Флагман энергетики

Передо мною страница служебного документа более чем тридцатилетней давности - "Оперативные записи начальника смены". Читаем:

Смена с 8.00 до 24.00; 26.04.54; принял Б. Батуров.

N_тепл. = 15,8 МВт; N_{электрическая} = 1,5 МВт; КПД ≅ 10%.

Так в апреле 1954 года впервые в истории человечества был получен в атомной электростанции ток от энергии атома.

Электрическая мощность первой АЭС была невелика - всего 5000 киловатт. Новых турбин такой малой мощности в то время уже не выпускали. Как быть?

Монтажникам повезло: подходящую турбину нашли на одной из московских электростанций, но у ней оказался погнутым вал. Президент Академии наук СССР Анатолий Петрович Александров вспоминает, что нашелся тогда умелец, который выправил вал. Как показал первый же пуск, ремонт удался на славу - турбина исправно закрутилась.

Спустя несколько недель мощность электростанции подняли до проектной, и в газете "Правда" 1 июля 1954 года на первой полосе появилось сообщение:

"В настоящее время в Советском Союзе усилиями советских ученых и инженеров успешно завершены работы по проектированию и строительству первой промышленной электростанции на атомной энергии полезной мощностью 5000 киловатт".

Успешное создание и работа этой АЭС стали важным событием по многим причинам. Прежде всего в какой-то мере был сломан психологический барьер - предубеждение людей против атомной энергии вообще. Пуск АЭС имел и политическое значение. Советский Союз своим примером показывал, куда должны быть направлены усилия ученых, специалистов: не на создание все более совершенных видов ядерного оружия, а на развитие мирной атомной энергетики. И конечно, в первую очередь пуск ознаменовал новый рывок научно-технического прогресса - первая атомная электростанция открыла путь десяткам других станций, сооруженных в последующие годы в разных странах мира.

Сейчас, по истечении более трех десятков лет, атомная энергетика технически повзрослела, стала надежнее, а общая ее мощность в нашей стране достигла почти 30 миллионов киловатт. Предусматривается убыстрение темпов ее дальнейшего развития. Уже к 1990 году энерговыработка атомных электростанций должна вырасти до 390 миллиардов киловатт-часов. К 2000 году атомные электростанции должны вырабатывать энергии в 5-7 раз больше. Согласно Энергетической программе "ускоренное развитие в европейской части страны ядерной энергетики позволит на рубеже XX и XXI веков в основном остановить рост трансконтинентальных потоков органического топлива с востока на запад".

Удастся ли достичь таких темпов, то есть вводить уже в двенадцатой пятилетке каждые два месяца в строй атомный блок мощностью миллион киловатт? А через десять лет темпы ускорятся - будет вводиться один такой блок ежемесячно. Без прочной развитой машиностроительной и электротехнической базы этого не сделаешь. И программа предусматривает необходимые меры.

К сожалению, атомные станции строятся еще очень долго. Так, в США возведение некоторых станций продолжалось 12 лет. В Японии же одна из АЭС была создана за рекордно короткий срок - всего за четыре года. Наши АЭС сооружались по-разному - есть и хорошие, и плохие примеры.

Длительные сроки строительства - это не только замороженные ресурсы, нужные народному хозяйству. Согласно расчетам приросту выработки электроэнергии в один киловатт-час соответствует прирост национального дохода в 40 копеек. Поэтому иногда говорят, что запоздание с вводом блока мощностью 1 миллион киловатт на один год может привести к недополучению 2 миллиардов рублей национального дохода. Конечно, такая оценка не совсем корректна, однако очевидны громадные потери в народном хозяйстве, связанные с недовыработкой электроэнергии. Развитие поточных методов строительства позволяет резко сократить сроки ввода блоков. Так, второй и третий блоки Запорожской АЭС вошли в строй всего за четыре года.

