≈колог≥¤ > јтомна енергетика негативн≥ та позитивн≥ насл≥дки дл¤ еколог≥њ

* “ут ураховуЇтьс¤ повний паливний цикл, у тому числ≥ автомоб≥льн≥ перевезенн¤ палива й устаткуванн¤.

 онкурентоспроможн≥сть. ѕри економ≥чн≥й оц≥нц≥ будь-¤коњ технолог≥њ енерговиробництва необх≥дно враховувати повн≥ зовн≥шн≥ та соц≥альн≥ витрати, зокрема еколог≥чн≥ ефекти дл¤ паливного циклу, вплив на сусп≥льство (в т. ч. на зайн¤т≥сть, здоровТ¤ тощо) у локальному, рег≥ональному та глобальному вим≥рах. Ўирокомасштабний проект ExtrnE, зд≥йснений ™вропейською ком≥с≥Їю сп≥льно з ƒепартаментом ≈нерг≥њ —Ўј, вивчав зовн≥шн≥ фактори дл¤ повних енергетичних цикл≥в (див. таблицю на наступн≥й стор≥нц≥).

≈ксплуатац≥йн≥ та ф≥нансов≥ витрати дл¤ р≥зних технолог≥й залежать у р≥зних крањнах в≥д м≥сцевих умов та прийн¤тих обл≥кових ставок. «овн≥шн≥ витрати в ¤дерн≥й енергетиц≥ покривають потенц≥йн≥ витрати у випадку великих авар≥й, при тому ≥мов≥рн≥сть таких авар≥й не Ї великою.

якщо враховувати лише експлуатац≥йн≥ та ф≥нансов≥ витрати, то найдешевшими Ї ¤дерна енерг≥¤ та природний газ. якщо брати до уваги ще й зовн≥шн≥ витрати, то найприваблив≥шою стаЇ ¤дерна енерг≥¤.

ќц≥нки зовн≥шньоњ вартост≥ ем≥с≥њ —ќ2 (ефект кл≥матичних зм≥н) не Ї усталеними й вар≥юютьс¤ в≥д 10 до 25 Ївро на тонну вуг≥лл¤. якщо прийн¤ти цю варт≥сть ¤к 15 Ївро за тонну, то це дасть внесок у зовн≥шню варт≥сть дл¤ вуг≥лл¤ 0,5 цента Ївро за к¬тіг, а дл¤ природного газу Ц 0,3 цента. якщо ж брати б≥льш високу варт≥сть, то ц≥ числа дуже пом≥тно зб≥льшатьс¤. ÷е робить ¤дерну енерг≥ю найб≥льш економ≥чно виг≥дною альтернативою у випадку врахуванн¤ вс≥х витрат.

ѕовна варт≥сть виробництва електроенерг≥њ у центах Ївро за к¬тіг

“рохи теор≥њ

”ран Ч дуже поширений х≥м≥чний елемент на «емл≥. …ого вм≥ст у земн≥й кор≥ становить у середньому 4Ј10-6 г/г породи, у морськ≥й вод≥ Ч 1,3Ј10-6 г/л. ѕриродний уран складаЇтьс¤ з трьох ≥зотоп≥в: 233U, 235U та 238U. ѕри цьому вм≥ст ≥зотоп≥в дуже р≥зний: на 140 частин 238U припадаЇ одна частина 235U ≥ незначна к≥льк≥сть 233U. ѕри опром≥ненн≥ нейтронами ≥зотопи ви¤вл¤ють себе по-р≥зному. “ак, при поглинанн≥ нейтрону ¤дро 235U переходить у нестаб≥льний стан ≥ розпадаЇтьс¤ на два осколки з вид≥ленн¤м енерг≥њ та випусканн¤м т. зв. вторинних нейтрон≥в. якщо нейтрон знову потрапл¤Ї в ¤дро 235U, то в≥дбуваЇтьс¤ ще одне д≥ленн¤. якщо нейтрон потрапл¤Ї в ¤дро 238U, то в≥дбуваЇтьс¤ ≥нша реакц≥¤: новоутворене ¤дро 239U випускаЇ b-частку та перетворюЇтьс¤ на нептун≥й (239Np), ¤кий за наступного b-розпаду перетворюЇтьс¤ на плутон≥й (239Pu). ѕлутон≥й Ї ¤дерним паливом ≥ здатний д≥литис¤ та перетворюватис¤ п≥д д≥Їю нейтрон≥в на важч≥ ≥зотопи:

30% 240Pu + n > 241Pu

239Pu + n

70% осколки (продукти д≥ленн¤)

“ак само ¤к ≥ 235U, 233U теж Ї матер≥алом, ¤кий д≥литьс¤ ≥ розпадаЇтьс¤ при поглиненн≥ нейтрону. –есурси 233U у природ≥ вельми мал≥, отож його напрацьовують у ¤дерних реакторах з тор≥¤ (Th), вм≥ст ¤кого у земн≥й кор≥ Ч близько 12Ј10-6 г/г породи Чзначно перевищуЇ вм≥ст урану. ўоправда, в океан≥чн≥й вод≥ тор≥¤ м≥ститьс¤ лише близько (1-2)Ј10-9 г/л Ч приблизно в тис¤чу раз≥в менше, н≥ж урану. ќднак у процес≥ виробленн¤ 233U утворюютьс¤ дом≥шки баластних ≥зотоп≥в 232U та 234U, ¤к≥ не д≥л¤тьс¤. ≤зотоп 232U маЇ пер≥од п≥врозпаду 72 роки й утворюЇтьс¤ за к≥лькома ¤дерними реакц≥¤ми при опром≥ненн≥ нейтронами природного тор≥¤; його присутн≥сть пог≥ршуЇ рад≥ац≥йну обстановку, бо його продукти Ї a-, b- ≥ g- активними. “ому у пор≥вн¤нн≥ з 235U паливо на основ≥ 233U вимагаЇ акуратн≥шого поводженн¤.

ўоб проникнути в ¤дро 238U ≥ викликати його перетворенн¤ на 239U, потр≥бн≥ швидк≥, а щоб викликати д≥ленн¤ 235U Ч пов≥льн≥ нейтрони. –еактори, в ¤ких основну роботу зд≥йснюють швидк≥ нейтрони, називаютьс¤ швидкими, а реактори, котр≥ працюють на пов≥льних нейтронах, Ч тепловими. ” ¤кост≥ спов≥льнювача нейтрон≥в у теплових реакторах використовуютьс¤ граф≥т, вода або важка вода. «в≥дси й назви Ч уран-граф≥тов≥, легководн≥, важководн≥ реактори.

” процес≥ роботи в палив≥ утворюютьс¤ довгоживуч≥ рад≥онукл≥ди: америц≥й (Am), кюр≥й (Cm), нептун≥й (Np), технец≥й-99 (99Tc) та йод-129 (129I). Ќа сьогодн≥ розроблен≥ ≥ випробуван≥ технолог≥њ, завд¤ки ¤ким довгоживуч≥ рад≥онукл≥ди (з пер≥одом п≥врозпаду в дес¤тки й сотн≥ тис¤ч рок≥в) вилучаютьс¤ з в≥дпрацьованого ¤дерного палива ≥ п≥ддаютьс¤ трансмутац≥њ у швидких реакторах. ” такому випадку замкнений ¤дерно-паливний цикл стаЇ еколог≥чно прийн¤тним, бо вимагаЇ контролю за збереженн¤м вилучених високоактивних в≥дход≥в (у тому числ≥ стронц≥¤-90 (90Sr) ≥ цез≥¤-137 (137Cs)) прот¤гом лише 100Ч200 рок≥в. ѕ≥сл¤ пад≥нн¤ активност≥ ц≥ в≥дходи заховуютьс¤ з дотриманн¤м принципу рад≥ац≥йно-м≥грац≥йноњ екв≥валентност≥ (зг≥дно з цим принципом, разом з в≥дходами у земних глибинах ховаЇтьс¤ така ж к≥льк≥сть рад≥онукл≥д≥в, ¤к ≥ в добутому природному уран≥)[3].

Ќегативн≥ сторони ¤дерноњ енергетики

ќднак у сучасноњ атомноњ енергетики Ї й ≥стотн≥ недол≥ки. ¬она даЇ значно менше в≥дход≥в, н≥ж ≥нш≥ енергогенеруюч≥ технолог≥њ (а пот≥м ще й ≥золюЇ њх), але в≥дходи все ж так≥ ≥снують. Ѕезпека похованн¤ великоњ к≥лькост≥ рад≥оактивних в≥дход≥в (–ј¬[4]) на дес¤тки ≥ сотн≥ тис¤ч рок≥в викликаЇ сумн≥в через над≥йн≥сть таких довготривалих ф≥зично-геолог≥чних прогноз≥в.[5] Ќев≥домо також, ¤ку роль ц≥ штучн≥ поклади небезпечних речовин в≥д≥грають у життЇд≥¤льницьких процесах наступних земних цив≥л≥зац≥й...

Ѕ≥льш≥сть ј≈— у св≥т≥ використовують теплов≥ легководн≥ реактори (LWR). ƒо цього класу належать ус≥ нин≥ д≥юч≥ украњнськ≥ енергоблоки. LWR вимагають збагаченого урану, що зумовлюЇ залежн≥сть не¤дерних крањн[6] в≥д постачальник≥в ¤дерного палива. “ому де¤к≥ держави (зокрема –умун≥¤) будують важководн≥ реактори (HWR), де використовуЇтьс¤ паливо з природного (незбагаченого) урану. ќднак глибина вигор¤нн¤ палива у HWR у 4Ч6 раз≥в менша, н≥ж у LWR, а це зб≥льшуЇ обТЇми в≥дпрацьованого (опром≥неного) ¤дерного палива (ќяѕ) та зумовлюЇ в≥дпов≥дну потребу у м≥стк≥ших сховищах. ƒал≥: ≥снуюч≥ на сьогодн≥ технолог≥њ переробки ќяѕ передбачають вилученн¤ з нього плутон≥ю, а створенн¤ власних збагачувальних комб≥нат≥в ≥ потужностей дл¤ переробки ќяѕ у не¤дерних крањнах даЇ њм можлив≥сть напрацьовувати збройовий уран ≥ плутон≥й на основ≥ ц≥лком легальних канал≥в атомноњ енергетики.

ўе одним недол≥ком LWR Ї те, що в ¤кост≥ палива в них використовуЇтьс¤ 235U, а його запас≥в у розв≥даних на сьогодн≥ родовищах вистачить лише на 50Ч100 рок≥в. “ому треба ширше запроваджувати в енергогенеруюч≥ процеси 238U, запас≥в ¤кого вистачить на к≥лька тис¤чол≥ть.

«а всю ≥стор≥ю атомноњ енергетики св≥ту були дв≥ авар≥њ-катастрофи: ¬индскейл (7 жовтн¤ 1957 р.) ≥ „орнобиль (26 кв≥тн¤ 1986 р.). ѕершу з них фактично вдалос¤ ЂзамТ¤тиї, друга ж завдала величезного удару по сам≥й ≥дењ Ђмирного атомаї. √оловним психолог≥чним насл≥дком „орнобил¤ стала масова рад≥офоб≥¤, коли все повТ¤зане з ¤дерною енергетикою почало сприйматис¤ некритично, р≥зко негативно. ƒоходило до Ђчорногої ком≥зму. “ак, через р≥к п≥сл¤ чорнобильськоњ авар≥њ л≥кар≥ у Ќ≥меччин≥ пов≥домл¤ли про серйозн≥ випадки ф≥зичного виснаженн¤ людей, котр≥ харчувалис¤ т≥льки консервами з датою виготовленн¤ до 26 кв≥тн¤ 1986 р.

јтомна енергетика XXI стол≥тт¤

ўоб продуктивно розвиватис¤ дал≥, атомна енергетика маЇ в≥дпов≥дати ц≥л≥й низц≥ вимог, серед ¤ких:

необмежене забезпеченн¤ людства паливними ресурсами шл¤хом ефективного використанн¤ природного урану, а надал≥ ≥ тор≥ю;

унеможливленн¤ важких авар≥й ≥з рад≥ац≥йними викидами (¤к≥ т¤гнуть за собою евакуац≥ю населенн¤) за будь-¤ких в≥дмов устаткуванн¤, помилок персоналу та зовн≥шн≥х вплив≥в (таке унеможливленн¤ маЇ дос¤гатис¤ передус≥м за рахунок природноњ безпеки реактор≥в, ¤ка, у свою чергу, маЇ ірунтуватис¤ на грамотн≥й експлуатац≥њ природних ¤костей та законом≥рностей паливних компонент≥в);

еколог≥чно безпечн≥ виробництва енерг≥њ й утил≥зац≥њ в≥дход≥в шл¤хом замкненн¤ паливного циклу з≥ спаленн¤м у реактор≥ довгоживучих актиноњд≥в[7] ≥ продукт≥в д≥ленн¤, з рад≥ац≥йно екв≥валентним похованн¤м –ј¬ без порушенн¤ природного рад≥ац≥йного балансу;

перекритт¤ каналу поширенн¤ ¤дерноњ зброњ, повТ¤заного з ¤дерною енергетикою, через поступове виключенн¤ з нењ технолог≥й вилученн¤ плутон≥ю з ќяѕ ≥ збагаченн¤ урану, а також через забезпеченн¤ ф≥зичного захисту ¤дерного палива в≥д крад≥жок;

економ≥чна конкурентоздатн≥сть за рахунок зниженн¤ вартост≥ та в≥дтворенн¤ палива, п≥двищенн¤ ефективност≥ термодинам≥чного циклу, розвТ¤занн¤ проблем безпеки ј≈— без ускладненн¤ њхн≥х конструкц≥й ≥ висуненн¤ особливо жорстких вимог до персоналу та устаткуванн¤.

—ьогодн≥ в р≥зних крањнах ведетьс¤ активний пошук ¤дерних технолог≥й дл¤ майбутнього. Ѕагато хто повернувс¤ до реакторних концепц≥й, в≥д ¤ких ран≥ше в≥дмовивс¤ на користь швидких реактор≥в. ÷е так≥ концепц≥њ, ¤к: цикл Th-U; циркулюванн¤ р≥дкосольового палива; використанн¤ п≥дкритичних реактор≥в з прискорювальними або ≥ншими джерелами нейтрон≥в тощо. ≤нш≥ продовжують роботу над швидкими реакторами традиц≥йного типу, розраховуючи на зниженн¤ њхньоњ вартост≥ шл¤хом оптим≥зац≥њ конструкц≥њ ≥ переходу до сер≥йного буд≥вництва... јле навр¤д чи можна спод≥ватис¤ на техн≥чну розробку ≥ демонстрац≥ю ус≥Їњ величезноњ к≥лькост≥ досл≥джуваних вар≥ант≥в. ћалоймов≥рно також, що розр≥знен≥, не обТЇднан≥ хоча б Їдиним розум≥нн¤м мети, досл≥дженн¤ Ђсам≥ собоюї приведуть до оптимального вар≥анту. ќтож зусилл¤ вчених св≥ту щодо розробки новоњ довгостроковоњ концепц≥њ ¤дерноњ енергетики треба скоординувати та сконцентрувати.

¬ ≥деал≥ треба було б спод≥ватис¤ на виробленн¤ концептуальноњ технолог≥њ, зг≥дно з ¤кою паливом слугував би природний незбагачений уран, а р≥вень рад≥ац≥йноњ небезпеки отримуваних в≥дход≥в не перевищував в≥дпов≥дного початкового р≥вн¤ руди (≥ водночас при всьому цьому щоб не було авар≥й).

“еоретична можлив≥сть створенн¤ великомасштабноњ ¤дерноњ енергетики, ¤ка б в≥дпов≥дала згаданим критер≥¤м, Ї вельми реальною. «а основу такоњ енергетики могли б послужити великопотужн≥ швидк≥ реактори в цикл≥ U-Pu з коеф≥ц≥Їнтом в≥дтворенн¤  ¬ї1. “обто у такий реактор завантажуЇтьс¤ так зване р≥вноважне паливо ≥з сум≥ш≥ природного урану та плутон≥ю. ” процес≥ роботи плутон≥й вигор¤Ї ¤к паливо, а п≥д д≥Їю утворюваних нейтрон≥в ≥з 238U напрацьовуЇтьс¤ знову ж таки плутон≥й. “аким чином, п≥сл¤ зак≥нченн¤ роботи у в≥дпрацьованому палив≥ ви¤вл¤Їтьс¤ ст≥льки Pu, ск≥льки було завантажено, а тому при новому завантаженн≥ реактора плутон≥й не треба н≥ вит¤гати, ан≥ додавати. ƒл¤ коригуванн¤ складу палива сл≥д лише додавати U Ч задл¤ компенсац≥њ спаленоњ частини. ќтже, технолог≥¤ зводитьс¤ тут в основному до очищенн¤ палива в≥д продукт≥в д≥ленн¤. ѕри цьому довгоживуч≥ рад≥онукл≥ди повертаютьс¤ в реактор дл¤ трансмутац≥њ, а високоактивн≥ Sr та Cs повинн≥ витримуватис¤ у тимчасовому сховищ≥ 100Ч200 рок≥в. ѕ≥сл¤ зниженн¤ активност≥ ц≥ в≥дходи нав≥чно ховатимутьс¤ зг≥дно ≥з згадуваним вище принципом рад≥ац≥йно-м≥грац≥йноњ екв≥валентност≥. ќкр≥м усього ≥ншого, у швидкому реактор≥ можна допалювати ≥ рад≥оактивн≥ в≥дходи з теплових (Упов≥льнихФ) реактор≥в.

ќтже, швидк≥ реактори мають багато переваг. ўоправда, за минул≥ роки склалос¤ у¤вленн¤ про швидк≥ реактори, ¤к обовТ¤зково дорог≥. јле ситуац≥ю можна пол≥пшити. «а ф≥зичними й техн≥чними принципами конструкц≥њ ≥ керуванн¤ великопотужн≥ швидк≥ реактори з р≥дкометал≥чним охолодженн¤м значно прост≥ш≥ в≥д LWR та ≥нших теплових реактор≥в, а кр≥м того, куди ефективн≥ше використовують паливо та енерг≥ю. “аким чином, проблема њхнього здешевленн¤ пол¤гаЇ лише у випрацюванн≥ оптимальних техн≥чних р≥шень. √оловною причиною високоњ вартост≥ першого покол≥нн¤ швидких реактор≥в було використанн¤ в них у ¤кост≥ теплонос≥¤ х≥м≥чно високоактивного натр≥ю. ƒл¤ запоб≥ганн¤ його контакту з водою ≥ пов≥тр¤м при нормальн≥й експлуатац≥њ та на випадок авар≥њ використовуютьс¤ триконтурна схема охолодженн¤, страхувальний корпус, численн≥ системи контролюванн¤ та захисту парогенератор≥в, перевантаженн¤ палива. ”се це Ђнагромадженн¤ї допом≥жного устаткуванн¤ дуже ускладнюЇ вс≥ технолог≥чн≥ процеси та удорожчуЇ конструкц≥ю. ј можлив≥сть займанн¤ та закипанн¤ натр≥ю при авар≥¤х не дозвол¤ло повною м≥рою реал≥зовувати властив≥ швидким реакторам ¤кост≥ безпеки.

Ќе вдаючись у техн≥чн≥ подробиц≥, в≥дзначимо лише, що описан≥ реактори з  ¬>1 (тобто у процес≥ роботи цього реактора утворюЇтьс¤ б≥льше плутон≥ю, н≥ж його було завантажено) у рад¤нський час створювалис¤ в першу чергу дл¤ напрацюванн¤ збройового плутон≥ю. ћаючи короткий час подвоЇнн¤ Pu, вони потребували легкого й теплопров≥дного теплонос≥¤, здатного в≥дводити в≥д палива висок≥ теплов≥ потоки, що ≥ визначило виб≥р натр≥ю. ј дл¤ реактор≥в ≥з р≥вноважним паливом ≥ пом≥рними навантаженн¤ми можливий ≥нший, менш активний ≥ менш дорогий теплонос≥й. ” свою чергу, це зменшить к≥льк≥сть допом≥жних техн≥чно-конструктивних заход≥в безпеки.

«разок швидкого реактора природноњ безпеки

Ќещодавно у –ос≥њ розпочата державна програма Ђ≈колог≥чно чиста енергетикаї. ѓњ мета Ч зменшенн¤ впливу на навколишнЇ середовище ус≥х ланок паливно-енергетичного комплексу. «окрема, передбачаЇтьс¤ нарощуванн¤ еколог≥чно чистого виробництва електроенерг≥њ атомними станц≥¤ми ≥ створенн¤ безпечноњ й економ≥чноњ модел≥ ј≈—, ¤ка стане базою розвитку ¤дерноњ енергетики у великих масштабах.

” рамках програми розробл¤Їтьс¤ проект реактора на швидких нейтронах з охолодженн¤м р≥дким свинцем. ÷¤ модель називаЇтьс¤ Ѕ–≈—“ (быстрый реактор со свинцовым теплоносителем). «абезпеченн¤ безпеки њњ експлуатац≥њ дос¤гаЇтьс¤ не ст≥льки створенн¤м нових або удосконаленн¤м уже застосовуваних захисних барТЇр≥в, ск≥льки за рахунок оптимального врахуванн¤ фундаментальних ф≥зичних та х≥м≥чних властивостей ¤дерного палива, теплонос≥¤ й ≥нших компонент≥в, що даЇ змогу реал≥зувати принцип природноњ безпеки.

” конструктивному план≥ Ѕ–≈—“ ≥стотно в≥др≥зн¤Їтьс¤ в≥д експлуатованих нин≥ зразк≥в. …ого реакторна установка належить до басейнового типу, коли в шахту з тепло≥зол¤ц≥йного бетону заливаЇтьс¤ свинець, а в нього Ђвставл¤ютьс¤ї активна зона, парогенератор, насос та ≥нш≥ системи забезпеченн¤. ÷иркул¤ц≥¤ свинцю в контур≥ зд≥йснюЇтьс¤ за рахунок створюваноњ насосами р≥зниц≥ р≥вн≥в нагр≥тоњ та Ђохолодженоњї речовини.

ƒо особливостей Ѕ–≈—“а сл≥д в≥днести ≥ конструкц≥ю його тепловид≥льних елемент≥в (“¬≈Ћ≥в). «а традиц≥йною технолог≥Їю вир≥внюванн¤ тепловид≥ленн¤ по рад≥усу реактора дос¤гаЇтьс¤ за рахунок зм≥ни збагаченн¤ у “¬≈Ћах, а в Ѕ–≈—“≥ просто застосовуютьс¤ “¬≈Ћи р≥зного д≥аметру. ” ¤кост≥ палива використовуЇтьс¤ монон≥тридна композиц≥¤ уран-плутон≥ю (UN-PuN) та м≥норних актиноњд≥в. –еактор здатний за одну кампан≥ю спалювати до 80 кг ¤к Ђвласнихї актиноњд≥в, так ≥ отриманих ≥з ќяѕ теплових ј≈—.

≤ншою ≥стотною особлив≥стю проекту Ї прил¤ганн¤ комплексу з переробки ќяѕ безпосередньо до реакторноњ установки. ÷е даЇ можлив≥сть одразу ж передавати ќяѕ ≥з газового простору реактора на переробку Ч без дорогого ≥ небезпечного транспортуванн¤ в≥дход≥в на далек≥ в≥дстан≥.

ѕоЇднанн¤ природних властивостей свинцевого теплонос≥¤, монон≥тридного палива, ф≥зичних характеристик швидкого реактора, вдалих конструкторських р≥шень активноњ зони та контур≥в охолодженн¤ виводить Ѕ–≈—“ на ¤к≥сно новий р≥вень безпеки ≥ забезпечуЇ його ст≥йк≥сть нав≥ть п≥д час найт¤жчих авар≥й без спрацьовуванн¤ активних засоб≥в захисту. –≥вноважний склад палива робить ф≥зично неможливим Ђрозг≥нї реактора, ¤к це було в „орнобил≥. «а будь-¤ких можливих вар≥ант≥в розвитку под≥й, нав≥ть таких найт¤жчих, ¤к уведенн¤ в д≥ю повного запасу реактивност≥ або в≥дключенн¤ вс≥х насос≥в за одночасноњ в≥дмови систем захисту, Ѕ–≈—“ не робить рад≥оактивних викид≥в. Ќе анал≥зуютьс¤ т≥льки дв≥ ситуац≥њ (та њх, мабуть, ≥ нема рац≥њ розгл¤дати): ракетно-¤дерний удар та пад≥нн¤ величезного астероњду. ¬≥д усього ≥ншого реактор захищений, нав≥ть в≥д диверс≥й на р≥вн≥ оперативного персоналу.

Ќа сьогодн≥ в –ос≥њ виконано 1-й етап техн≥чного проекту демонстрац≥йного блоку ј≈— Ѕ–≈—“-300 з паливним циклом. «авершенн¤ техн≥чного проекту демонстрац≥йного блоку разом з основними розрахунковими ≥ досл≥дними обгрунтуванн¤ми нам≥чено на 2002 р≥к. —порудженн¤ блоку плануЇтьс¤ на майданчику Ѕ≥ло¤рськоњ ј≈— (—вердловська область) до 2010 р. Ќа баз≥ Ѕ–≈—“-300 передбачаЇтьс¤ розробити проект комерц≥йного великопотужного енергоблоку ј≈— природноњ безпеки, що його можна буде покласти в основу великомасштабноњ ¤дерноњ енергетики майбутнього. ћ≥натом –ос≥њ запрошуЇ зац≥кавлен≥ крањни (насамперед т≥, що розвиваютьс¤, потерпають в≥д деф≥циту палива ≥ прагнуть енергетичноњ незалежност≥) до науково-техн≥чноњ ≥ ф≥нансовоњ участ≥ у програм≥ Ђреактора природноњ безпекиї. ¬итрати на програму у сьогодн≥шн≥х ц≥нах становл¤ть близько 5 млрд долар≥в.

ј що ж ”крањна?

«а сумарною потужн≥стю своњх реактор≥в ”крањна пос≥даЇ 8-е м≥сце у св≥т≥ ≥ 5-е Ч в ™вроп≥. Ќа вс≥х украњнських ј≈— д≥ють легководн≥ реактори сер≥њ ¬¬≈– (водо-водний енергетичний реактор). Ќа ’мельницьк≥й та –≥вненськ≥й ј≈— добудовуютьс¤ два енергоблоки ¬¬≈–-1000.

”часть ”крањни у м≥жнародному проект≥ Ђреактора природноњ безпекиї та буд≥вництво в н≥й цього реактора зумовили б так≥ позитивн≥ насл≥дки:

«апровадженн¤ передового безпечного методу виробництва електроенерг≥њ, ¤ким можна було б зам≥нити д≥юч≥ сьогодн≥ еколог≥чно шк≥длив≥ теплов≥ (насамперед вуг≥льн≥[8]) електростанц≥њ.

Ќезалежн≥сть в≥д постачальник≥в збагаченого урану[9]. ѕерше закладенн¤ палива в реактор Ѕ–≈—“ вимагаЇ уран-плутон≥Ївоњ композиц≥њ, ¤коњ у нас нема, але це одноразова залежн≥сть Ч на в≥дм≥ну в≥д пост≥йноњ залежност≥ щодо палива дл¤ теплових реактор≥в.

«начне послабленн¤ проблеми –ј¬. ѕо-перше, вже сама орган≥зац≥¤ роботи реактора Ѕ–≈—“ даