие.

Все учтено

В проектах АЭС учтены особенности инженерно-геологических, гидрогеологических, структурно-тектонических и сейсмических условий площадки АЭС, приняты технические решения и разработаны полные системы мероприятий, снижающих или исключающих воздействие станций на окружающую природную среду до экологически допустимого и безопасного уровня при строительстве и эксплуатации.

Какие же это решения и мероприятия? В первую очередь, к ним относится подъем промышленной площадки АЭС до абсолютных отметок 40-42 м по высоте. Это сделано для того, чтобы не происходило подтопления, а для поверхностных вод был обеспечен хороший сток — все поверхностные воды тщательно собираются. Предусмотрены и необходимые меры для предотвращения каких-либо утечек сточных вод.

В конструкции АЭС применены неоднократно проверенные технологии, узлы и технические системы, был учтен опыт эксплуатации многих энергоблоков с реакторами аналогичного типа, построенных в России и за рубежом.

На площадке АЭС предусмотрены раздельные системы канализации:

  • хозяйственно-бытовая канализация зоны свободного режима;
  • хозяйственно-бытовая канализация зоны строгого режима;
  • производственно-дождевая канализация незагрязненных стоков;
  • производственная канализация стоков, загрязненных нефтепродуктами.

Хозяйственно-бытовые стоки проходят полную механическую и биологическую очистку. Очищенные стоки зоны строгого режима после радиационного контроля, в зависимости от показателей, направляются либо на установку спецводоочистки для их переработки, либо на повторное использование. Стоки производственно-дождевой канализации АЭС отводятся в систему технического водоснабжения, а стоки, загрязненные нефтепродуктами, очищаются от них, и направляются в систему химводоочистки.

На АЭС созданы две системы хозяйственно-бытовой канализации — раздельно для зоны свободного и строгого режима. Бытовые стоки от строительной площадки, рыбоводного комплекса отводятся в канализацию зоны свободного режима. Стоки при этом подвергаются полной биологической очистке и обеззараживанию. В канализацию зоны строгого режима отводятся стоки санузлов реакторного отделения, спецкорпуса, здания переработки отходов, душевые воды санпропускников после их дозиметрического контроля.

Стоки от вращающихся частей механизмов, загрязненные маслами и нефтепродуктами, от гидроуборки машинных залов, помещений дизельгенераторов, котельной проходят вначале очистку от нефтепродуктов на установке «Кристалл». Чистая их компонента возвращается на повторное использование.

Рассмотрим гипотетическую возможность утечки жидких радиоактивных отходов. Загрязнение водоносного горизонта возможно только на локальных участках промплощадки, а когда очаги загрязнения переместятся к водоему-охладителю (385 лет по данным математического моделирования), радионуклиды практически полностью отфильтруются грунтом или распадутся. Сам факт протечки будет зарегистрирован уже через несколько часов после начала протечки благодаря радиационному контролю вод дренажной системы (вспомните о контрольных скважинах вокруг спецкорпуса!), это позволит быстро принять необходимые меры.

Нарушение нормальной работы возможно и при неправильных действиях персонала станции, но в этом случае защитные системы вступают в действие немедленно и автоматически — как только произойдет изменение технологических параметров, на которые запрограммированы системы безопасности.

Все эти ситуации предусмотрены в правилах обслуживания установок атомной станции и нормах техники безопасности. Кстати, пожар на АЭС только условно можно отнести к экстремальным ситуациям. Локализация и тушение пожара производятся пассивной и активной противопожарной защитами. Действия оперативного персонала в таких случаях четко оговорены; в зависимости от степени важности загоревшегося объекта оценивается возможность продолжения работы реакторной установки, или необходимость ее остановки

Необходимо добавить, что на АЭС регулярно проводятся противопожарные и противоаварийные учения, а также комплексные проверки готовности атомной станции к нештатным и аварийным ситуациям, как отечественными, так и зарубежными экспертами.

Давайте сравним

Мы достаточно много и подробно обсуждали выше, как скажутся на работе оборудования атомной станции различные внутренние и внешние факторы. Целью этого обсуждения была демонстрация тщательной продуманности и завершенности проектных решений АЭС, надежности и безопасности ее эксплуатации. Обсудим теперь, есть ли риск, и каков он для населения, проживающего в районе размещения станции.

Сравните представленные в таблице некоторые показатели эксплуатации тепловых и атомных электростанций мощностью 1 ГВт в течение одного года.

Показатели

ТЭС

АЭС

На мазуте

На газе

На угле

Потребление топлива, тыс.т/год

5 900

2 200

2 600 000

(тыс.куб.м /год)

0,2

природный уран

Потребление атмосферного кислорода, тысяч куб.м/год

5 500 000

3 400 000

4 400 000

-

Газовые выбросы, тыс.т/год:

углекислый газ

оксиды серы

оксиды азота

 

10 000

124,4

34,2

 

6 000

84

21,9

 

2 000

-

23,6

 

-

-

-

Твердые отходы, тыс.т/год

830

-

-

0,03

Индивидуальная доза дополнительного облучения вблизи станции, мЗв/год

0,005

-

-

0,002

Обратите внимание, что работающие на органическом топливе тепловые электростанции выбрасывают в окружающую среду большое количество токсических веществ — окислов серы и азота, не только способных вызывать заболевания верхних дыхательных путей, но и выпадающих потом на больших территориях вредоносными кислотными дождями, а также мелкодисперсную летучую золу, содержащую природные радионуклиды и тяжелые металлы (никель, хром, кадмий), которые могут вызывать раковые заболевания. При работе угольной электростанции в атмосферу попадает в 2,5 раза больше радионуклидов, чем от АЭС той же мощности.