В настоящее время вырабатывают электроэнергию множество реакторов, существенно различных по конструкции. А лет двадцать назад для использования в энергетике предполагалось еще больше типов ядерных реакторов, и должны были пройти долгие годы, прежде чем исследователи, эксплуатационники смогли досконально изучить их и выбрать наилучшие.

У многих людей, судя по разговорам, отношение к атомным энергетическим установкам довольно настороженное. Поэтому имеет смысл рассказать, как работают АЭС, в чем их достоинства и недостатки.

Атомная электростанция в основном состоит из тех же элементов, что и обычная тепловая. Главное отличие - в генераторе энергии. На атомной станции вместо котла установлен ядерный реактор, вырабатывающий тепловую энергию, однако его принцип действия и источник энергии в нем другие.

В обычном котле используется химическая энергия органического топлива, то есть энергия связи атомов углерода и кислорода, выделяющаяся при окислении - горении того же угля.

В ядерном же котле-реакторе выделяется энергия связи нейтронов и протонов, освобождающаяся при делении ядра урана на части под воздействием нейтронов.

При делении ядер выделяется гораздо больше энергии, чем при соединении атомов: 20 миллионов килокалорий на один грамм разделившегося топлива. Сгорание же одного грамма угля высвобождает только 7 килокалорий - в три миллиона раз меньше. Чтобы получить миллион киловатт электрической мощности, в топку угольной электростанции нужно ежегодно загружать около трех миллионов тонн угля, а для АЭС будет достаточно и тридцати тонн. Правда, если химическая реакция горения начинается и при очень малых количествах топлива, то ядерная цепная реакция не начнется, если в реактор не загрузить достаточной массы расщепляющегося материала. Для типового реактора АЭС эта начальная критическая загрузка составляет около ста тонн урана.

Итак, АЭС расходует гораздо меньше топлива, чем ТЭС. Ее можно разместить в любой точке страны, потому что доставка ядерного горючего не представляет транспортных сложностей. Особый характер протекания ядерной цепной реакции требует и другого принципа управления ядерным реактором.

Сравнительно просто управлять двигателем автомобиля или форсунками, питающими топки котлов. Шофер увеличивает или уменьшает мощность двигателя с помощью педали газа. Чтобы автомобиль ехал быстрее, шофер нажимает на нее. Но увеличение мощности двигателя не будет беспредельным - в конце концов она достигнет максимума. Если шофер вернет педаль газа в прежнее положение, то к прежней величине вернутся и мощность двигателя, и скорость автомобиля.

В ядерном реакторе все происходит совсем не так. Если вывести из реактора стержень управления (аналог педали газа), то цепная ядерная реакция ускорится и мощность начнет расти практически беспредельно. Чтобы остановить рост мощности, нужно вернуть стержень управления в прежнее положение. Но при этом мощность реактора не вернется к прежней, а останется новой. Хотя принципиальная возможность беспредельного роста мощности существует. Практически в имеющихся типах реакторов безудержное деление ядер блокируется. Существуют механизмы так называемой "обратной связи", благодаря которым при возрастании мощности ухудшаются условия протекания ядерной цепной реакции и мощность падает. "Реактор останавливается",- говорят физики. Требования к системам управления и аварийной защиты ядерных реакторов значительно выше, чем к соответствующим системам котлов на органическом топливе.

Остановимся еще на двух особенностях ядерных реакторов, от которых зависит развитие атомной энергетики.

Атомный реактор невозможно "выключить" совсем и прекратить выделение в нем энергии. Если прервать цепную реакцию, то мощность ядерного котла падает до 6 процентов от той мощности, на которой он работал до остановки. Через час она будет составлять всего 2 процента, а позже еще меньше. Источник выделяющейся энергии - не деление ядер, а радиоактивное излучение осколков деления.

Это очень неприятная особенность. Чтобы после остановки не произошел перегрев конструкций реактора и их разрушение, нужно обеспечить "абсолютно" надежный отвод этого остановочного тепловыделения. Такие надежные системы теплоотвода обходятся достаточно дорого. Соответственно капиталовложения на сооружение АЭС в полтора-два раза выше, чем на строительство тепловой электростанции эквивалентной мощности.

Создают ряд проблем и радиоактивные излучения, испускаемые ядерным топливом во время работы реактора и после его остановки.

Какие же атомные котлы популярны ныне среди энергетиков?

В мире получили распространение примерно десять типов ядерных реакторов. Отличаются они видом теплоносителя - рабочего вещества, выбранного для отвода тепла из реактора. Это может быть вода, газ, органическая жидкость, расплав соли, жидкий металл. Тип реактора определяется и веществом-катализатором цепной реакции. Задача этого вещества - уменьшить энергию нейтронов, вылетающих при делении ядер. Такими веществами - замедлителями нейтронов обычно служат легкие элементы - водород воды, углерод, бериллий, тяжелая вода.

Комбинации различных теплоносителей и замедлителей создают многообразие реакторов. В нашей стране наибольшее развитие до конца века получат реакторы типа ВВЭР - водо-водяные энергетические реакторы.

Что они собой представляют?

Прежде всего в глаза бросается двадцатиметровый металлический цилиндр с диаметром около четырех метров. В нем под давлением 170 атмосфер циркулирует вода, отводящая тепло от активной зоны реактора. Затем это тепло через теплообменник передается воде второго контура, которая превращается в пар и направляется в турбину.

Активная зона - сердце реактора. Здесь происходит цепная реакция деления. В зоне - несколько десятков тысяч герметичных трубочек из циркония, омываемых водой. В трубочках сантиметрового диаметра находится ядерное топливо - двуокись урана. Тепло, выделяющееся в уране, через стенки трубок передается протекающей вдоль них воде.

Реакторы ВВЭР вырабатывают миллион киловатт электрической мощности. Они установлены на Воронежской, Запорожской, Балаковской и многих других АЭС.

В СССР разработаны и сооружены еще более мощные реакторы. Устроены они несколько по-другому. Трубочки с топливом, в реакторной технике они называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛами), размещены в отдельных каналах - циркониевых трубах. Каналы проложены в графитовых блоках. Из этих блоков можно собрать реактор очень большой мощности и размеров. Ведь для него не нужно массивного металлического корпуса, несущего давления. Такой реактор типа РБМК (реактор большой мощности, канальный) установлен на Игналинской АЭС в Литве. Его мощность 1,5 миллиона киловатт.

В конце концов атомные станции будут работать не только в режиме постоянной, но и переменной нагрузки, отдавая разную мощность в течение суток и недели. Ночью останавливается работа части заводов и фабрик, засыпают города, и потребность в электроэнергии падает. Нужно уменьшить мощность электростанций, а некоторые, использующие такое органическое топливо, как мазут или газ, даже остановить. Энергетические нужды пусть обеспечивают атомные станции, которые должны в ночное или воскресное время продолжать работать с максимально возможной нагрузкой. Сейчас общая мощность АЭС составляет от полной мощности всех электростанций всего около 10 процентов. Вроде бы пока нет потребности снижать нагрузку АЭС по ночам. Однако на I деле все происходит не совсем так, как хотелось бы. Уже сейчас диспетчеры центральной и региональных электроэнергетических систем вынуждены давать команду на снижение мощности ядерных реакторов в ночные часы, а также по субботам и воскресеньям. В чем же дело?

Флагман энергетики

К сожалению, не в "пустяке". Часть электростанций, сжигающих органическое топливо, нельзя останавливать. Нецелесообразно даже менять их мощность. Они практически исчерпали свой ресурс, и их изношенное оборудование лучше эксплуатировать в режиме спокойной, постоянной работы. В противном случае оно может выйти из строя. В Энергетической программе предусмотрена реконструкция старых станций, мощность которых на сегодняшний день составляет несколько десятков миллионов киловатт.

Важную роль в электроэнергетике продолжают играть теплоэлектроцентрали (ТЭЦ), В них наряду с выработкой электроэнергии получают почти "даром" и тепло отработанного пара, вращавшего ротор турбины. Многие ТЭЦ расположены вблизи городов и потому используют, как правило, не дешевый уголь, а дорогостоящие газ или мазут. Казалось бы, выгодно уменьшить ночью мощность этих станций, экономить углеводородное топливо, а нужный минимум энергии пусть обеспечивается АЭС!

Увы, при снижении электрической мощности ТЭЦ одновременно снизится и количество отбираемого пара, теплом которого отапливаются дома, фабрики, заводы. Правда, положение тут не безвыходное. Уменьшая мощность, пар для отопления можно отбирать не от турбин, а прямо от паровых котлов. Для этого на ТЭЦ нужно установить бойлеры - теплообменники, в которых тепло пара передается воде, поступающей в системы отопления.

Как будто бы все ясно и понятно. Нужно в срочном порядке реконструировать ТЭЦ. Дооборудование - дело несложное, а благодаря снижению мощности ТЭЦ удается сэкономить миллионы тонн органического топлива. Но посмотрим на реконструкцию с точки зрения эксплуатационников. Из-за бойлеров ухудшится такой важный нормативный показатель, как удельный расход топлива на выработку единицы энергии. По нему оценивается работа энергетиков. Чем ниже удельный расход, тем выше премия. Значит, мощность им снижать невыгодно? Как же быть? Энергетической программой предусматривается устранение подобных организационных неувязок.

Уже сейчас, а тем более в будущем атомной энергетике надо научиться работать в маневренных режимах. Придется поэкспериментировать, создать и отработать некоторое новое оборудование. В первую очередь предстоит усовершенствовать тепловыделяющие элементы, в которых заключено ядерное топливо.

У атомной энергетики еще младенческий возраст: чуть более тридцати лет. Говорить, что ей уже неведомы проблемы, столь же неверно, как утверждать: "Ребенок родился - стало быть, трудности позади". Но родители знают: с рождения ребенка проблемы только начинаются.

Атомной энергетике предстоит научиться производить тепло не только для турбин электрогенераторов, но и для отопления жилищ, для различных технологических процессов. Иначе в предстоящие 15-20 лет придется отправлять с Востока на Запад минимум вдвое-втрое больше железнодорожных составов с углем.

Чтобы избежать столь нерадостной перспективы, уже началось сооружение атомных теплоэлектроцентралей (АТЭЦ) вблизи Одессы и Минска. Затем последуют Волгоградская и Харьковская АТЭЦ и десятки других вблизи крупных городов европейской части СССР.

Исключительно одно лишь тепло производят специальные атомные станции теплоснабжения (ACT), подобные котельным на органическом топливе. Для отопления и горячего водоснабжения городов нужна вода вдвое "холоднее", чем в АЭС,- с температурой не больше 150 градусов. Уменьшить нагрев вдвое - значит вдесятеро снизить давление в корпусе реактора ACT. Корпус же - ответственнейший элемент реактора. Его диаметр - 6 метров, а длина - 15. В состав ACT входят два таких реактора. Мощность каждого - 500 тысяч киловатт. Оба они способны обогреть город численностью около 300 тысяч человек.

ACT обычно располагается в непосредственной близости от города. Конструкторы позаботились о гарантиях ее надежной работы, об отводе остаточного тепловыделения после какой-либо вынужденной остановки реактора. Например, основной корпус окружен вторым корпусом - "страховочным". Если реактор остановился, то тепло - благодаря естественной циркуляции воды за счет разности температур - отводится даже в случае выхода из строя основных циркуляционных насосов. А при работе на мощности тепло передается потребителю через специальный промежуточный контур. Другими словами, вода из реактора никак не сможет попасть в теплосеть.

Пожалуй, не случайно первые ACT появились в СССР. Ведь большинство из нас проживает в довольно холодных северных широтах. Посмотрите на географическую карту - вся территория США лежит южнее широты Киева. Поэтому нам приходится очень много энергии тратить на отопление жилищ и производственных помещений. Вот почему мы и через годы будем с такой же признательностью, как и первую АЭС, вспоминать атомные станции теплоснабжения под Горьким и Воронежем.

Еще не набрала силу атомные станции, вырабатывающие тепло, а в конструкторских бюро уже спроектированы станции для обеспечения теплом промышленности. "На их основе,- говорится в Энергетической программе,- будут созданы ядерно-технологические комплексы".

Невозможно было "эволюционным" путем создать реакторы для выработки высокотемпературного тепла. Здесь нужно было не модернизировать существующие типы ядерных котлов, а найти принципиально новое решение. И оно было найдено. В активной зоне реактора решили использовать температуростойкий конструкционный материал - графит. Он не плавится, а только возгоняется при очень высокой температуре - 3700 градусов. Из графита выполнены как опорные конструкции, так и стенки активной зоны. Необычны и тепловыделяющие элементы, в которых спрятано ядерное топливо: они имеют форму сферы размером в бильярдный шар. Внутри каждого шара несколько тысяч комочков двуокиси урана в "скорлупах" из пирографита и карбида кремния.

В активной зоне реактора шары насыпаны беспорядочно, как горох в банке. Через пустоты между шарами продувается инертный благородный газ - гелий. Проходя через засыпку, гелий нагревается до 900-1000 градусов и потом отдает тепло потоку тех или иных технологических газов. С помощью этого тепла при 800- 900 градусов из природного газа выделяют водород, осуществляют "паровую конверсию метана". При соединении метана и паров воды в присутствии катализатора образуется смесь водорода и окиси углерода, или восстановительный газ, который можно использовать в металлургии для извлечения железа из руд, в химической промышленности - для производства аммиака и затем азотосодержащих удобрений. При глубокой переработке нефти тоже незаменим водород, который позволяет увеличить "выход" жидкого топлива для автотранспорта, самолетов, дизельных тепловозов. Высокотемпературные реакторы способны наполовину сократить расход природного газа при получении водорода.

Соединение энергии ядерного котла с процессом паровой конверсии метана помогает также решить проблему обеспечения горячей водой и паром рассредоточенных потребителей. Ведь по территории нашей страны разбросаны десятки тысяч поселков и небольших городов, многие удаленные от крупных населенных пунктов промышленные и сельскохозяйственные предприятия.

Паровая конверсия метана предоставляет возможность дальней "хемотермической" передачи энергии от крупного ядерного центра к этим разбросанным объектам. Для этого смесь водорода и окиси углерода охлаждается, отдавая свое тепло поступающим на реакцию метану и воде, и с помощью компрессора передается по газопроводу к месту потребления. Там в присутствии специального катализатора при температуре 400-600° С проводится обратная реакция - соединение окиси углерода и водорода. При этой реакции выделяется энергия и восстанавливаются исходные вещества - метан и вода. Метан по отдельному газопроводу возвращается на атомную станцию, чтобы снова принять участие в химической реакции,- цикл повторяется. Как видим, тепло от реактора может быть в химически связанном виде передано на любое практически необходимое расстояние.

Колоссальными возможностями обладает ядерная энергетика, но и она не избавлена от недостатков. На Востоке говорят: "Даже роза дает тень". Одна из сложных проблем -o где взять топливо для реакторов.

Топливная проблема в ядерной энергетике ставится по-другому, чем в энергетике нефти ЕЛИ газа. Если атомная станция вырабатывает электрическую мощность в один миллион киловатт, то за проектный срок службы она израсходует около 5 тысяч тонн урана. Казалось бы, не так много по сравнению с общими запасами этого радиоактивного элемента. Беда в том, что он содержится в земных недрах не столько в рудных залежах, сколько в рассеянном виде, и его концентрация в породах очень низкая. Добыча ядерного топлива обходится весьма дорого.

Не дешевле ли извлекать уран из морской воды - там его около 3 миллиардов тонн? Хватит для снабжения топливом в течение трехсот лет почти ста тысяч АЭС!

Увы, это обойдется в 10-20 раз дороже разработки рудных месторождений. Они-то и служат в настоящее время основным источником ядерного горючего.

По данным Международного агентства по атомной энергии, в сравнительно доступных для разработки рудных залежах сосредоточено во всем мире около 8- 10 миллионов тонн урана. На таких запасах ядерная энергетика сможет просуществовать лишь несколько десятков лет. Ситуация такая же, как с нефтью и газом: дешевого сырья значительно меньше дорогого. Действительно, нефти тоже под землей много, нужно только поглубже бурить и тратить больше средств на добычу.

Но у ядерной энергетики есть одна коренная отличительная особенность. На ядерных энергетических станциях можно в принципе, кроме электроэнергии, производить также искусственное ядерное горючее. Оно, правда, обходится дороже, чем природный уран из рудных жил, однако по мере истощения дешевых месторождений придется разрабатывать все более труднодоступные и малорентабельные залежи или заниматься рудами с малой концентрацией радиоактивного сырья. Когда же стоимость добываемого природного урана сравняется со стоимостью искусственного ядерного топлива, атомная энергетика станет производить ядерное горючее на специальных промышленных атомных фабриках. При этом его стоимость возрастет в 3-4 раза и далее останется стабильной на сотни лет.

Флагман энергетики

В 1973 году такая необычная атомная станция заработала в пустынной местности полуострова Мангышлак на берегу Каспийского моря в крае, богатом минеральными ресурсами, но бедном электроэнергией и пресной водой. Для жителей города Шевченко она стала давать электроэнергию и пресную воду, а для атомной энергетики - искусственное топливо - плутоний. Новая станция получила название БН-350. Это значит, что она работает на быстрых нейтронах и в качестве теплоносителя использует в реакторе натрий в жидком расплавленном виде, а 350 - электрическая мощность, которую можно было бы получить, если бы все полученное тепло превратилось в электроэнергию. На самом деле установка дает только 150 мегаватт электроэнергии, а остальное тепло расходуется на производство 120 тысяч тонн пресной воды в сутки.

Во всех отношениях ввод в действие первого промышленного реактора на быстрых нейтронах стал большим достижением советской атомной энергетики и вызвал значительный интерес за рубежом. Успех пришел не случайно. Быстрые реакторы давно привлекали внимание советских ученых. Ранее в Физико-энергетическом институте в городе Обнинске была создана и исследована целая серия подобных установок малой мощности. В Научно-исследовательском институте атомных реакторов в Дмитровграде вскоре вступил в строй опытный реактор БОР-60 мощностью 60 тысяч киловатт. В 1973 году пришла очередь БН-350, и затем последовали БН-600 и БН-800.

Каким же образом создается искусственное топливо?

Дело в том, что когда в реакторе на быстрых нейтронах сжигается ядерное горючее, то одновременно создается новое в количестве, превышающем сгоревшее. Топливо размножается? Да! Поэтому установку БН-350 и подобные ей стали называть реакторами-размножителями на быстрых нейтронах.

Новое топливо - делящееся ядро плутония-239 - образуется при поглощении нейтрона "сырьевым" ядром урана-238. Этот изотоп почти не делится, но в природном уране его в 140 раз больше, чем делящегося изотопа ура-на-235. Вот почему его очень выгодно превращать с помощью нейтронов в делящийся изотоп - плутоний-239. Сделать это непросто. Например, для расширенного воспроизводства искусственного ядерного топлива не годятся реакторы на тепловых нейтронах, в которых используется уран-235. В них просто не хватает нейтронов, вызывающих деления ядер, в момент расщепления вылетает всего в среднем 2,5 свободного нейтрона. А в реактореразмножителе типа БН-350 - их уже 3.

Казалось бы, разница столь незначительна, что вряд ли она играет какую-нибудь роль, тем более что половинок нейтрона вообще нет в природе. Это - статистическая величина: в одном случае при делении вылетит всего два нейтрона, в другом - три, а в среднем - 2,5.

В реакторе на быстрых нейтронах расщепляющееся ядро плутония испускает и два и четыре, но в среднем будет 3.

Предположим, при распаде ядра рождаются три нейтрона. Один из них вызовет деление другого делящегося ядра, и цепная реакция не затухает. Если один из двух оставшихся нейтронов поглотится ядром урана-238, то будет образовано ядро плутония-239 и тем самым осуществится воспроизводство ядерного горючего, так как на каждое "сгоревшее" ядро будет произведено одно новое делящееся. В результате реактор может работать бесконечно долго, потребляя только уран-238.

Но простое воспроизводство нас не удовлетворит, надо добиться воспроизводства расширенного, а для этого создать дополнительно еще одно ядро плутония-239. С помощью последнего - третьего - нейтрона из урана-238 и можно получить дополнительный плутоний.

К сожалению, от 30 до 60 процентов столь нужных "третьих" нейтронов либо улетает из реактора, либо поглощается в различных конструкционных материалах. Зато оставшиеся 40-70 процентов поглощаются ура-ном-238, производя плутоний-239. Другими словами, каждое сгоревшее в реакторе ядро плутония-239 оборачивается 1,4-1,7 нового делящегося ядра. Так выглядит расширенное воспроизводство ядерного горючего.

Как эффективнее осуществить его?

Оказалось, выгодно активную зону реактора охлаждать натрием, отличающимся сравнительно большим атомным весом - 23. Если же отводить тепло с помощью воды, то ее легкие ядра водорода замедлят быстрые нейтроны до тепловой энергии, и тогда существенно увеличится их вредное поглощение, ухудшится воспроизводство плутония-239.

Создание эффективных реакторов-размножителей на быстрых нейтронах обеспечивает практически безграничные ресурсы ядерного топлива. Благодаря этому атомная энергетика сможет сыграть важную роль в решении энергетических проблем будущего.

Как почти любой вид промышленной деятельности, работа атомных станций оказывает неблагоприятное воздействие на окружающую среду и человека. Особенно настороженно люди относятся к радиоактивному излучению, которое наиболее специфично для атомной энергетики. Безусловно, одна из важных причин необоснованной тревоги - неосведомленность. У многих в памяти ужасы Хиросимы и Нагасаки. И атомная энергетика невольно отождествляется с атомной бомбой.

Между тем защите обслуживающего персонала и населения от вредного влияния излучений уделяется не просто большое, а по сравнению с другими производствами громадное внимание. Но здесь очень важен психологический фактор. Излучения не видно. Оно не пахнет. Его не почувствуешь. В такой ситуации человеку кажется, что он беззащитный.

На самом деле радиация - явление для человека не новое. Всегда люди жили, не зная об этом, в потоках разнообразных лучей. Излучение ядер было открыто на рубеже веков, и долгое время о нем знали только ученые. Но теперь большинство людей, по крайней мере у нас в стране, знают, что излучение электронов, нейтронов, гамма-квантов окружает нас со всех сторон. Достаточно вспомнить рентгеновские установки в больницах, часы со светящимся циферблатом, космические лучи, телевизор, гранитные породы и строительные материалы. Для надежной защиты от излучений следует установить допустимые нормы и обеспечить, чтобы они не превышались.

Излучение природных, естественных источников сопровождало всю предыдущую эволюцию человека как биологического вида. В процессе эволюционного развития и естественного отбора человек "привыкал" к тем уровням излучений, которые существуют в природе. В последнее столетие к естественному излучению прибавилось искусственное, или техногенное, обусловленное деятельностью человека. Каково же соотношение между естественным и техногенным излучением?

В атмосфере, воде, растениях и человеческом организме имеются радиоактивные элементы типа калия-40 и углерода-14. Они образуются под влиянием космического излучения и разными путями попадают в наш организм. Ежеминутно в человеческом теле распадается около полумиллиона радиоактивных ядер. При этих распадах организм облучается гамма-квантами и электронами. Если люди находятся рядом, то один облучает другого.

Сравним его с уровнем техногенного облучения. Один из английских атомников привел такое образное сравнение: "Человек, проживающий вблизи атомной станции, подвергается примерно такому же облучению, которое получит за восьмичасовой рабочий день от сидящего рядом сослуживца". А вот более точные данные по облучению населения ФРГ. В этой стране большие мощности атомной энергетики сочетаются с высокой плотностью населения. В среднем каждый западный немец ежегодно получает за счет естественного облучения дозу 115 миллибэр, а доза техногенного облучения за счет рентгено- и радиоизотопной диагностики, радиоактивности строительных материалов и других источников уже сейчас почти вдвое больше - 225 миллибэр. Если даже мощность германских АЭС достигнет 20 миллионов киловатт, каждый житель ФРГ получит от них дозу облучения всего в 0,25 миллибара, то есть не более одной десятой процента от общей дозы. Даже авиапутешествие на десятикилометровой высоте чревато большей радиационной опасностью...

Отсюда видно, что радиоактивное излучение работающей АЭС практически безвредно и составляет лишь малую долю того, что человек получает от других источников излучения.

Конечно, это справедливо лишь при работе в нормальном режиме. В случае аварии высвобождение радиоактивности увеличивается многократно и величина облучения может существенно возрасти.

Авария любой сложной и достаточно крупной промышленной системы или отдельного оборудования может приводить к гибели людей, будь то падение пассажирского авиалайнера или взрыв на угольной шахте. Памятна многим авария на химическом заводе в Бхопале, сразу унесшая около двух с половиной тысяч жителей близлежащего города, а сейчас пострадавших уже около 30 тысяч. Это событие будет иметь и генетические последствия.

Авария на Чернобыльской атомной станции также привела к гибели людей, но только из числа тех, кто непосредственно участвовал в ликвидации аварии. Велик и материальный ущерб от этой аварии. Ведь в него входят не только стоимость блока АЭС или потери от недовыработки энергии. Большие затраты будут связаны с захоронением аварийного блока, дезактивацией и отчуждением части территории из пользования, эвакуацией населения.

Конечно, при создании атомной станции должны учитываться возможные поломки оборудования, отказы различных систем, ошибки персонала, и этот учет является обязательным при ее проектировании и проведении конструкторских и научно-исследовательских работ. Рассматриваются различные "потенциальные" аварии и необходимые технические меры по их локализации и предотвращению развития. С этой целью ядерный реактор оборудуется различными аварийными системами: энергопитания, расхолаживания, герметизации. Правила при таком проектировании достаточно строги.

Так в соответствии с этими правилами в качестве первопричины аварии должен рассматриваться не только отказ любой одной системы, но и совпадение этой поломки с еще одной не обнаруженной до аварии поломкой другой системы.

И все же приведшая к взрыву авария на Чернобыльской АЭС показала, что нужно еще более тщательно и строго рассматривать возможные виды "потенциальных" аварий и меры по их локализации.

Работа по повышению безопасности АЭС интенсивно ведется у нас и в других странах мира. Почти в полтора раза возросла за последние десятилетия стоимость АЭС за счет совершенствования и введения дополнительных систем и оборудования, обеспечивающих безопасность.

Наиболее ответственное звено в ядерном топливном цикле - его завершающий этап, захоронение радиоактивных отходов. Для их надежного изолирования разработаны такие способы, как цементирование, битумирование и стеклование.

Эти способы проверены в реальных условиях, в том числе в различных непредвиденных обстоятельствах - например, когда в хранилища проникают грунтовые воды.

По сей день изыскиваются самые надежные и дешевые методы предотвращения какого-либо радиоактивного загрязнения окружающей среды. Такое серьезное отношение к захоронению отходов - залог того, что атомная энергетика есть и будет одним из самых чистых источников энергии.