§ 8. Ядерная энергетика: проблема и перспективы

По опубликованным данным, мировые разведанные запасы природного урана составляют около 3,5 млн тонн, причем 60 % из них находятся в трех странах: Австралии, Казахстане, Канаде. Россия занимает 7-е место в мире, у нас разведанные запасы составляют 600 тысяч тонн. Доля нашей страны на мировом рынке ядерного топлива — 17 %. В производстве топливного сырья — 8,5 %. Годовая добыча урана в 2004 году составила 3200 тонн. Для того чтобы поддерживать ядерный топливный цикл (ЯТЦ) страны на нынешнем уровне, к 2010 году необходимо увеличить производство урана в 1,2 раза, а к 2020-му — в 1,7 раза. Это стоит огромных денег и усилий.

Преимущества ядерной энергетики. В атомной энергетике развиваются два направления: 1) деление атомных ядер тяжелых элементов (ядерная энергетика), 2) синтез ядер легких элементов (термоядерная энергетика). Как следует из табл. 8.2, доля ядерной энергии в общем объеме вырабатываемой энергии многих развитых стран составляет весьма большую величину, особенно во Франции (79 %), Швеции (43 %), Южной Корее (43 %), Японии (32 %). Это прежде всего страны, бедные традиционными энергоресурсами. В России в настоящее время действуют 31 реактор с установленной мощностью более 22 млн кВт.

Действительно, возможности ядерной энергетики впечатляющи: по энергетической ценности 1000 т угля или 530 т мазута эквивалентны 0,33 кг урана на атомных электростанциях (АЭС) и 45 г дейтерия на термоядерных реакторах. Для выработки 1 кВт-ч энергии затрачивается всего 43,8-10~6 г урана-235, а угля 0,3-0,4 кг.

По данным МАГАТЭ, на июнь 2004 г.

Одной из немаловажных причин (кроме чисто военных) развития атомной энергетики во всем мире (особенно в 60-х — 80-х годах прошедшего века) стали все возрастающие расходы на разведку, добычу и транспортировку традиционных энергоносителей (нефти, угля, газа). В ряде стран, в том числе и России, этот расход приблизился к 50 % ресурса последних.

Так, за 25 лет работы Ленинградская АЭС выработала более 0,5 трлн кВтЧч электроэнергии. Подобного результата не достигала ни одна электростанция подобной мощности в мире. Чтобы получить такое количество электроэнергии, понадобилось бы сжечь в топках тепловых электростанций 220 млн т каменного угля или 110 млн т мазута. В атмосферу были бы выброшены более 800 млн т оксидов углерода, серы и азота, десятки млн тонн золы.

Объективности ради, нельзя не отметить ряд важных преимуществ атомных электростанций (рис. 7.5) при сравнении их с угольными. Если сопоставить ежегодную работу двух таких электростанций одной и той же мощности (1000 МВт), выяснится следующее.

Рис. 7.5. Атомная электростанция с двумя реакторами

Потребность в топливе. Для угольной ТЭС необходимо 3,5 млн т угля; добыча такого его количества открытым способом нанесет серьезный ущерб окружающей природной среде. Для АЭС потребуется 1,5 т обогащенного урана, что соответствует всего 1 тыс. т урановой руды.

Выделение диоксида углерода — парникового газа. В результате работы угольной ТЭС в атмосферу поступит более 10 млн т диоксида углерода; АЭС вообще С02 не выделяет.

Кислые газы — компоненты кислотных дождей. Диоксид серы и другие компоненты составят на ТЭС более 100 тыс. т; на АЭС они не образуются.

Твердые отходы. Проблема их извлечения и последующего захоронения существует в обоих случаях. Радиоактивные отходы АЭС составят около 2 т; на ТЭС образуется более 100 тыс. т золы.

Именно радиоактивные отходы и возможность аварий на АЭС (Чернобыльский синдром) вызывают тревогу общественности.