Есть впечатляющие оценки числа травм и смертельных исходов в год среди 15 миллионов жителей 30-километровых зон вокруг всех (их более 100) ядерных реакторов, действующих на территории Соединенных Штатов. Что же они показывают? Итак, среди этих жителей в результате дорожно-транспортных происшествий может погибнуть 4200 человек и 375 000 получить ранения. В результате драк – 1500 смертей и 75 000 раненых. От электрического тока может погибнуть 90 человек в год, а от удара молнией 8. Смертельных исходов от аварии ядерного реактора прогнозируется 0.3 человека в год, а 6 человек могут получить травмы.

Сравнительная оценка возможного ущерба для здоровья человека, нанесенного в результате работы электростанций на ядерном и угольном топливе показывает, что ущерб здоровью от выбросов ТЭС в среднем в 500 – 700 раз выше, чем от выбросов нормально функционирующей АЭС. Причина этого заключается в намного более опасном воздействии химических канцерогенов, образующихся при работе тепловых электростанций (ТЭС), включая и золу органического топлива. Результаты получены при длительных исследованиях заболеваемости и смертности населения, проживающего в регионах с давно работающими ТЭС и АЭС одинаковой мощности. Кроме того, эти результаты исследований показывают, что дополнительное число случаев смерти от рака для АЭС составляет 0.5, тогда как для обычной и, казалось бы, привычной и неопасной тепловой электростанции — 200!

Добавим и то, что «хвосты» выбросов ТЭС распространяются на сотни километров в отличие от выбросов АЭС — просто потому, что выбрасываемые оксиды и зола достаточно легкие. Так что трудно найти территории, куда не добирается дым ТЭС.

Приведем еще одну познавательную таблицу сравнительных потерь здоровья населения в расчете на одинаковое количество электроэнергии, вырабатываемое с использованием различных видов топлива. Эти цифры получены зарубежными учеными в результате анализа большого числа данных.

Уголь и нефть

200

Ветер и тепловая энергия

40

Гидроэнергия

20

Атомная энергия

2

Здесь использованы некоторые условные единицы. Однако сравнение наглядно показывает, что нормально работающая атомная станция не создает никакого заметного риска для здоровья проживающего вблизи населения.

Сделаем вывод: правильно спроектированная, качественно построенная и грамотно эксплуатирующаяся атомная станция является надежным и безопасным производителем электроэнергии. При этом АЭС выделяет в окружающую среду такое малое количество радиации, что ее воздействие на человека и природу практически не удается обнаружить.

 


АТОМ НА КОЛЕСАХ

Советские мобильные атомные электростанции предназначались прежде всего для работы в отдаленных районах Крайнего Севера, где отсутствуют железные дороги и линии электропередач

В тусклом свете заполярного дня по заснеженной тундре пунктирной линией ползет колонна гусеничного транспорта: бронетранспортеры охраны, вездеходы с персоналом, цистерны с топливом и… четыре загадочные машины внушительных размеров, похожие на могучие железные гробы. Наверное, так или почти так выглядело бы путешествие мобильной атомной электростанции к Н-скому военному объекту, который стережет страну от вероятного противника в самом сердце ледяной пустыни...

Когда в свет вышел ноябрьский номер «ПМ», в котором мы рассказывали о существовавших некогда в СССР планах создания сверхширококолейных поездов с атомными локомотивами, в адрес редакции пришло письмо. Автор напомнил нам о том, что хоть проекты атомной железной дороги так и не вышли за рамки эскизов, идея мобильной ядерной силовой установки (могущей передвигаться в том числе и по рельсам) была воплощена в металле, и даже не один раз. Действительно, упоминание о советских передвижных АЭС наверняка было бы уместным в нашей ноябрьской статье «Подкиньте атома в топку», зато теперь мы, несколько «вникнув в историю», решили рассказать о них подробно.

Корни этой истории уходят, разумеется, в эпоху атомной романтики – в середину 1950-х. В 1955 году Ефим Павлович Славский – один из корифеев атомной промышленности СССР, будущий глава Минсредмаша, прослуживший на этом посту от Никиты Сергеевича до Михаила Сергеевича, – посетил ленинградский Кировский завод. Именно в беседе с директором ЛКЗ И.М. Синевым впервые прозвучало предложение о разработке мобильной атомной электростанции, которая могла бы питать электроэнергией гражданские и военные объекты, расположенные в отдаленных районах Крайнего Севера и Сибири.

ТЭС-3 — транспортабельная атомная электростанция, перевозимая на четырёх самоходных гусеничных шасси, созданных на базе тяжёлого танка Т-10

ТЭС-3 вступила в опытную эксплуатацию в 1961 году. Впоследствии программа была свёрнута. В 80-х годах дальнейшее развитие идея транспортабельных крупноблочных атомных электростанций небольшой мощности получила в виде ТЭС-7 и ТЭС-8.



Рельсы и гусеницы

Предложение Славского стало руководством к действию, и уже вскоре ЛКЗ в кооперации с Ярославским паровозостроительным заводом подготовил проекты атомного энергопоезда – передвижной АЭС (ПАЭС) небольшой мощности для транспортировки по железной дороге. Предусматривались два варианта – одноконтурная схема c газотурбинной установкой и схема с использованием паротурбинной уста-новки самого локомотива. Вслед за этим к разработке идеи подключились и другие предприятия. По итогам обсуждения зеленый свет был дан проекту Ю.А. Сергеева и Д.Л. Бродера из обнинского Физико-энергетического института (ныне ФГУП «ГНЦ РФ – ФЭИ»). Видимо посчитав, что рельсовый вариант ограничит ареал действия ПАЭС лишь территориями, охваченными железнодорожной сетью, ученые предложили поставить свою электростанцию на гусеницы, сделав ее практически вездеходной.

Эскизный проект станции появился в 1957 году, а уже два года спустя было произведено специальное оборудование для постройки опытных образцов ТЭС-3 (транспортируемой электростанции).

В те времена практически все в атомной индустрии приходилось делать «с нуля», однако опыт создания ядерных реакторов для транс-порт-ных нужд (например, для ледокола «Ленин») уже существовал, и на него можно было бы опереться. 



Одним из главных факторов, которые приходилось учитывать авторам проекта при выборе тех или иных инженерных решений, была, разумеется, безопасность. С этой точки зрения оптимальной была признана схема малогабаритного двухконтурного водо-водяного реактора. Вырабатываемое реактором тепло отбиралось водой под давлением 130 атм при температуре на входе в реактор 275°С и на выходе – 300°С. Через теплообменник тепло передавалось рабочему телу, в качестве которого также выступала вода. Образовавшийся пар приводил в движение турбину генератора.

Реактор "ТЭС-3"

Активная зона реактора была спроектирована в виде цилиндра высотой 600 и диаметром 660 мм. Внутри помещались 74 тепловыделяющие сборки. В качестве топливной композиции решили применить интерметаллид (химическое соединение металлов) UAl3, залитый силумином (SiAl). Сборки представляли собой два коаксиальных кольца с этой топливной композицией. Подобная схема была разработана специально для ТЭС-3.

Комплекс ТЭС-3

Передвижной комплекс ТЭС-3 монтировался на четырех гусеничных платформах от тяжелого танка Т-10 

В 1960 году созданное энергетическое оборудование смонтировали на гусеничном шасси, позаимствованном у последнего советского тяжелого танка Т-10, который производился с середины 1950-х до середины 1960-х годов. Правда, для ПАЭС базу пришлось удлинить, так что энергосамоход (так стали называть вездеходы, перевозящие атомную электростанцию) имел десять катков против семи у танка.

Энергосамоходы

Но даже при такой модернизации разместить всю энергоустановку на одной машине было невозможно. ТЭС-3 представляла собой комплекс из четырех энергосамоходов. 

Первый энергосамоход нес на себе ядерный реактор с транспортируемой биозащитой и специальный воздушный радиатор для снятия остаточного охлаждения. На второй машине монтировались парогенераторы, компенсатор объема, а также циркуляционные насосы для подпитки первого контура. Собственно выработка электроэнергии была функцией третьего энергосамохода, где размещался турбогенератор с оборудованием конденсатно-питательного тракта. Четвертая машина играла роль пункта управления ПАЭС, а также имела резервное энергетическое оборудование. Здесь находились пульт и главный щит со средствами пуска, пусковой дизель-генератор и блок аккумуляторных батарей.

Общий вид АЭС "ТЭС-3"

В дизайне энергосамоходов первую скрипку играли лапидарность и прагматизм. Поскольку ТЭС-3 предполагалось эксплуатировать преимущественно в районах Крайнего Севера, оборудование помещалось внутрь утепленных кузовов так называемого вагонного типа. В поперечном сечении они представляли собой шестиугольник неправильной формы, который можно описать как трапецию, поставленную на прямоугольник, что невольно вызывает ассоциацию с гробом.

ПАЭС предназначалась для функционирования только в стационарном режиме, работать «на ходу» она не могла. Чтобы запустить станцию, требовалось расставить энергосамоходы в нужном порядке и соединить их трубопроводами для теплоносителя и рабочего тела, а также электрическими кабелями. И именно на стационарный режим работы была спроектирована биозащита ПАЭС.

Система биозащиты состояла из двух частей: транспортируемой и стационарной. Транспортируемая биозащита перевозилась вместе с реактором. Активная зона реактора помещалась в своего рода свинцовый «стакан», который находился внутри бака. Когда ТЭС-3 работала, бак заливался водой. Слой воды резко снижал активацию нейтронами стенок бака биозащиты, кузова, рамы и прочих металлических частей энергосамохода. После окончания кампании (периода работы электростанции на одной заправке) воду сливали и транспортировка осуществлялась при пустом баке.

Под стационарной биозащитой понимались своего рода боксы из земли или бетона, которые перед пуском ПАЭС требовалось возводить вокруг энергосамоходов, несущих на себе реактор и парогенераторы.

Дела так и не нашлось

В августе 1960 года собранную ПАЭС доставили в Обнинск, на испытательную площадку Физико-энергетического института. Меньше чем через год, 7 июня 1961 года, реактор достиг критичности, а 13 октября состоялся энергетический пуск станции. Испытания продолжались до 1965 года, когда реактор отработал свою первую кампанию. Однако на этом история советской мобильной АЭС фактически закончилась. Дело в том, что параллельно знаменитый обнинский институт разрабатывал еще один проект в области малой атомной энергетики. Им стала плавучая АЭС «Север» с аналогичным реактором. Как и ТЭС-3, «Север» проектировался преимущественно для нужд энергообеспечения военных объектов. И вот в начале 1967 года Министерство обороны СССР решило отказаться от плавучей атомной станции. Заодно были остановлены работы и по наземной мобильной энергоустановке: ПАЭС была переведена в стояночный режим. В конце 1960-х появилась надежда на то, что детищу обнинских ученых все-таки найдется практическое применение. Предполагалось, что атомная станция могла бы использоваться в нефтедобыче в тех случаях, когда в нефтеносные слои требуется закачать большое количество горячей воды, чтобы поднять ископаемое сырье ближе к поверхности. Рассматривали, к примеру, возможность такого использования ПАЭС на скважинах в районе города Грозного. Но даже послужить кипятильником для нужд чеченских нефтяников станции не удалось. Хозяйственная эксплуатация ТЭС-3 была признана нецелесообразной, и в 1969 году энергоустановку пол-ностью законсервировали. Навсегда.

Для экстремальных условий

Как это ни удивительно, но с кончиной обнинской ПАЭС история советских мобильных атомных электростанций не прекратилась. Другой проект, о котором несомненно стоит рассказать, представляет собой весьма курьезный пример советского энергетического долгостроя. Начало ему было положено еще в начале 1960-х, но некий осязаемый результат он принес лишь в горбачевскую эпоху и вскоре был «убит» резко усилившейся после чернобыльской катастрофы радиофобией. Речь идет о белорусском проекте «Памир 630Д».

ПАЭС «Памир-630Д»

Комплекс передвижной АЭС «Памир-630Д» базировался на четырех грузовых автомобилях, представлявших собой связку «прицеп–тягач»

В определенном смысле можно сказать, что ТЭС-3 и «Памир» соединяют родственные связи. Ведь одним из основателей белорусской ядерной энергетики стал А.К. Красин – бывший директор ФЭИ, принимавший непо-средственное участие в проектировании первой в мире АЭС в Обнинске, Белоярской АЭС и ТЭС-3. В 1960 году его пригласили в Минск, где ученый вскоре был избран академиком АН БССР и назначен директором отделения атомной энергетики Энергетического института белорусской Академии наук. В 1965 году отделение было преобразовано в Институт ядерной энергетики (ныне Объединенный институт энергетических и ядерных исследований «Сосны» НАН).

В одну из поездок в Москву Красин узнал о существовании государственного заказа на проектирование передвижной атомной электростанции мощностью 500–800 кВт. Наибольший интерес к такого рода энергоустановке проявляли военные: им требовался компактный и автономный источник электричества для объектов, находящихся в отдаленных и отличающихся суровым климатом районах страны – там, где нет ни железных дорог, ни ЛЭП и куда довольно сложно доставить большое количество обычного топлива. Речь могла идти об электропитании радиолокаторных станций или пусковых установок ракет.

С учетом предстоящего использования в экстремальных климатических условиях к проекту предъявлялись особые требования. Станция должна была работать при большом разбросе температур (от –50 до +35°С), а также при высокой влажности. Заказчик требовал, чтобы управление энергоустановкой было максимально автоматизировано. При этом станция должна была вписываться в железнодорожные габариты О-2Т и в габариты грузовых кабин самолетов и вертолетов с размерами 30х4,4х4,4 м. Продолжительность кампании АЭС определялась в не менее чем 10 000 часов при времени непрерывной работы не более 2000 часов. Время развертывания станции должно было составлять не более шести часов, а демонтаж необходимо было уложить в 30 часов.

Кроме того, проектировщикам следовало придумать, как снизить расходование воды, которая в условиях тундры ненамного доступнее солярки. Именно это последнее требование, практически исключавшее применение водяного реактора, во многом определило судьбу «Памира-630Д».

Оранжевый дым

Генеральным конструктором и главным идейным вдохновителем проекта стал В.Б. Нестеренко, ныне член-корреспондент белорусской Национальной академии наук. Именно ему принадлежит идея использовать в реакторе для «Памира» не воду или расплавленный натрий, а жидкую тетраокись азота (N2O4) – причем одновременно в качестве теплоносителя и рабочего тела, так как реактор мыслился одноконтурным, без теплообменника.

Тетраоксись азота была выбрана, естественно, не случайно, так как это соединение обладает весьма интересными термодинамическими свойствами, такими как высокая теплопроводность и теплоемкость, а также низкая температура испарения. Его переход из жидкого в газообразное состояние сопровождается химической реакцией диссоциации, когда молекула тетраокиси азота распадается сначала на две молекулы диокиси азота (2NO2), а затем на две молекулы окиси азота и одну молекулу кислорода (2NO+O2). При увеличении количества молекул объем газа или его давление резко возрастают.

В реакторе, таким образом, стало возможным реализовать замкнутый газожидкостный цикл, который давал реактору преимущества в эффективности и компактности.

Осенью 1963 года белорусские ученые представили свой проект мобильной атомной станции на рассмотрение научно-технического совета Государственного комитета по использованию атомной энергии СССР. Тогда же на суд членов НТС были вынесены аналогичные проекты ФЭИ, ИАЭ им. Курчатова и ОКБМ (Горький). Предпочтение отдали белорусскому проекту, однако лишь десять лет спустя, в 1973 году, в ИЯЭ АН БССР было создано специальное конструкторское бюро с опытным производством, которое приступило к конструированию и стендовым испытаниям узлов будущего реактора.

Одной из самых главных инженерных задач, которую предстояло решать создателям «Памира-630Д», стала отработка устойчивого термодинамического цикла с участием теплоносителя и рабочего тела нетрадиционного типа. Для этого применялся, например, стенд «Вихрь-2», представлявший собой фактически турбогенераторный блок будущей станции. В нем нагрев тетраоксида азота производился с помощью турбореактивного авиадвигателя ВК-1 с форсажной камерой.

Отдельную проблему представляла собой высокая коррозионная агрессивность тетраоксида азота, особенно в местах фазовых переходов – кипения и конденсации. Если же в контур турбогенератора попала бы вода, N2O4, прореагировав с ней, немедленно дала бы азотную кислоту со всеми ее известными свойствами. Противники проекта так и говорили порой, что, дескать, белорусские ядерщики намерены растворить в кислоте активную зону реактора. Частично проблема высокой агрессивности тетраоксида азота была решена добавлением в теплоноситель 10% обычной моноокиси азота. Этот раствор получил название «нитрин».

Тем не менее применение тетраоксида азота увеличивало опасность использования всего ядерного реактора, особенно если вспомнить, что речь идет о мобильном варианте АЭС. Подтверждением тому стала гибель одного из сотрудников КБ. Во время опыта из разорвавшегося трубопровода вырвалось оранжевое облачко. Находившийся поблизости человек ненамеренно вдохнул ядовитый газ, который, прореагировав с водой в легких, превратился в азотную кислоту. Спасти несчастного не удалось.

Зачем снимать колеса?

Впрочем, проектировщики «Памира-630Д» внедрили в свой проект ряд конструктивных решений, которые были призваны повысить безопасность всей системы. Во-первых, все процессы внутри установки, начиная от пуска реактора, управлялись и контролировались с помощью бортовых ЭВМ. Два компьютера работали параллельно, а третий находился в «горячем» резерве. Во-вторых, была реализована система аварийного охлаждения реактора за счет пассивного перетекания пара через реактор из части высокого давления в часть конденсатора. Наличие большого количества жидкого теплоносителя в технологическом контуре позволяло в случае, например, обесточивания эффективно отводить тепло от реактора. В-третьих, важным «страховочным» элементом конструкции стал материал замедлителя, в качестве которого был выбран гидрид циркония. При аварийном повышении температуры гидрид циркония разлагается, и выделяемый водород переводит реактор в глубоко подкритичное состояние. Реакция деления прекращается.

За экспериментами и испытаниями шли годы, и те, кто задумывал «Памир» в начале 1960-х годов, смогли увидеть свое детище в металле лишь в первой половине 1980-х. Как и в случае с ТЭС-3, белорусским конструкторам понадобилось несколько машин для размещения на них своей ПАЭС. Реакторный блок монтировался на трехосном полуприцепе МАЗ-9994 грузоподъемностью 65 т, в роли тягача для которого выступал МАЗ-796. Кроме реактора с биозащитой в этом блоке размещались система аварийного расхолаживания, шкаф распределительного устройства собственных нужд и два автономных дизель-генератора по 16 кВт. Такая же связка МАЗ-767 – МАЗ-994 везла на себе и турбогенераторный блок с оборудованием электростанции.

Дополнительно в кузовах КРАЗов передвигались элементы системы автоматизированного управления защиты и контроля. Еще один такой грузовик перевозил вспомогательный энергоблок с двумя стокиловаттными дизель-генераторами. Итого пять машин.

«Памир-630Д», как и ТЭС-3, был рассчитан на стационарную работу. По прибытии на место дислокации монтажные бригады устанавливали рядом реакторный и турбогенераторный блоки и соединяли их трубопроводами с герметичными сочленениями. Блоки управления и резервная энергоустановка ставились не ближе 150 м от реактора, чтобы обеспечить радиационную безопасность персонала. С реакторного и турбогенераторного блока снимали колеса (прицепы устанавливались на домкратах) и отвозили их в безопасную зону. Все это, конечно, в проекте, ибо реальность оказалась иной.

Реактор, которого испугались

Электрический пуск первого реактора состоялся 24 ноября 1985 года, а спустя пять месяцев случился Чернобыль. Нет, проект не был немедленно закрыт, и в общей сложности экспериментальный образец ПАЭС отработал на разных режимах нагрузки 2975 часов. Однако, когда на волне охватившей страну и мир радиофобии вдруг стало известно, что в 6 км от Минска стоит ядерный реактор экспериментальной конструкции, случился масштабный скандал. Совмин СССР тут же создал комиссию, которой предстояло изучить вопрос о целесообразности дальнейших работ по «Памиру-630Д». В том же 1986 году Горбачевым был отправлен в отставку легендарный глава Средмаша 88-летний Е.П. Славский, покровительствовавший проектам мобильных АЭС. И нет ничего удивительного в том, что в феврале 1988 года согласно решению Совмина СССР и АН БССР проект «Памир-630Д» прекратил свое существование. Одним из главных мотивов, как значилось в документе, стала «недостаточная научная обоснованность выбора теплоносителя».    

 

Макет первой белорусской и одновременно единственной в мире передвижной АЭС «Памир», которая была сделана в Минске и уничтожена в 1986 году. Макет «Памира» стремились увидеть и многие специалисты-атомщики.


 


Плавучие АЭС на Крайнем Севере

С переводом строительства первого в мире плавучего энергоблока из Северодвинска в Санкт-Петербург мирный атом быстрее доберется до окраин России

 

Проектирование первой в мире атомной теплоэлектростанции малой мощности (АТЭС ММ) было закончено в 2006 году. В соответствии с проектом, принятым к исполнению на северодвинском заводе «Севмаш», а теперь переместившимся на Балтику, она должна состоять из плавучего энергоблока (ПЭБ-1), гидротехнических и береговых сооружений. Иллюстрация: ПО «Севмаш»

В середине августа этого года стало известно: первый в мире плавучий энергоблок ПЭБ-1 будут строить не в Северодвинске, а в Санкт-Петербурге. Правительство РФ расторгло генеральный подряд с заводом «Севмаш» и заключило новый с «Балтийским заводом», соответственно и срок сдачи проекта перенесен с 2010 на 2011 год. Мотивировка такой рокировки простая: «Севмаш» в последнее время стал очень загружен военными заказами: речь идет о создании в самом ближайшем будущем группировки атомных подводных лодок нового поколения, а в несколько более отдаленной перспективе — пяти-шести авианосцев.

Вместе с тем такой перенос должен немного подтолкнуть и застопорившуюся реализацию идеи плавающей АЭС. Разговоры о них ведутся уже более десяти лет, а называемый срок — 2010 год — до сих пор оставался скорее благим пожеланием государственной корпорации «Росатома» и ФГУП концерна «Росэнергоатом». Новый срок — 2011 год — уже называется как конкретная и реальная дата сдачи в эксплуатацию первой станции. Косвенным подтверждением серьезности этих намерений может служить почти одновременное с передачей контракта из Северодвинска в Санкт-Петербург переименование будущего владельца станции из ФГУП концерна «Росэнергоатом» в ОАО «Концерн Энергоатом».

Исходная идея была высказана ещё в 1991–1994 годах и кажется совершенно простой и очевидной: если взять обычный российский атомный ледокол и поставить его на прикол у берега, то всю ту энергию, которую он тратит на ломку льда, можно будет использовать для обогрева домов и выработки для них электроэнергии. Тогда же по горячим следам Минатому (преобразованному в Росатом в 2004 году) были предложены первые проекты плавучих станций, но дело шло медленно: на их дальнейшую разработку и серийное строительство ресурсов не выделялось, у них нашлись серьезные оппоненты и в Думе, и в правительстве. Сейчас политические сложности оказались преодоленными, осталось преодолеть только технические и экономические. «Севмаш» приступил к постройке первой станции, получившей название «Академик Ломоносов», ещё в 2007 году. И если она после начала эксплуатации докажет свою рентабельность, то практически сразу будут построены ещё семь таких же станций.

Преимущества плавучих станций для России очевидны. Только европейскую часть страны можно считать развитой в энергетическом отношении, а за Уралом — в Сибири, на Дальнем Востоке и Крайнем Севере, — ситуация со снабжением теплом и электричеством весьма плачевна. Существующие ТЭЦ нередко оказываются к началу зимы без топлива, развитию нормальной энергетической инфраструктуры препятствует вечная мерзлота и низкая плотность населения.

Стоящий на приколе у береговой линии ПЭБ будет представлять собой 140-метровую несамоходную баржу, водоизмещением 20 тыс т. Два стандартный мобильных атомных реактора КТЛ-40С по 35 МВт каждый смогут не только произвести достаточное количество электроэнергии для города с населением около 100 тыс. жителей, но и обеспечить их 150 Гкал/ч тепла. Особенно привлекательно для проектировщиков выглядела идея автономного снабжения энергией крупного промышленного предприятия — в первоначальном варианте в роли такого предприятия собственно и выступал «Севмаш». Энергия, вырабатываемая «Академиком Ломоносовым», пошла бы на создание новых подлодок. Но по каким-то причинам этот сценарий не был реализован.

 


 

Мобильность ПЭБов предполагает принципиально новую тактику в энергетике: станция строится совсем не там, где её будут эксплуатировать. К объектам, нуждающимся в вырабатываемой энергии, их доставляют на буксире. Такой объект может быть и сам по себе «блуждающим» — например, если речь идет о разведанных, но до сих пор не разработанных месторождениях полезных ископаемых. В этом случае, как полагают специалисты, возможность скорректировать положение «энергетического центра» стройки дает важные технологические преимущества. Так что, если с «Академиком Ломоносовым» дела пойдут хорошо, то уже к 2015–2016 году плавучие атомные станции будут ждать у берегов Вилючинска, Певека и Находки. Кроме того, чиновники Росатома рассчитывают на активный экспорт по договору лизинга услуг таких станций в страны Азии (Индонезию, Филиппины, Вьетнам) и Африки (Алжир, Намибия), и, при условии запуска и работы плавучей атомной станции в России, уже получена заявка на поставку электроэнергии и пресной воды от правительства Кабо-Верде.

С технологической точки зрения, сама по себе идея плавающего атомного реактора особых вопросов не вызывает — подобные агрегаты уже давно используются на российских атомных ледоколах. Однако есть две специфические проблемы, которые надо решить попутно, и именно с ними связаны и главные возражения против всего проекта в целом и беспокойство правозащитников. Первая сложность — в передаче энергии потребителю. Предполагается, что плавучий энергоблок будет устанавливаться у специального оборудованного пирса-терминала, к которому будут подводиться линии электро- и теплопередачи для транспортировки энергии потребителям. Кроме всего прочего, терминал должен обеспечить и надежное крепление энергоблока у берега. Обслуживают станцию повахтенно от 60 до 140 человек специально обученного персонала. Длительность вахты около четырех месяцев.

Вторую сложность обойти труднее. Она связана с необходимостью как-то обеспечить безопасную эксплуатацию станции. Прежде всего, нужно регулярно загружать ядерное топливо и выгружать радиоактивные отходы. К счастью, это можно делать достаточно редко: раз в 12–15 лет снимать станцию с прикола, подменяя при необходимости другой, и отправлять на завод для перезагрузки. В этом она вполне аналогична атомной подлодке, с той только разницей, что после полутора десятилетий простоя у этой «лодки» могут появиться дополнительные основания утонуть по пути. Жизнь ПЭБа также будет заканчиваться в полной аналогии с жизнью атомной подлодки вырезанием реактора и захоронением его в обычном ядерном могильнике.

Изъятое из реакторов облученное топливо также будет проходить по стандартному — и все еще остающемуся проблемным — циклу. Топливные элементы должны несколько лет вымачиваться в специальных бассейнах на тех же самых заводах, где их извлекают. Дело в том, что после пребывания в течении нескольких лет в активной зоне уровень радиации топливных элементов сильно увеличивается. 5–10 лет с ними вообще ничего нельзя делать. А потом встанет обычная дилемма: захоронение или переработка? Однако это дилемма будет решаться вне всякой зависимости от наличия или отсутствия в стране ПЭБов.

Уровень безопасности при нештатных ситуациях и авариях на ПЭБах должен быть несколько выше, чем у ледоколов, поскольку предполагается их близость к промышленным объектам и населенным пунктам. Разработчики тут ссылаются на печальный опыт подлодки «Курск»: авария и взрыв на подлодке не привели ни к авариям в активной зоне, ни к утечкам радиоактивных материалов. Все проблемы первых советских атомоходов, где такие утечки время от времени случались даже безо всяких взрывов, были благополучно разрешены. Теперь и хранилище, и реакторный отсек надежно защищены от столкновений и ударов, и баржа с энергоблоком может выдержать не только сильный шторм, но и даже падение на неё самолета! В случае же аварии в активной зоне меры гражданской обороны понадобятся только в радиусе одного километра от станции, а радиационное же воздействие не превысит 75% от дозового предела, установленного для населения.

 

Фрагмент атомной подлодки с силовой установкой на верфи Нерпа близ Мурманска. Фото: Federal Ministry of Economics and Technology

Но кроме аварий требуется учитывать и возможность террористической атаки. Тут мнения специалистов расходятся: одни считают, что для эффективной охраны АТЭС ММ от террористов понадобится не более роты солдат внутренних войск, а по мнению других — для этого нужны будут сотни людей. При этом стоимость физической защиты такой атомной станции по сравнению с наземной увеличивается из-за её передвижного характера. Весьма любопытную оговорку сделал два года назад руководитель «Росэнергоатома» Сергей Обозов на брифинге, посвященном подписанию договора с «Севмашем». «По надежности плавучие АЭС не будут уступать автоматам Калашникова», — в контексте обсуждавшейся террористической угрозы аналогия прозвучала не просто двусмысленно, но прямо-таки угрожающе. В особенности, если вспомнить список стран, уже выразивших желание приобрести себе такое сооружение.

Ожидается, что затраты на строительство «Академика Ломоносова» окупятся за 13 лет. В Росатоме называют и меньшие сроки. При строительстве новых станций и передаче их другим странам сами станции будут оставаться во владении РФ, а страна-заказчик получит только производимые ею электричество, тепло и пресную воду. При этом Россия не имеет права продавать эти услуги странам, не участвующим в Договоре о нераспространении ядерного оружия. Однако в любом случае неясно, кто берет на себя расходы и организацию защиты станции.

Правозащитные организации считают, что стоимость станции определяется не только затратами на её строительство и эксплуатацию, но и на окончательный демонтаж и утилизацию отходов. Однако то же самое справедливо и в отношении обычных АЭС: по прошествии определенного проектом срока эксплуатации АЭС должна быть разобрана, а занимаемая территория доведена до состояния, как говорят, «зеленой лужайки». Однако в Росатоме пока эта идея не очень прижилась. Летний выпуск журнала «Экология и право» за 2007 приводит слова Сергея Кириенко: «Если бы мы сейчас платили за отходы и за разборку атомных станций, то атомная энергия была бы очень дорогой и пришлось бы атомные станции закрыть». Отсюда, в частности, следует, что и для ПЭБ таких расчетов никто не проводил.

Однако даже официальные оценки различаются в три раза: от $98 до $300 млн. Из-за этой неопределенности со стоимостью строительства, обслуживания станции и утилизации топливных отходов цена за киловатт-час производимого ПЭБ электричества также до сих пор не названа, а оценки экспертов варьируются от 36 коп. до 3 руб. При этом неизвестно, входят ли в эти расчеты затраты на перевозку ядерного топлива, развитие и поддержание инфраструктуры, обучение и содержание обслуживающего персонала, физическую защиту или итоговая стоимость киловатт-часа энергии и гигакалории тепла будет ещё выше упомянутых цифр.

Несмотря на то, что в мире на данный момент не существует плавучих атомных станций, Россия не является пионером в деле их строительства. Ещё в 1961 году Martin Company получила от американской армии заказ на переоборудование судна Liberty под плавучую АЭС: военные США рассчитывали за счет этой станции частично обеспечивать энергией Панамский канал, чтобы увеличить его пропускную способность. В 1966 году самоходная баржа MH-A1 Sturgis с реактором мощностью 45 МВт была спущена на воду, но уже в 1976 году она вернулась на родину, где и стоит на приколе по сей день и ждет утилизации. Причины отзыва Sturgis называют разные: кто-то говорил об экологической небезопасности и финансовой убыточности этого судна, кто-то — о повреждениях из-за шторма. Но министерство обороны США (US Department of Defense) уже более 30 лет ведет подсчеты средств на утилизацию самой баржи и её реактора, и счет идет на миллионы долларов. Непонятно, учитывают ли наши специалисты этот опыт в своих прогнозах о работе «Академика Ломоносова»?

 


 

Больше всего протестов относительно строительства первого российского ПЭБ исходит от населения городов, где её строят или строили, то есть из Северодвинска и Санкт-Петербурга. Северяне, которые и станут первыми «клиентами» плавучей станции, опасаются, что их территории стали полигоном для ядерных испытаний Росатома. Для Петербурга же основная опасность может возникнуть в момент запуска реакторов, а не сейчас, когда баржу строят на «Балтийском заводе».

Можно ожидать, что вопрос об экономической и экологической целесообразности строительства плавающих энергоблоков будет поставлен на мероприятиях, организуемых завтра в рамках Международного дня действий против урана. Его организаторы указывают, что нерешенной остается главная проблема — а именно, создание инфраструктуры по охране и эксплуатации подобных объектов. Не надо забывать, что некоторые из них планируется разместить в местах, куда, как, например, на Чукотку, можно добраться только несколько месяцев в году. В случае возникновения нештатных ситуаций, ликвидировать их последствия придется исключительно местными силами. Перевод строительства из Северодвинска в Санкт-Петербург не означает, что проблема эта решается или хотя бы в должной мере осознается.


Между тем...

 

Как не неприятно это признавать, тем не менее на атомных станциях всего мира постоянно происходят аварии. И не смотря на заверения правительств и СМИ аварии эти несут большую опасность для населения и окружающей среды чем неполадки на гидро или тепловых станциях. Взять к примеру Чернобыль, ведь территория Украины попавшая под заражение  сравнима с территорией небольшой страны и еслибы Чернобыльский вариант развития событий имел место скажем в той же Японии....

Речь могла идти уже о гибели нации...

 

И хотя авария на Фукусиме не имела такого масштаба как на Украине, последствия сейчас трудно переоценить...

 

 


Длинная рука Фукусимы

 

Вашингтон, 19 декабря 2011г. (PRNewswire via COMTEX) —  Воздействие примерно сравнимо с вызванными радиацией смертями после Чернобыльской катастрофы. Больше всего пострадали младенцы. Дальнейшие исследования указывают на еще большее количество смертельных случаев.

 

 

Авторы статьи Джозеф Мангано и Джанет Шерман отмечают, что более 14000 смертельных случаев в США  в последующие 14 недель после катастрофы на Фукусиме сравнимы с 16500 смертями, которые были вызваны в течение 17 недель после расплава ядерного реактора в Чернобыле в 1986 году. Самое большое количество смертей – среди американских младенцев в возрасте до одного года. Весной 2011 года младенческая смертность выросла на 1,8 процента по сравнению с падением на 8, 27 процента в предшествующие 14 недель.

 

 

Статья была опубликована во вторник, а ее электронная версия доступна на сайте http://www.radiation.org.

Спустя всего шесть дней после катастрофического расплавления топлива в четырех реакторах 11 марта, ученые заметили клубы ядовитых осадков на американских берегах. Проведенные впоследствии агентством по защите окружающей среды измерения обнаружили в воздухе, воде и молоке по все Соединенным Штатам уровни радиации, которые в сотни раз превышали норму. Самые высокие уровни содержания иода-131 в осадках на территории США (норма составляет около 2 пикокюри  иода-131 на литр воды): Бойсe, штат Айдахо – 130, Канзас-Сити — 200 , Джексонвиль, Флорида – 150, Олимпия, штат Вайоминг – 125, и Бостон, штат Массачусетс – 92.

 

 

Эпидемиолог Джозеф Мангано, говорит: «Исследование вредного воздействия Фукусимы – первое такого рода, опубликованное в научном издании. Это вызывает тревогу и требует дальнейшего изучения, чтобы понять истинное воздействие Фукусимы как на Японию, так и на вест мир. Результаты необходимы для нынешнего обсуждения вопросов о том, следует ли строить новые реакторы и сколько времени продолжать использовать уже имеющиеся». Мангано является исполнительным директором проекта по радиации и здравоохранению а также автором статей и писем в медицинских журналах, которые рецензировали 27 специалистов в области медицины.

 

 

Специалист по внутренним болезням и токсиколог Джанет Шерман говорит: «Основываясь на нашем продолжающемся исследовании можно утверждать, что настоящее число смертельных случаев может достигать 18000, учитывая, что в этот период  смертность от гриппа и воспаления легких выросла в пять раз. Умирали люди всех возрастов, но мы обнаруживаем, что больше всех пострадали маленькие дети, потому что их ткани быстро растут, у них недоразвитая иммунная система, поэтому дозы радиоизотопов пропорционально выше, чем для взрослых». Доктор Шерман – доцент Западного Мичиганского университета,  один из редакторов сборника «Чернобыль – последствия катастрофы для людей и окружающей среды», выпущенного нью-йоркской академией наук в 2009 году, а также автор  книги «Химическое воздействие и хрупкий баланс жизни и смерти».

 

 

Центр по контролю и профилактике болезней публикует еженедельные сообщения о количестве умерших в 122 городах США с населением более100 тысяч человек, что составляет примерно 25-30 населения США. После того, как радиоактивные осадки достигли США в течение 14 недель (с 20 марта по 25 июня) смертность увеличилась на 4,46 процента по сравнению с 2010 годом и с 2, 34 процентами в предшествующие 14 недель. Увеличение смертности для всей территории США примерно равно 14000.