Атомна енергетика України

“Атомна енергетика України. Еколого-та економіко-географічні аспекти”

Виконав:

Студента 54-ї групи

Географічного факультету

Табас Ю.С.

Науковий керівник:

Дітчук І.Л.

РОЗДІЛ 1. СТАНОВЛЕННЯ СВІТОВОЇ ТА ІСТОРІЯ УКРАЇНСЬКОЇ АТОМНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ

1.1 Становлення атомної енергетики світу

Розпад важкого атомного ядра означає його поділ. Сьогодні відомо, що майже всі ядра атомів здатні поділятися. Але тільки деякі з них (уран-233, уран-235, плутоній) легко поділяються завдяки взаємодії з нейтроном, коли він зустрічається з ядром атома. При цьому ядро атома розпадається на два приблизно однакових за величиною уламки - продукти розподілу. Крім того, звільняються 2-3 нейтрона. У 1919 р. Резерфорд здійснив перше штучне ядерне перетворення, розщеплення ядра азоту б-частками. До 30-х років б-частки були єдиним засобом впливу на атомне ядро, що викликає його перетворення. Після відкриття Резерфорда почалися активні пошуки штучних розщеплень ядер при бомбардуванні б-частками. З 1925 р. проблема радіоактивності продовжувала цікавити вчених. Почалися активні дослідження в цій області. У 1932 р., коли в ядерній фізиці відбулися нові відкриття, вона зпочатку виходити на рівень самостійної науки.

У ядерній фізиці наростала активність досліджень розщеплення ядра. До 1930 р. у різних лабораторіях світу були виявлені розщеплення майже всіх ядер від бора до калію, тобто практично всіх ядер, для розщеплення яких вистачало енергії б-часток природної радіоактивності. Першими вченими, що у 1938 проводили експерименти по розщепленню ядра (не теоретично, а в реальності), були німці Отто Хан і Фритц Штрасманн.

У 1934 р. були опубліковані результати дослідів Фермі з його колегами в Римі. Вони опромінювали багато різних елементів нейтронами й одержували радіоактивні ізотопи. Несподіваним виявилося посилення активності деяких ізотопів, коли зразок що опромінюється, і нейтронне джерело занурювалися у вогнемісну речовину, наприклад у воду чи парафін. Так, активність родію збільшувалася в 15 разів. Це дуже цікаве явище посилення, назване тоді ефектом Фермі, заслуговувало саме по собі уважного вивчення. Крім того, воно відкрило більш широкі можливості активізації багатьох речовин нейтронами.

Початок атомної епохи в Німеччині було ознаменовано численними науковими відкриттями. Значний внесок у теоретичну науку внесли німецькі вчені Беті і Вайцзекер. Вони розробили теоретичну модель атомного ядра і побудували графік - так називану “рельєфну криву”.

У результаті проведення “теоретичного експерименту” учені відкрили сенсаційне значення цього графіка: якщо важке ядро атома розкласти на більш легкі, то звільниться енергія зв'язку, що дозволить одержати енергію в десятки тисяч разів більшу, ніж при спалюванні такої ж кількості атомів кращого палива. Сьогодні реальність існування “рельєфної кривої” підтверджена багатьма експериментами

З того часу наука пішла гігантськими кроками: минуло лише кілька років до пуску першого дослідницького реактора, сконструйованого Фермі, а вже в 50-і роки багато ядерних реакторів почали виробляти електроенергію. У ФРН у 1961 р. в енергомережу країни вперше надійшов струм, вироблений дослідницьким ядерним реактором у м. Каль. У СРСР дослідженнями з ядерної фізики займалися тоді лише деякі вчені.

Л.В.Мисовський у Радієвому інституті вивчав космічні промені і радіоактивність. На початку 30-х років він приступив до спорудження циклотрона. У Фізичному інституті АН СРСР, що знаходився тоді в Ленінграді, теорією ядра займався Г.А.Гаморів. У ЛФТІ тільки Д.В.Скобельцин у маленькій лабораторії за допомогою камери Вільсона вивчав космічні промені і швидкі електрони. І. В. Курчатов приступив до ядерних досліджень після досвідів Кокрофта й Уолтона по розщепленню літію. Розробка методів штучного прискорення часток відкриває значно більш широкі перспективи, чим використання б-часток природно-радіоактивних препаратів. Тому в перших роботах він разом з К.Д.Синельниковим і іншими зайнявся розробкою каскадного прискорювача протонів. Ними була істотно вдосконалена високовольтна прискорювальна трубка - основний і найбільш відповідальний елемент прискорювача. Згодом вони прискорили протони до 0,5 МэВ при струмі до 10 мкА. Тоді це був прискорювач з рекордними характеристиками, що далеко перевершив перший прискорювач Кокрофта й Уолтона. Перші успіхи ядерної фізики в нашій країні стосувалися вивчення властивостей окремих ядер і тих реакцій, що з ними відбуваються, у першу чергу реакцій, що дають нейтрони.

Поряд з фізичними методами аналізу періодів напіврозпаду і характеру випромінювань визначалися хімічні властивості ізотопів. Було виявлено кілька нових ізотопів, наприклад N¹⁶ (І. В. Курчатов, Г. Я. Щепкін, А. І. Вібе), Мg¹⁷ (Б.В.Курчатов, І. В. Курчатов, Г. Я. Щепкін, А. І. Вібе). У цих дослідах було відкрите явище, назване розгалуженням ядерних реакцій. Воно полягало в тому, що при опроміненні нейтронами одноізотопних елементів (фосфор, алюміній) утворювалися кілька активних речовин з різними періодами розпаду. Це означало, що нейтрони викликають різні реакції: (n, б), (n, р), (n, г) і ін. Відносні імовірності цих різних галузей порівнянні на відміну від хімічних реакцій, де одна з галузей має зазвичай більшу ймовірність.

Розвиток дослідно-експериментальних робіт привело до відкриття в 1935 р. явища ядерної ізомерії. При опроміненні двохізотопного брому повільними нейтронами виходила активність із трьома різними періодами (18 хв, 4,2 год. і 36 год.). Спеціальні дослідження показали, що по хімічних властивостях усі три періоди відносилися до ізотопів брому. Припущення про реакцію (п, 2п), що могла дати третій активний ізотоп брому, було виключено спеціальними дослідами.

Відкриття ядерної ізомерії еквівалентно відкриттю нового виду радіоактивності - гамма-радіоактивності. У відомих до цього альфа- і бета-розпадах гамма-випромінювання вже спостерігалося, але воно лише супроводжувало б- і в-частки і не визначало період розпаду. У випадку ізомерії саме гамма-розпад визначає період, і тільки коли період гамма-розпаду дуже великий, ізомер може випробувати альфа-чи бета-розпад з більш коротким періодом. Явище ізомерії виявилося досить загальною і розповсюдженою властивістю ядер. Ізомерні стани були виявлені в більшості середніх і важких ядер.

Дослідження взаємодії нейтронів з ядрами мали фундаментальне значення, тому що нейтрони, як виявилося, входять до складу ядер нарівні з протонами. Опромінення ядер нейтронами відкрило можливість спостережень штучних ядерних перетворень практично з усіма ядрами, у всій періодичній системі. Наприкінці 30-х років ці дослідження призвели до відкриття німецькими радіо-хіміками Ганом і Штрассманом явища розподілу урану нейтронами, використаного згодом у якості технічного ядерно-енергетичного процесу. Нейтрони відкривали найширші можливості дослідження ядра, тому привертали пильну увагу усе більшого і більшого числа фізичних лабораторій. Взаємодія нейтрона з протоном характеризує основні ядерні сили і має фундаментальне значення для ядерної фізики. Згодом ця взаємодія виявилася дуже істотним для практичних розрахунків уповільнення і дифузії нейтронів у ядерних реакторах з сповільнювачами.

Дуже істотним явищем, виявленим вже в перших дослідах Фермі, було сильне поглинання нейтронів деякими елементами. Одним із сильних поглиначів, тобто речовиною з великою зоною захоплення повільних нейтронів, виявився бор. Вивчення механізму, взаємодії нейтронів з бором становило великий інтерес. В даний час бор дуже широко застосовується і як поглинач нейтронів у керуючих елементах реакторів, і як активний компонент детекторів повільних нейтронів. Чедвік і Гольдхабер першими спостерігали б-частки, що вилітають з бора при захопленні нейтрона, і припустили, що йде реакція В¹⁰ + n --> 2He⁴ + Не³. Б.В. і І.В. Курчатови і Г. Д. Латишев показали, що бор розщеплюється не на три, а на дві частки, і висловили твердження, що реакція нейтронів з бором має вигляд В¹⁰ + n --> Li⁷ + Не⁴. Незабаром більш детально досліджували розщеплення бора нейтронами і знайшли три групи часток, встановили правильну схему розщеплення бора, що відома в даний час. Виявилося, що ядро Li⁷ з імовірністю 95% утвориться збудженим з енергією 0,48 МеВ. У цьому випадку енергія розщеплення дорівнює 2,5 МэВ, з них 1,9 МэВ приходиться на б-частку і 0,6 МэВ - на Li⁷ . Але в 5% випадків виходить Li⁷ в основному стані й енергія б-частки помітно більша. Таким чином, захоплення нейтронів бором веде до утворення двох груп б-часток і третьої групи ядер Li⁷. Друга група ядер Li⁷, дещо більшої енергії. Ще більшими, ніж у бора, виявилися зони захоплення нейтронів деякими важкими і середніми ядрами. Пояснити це можна було б одночастковим резонансом нейтрона в потенційній ямі ядра.

Розвиток цих дослідів, що проводилися одночасно в ряді лабораторій світу, привело до відкриття селективного поглинання нейтронів. Виявилося, що один сильний поглинач слабко екранує інший, але самоекранування, самопоглинання дуже велике. Це означає, що кожен елемент поглинає свою особливу групу нейтронів, що поглинання селективно. Дослідження цього явища на ізотопах декількох елементів. Селективність поглинання доведена для двох сильних поглиначів - срібла і радію.

Дослідження взаємодії нейтронів знайшли багато основних властивостей атомних ядер і дуже ефективно просунули вперед ядерну фізику як самостійну науку. Вони створили теоретичну основу тих знань, що виявилися необхідними потім для здійснення ланцюгової реакції розподілу.

Наприкінці 40-х років перед радянськими вченими була поставлена задача спроектувати і побудувати дослідно-промислову атомну електростанцію для рішення науково-технічної проблеми спорудження більш великих промислових АЕС. Наукове керівництво роботою здійснював Інститут атомної енергії. У середині 1951 р. на прохання Курчатова воно було передано Обнінскому Фізико-енергетичному інституту, де і передбачалося побудувати АЕС. Пуск першої станції відбувся в червні 1954 р.

Аналізуючи період становлення атомної енергетики можна дійти до досить цікавих висновків. Поява атомної енергетики одразу ж після Другої Світової війни не випадкова. Всі наукові дослідження в цій галузі на передодні і під час Другої Світової війни були спрямовані на винайдення перш за все потужної зброї. Для виготовлення атомної бомби був необхідний плутоній. Перші реактори в США, СРСР, Німеччині будувались з метою його виробництва. Величезна кількість енергії що виділялась при таких ядерних реакціях спочатку була проблемою. Згодом почали розуміти, що традиційне мінеральне палево все таки обмежене. Надалі ядерна галузь отримала нове життя, хоча її потужності надалі використовувалися у військових та й політичних інтересах.

1.2 Поява атомної енергетики в Україні. Історія атомної енергетики світу до Чорнобильської катастрофи

Вся історія атомної енергетики (АЕ). триває близько 50-ти років. Перша атомна електростанція (АЕС) була запущена в липні 1954-го в Обнінську (СРСР). За цей короткий період АЕ стала значною енергетичною альтернативою з науково-технічною базою і промисловою інфраструктурою. Зараз вона генерує близько 17% спожитої в світі електроенергії. Аналізуючи такий швидкий розвиток АЕ , можна виділити основні рушійних сили.

1. Оптимізм, або навіть ентузіазм, пануючий в державних і громадських структурах, наукових інститутах як результат успішного вирішення "збройної" проблеми і надії на реалізацію багатообіцяючої енергетичної альтернативи в недалекому майбутньому.

Важливо відмітити те, що в середині 60-х рр. широке розповсюдження одержали роботи Римського клубу, авторитетної на той час спілки вчених з світовими іменами. Висновки авторів дослідження зводились до альтернативи швидкого виснаження природних запасів дешевих енергетичних ресурсів, в першу чергу нафти. На такому фоні АЕ одержала велику перспективу. Потенційні запаси ядерного палева (U²³⁸, U²³⁵, Ru²³⁹, Th²³², U²³³), практично повністю і на тривалий період вирішували проблему забезпечення енергоресурсами при різних схемах розвитку АЕ.

2. АЕ розвивалась на базі енергетичного сектора військово-промислового сектора - промислових реакторів і реакторів для субмарин з використанням вже створеного ядерного паливного циклу (ЯПЦ), досягнутих знань і практики. АЕ залишалось тільки увійти в існуючу енергетичну систему з врахуванням правил, вимог і традицій.

Важливо відмітити те, що АС, маючи значну державну підтримку , на початковому етапі розвитку досить успішно адаптувалися до існуючої енергосистеми, оскільки конкурентної боротьби на ринку енергетичних послуг тоді не відчувалось. Таким чином створені умови на початках розвитку АЕ були для неї більш ніж сприятливі. Економічні показники нових АЕС також викликали інтерес і вселяли оптимізм.

1977-й рік - рік народження української атомної енергетики. В промислову експлуатацію введено перший енергоблок Чорнобильської АЕС з реактором РБМК-1000 (1000 МВт).

Зростаюча потреба в електроенергії, прагнення замінити теплові та гідроелектростанції на більш потужні - атомні, сприяли їх швидкому будівництву.

На час техногенної аварії на 4-му блоці Чорнобильської АЕС (квітень 1986 р.) в Україні перебувало в експлуатації 10 енергоблоків, 8 з яких потужністю 1000 МВт.

До середини 1970-х рр. темпи росту АЕ в середньому становили близько 30% в рік. Вже до 1986 р. в світі працювало 365 енергоблоків з сумарною встановленою потужністю 253,28 ГВт(е). Будівництво АЕС велось в 30 країнах. Середина 1980 рр. стала піком введення нових потужностей.

Однак, оцінки наявних на той час уранових ресурсів при таких темпах будівництва і запланованих масштабах розвитку вказували на швидке їх вичерпання. Такі тенденції підтверджувалися ростом світових цін на уран, які досягли до кінця 1970-х рр. ~45 $ за фунт U₃O₈. Тому стала цілком очевидною орієнтація на виробництво (бридинг) ядерного палева, тобто на будівництво вже в найближчому майбутньому швидких реакторів-бридирів (РБ) і виробництво ядерного палева Pu²³⁹. Таким чином розвиток цього напрямку в ядерно-реакторному будівництві мало серйозні економічні стимули і перспективи.

В Радянському Союзі перші експериментальні і проектні роботи з вивчення перспектив промислового використання реакторів на швидких нейтронах були започатковані в 1949 р., а з середини 1950-х рр. Розпочалось введення в експлуатацію серії дослідно-експериментальних швидких реакторів БР-1 (1955-1957рр.), БР-5 (після модернізації - БР-10 (1959-2002рр.), БОР-60 (1969 р.). Вже в 1973 р. була введена в експлуатацію двох цільова АЕС (1973-1997 рр.) з реактором потужністю 350 МВт(е) для виробництва електроенергії та одночасного опріснення морської води. Пізніше, в 1980 р. був введений в експлуатацію вже комерційний реактор БН-600 потужністю 600 МВт(е).

1.3 Історія атомної енергетики України після Чорнобильської катастрофи

Після аварії на Чорнобильській АЕС у світі почалося те, що не можна назвати інакше, як «масовий психоз». Слова «атомний», «ядерний», «уран», «АЕС» почали сприйматися лише на рівні емоцій, як страшна містична загроза, що насувається, і яку неможливо зупинити. Чимало людей у різних країнах зробили суспільно-політичну кар'єру на роздмухуванні Чорнобильського психозу. Той же, хто намагався об'єктивно розібратися у ситуації, наражався на небезпеку бути оголошеним ворогом людства -- зі всіма наслідками, які з цього випливають.

Після Чорнобильської аварії в багатьох державах за вимогою громадськості були тимчасово припинені або згорнуті програми будівництва АЕС, однак атомна енергетика продовжувала розвиватися в 32 країнах зокрема і СРСР.

В Україні з 1986 р. і до 1990 р. - часу ухвали Верховною Радою України постанови «Про мораторій на будівництво нових АЕС на території УРСР», введено ще 6 атомних блоків потужністю 1000 МВт кожний: три на Запорізькій АЕС і по одному на Південноукраїнській, Рівненській та Хмельницькій АЕС. На час здобуття незалежності (серпень 1991 р.) в Україні працювало 15 енергоблоків на 5 атомних електростанціях.

У грудні 1991 р. підприємства атомної енергетики були об'єднані у концерн «Укратоменергопром», який у січні 1993 р. було реорганізовано у Державний комітет України по використанню ядерної енергії - Держкоматом України.

21 жовтня 1993 р. Верховна Рада України скасувала дію мораторію. Було відновлено роботи на 6-му блоці Запорізької АЕС, 4-му блоці Рівненської та 2-му - Хмельницької АЕС.

У жовтні 1995 р. відбувся енергетичний пуск 6-го блоку Запорізької АЕС. Запорізька атомна станція із встановленою потужністю 6 млн. кВт стала найбільшою в Європі.

17 жовтня 1996 р. постановою Кабінету Міністрів №1268 було створено державне підприємство «Національна атомна енергогенеруюча компанія «Енергоатом».

Чорнобильська АЕС -- перша українська атомна електростанція, експлуатацію якої припинено до закінчення проектного ресурсу. Нині три блоки станції з реакторами РБМК-1000 перебувають у стадії зняття з експлуатації, зокрема, 2-й енергоблок - з 1991 р. після пожежі у машинному залі, 1-й енергоблок - з 1996 р. за рішенням українського Уряду, 3-й блок зупинено наприкінці 2000 р.

Постановою Уряду України від 25 квітня 2001 р. Чорнобильську АЕС виведено зі складу НАЕК «Енергоатом». Їй надано статус державного спеціалізованого підприємства.

Для вирішення питань працевлаштування вивільненого персоналу Чорнобильської АЕС, а також з метою підвищення ефективності управління якістю та ефективністю ремонтних робіт, що проводяться на атомних електростанціях, у листопаді 2000 р. створено підприємство «Атомремонтсервіс», яке увійшло до складу Компанії.

З квітня 1999 р. уведено в промислову експлуатацію Олександрівську ГЕС з потужністю 2,5 МВт -- частину Південноукраїнського енергетичного комплексу. У 2006 р. планується добудувати і ввести в експлуатацію першу чергу (два гідроагрегати) Ташлицької ГАЕС.

У липні 2001 р. Запорізька АЕС отримала ліцензію на введення в дослідно-промислову експлуатацію перших трьох контейнерів сухого сховища відпрацьованого ядерного палива (ССВЯП). Нині проводиться робота з переведення сховища у промислову експлуатацію.

В липні 2002 р. Південноукраїнська АЕС першою серед українських атомних електростанцій отримала ліцензію Держатомрегулювання на експлуатацію ядерних установок.

Серпень - жовтень 2004 р. - завершення спорудження та енергетичний пуск другого Хмельницького та четвертого Рівненського енергоблоків.

На сьогодні в експлуатації на АЕС перебуває 15 енергоблоків, з них 13 - з реакторами типу ВВЕР-1000, 2 - ВВЕР-440 (нового покоління).

За кількістю реакторів та їх сумарною потужністю Україна посідає сьоме місце у світі та четверте - в Європі.

РОЗДІЛ 2. ТЕХНІЧНО-ТЕХНОЛОГІЧНІ ОСОБЛИВОСТІ АТОМНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ УКРАЇНИ

2.1 Принципи отримання атомної енергії

Відносно недавно люди, мабуть, думали, що вони перетворювали масу в енергію, коли спалювали деревину, щоб приготувати собі їжу й обігріти свій будинок. Сьогодні будь-який студент скаже, що це не зовсім так. Насправді одна форма речовини, яка містить вуглець (тверда деревина) просто перетворювалася в іншу (у безбарвний газ), що розносився вітром. Водень, що міститься в первісній речовині, також розсіювався як водяна пара. Ніяка кількість маси при цьому не втрачається, хоча і виділялася енергія. Однак, розвиток ядерної фізики в минулому сторіччі призвів до розуміння того, що маса дійсно може перетворюватися в енергію.

Саме це і відбувається в ядерному реакторі, що використовує атоми деяких металів, таких як уран. Уран у 1,7 разів щільніший, ніж, наприклад, мідь, і його атом має у своєму ядрі 92 протона (позитивно-заряджені частки) і 140 нейтронів (не мають електричного заряду частки). Один з типів атомів урану, так званий "ізотоп", має в ядрі 143 нейтрона. Цей ізотоп - уран-235 (U-235), відомий тим, що при зіткненні його ядра з повільним нейтроном (іноді говорять з "тепловим" нейтроном), атом може розділитися на два інших і виділити багато теплової енергії (у вигляді кінетичної енергії уламків розподілу). Цей процес називають ядерним "розщепленням", і U-235 є ізотопом, що "розщеплюється". За теорією Ейнштейна при цьому втрачається деяка кількість маси, що і перетворюється в енергію.

Розщеплення ядер супроводжується також вивільненням декількох швидких нейтронів. Якщо їх сповільнити спеціальним поглиначем (наприклад, графітом чи водою) вони можуть змусити розщепитися інші атоми U-235, і, таким чином, викликати ланцюгову реакцію ядерного поділу.

Інший головний ізотоп природного урану, U-238, не може самостійно розщеплюватися в реакторі, але кожен його атом може поглинути нейтрон, і перетворитися в плутоній-239, що розщеплюється. Pu-239 поводиться аналогічно U-235 за винятком того, що кількість нейтронів, що утворяться при його поділі, трохи більша, ніж при поділі U-235.

Приблизно одна третя частина енергії, виробленої сьогодні в ядерних реакторах, одержують від розщеплення плутонію. Ядро ядерного реактора (тобто область, де відбувається реакція ядерного розподілу) завантажується паливом, що складається з двоокису урану. В реакторах CANDU використовується природний уран, що містить 0,7% ізотопу U-235, а в легкводних реакторах збагачений до 3-4% вмісту U-235. В обох випадках двоокис урану UO2 має форму керамічних таблеток, зібраних усередині цирконієвих чи сталевих трубок, оточених охолоджувачем і сповільнювачем (щоб сповільнити потоки швидких нейтронів, що з'являються в процесі ланцюгової реакції ядерного поділу таким чином, щоб вони з найбільшою імовірністю підтримували реакцію розщеплення U-235).

Комерційне використання ядерної енергії засновано на управлінні ланцюгової ядерної реакції таким чином, щоб теплота, що утвориться, могла використовуватися для одержання пари, що у свою чергу могла б виробляти електроенергію.

2.2 Ядерні реактори

На малюнках показана принципова конструкція двох різних типів реакторів, що використовуються для генерації електроенергії. У ядрі реактора уран піддається реакції розщеплення, у процесі якої виділяється багато теплоти. На малюнках показані розподільні пристрої, що регулюють коефіцієнт реакції і вихід теплоти шляхом поглинання деякої частки потоку нейтронів.

У так званому водяному реакторі ядро реактора оточене звичайною водою, що циркулює в замкнутому контурі, виготовленому з міцної сталі. Вода в контурі циркулює під високим тиском і виконує функції охолоджувача і уповільнювача. Тепло переноситься до теплообмінного пристрою (парогенератору), де вода в другому контурі перетворюється на пару.

На другому малюнку показано конструкцію створеного в Канаді реактора CANDU, що одержав велике поширення на міжнародному ринку ядерних технологій і приніс успіх розроблювачам. На відміну від водяних реакторів, у реакторах CANDU паливо знаходиться в безлічі напірних труб в середині корпуса реактора, називаного "Каландрия". Важка вода в герметичному контурі прокачується через напірні труби і передає теплоту парогенератору. Важка вода низького тиску також заповнює "Каландрию", оточуючи напірні труби, і виконує функції уповільнювача.

В обох типах реакторів усі процеси відбуваються усередині великої бетонної чи сталевої оболонки. Пару подають на генератор турбіни так само, як це робиться на теплових електростанціях. Працююче на урановому паливі ядро ядерного реактора просто бере на себе роль печі, що спалює вугілля чи газ для виробництва пари на теплових електростанціях.

Більш широке поширення реакторів на швидких нейтронах (швидких реакторів-розмножувачів чи реакторів-бридерів) могло б у шість разів (і більш) збільшити ефективність використання урану. Цей тип реакторів може працювати на плутонієвому паливі, зробленому в звичайних реакторах, і експлуатуватися в замкнутому циклі з власним заводом по переробці відходів. Кожен такий реактор, завантажений спочатку природним ураном, дуже швидко досягає стадії, коли кожна тонна руди видає в 60 разів більше енергії, ніж у звичайному реакторі.

На сьогоднішній день у світі використовуються 6 основних типів реакторів: водно-водяний (ВВЕР), важководний, водографітовий, газографітовий, "швидкий" і гомогенний. В Україні використовуються реактори ВВЕР-440/213і ВВЕР-1000.

Конструкція блоку з ВВЕР-440/213

Реактор ВВЕР-440/213 являє собою друге покоління водно-водяних реакторів, принцип роботи яких аналогічний моделі першого покоління В-230. Завдяки деяким істотним конструктивним відмінностям нова модель має більш високий рівень безпеки. Серед таких особливостей слід відзначити наявність систем аварійного розхолодження активної зони, допоміжної живильної води і барботажного конденсатора (Див додатки).

Крім цього теплообмінні поверхні парогенераторів замінені на нержавіючі (що істотно поліпшує теплопередачу), широко застосовується типове обладнання. Однак штатне обладнання систем пожежегасіння й електроніка системи керування захистом реактора підлягає модернізації до рівня міжнародних стандартів. ВВЕР-440/213 експлуатуються на п'ятьох площадках п'яти країн: Рівненської АЕС (Україна), Кольської АЕС (Росія), АЕС Дуковани (Чехія), АЕС Пакш (Угорщина) і АЕС Богуніце (Словаччина).

Конструкція блоку з ВВЕР-1000.

Реактор ВВЕР-1000 є найсучаснішим і найпотужнішим із сімейства легководных водно-водяних енергетичних реакторів з водою під тиском, (аналог західного PWR). Енергоблок, оснащений таким реактором, виробиляє 1000 МВт електроенергії і відповідає майже всім міжнародним стандартам безпеки. У його проекті використані системи безпеки, аналогічні західним АЕС, у тому числі система аварійного розхолодження активної зони і гермооболонка.

Реактори ВВЕР-1000 працюють на Балаковской, Калінінській, Нововоронезькій і Волгодонскій АЕС (Росія), Хмельницькій, Рівененській, Південно-Українській і Запорізькій АЕС (Україна), АЕС Козлодуй (Болгарія).

2.3 Вимоги до палива для реакторів

Усі, разом узяті, ядерні реактори у світі, із загальною потужністю 350 ГВт, вимагають приблизно 75000 тонн концентрату двоокису урану щороку. Одночасно з усе більш і більш продуктивним використанням цієї потужності (з більш високими коефіцієнтами використання), підвищуються і вимоги до уранового палива. Фактори, що збільшують потреби в паливі, відшкодовуються тенденцією до його більш ефективного вигоряння в реакторах, і тому попит на уранове паливо в даний час стабільний. Протягом останніх 18 років (з 1993 року) кількість електроенергії, зробленої на ядерних установках, збільшилася в 5,5 разів, в той час як споживання урану збільшилося лише в 3 рази. Імовірно, що щорічне споживання урану почне дещо зростати тільки після 2010 року. Ефективність палива вимірюють у МВт днях на тонну урану (МВт день/т), і багато країн збільшують початкове збагачення палива (наприклад, від 3,3% до 4,0% U-235) і потім спалюють його більш довго, залишаючи лише 0,5 % U-235 у паливі. Це призводить до того, що вигоряння збільшується від 33000 МВт день/т до 45000 МВт день/т. З іншого боку низькі ціни на уран означають, що збагачувальні підприємства повинні функціонувати таким чином, щоб задовольнити вимоги до палива, і не відправляти велика кількість U-235 у відвал.

Збільшення змісту U-235 у відвалах від 0,25 % до 0,30 % при збагаченні уранової руди до 3,5%, призводить до збільшення кількості відвала від 7,0 до 7,8 кг на один кілограм збагаченого палива.

2.4 Енергетична віддача ядерних реакторів

Будь-яке виробництво електроенергії вимагає певних енергетичних витрат, зв'язаних з видобутком і транспортуванням палива, виготовленням устаткування і будівництвом електростанцій. Енергетичні втрати при видобутку і транспортуванні урану значно менше, ніж для будь-якого органічного палива. З іншого боку великі енергетичні витрати в ядерній енергетиці зв'язані з обслуговуванням паливного циклу. Основних витрат вимагають енергоємні процеси збагачення уранового палива. Наведемо деякі цифри для реактора потужністю 1000 МВт, що працює з навантаженням у 80 %, і що виробляє 7000 ГВт у рік. Робота одного такого реактора протягом року вимагає 20 тонн уранового палива зі вмістом 3,5% U-235, що одержують після збагачення приблизно 153 тонн природного урану. Збагачення такої кількості урану в сполуці з UF6 на сучасних центрифугах вимагає 4,2 ГВт електроенергії, а на більш старих дифузійних установках до 200 ГВт. У витрати необхідно також уключити виготовлення палива, реакторного устаткування і його експлуатацію.

Таким чином, енергетичні витрати на обслуговування паливного циклу складають від 1,7% до 5% виділеної реактором енергії в залежності від використаного процесу збагачення.

Енергетичні витрати в гірничодобувній промисловості складають 0,05 % від енергії, одержуваної на легководних реакторах. Ці витрати корисно порівняти з аналогічними цифрами для органічного палива. Приміром, робота теплової електростанції потужністю 1000 МВт на рік при навантаженні 80 % і при термічному к.к.д. 33 % потребувала б 2,5 мільйонів тонн високоякісного вугілля (порівняйте з 153 тоннами природного урану для атомної електростанції). У випадку канадських реакторів CANDU, збагачення палива не потрібно, але необхідне виробництво важкої води. Однак, важка вода завантажується один раз при пуску реактора.

2.5 Системи, керовані прискорювачем

Принципова суть ядерного реактора - керована ланцюгова реакція поділу U-235 і Pu-239. Її протікання залежить від наявності нейтронного потоку (для розщеплення ядра U-235 вимагає один нейтрон, а після його розщеплення виробляється в середньому 2,43 нейтронів). Однак, без наявності такого залишкового нейтронного потоку, ядерна реакція може бути підтримана зовнішнім введенням нейтронів, утворених, наприклад, при розщепленні мішені з важких елементів, що бомбардуються протонами в прискорювачі високих енергій. Якщо така мішень буде оточена блоком ядерного палива, типу ізотопів урану, що поділяються, чи плутонію (чи торію, що може перетворюватися в U-233), то з'явиться можливість підтримки ланцюгової реакції поділу. У такому "підкритичному" ядерному реакторі нейтрони, зроблені опроміненням мішені, використовуються для підтримки реакції розщеплення в паливі, і "допомагають" нейтронам, що є результатом такого розщеплення. Такий ядерний реактор міг би бути виключений просто зупинкою протонного пучка без необхідності введення в активну зону спеціальних поглинаючих нейтрони стержнів. Паливо в таких реакторах може бути змішане з довгоживучими відходами від звичайних реакторів. Інша функція такого "підкритичного" ядерного реактора - руйнування важких ізотопів. Ядра непарних ізотопів, більш важких ніж торій-232, мають високу імовірність поглинання нейтронів з наступним процесом розподілу і виділення енергії. Ядра парних ізотопів можуть поглинути нейтрон з наступним бета-розпадом і розщепленням. Цей процес перетворення довгоживучих ізотопів, що розщеплюються, називають "бридинг" (розмноження). Тому підкритичний ядерний реактор може перетворювати довгоживучі трансуранові елементи в недовговічні продукти розпаду і при цьому вивільняти деяку енергію. Але головне його достоїнство складається в можливості більш простої і менш дорогої утилізації високоактивних відходів від звичайних ядерних реакторів.

Однак, найбільший інтерес до "керованим прискорювачем системам" складається в потенційній можливості їхнього використання для спалювання збройового плутонію, як альтернативи його використання в змішаному оксидному паливі для звичайних реакторів.

РОЗДІЛ 3. ЕКОЛОГО-ГЕОГРАФІЧНІ ОСОБЛИВОСТІ АТОМНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ УКРАЇНИ

Чорнобильська катастрофа: результати та уроки

Масштаб Чорнобильської катастрофи, найтяжчої за всю історію людства техногенної катастрофи, добре відомий як вченим, так і політикам всього світу. В навколишнє середовище надійшло близько 3% радіонуклідів, які на момент катастрофи були накопичені в четвертому енергоблоці ЧАЕС.

Аварія призвела до забруднення більше 145 тисяч кв. км території України, Республіки Білорусь та Російської Федерації, щільність забруднення радіонуклідами 137-Cs і 90-Sr якої перевищує 37 кБк/кв.м. Внаслідок Чорнобильської катастрофи постраждало біля 5 мільйонів людей, забруднено радіоактивними нуклідами близько 5 тисяч населених пунктів Республіки Білорусь, України та Російської Федерації. З них на Україні - 2218 селищ та міст з населенням приблизно 2,4 млн. людей. Чорнобильська аварія призвела до безпрецедентного опромінення населення зазначених держав. Крім України, Республіки Білорусь та Російської Федерації вплив Чорнобильської катастрофи відчули на собі Швеція, Норвегія, Польща, Великобританія та інші країни.

Головними причинами катастрофи було:

1.Проведення недостатньо повно та правильно підготовленого електричного експерименту.

2.Низький рівень культури операторів, керівництва як станцій, так і міністерства електрифікації в цілому в галузі ядерної безпеки.

3. Недостатній рівень безпеки графіт-уранового реактора РБМК-1000.

4. Помилки персоналу.

Всі ці факти відомі світовій громадськості. Роботи з ліквідації наслідків аварії на ЧАЕС з 26.04.86 р. проводились під керівництвом Урядової комісії СРСР, яка почала працювати в Чорнобилі вже з другої половини дня 26 квітня і продовжувала свою діяльність до 1991 року.

Урядова комісія прийняла рішення про створення 30-км зони відчуження навколо Чорнобильської АЕС. З 27 квітня 1986 року Уряд України провів евакуацію мешканців міст Прип'ять та Чорнобиль, районних центрів та сіл 30-км зони (близько 100 тисяч людей).

Приховування інформації про Чорнобильську катастрофу призвело до виникнення і розповсюдження найнеймовірніших чуток щодо можливих наслідків катастрофи. Це, в свою чергу, обумовило виникнення дуже великого соціально-психологічного напруження серед населення і недовіри до офіційної інформації.

Керівництво СРСР відмовилось від міжнародного співробітництва при проведенні робіт з ліквідації наслідків ядерної катастрофи. Тільки в 1989 році Уряд СРСР звернувся до МАГАТЕ з проханням дати експертну оцінку діям щодо ліквідації наслідків аварії на ЧАЕС.

Аварія на Чорнобильській АЕС суттєво змінила радіаційну обстановку на значних територіях в багатьох європейських країнах.

Внаслідок вибуху ядерного реактору 4-го блоку Чорнобильської АЕС та руйнації його захисних оболонок стався потужний викид радіоактивних речовин у довкілля, який, за підрахунками різних авторів, становив до 13 Ексабекерелів радіонуклідів. Близько 200 радіоактивних ізотопів елементів переміщувались на відстані у тисячі кілометрів від ЧАЕС і в травні 1986 року спостерігались в усіх країнах північної півкулі, на акваторіях Тихого, Атлантичного та Північного Льодовитого океанів.

Дози опромінення населення України внаслідок Чорнобильської катастрофи

Оцінена колективна доза зовнішнього опромінення населення Прип'яті складає 500 людино-Зв. Оцінена колективна доза зовнішнього опромінення всього населення 30-км зони (за винятком Прип'яті) складає 640 людино-Зв.

Щільність випадінь ізотопу 137-Cs чорнобильського походження, яка перевищує 37 кБк на кв.м, зареєстрована на приблизно 48400 км² забруднених територій України, де переважно у сільських населених пунктах проживає більш як 1,45 мільйонів жителів. Середні дози зовнішнього опромінення для різних територій оцінені у інтервалі 1.4-15 мЗв для 1986 р., 3.8-40 мЗв для перших 20 років після аварії, та 5.2-55 мЗв для 70-ти річного періоду після аварії.

Соціальні наслідки Чорнобильської катастрофи з позицій 20-річного періоду

На 1 січня 2006 року в Україні 2 594 071 особа мали статус постраждалих внаслідок катастрофи на Чорнобильській АЕС. При скороченні загальної кількості постраждалих на 19% за період 1997-2006 років, що цілком природно, виявилися дві характерні особливості. Стрімко, майже у 1,8 рази зріс контингент категорії інвалідів Чорнобиля. Не так суттєво, на 3% зросла кількість тих постраждалих, які працювали за межами зони відчуження. А найбільше (на 24%) скоротилася чисельність учасників ліквідації наслідків аварії у 1986-1987 роках. Це говорить про те, що саме перша хвиля ліквідаторів, чоловіків у молодому віці, зазнала найсильнішого удару по здоров'ю, - вони поступово вимирають.

Нині в Україні налічується 17 448 сімей, які отримують пільги внаслідок втрати годувальника, смерть якого пов'язана з Чорнобильською катастрофою. Такі сім'ї є в усіх регіонах країни.

Медико-демографічні наслідки Чорнобильської катастрофи

Напередодні 20-ї річниці Чорнобильської катастрофи медико-демографічна ситуація на радіоактивно забруднених територіях продовжує формуватися в умовах триваючої в Україні демографічної кризи. З 1991 р. смертність населення стала перевищувати народжуваність. У радіоактивно забруднених областях ці негативні зміни відбулися на рік раніше й більш виразно. Погіршенню демографічної ситуації сприяли соціально-економічна криза, яка розпочалася 1991 р., незадовільне медичне обслуговування, низькі стандарти життя, несприятлива, у тому числі внаслідок Чорнобильської катастрофи, екологічна ситуація, політична нестабільність.

З 1994 р. став зменшуватися обсяг витрат на ліквідацію наслідків катастрофи, що негативно вплинуло на здійснення заходів протирадіаційного, соціального і медичного захисту постраждалих.

За узагальненими даними Наукового центру радіаційної медицини (НЦРМ) МОЗ України, із числа постраждалих, які перебували під медичним наглядом у лікувально-профілактичних закладах системи МОЗ України, у 1987-2004 рр. померло 504117 осіб, із них 497348 дорослих та підлітків (у т. ч. 34499 ліквідаторів аварії) і 6769 дітей.

Наразі поступово знижується смертність постраждалих дітей, що можна визнати одним із позитивних досягнень медичної науки й практики та здійснюваних у країні заходів протирадіаційного, соціального і медичного захисту потерпілих дітей. В той же час, зростає смертність осіб середнього і старшого віків. Це є тривожним симптомом, так як ними стали ті, що були опромінені у дитячих й підліткових віках. Це покоління постійно опромінювалося до переходу у репродуктивний вік і стає батьками прийдешнього покоління.

Еколого-біологічні наслідки

Екологічні наслідки Чорнобильської катастрофи визначаються двома головними факторами - опроміненням природних об'єктів та їх радіоактивним забрудненням. Слід виділити два головних джерела опромінення: зовнішнє та внутрішнє.

Під час аварії зовнішнє опромінення сягало біологічно небезпечних рівнів практично тільки в межах 30-км зони, де спостерігався складний спектр біологічних ефектів різного рівня. Значна частина радіоактивного викиду із зруйнованого 4-го блоку осіла в ближній зоні. Сьогодні вона умовно визначена на місцевості межами зони відчуження (радіус 10 та 30-км). В гострий період аварії рівні опромінення в зоні відчуження досягали сотень рентгенів за годину тільки по гамма випромінюванню. Потужність дози бета випромінювання була в 10-100 разів більша, що призвело до прояву гострих ефектів, аж до загибелі, у деяких найбільш чутливих до радіації рослин та організмів.

За минулі після аварії 20 років повністю розпались не тільки короткоживучі, а й середньоживучі радіонукліди. Потужність дози зовнішнього опромінення значно, на декілька порядків величин, зменшилася.

В навколишньому середовищі залишилися практично тільки довго - та наддовгоживучі радіонукліди цезію, стронцію та трансуранових елементів.

Сільськогосподарські аспекти реабілітації радіоактивно забруднених територій і радіаційного захисту населення

У випадку аварії на ЧАЕС реалізувався найбільш важкий сценарій за наслідками для сільського господарства України: забруднено більше 5 мільйонів га земель, на яких виробляється продукція і проживає біля 3 мільйонів людей, втрачена значна кількість великої рогатої худоби. В перші роки після аварії практично припинено ведення вівчарства, хмелярства, льонарства в українському Поліссі, вилучено з землекористування територію зони відчуження. Вчені були підключені до планування і організації відповідних контрзаходів із значним запізненням, що істотно знизило ефективність заборонних та організаційних рішень першого періоду.

Зона відчуження і зона безумовного (обов'язкового) відселення

Радіологічний стан зони

Законом України „Про правовий режим території, що зазнала радіоактивного забруднення внаслідок Чорнобильської катастрофи” Зона відчуження визначена як територія, на якій в 1986 р. була проведена евакуація населення. Зазначена зона й відселена частина Зони безумовного (обов'язкового) відселення (ЗВіЗБ(О)В; далі - Зона) є територією, землі якої виведені з господарського використання, з особливою формою управління, що здійснює державний департамент „Адміністрація зони відчуження і зони безумовного (обов'язкового) відселення” МНС України. Територія ЗВіЗБ(О)В, що знаходиться під управлінням Адміністрації, становить приблизно 2600 кв.км.

Створення Чорнобильської зони відчуження було виправданим заходом не тільки у зв'язку з необхідністю евакуації населення з найбільш забрудненої території. Зона є найбільш забрудненим територіальним комплексом і найбільшим джерелом радіаційної небезпеки для навколишніх населених територій.

Об'єкт „Укриття”

Створений в екстремальних після аварійних умовах об'єкт „Укриття” вже майже 20 років виконує свої захисні функції. Головною особливістю „Укриття” продовжує залишатися його потенційна небезпека, істотно більша, ніж це дозволяють норми та правила, що існують для об'єктів, які містять ядерно-небезпечні та радіоактивні матеріали.

В Україні і на міжнародному рівні було докладено безпрецедентних зусиль для вироблення комплексного підходу щодо вирішення проблеми реалізації Плану дій щодо об'єкта „Укриття” (Shelter Implementation Plan - SIP) з метою його перетворення на екологічно безпечну систему.

Проведено дві донорські конференції по збору коштів для реалізації Плану. Початкова вартість проекту оцінювалась у 768 млн.дол.США, Було зібрано біля 90%  цієї суми. Згідно з уточненою оцінкою міжнародних експертів реалізація цього проекту потребуватиме 1091 млн.дол.США. В травні 2005р. країни-донори проголосили нові внески на суму близько 185 млн.дол.США. Донором Чорнобильського фонду „Укриття” стала також Російська Федерація, яка проголосила внесок в сумі 10 млн.дол.США. Кошти донорів акумулюються на рахунку Чорнобильського фонду „Укриття” Європейського банку реконструкції та розвитку, який виконує функції розпорядника Фонду.  

На жаль, доводиться констатувати, що реалізація проектів SIP іде не тільки з великим відставанням в часі, але й дуже великим відхиленням від основної мети.

Пройшло 20 років після аварії на 4-му енергоблоці і 8 років після початку робіт згідно з планом здійснення заходів на об'єкті „Укриття”. На жаль, з переліку робіт, спрямованих на підвищення безпеки та перетворення „Укриття” на екологічно безпечну систему, фактично виконано тільки модернізацію системи пилопригнічення та виконуються роботи по стабілізації будівельних конструкцій, тобто графік плану здійснення заходів не дотримується.

Науковий супровід

Негайно після аварії на ЧАЕС в Україні була сформована розвинута інфраструктура наукового супроводу робіт з моніторингу і сільськогосподарської реабілітації забруднених територій.

В стислі строки в Україні сформована наукова радіоекологічна школа, яка методично забезпечила моніторинг забруднених земель, своєчасну об'єктивну оцінку радіаційного стану, опрацювала та адаптувала до конкретних екологічних умов рекомендації по веденню сільського, лісового і водного господарства, обґрунтувала радіаційні нормативи та контрольні рівні забруднення ґрунту і води, а також сільськогосподарської та лісової продукції.

Міжнародні експерти зараз відзначають, що заходи, вжиті урядами постраждалих країн для подолання наслідків аварії, були в цілому своєчасними та адекватними.

Економічні збитки, завдані Чорнобильською катастрофою.

Чорнобильська катастрофа стала причиною серйозних збитків для економіки та соціальної сфери як у колишньому СРСР, так і за його межами. Аварія порушила нормальну життєдіяльність та виробництво у багатьох регіонах УРСР, БРСР та РРФСР, призвела до зниження виробництва електроенергії для потреб економіки, істотні збитки були завдані сільськогосподарським і промисловим об'єктам, постраждали лісові масиви та водне господарство (обмеженого використання 5120 кмІ сільгоспугідь, 4920 кмІ лісів).

У 1986 році було евакуйовано близько 116000 осіб, виникла проблема будівництва  додаткового житла для евакуйованих. У 1986-1987 роках для переселенців було побудовано приблизно 15000 квартир, гуртожитків для понад тисячі осіб, 23000 будівель, приблизно 800 закладів соціальної та культурної сфери. Замість відселеного міста Прип'ять для персоналу ЧАЕС побудовано місто Славутич.

Оцінка збитків для економіки колишнього СРСР

Для періоду 1986-1989 рр. загальна сума прямих збитків та витрат з усіх джерел фінансування становила близько 12,6 млрд. доларів США.

У 1990 році затрати з державного бюджету СРСР на фінансування заходів щодо ліквідації наслідків аварії становили 3324 млн. крб. Крім того, з республіканських бюджетів РРФСР, УРСР та БРСР було виділено близько 1 млрд.крб. У державному бюджеті СРСР на 1991 р. було заплановано на ці цілі 10300 млн. крб., однак у результаті розпаду СРСР фінансування здійснювалось лише частково із союзного бюджету, а у кінці року виключно з державних бюджетів трьох найбільш постраждалих країн, що утворились у процесі розпаду СРСР.

Оцінка сумарних економічних збитків України

Прямі збитки (втрата матеріально-майнових комплексів та окремих об'єктів економіки) лише у зоні відчуження на території України становили сумарно 1044 млн. крб. або 1385 млн. доларів США.

Прямі затрати України на пом'якшення наслідків Чорнобильської катастрофи за рахунок усіх джерел фінансування за період з 1986 по 1991 рік становили близько 6 млрд. доларів США. Протягом останніх чотирнадцяти років, коли Україна самостійно фінансує затрати на ліквідацію наслідків аварії, тобто з 1992 по 2005 рік включно, затрати становили 7,35 млрд. доларів США і в окремі роки сягали рівня 8-10% держбюджету. 

Однак важко точно визначити розміри непрямих збитків внаслідок невикористання забруднених сільгоспугідь, водних і лісових ресурсів, а також скорочення виробництва електроенергії і, як наслідок, зменшення виробництва товарів, надання послуг. За розрахунками українських спеціалістів, сумарні економічні збитки для України до 2015 року становитимуть 179 млрд. дол. США.

Тягар наслідків Чорнобильської катастрофи послужив серйозним гальмуючим фактором економічного становлення нашої молодої незалежної держави.

Розміри соціально-економічних збитків, які зазнала Україна, несумірні з реальними економічними можливостями країни для їх усунення у найближчі десятки років, у зв'язку з чим необхідна подальша допомога міжнародного співтовариства. Причому тягар витрат, пов'язаний з ліквідацією Чорнобильської катастрофи, ще впродовж багатьох років буде мати відчутний негативний вплив на економіку країни.

Екологічна безпека і екологічні проблеми атомної електроенергетики України.

Екологічна безпека чинних АЕС визначається відповідністю проектних і фактичних показників їхній функціонування встановленим правилам і нормам безпеки.

Середньорічна доза опромінення персоналу на АЕС (за результатами багаторічних спостережень) при чинних нормах радіаційної безпеки НРБ-96 (індивідуальна доза опромінення персоналу АЕС нижче 2 сЗв) складала для АЕС:

o з реакторами ВВЭР-440 від 0,3 до 0,8 сЗВ;

o з реакторами DВЭР-1000 від 0,1 до 0,3 сЗв;

o із реакторами РБМК-1000 від 0,5 до 1 сЗв.

Радіаційна ситуація в районі розміщення АЕС в основному визначається природними джерелами іонізуючих випромінювань. Радіонукліди реакторного походження практично неможливо виділити в зовнішньому середовищі на фоні глобальних радіонуклідів через їхню незначну кількість.

При нормальній експлуатації АЕС за межами промислової площадки забруднення об'єктів зовнішнього середовища (грунти, рослинності, води) знаходиться на рівні фонових значень.

На всіх АЕС заборонений злив у поверхневі водойми будь-яких стічних вод з утриманням у них хоча б одного виду радіонукліда вище припустимого розміру скидання. Рівень зовнішнього гамма-випромінення за межами промислової площадки АЕС не перевищує 15-18 мкр/г, практично не збільшується з часом і не змінюється зі збільшенням відстані. Даний рівень в основному обумовлений місцевими коливаннями природного радіаційного фона [5].

На підставі наявного великого практичного матеріалу по контролі утримання радіонуклідів в об'єктах навколишнього середовища в районі розміщення чинних АЕС можна зробити висновок, що вплив їх на екологічну обстановку незначний і не нисе небезпеки для населення і навколишнього середовища, що є одним із чинників оздоровлення навколишнього середовища.

З метою поліпшення екологічної обстановки в регіонах країни необхідно широке впровадження АЕС третього покоління, що відрізняються підвищеною безпекою, що дозволить прискорити процес оздоровлення екологічної обстановки при заміщенні енергетичних потужностей, що вибувають, у тому числі й об'єктів, що працюють на органічному паливі. АЕС нового покоління проектуються таким чином, що радіаційні впливи на населення і навколишнє середовище при нормальній тривалій експлуатації, гаданих порушеннях і проектних аваріях не призводять до перевищення встановлених доз опромінення населення, а при поза проектних аваріях обмежують цей вплив.

При розробці проекту АЕС третього покоління ключовим моментом є забезпечення мір екологічної безпеки. Дані вимоги на стадії техніко-економічного обґрунтування включаються в оцінку впливу АЕС на навколишнє середовище, а в складі проекту - в обґрунтування екологічної безпеки АЕС.

Оцінка прийнятності технічних рішень у проектах реакторних установок третього покоління заснована на аналізі безпеки для всіх режимів роботи станції - нормальна експлуатація, порушення нормальної експлуатації, проектні аварії, поза проектні аварії.

АЕС із реакторними установками ВВЭР-640 або ВВЭР-1000 спроектовані таким чином, що радіаційний вплив на населення і навколишнє середовище при нормальній тривалій роботі і гаданих експлуатаційних порушеннях не призводить до перевищення доз опромінення населення, установлених вимогами сучасної нормативної документації.

Проведені оцінки очікуваних рівнів опромінення населення при аваріях на енергоблоках ВВЭР-640 і ВВЭР-1000 і зіставлення їх із дозовими критеріями для прийняття рішень по захисті населення у випадку аварії ядерного реактора дозволили зробити такі висновки: проектні аварії по радіаційних впливах на навколишнє середовище не виходять за III рівень шкали МАГАТЕ і ставляться до класу інцидентів; можливість прийняття екстрених заходів, пов'язаних із уведенням плану захисних заходів, включаючи евакуацію населення, за межами промислової площадки АЕС значно менше можливості досягнення граничного викиду.