Вопреки сложившемуся общественному мнению радиационное воздействие самих атомных электростанций на ОС относительно невелико: в атмосферу попадает небольшое количество летучих веществ и аэрозолей (строго нормированное по ПДВ) — это тритий, радиоактивные изотопы ксенона, криптона, йода, осколки деления ядер, продукты активации. Газовые сбросы в атмосферу предварительно очищаются от радионуклидов.

Объемы жидких отходов, образующихся на АЭС, могут достигать 100 тыс. м3/год на энергоблок с реактором РБМК-1000 и 40 тыс. м3/год на энергоблоке с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР- 1000. Объем твердых отходов ежегодно достигает на АЭС 2000- 3000 м3. Основным их видом является отработанное ядерное топливо (ОЯТ). Ежегодно заменяют примерно l/З действующих тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) новыми. Как правило, большая часть твердых и жидких радиоактивных отходов (РАО) хранится в специально оборудованных хранилищах. Но заполненность последних жидкими и твердыми РАО высока и уже достигла 83,5 % на Кольской и Белоярской АЭС.

В нескольких километрах от АЭС создаются города или поселки городского типа (Десногорск при Смоленской АЭС, Полярные зори при Кольской АЭС и пр.), поэтому прямое воздействие на население ограничено. Что касается персонала, то годовая эквивалентная доза для сотрудников АЭС составляет 4,4 мЗв. Для людей, проживающих в окрестностях станции, она равна примерно 0,02 мЗв/год. Для сравнения — фоновое излучение составляет 2 мЗв/год, а доза, получаемая в среднем за год при рентгеновских обследованиях, достигает 0,5-1 мЗв (Н.

По ряду экономических и экологических показателей ядер- ная энергетика не уступает таковой на угле, нефти и даже газе (табл. 7.6).

Экологические проблемы ядерной энергетики. Однако есть причины, в том числе и объективные, заставляющие относиться к ядерной энергетике с осторожностью. Накопленный опыт эксплуатации АЭС с реакторами деления выявил ряд их существенных недостатков.

Экономические и экологические показатели

различных энергоресурсов (А. Н. Кононов, 2001 г.)

Таблица 7.6

Непрерывное облучение близживущего населения, растений и животных малыми дозами радиации и загрязнение среды радионуклидами.

Необходимость длительного хранения на территории АЭС ядерного топлива, а затем переработки и захоронения высокотоксичных РАО. С каждым годом их количество, а также шлаков растет. Они сохраняют свою активность в течение многих столетий. Проблема усложняется тем, что коэффициент использования ядерного топлива составляет менее 3—5 %, остальное идет в отходы. Уже к 2000 г. годовая выгрузка ОЯТ из реакторов, эксплуатируемых в мире, составила около 10 тыс. т, из которых 100 т — масса особо опасных отходов, в том числе около 8 т в России (Н. И. Иванов, И. М. Фадин, 2002 г.).

Как ни парадоксально, ряд специалистов считает, что захоронение РАО в морских глубинах менее опасно, так как там существуют более благоприятные условия для быстрого рассеивания и нейтрализации радионуклидов и меньше возможностей для заражения водных организмов, служащих объектами морского промысла. Однако тщательное изучение гидрологического режима глубоких (более 7 км) впадин показало, что обновление глубинных вод океана происходит менее чем за 100 лет, а в ряде случаев подъем воды с глубин свыше 1 км осуществляется всего за 3 — 4 года. Таким образом, даже сверхглубокие впадины не могут служить достаточно надежным местом захоронения РАО.

К настоящему времени выработаны следующие технологии захоронения РАО: 1) для больших количеств высокоактивных отходов — концентрирование и последующее хранение (посредством остекловывания, бетонирования и дальнейшего складирования в глубоких шахтах) (рис.

Рис. 7.6. Подземное хранилище высокорадиоактивных РАО

честв высокоактивных РАО — предварительное извлечение долгоживущих изотопов с высокой токсичностью (ядовитостью); 3) для отходов средней степени активности — хранение (например, в специальных бассейнах под водой) по достижении распада коротко- живущих изотопов и последующее рассеивание в той или иной среде; 4) для относительно небольших количеств слабоактивных отходов — разбавление (например водой) и последующее рассеивание в воде морей и океанов.

При кратковременной изоляции использованные ТВЭЛы хранятся в глубоких заполненных водой резервуарах на территории самой АЭС. Вода поглощает продолжающее выделяться в небольших количествах тепло и защищает от радиации.

Высокоактивные жидкие отходы хранятся в баках из нержавеющей стали с двойным дном, объемом от нескольких десятков до нескольких сотен кубометров. Чтобы предотвратить возможный взрыв скапливающегося водорода, резервуар непрерывно продувают воздухом. Отработанный воздух в дальнейшем очищают от радиоактивных аэрозолей в специальных фильтрах.

Содержимое некоторых баков постоянно перемешивают, так как выпадение твердых частиц, например, плутония или урана, может привести к накоплению критической массы и, следовательно, инициировать ядерный взрыв.

Современный могильник (хранилище) высокоактивных РАО состоит из шахт, горизонтальных штреков (коридоров) и помещений для захоронений, сооружаемых, например, в соляных породах на глубинах 300-600 м. В полу помещения бурятся шурфы для хранения канистр с растворами отходов высокой удельной активности. Между шурфами необходимо выдерживать расстояние от 10 до 50 м. Причиной такого разнесения канистр друг от друга является их сильное тепловыделение; нарушение режима может привести к катастрофе.

Существуют и другие, в том числе экзотические (например, выброс РАО в космос) способы хранения радиоактивных отходов. Все они сложны и дорогостоящи. При любом способе хранения РАО должны быть изолированы от биохимического круговорота элементов в биосфере.

АЭС оказывают сильное тепловое воздействие (тепловое загрязнение биосферы) на ОС, особенно на естественные водоемы. Сброс тепла в окружающую среду от АЭС в 1,5-1,8 раз больше, чем от ТЭС, что объясняется разницей в значениях КПД, равных 30—40 %. Расход воды на охлаждение, например, для одной из крупнейших отечественных тепловых станций — Конаковской ГРЭС составляет 70-90 м3/с (сток таких рек, как Южный Буг). Для мощных АЭС этот расход достигает 180 м3/с. Наибольшую опасность представляет охлаждающая вода, сбрасываемая в природные водоемы при температуре 40-45 °С: она приводит к изменению теплового режима рек и озер и, как следствие, к гибели отдельных водных организмов. О масштабах теплового загрязнения говорит такой факт. В США — наиболее крупном производителе энергии — для охлаждения сбросных вод ТЭС и АЭС потребуется, согласно расчетам, треть стока всех рек страны. Поэтому имеется проект сбрасывать нагретые воды АЭС в море.

Помимо перечисленных недостатков АЭС, следует отметить еще два обстоятельства. Во-первых, крайне опасным является то, что большинство ныне действующих АЭС размещено вблизи крупных городов и около крупных водоемов и рек; некоторые из них находятся в местах, где зафиксированы разломы земной коры. Во-вторых, на сооружение АЭС требуется затратить до 25 % стоимости электроэнергии, которую АЭС выработает за время функционирования. В-третьих, продолжительность работы АЭС составляет лишь 40-50 лет, после чего должен быть произведен демонтаж оборудования, зданий, сооружений и подвергнута рекультивации площадка. Подсчитано, что стоимость этих работ вполне соизмерима со стоимостью строительства самой станции. Эта проблема очень актуальна для России: большинство ее АЭС уже выработали свой ресурс.

Однако воздействие АЭС на окружающую среду нельзя рассматривать изолированно от других стадий ядерного топливного цикла (ЯТЦ). ЯТЦ включает следующие взаимосвязанные производства: добычу урановой руды, ее переработку с получением урановых концентратов и гексафторида урана; разделение изотопов (обогащение) урана; изготовление ТВЭЛов; регенерацию отработанного ядерного топлива на радиохимических заводах, хранение, отработку и захоронение отходов высокой и низкой удельной активности; транспортировку топлива и радиоактивных отходов между различными предприятиями ЯТЦ (рис. 7.7).

Переработка ОЯТ является наиболее опасной частью ядерного цикла, поскольку около 90 % продуктов деления попадает в высокоактивные отходы (10е—1013 Бк/л). По этой причине радиохимические заводы признаны самыми опасными стадиями ЯТЦ.

Радиохимические заводы расположены на Урале — Озерск (Челябинск-40), и Южной Сибири — Железногорск (Красноярск-

Рис. 7.7. Основные технологические этапы получения и использования атомной энергии

26), Северск (Томск-7). При их размещении не были учтены последствия аварий, которые могут оказать сильное воздействие как на прилегающую территорию, так и на население. Все заводы находятся в непосредственной близости от городов, два из них — в верховьях крупнейших рек России. Так, Красноярский ГХК расположен в 40-50 км от Красноярска, под землей. Его покрывает 250-метровый каменный колпак. Это предприятие определяет радиационную обстановку в бассейне р. Енисей на всем ее протяжении — от г. Красноярска до устья. На правом берегу р. Енисей, в 60 км от Красноярска, ниже по течению расположен полигон «Северный» для хранения жидких среднеактивных отходов. Жидкие промстоки передаются на полигон магистральным трубопроводом длиной 15 км. Отходы закачиваются под землю в водоносные песчано-глинистые горизонты на глубину 400-500 и 130-220 м. Хранилище за время своего существования приняло миллионы кубометров отходов общей активностью около 108 Ки.

Существенному воздействию подвергся ряд городов при авариях. В 1957 г. на ПО «Маяк» произошел взрыв одного из хранилищ жидких РАО. В результате загрязненными оказались участки Челябинской, Екатеринбургской, Тюменской областей. В выбросах преобладали стронций-90, цезий-144, цезий-137.

Экологические проблемы, связанные с «нормальным» функционированием, не идут ни в какое сравнение с последствиями крупномасштабных аварий на АЭС. Только в экономическом аспекте аварии на АЭС «Три Майл Айленд» США и особенно на Чернобыльской АЭС обернулись десятками миллиардов долларов прямых убытков и, по-видимому, сотнями миллиардов косвенных.

После Чернобыльской катастрофы эйфория в отношении АЭС сменилась недоверием. Новые заказы на строительство АЭС перестали поступать, а в ряде случаев строительство остановилось, несмотря на вложенные в него огромные средства. Более того, в 1989 г. штату Нью-Йорк для последующего демонтажа была передана уже принятая к эксплуатации АЭС на острове Лонг- Айленд, обошедшаяся в 5,5 млрд долл, и не успевшая выработать ни единого ватта электроэнергии. Причиной послужили опасения жителей и администрации штата, что в случае аварии на ней эвакуация населения будет невозможна (Б. Небел, 1993 г.).

Кроме США, Япония, Великобритания притормозили строительство новых АЭС, а Швеция и Австрия отказались от него совсем и даже постепенно закрывают уже действующие. Понятно, что радиофобия в первую очередь затронула население России.

Тем не менее, согласно Энергетической стратегии России к 2020 г. ожидается увеличение мощностей АЭС в два раза; это единственная отрасль энергетики, которая будет развиваться опережающими темпами. Принята поэтапная программа: сначала достроить уже заложенные АЭС, потом приступить к строительству новых ядерных блоков.

Мероприятия по повышению уровня безопасности АЭС. После трагедии Чернобыля были произведены коренные усовершенствования технологий ядерной безопасности отечественных АЭС, которые позволили вывести их на уровень, превышающий среднемировые показатели безопасности (табл. 7.7 и 7.8).

Основная задача в проблеме обеспечения безопасности АЭС состоит в том, чтобы надежно локализовать осколки деления и продукты их радиоактивного распада как при нормальной эксплуатации, так и при возможных авариях, связанных с повреждением оборудования, неисправностями в системе управления, ошибочными действиями обслуживающего персонала или стихийными бедствиями. Для полной гарантии безопасности обычно предусматривается несколько защитных барьеров. В общем случае их может быть четыре (рис. 7.8, по Д. П. Никитину, Ю. В/Новикову, 1986 г.).

Примечание: в качестве показателей безопасности АЭС принято число срабатываний аварийной защиты блока АЭС за семь тысяч часов эксплуатации (1 год).

Первым барьером служит матрица с распределенными частицами ядерного топлива. Вторым — оболочки ТВЭЛов. Роль третьего выполняют корпус реактора и контур циркуляции теплоносителя (первый контур), препятствующие выходу продуктов деления при разгерметизации ТВЭЛов. Наконец, в качестве четвертого барьера могут быть использованы специальные защитные оболочки, исключающие загрязнение атмосферы при разуплотнении корпуса реактора или контура циркуляции теплоносителя. Защитные оболочки — это сплошные железобетонные или металлические сооружения, рассчитанные на снижение давления (рис. 7.9), удержание радиоактивного пара и улавливание радиоактивных продуктов в случае максимальной проектной аварии. При сооружении АЭС оборудование первого контура, который при аварии может стать источником распространения радиоактивности, размещается в герметичных боксах, снабженных системами снижения давления пара. Боксы, по существу, решают ту же задачу, что и защитная оболочка.

Решению задачи безопасной эксплуатации подчинена даже архитектура главного здания АЭС, которое скомпоновано по зонам.

Рис. 7.9..Размещение оборудования АЭС внутри защитной оболочки: 1 — парогенераторы, 2 — циркуляционный насос первого контура,

3 — реактор, 4 — кольцевой бак биологической защиты

В зоне строгого режима возможно воздействие на персонал ионизирующего излучения, а также заражение воздуха и поверхностей оборудования радиоактивными веществами.

В зоне свободного режима влияние радиации полностью исключено. Прямое сообщение между зонами невозможно. Доставка материалов, оборудования, приборов в зону строгого режима осуществляется через отдельные входы и транспортные пути. Люди проходят туда только через санпропускник.

В свою очередь, зона строгого режима разбита на помещения постоянного пребывания персонала, полуобслуживаемые (разрешается периодическое пребывание людей во время работы реактора) и необслуживаемые (во время работы реактора вход туда запрещен). Для каждой из этих групп санитарные правила устанавливают индивидуальные допустимые уровни радиационного воздействия. Исследования, проведенные на действующих атомных станциях, показывают, что реализованные при их сооружении меры обеспечения радиационной безопасности создают надежные условия для эксплуатации АЭС в соответствии с требованиями действующих санитарных норм и правил. Так, на Белоярской АЭС фактические дозы облучения персонала в два раза ниже допустимого уровня. Еще благоприятней показатели на Ново-Воронежской АЭС, где годовая доза облучения не превышает 10 % от допустимой.

Для снижения уровня радиоактивности выбросов АЭС применяются современные технологии фильтрации. Радиоактивные газы поступают в систему очистки, состоящую из аэрозольных, угольных фильтров и газгольдеров, где они выдерживаются до распада короткоживущих радионуклидов и только затем сбрасываются в атмосферу. В месте выброса газов производится постоянное измерение их расхода и радиоактивности. Радиационная обстановка воздушной среды контролируется на различных удалениях в радиусе до 60 км от АЭС, причем служба внешней дозиметрии на всех постах проводит, кроме этого, отбор проб почвы, воды и растительности.

На АЭС разрабатываются меры для максимально возможного исключения сброса радиоактивных сточных вод. Так, в водоемы разрешается отводить только строго определенное количество очищенной воды с концентрацией радионуклидов, не превышающей уровень для питьевой воды. В связи с большим расходом воды на охлаждение большое внимание уделяется разработке замкнутых циклов охлаждения и новым способам отвода теплоты, в том числе и воздушно-конденсационными установками.

Радиационный мониторинг окружающей природной среды. Указанный мониторинг ведется в стране при помощи стационарной сети посредством постоянного измерения мощности дозы у-излучения на местности (установлено почти 1,5 тыс. таких пунктов), контроля выпадения радиоактивных аэрозолей из атмосферного воздуха (около 500 пунктов), определения концентрации радиоактивных аэрозолей в приземном слое атмосферы (51 пункт), анализа содержания трития, стронция-90 в пробах атмосферных осадков, морских и пресных водах.

Полученные результаты после обобщения публикуются в ежегоднике по радиационной обстановке на территории России. Кроме того, в городах и поселках, расположенных в районах функционирования радиационно опасных объектов, на видных местах устанавливаются специальные табло, на которых отражается текущая радиационная обстановка.

В районах, загрязненных в результате чернобыльской катастрофы и других радиационных аварий, наряду с наблюдениями на стационарных постах, используются передвижные (на автомобилях) радиометрические средства. Кроме того, средствами авиационной и космической разведки постоянно контролируется радиационная обстановка на радиационно-опасных объектах и на территориях, прилегающих к ним.

Координация работы федеральных органов исполнительной власти, занимающихся отдельными направлениями радиационного мониторинга, возложена на Межведомственную комиссию по радиационному мониторингу окружающей природной среды.

Перспективы атомной энергетики России. Относительно низкий уровень использования ядерного горючего в реакторах на тепловых нейтронах и соответственно большой объем ОЯТ устраняются при использовании так называемых реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. В таких реакторах происходит процесс расширенного воспроизводства ядерного топлива: образуется плутоний — новое топливо. Это позволяет вовлечь в топливный цикл весь естественный уран-238, а не только уран- 235, которого в нем содержится всего 0,7 %. В этом отношении отечественная атомная энергетика может гордиться своими достижениями: на Белоярской АЭС имени И. В. Курчатова в качестве третьего блока был построен крупнейший в мире реактор на быстрых нейтронах БН-600. Его тепловая мощность составляет 1470 МВт, а электрическая 600 МВт; при этом была вдвое увеличена глубина выгорания ядерного топлива (10 % вместо 5),

а продолжительность работы между остановками на перегрузку топлива составила 150 суток вместо 50. В перспективе в реакторах на быстрых нейтронах можно использовать практически все 100 % загружаемого урана. Сочетание подобных реакторов с реакторами на тепловых нейтронах многократно увеличит производство энергии из урана.

Рассматривая вопрос о перспективах ядерной энергетики, следует объективно оценить информацию по разведанным и потенциально извлекаемым запасам энергоносителей (табл. 7.9).

Разведанные и потенциальные запасы

некоторых энергоносителей

(Бюллетень ЦННИИАтоминформ, № 12, 1998 г.)

Таблица 7.9

Как следует из табл. 7.9, в отдаленной перспективе из всех традиционных энергоносителей человечество может рассчитывать только на уголь и ядерную энергию. Однако широкомасштабное применение АЭС станет возможным только при устранении экологических ограничений, часть которых рассмотрена выше. В России, похоже, постепенно преодолевается чернобыльский «синдром» и на перспективу предполагается опережающее развитие атомной энергетики. Так, за 2001-2010 годы предполагается закончить строительство пяти реакторов и построить еще пять новых, увеличив тем самым установленную мощность АЭС на 10 ГВт. В следующее десятилетие их мощность должна вырасти до 35 ГВт по минимальному варианту и на 52,6 ГВт (т. е. увеличиться почти в 2,5 раза) по максимальному. Это означает, что доля АЭС будет доведена до 20 %. При этом стратегическим направлением развития атомной энергетики в России является замыкание ядер- ного топливного цикла. Во исполнение этого намечены коренная

модернизация радиохимического завода по переработке ОЯТ — завода РТ-1 в Озерске, а также окончание строительства и пуск завода РТ-2 в Железногорске мощностью 1500 т в год с производством принципиально нового МОКС — топлива (смешанного уран-плутониевого топлива) с последующим использованием его в реакторах на быстрых нейтронах.

В ряде стран основным направлением в обеспечении безопасности АЭС признается размещение их под землей, вместо защиты реакторов прочными оболочками. Уже накоплен в этом плане немалый опыт: под землей размещены ядерные реакторы в Красноярске-26, Чузе (Франция), Халдене (Норвегия), Агесте (Швеция), Луцерне (Швейцария), Гамболдте (США). Кроме того, разработки линий электропередач на принципе сверхпроводимости откроют перспективы строительства мощных автоматизированных АЭС в отдаленных и малонаселенных регионах.

С целью повышения экономических показателей работы действующих АЭС, а также для снижения величины рассеиваемой в ОС энергии активно разрабатывается предложение создания крупных комплексов на базе АЭС, в которых будет использоваться «сбросное тепло» электростанций в тепличных хозяйствах, для растениеводства, в рыбных водоемах и т. п.

Малые АЭС. Энергоснабжение городов, поселков и предприятий, находящихся за Полярным кругом, является весьма острой проблемой, мешающей надлежащему использованию природных ресурсов этого богатейшего района России, созданию нормальных социально-бытовых условий населения. Тепло и электричество там производятся, как правило, с помощью небольших ТЭЦ, котельных и дизельных станций. Топливо для них очень дорого, так как доставляется морским путем, авто- и авиатранспортом. По-видимому, не от хорошей жизни военные моряки на Камчатке приспособили три атомные подводные лодки для подачи электроэнергии на свои береговые объекты и в жилые дома гарнизона. Как говорится, их пример — другим наука.

Действительно, в подобных ситуациях альтернативными или дополнительными энергоисточниками могут стать АЭС малой (от 1 до 150 МВт) мощности, которые размещаются в непосредственной близости от поселков.

Россия занимает передовые позиции в разработке и эксплуатации малогабаритных, но достаточно мощных и надежных ядер- ных установок, устанавливаемых на судах.

В настоящее время Федеральное агентство по атомной энергии России утвердило технический проект плавучей атомной станции малой мощности (АТЭС ММ) на базе судовых технологий с двумя реакторными установками КЛТ-40С. Вся выработанная на борту энергия будет направляться потребителю на берег. Электрическая мощность плавучего энергоблока — 77 МВт, мощность теплофикации — 84 Гкал/ч. Срок окупаемости оценивается в 13 лет.

Строительство плавучего энергоблока предполагается поручить «Севмашпредприятию» (Северодвинск), где строят российские АПЛ. Для размещения АТЭС ММ выбраны площадки в Северодвинске (Архангельская область), Дудинке (Таймыр), Вилючинске (Камчатка), Певеке (Чукотка). Ее проектная стоимость составляет 100-120 млн долл. Она должна вступить в строй в 2008 г. (Ю. В. Новиков, 2006 г.).

Указанное агентство разработало также оригинальный проект опреснительных комплексов на базе плавучих АЭС малой мощности. Эта разработка позволит России освоить рынок опреснительных установок, объем которого к 2015 г. ожидается на уровне 12 млрд долл. Согласно расчетам, один такой комплекс способен бесперебойно снабжать пресной водой город с населением 500-800 тыс. человек. Такие станции окажутся привлекательными для тех стран, которые испытывают острый дефицит пресной воды.

ВОПРОСЫ ДЛЯ САМОКОНТРОЛЯ Основные виды природного топлива, его классификация по происхождению и агрегатному состоянию. Перечислите экологические преимущества природного газа перед твердым топливом. С какой целью проводится подземная газификация угля? Имеет ли дизельное топливо преимущества перед автомобильным бензином в экологическом аспекте? Что такое альтернативное углеродсодержащее топливо? Оцените целесообразность его применения в городских условиях. Каковы мировые тенденции в использовании различных энергоресурсов? Чем опасно для России повышение доли природного газа среди топлив? Перечислите отрицательные экологические последствия тепловых электростанций. Где сосредоточены города с максимальным влиянием теплоэнергетики на окружающую среду? Охарактеризуйте положительные стороны гидроэнергетики. Какие экологические последствия проявляются после строительства гидроэлектростанции? Что такое малая гидроэнергетика? Могут ли малые ГЭС оказать положительное влияние на развитие населенных пунктов? Перечислите: 1) преимущества ядерной энергетики; 2) недостатки АЭС в экологическом аспекте. Каковы технологии захоронения радиоактивных отходов? Каково устройство ядерного «могильника»? Что такое ядерный топливный цикл? Перечислите основные мероприятия по повышению уровня безопасности АЭС. Раскройте перспективы применения малых АЭС для развития городов.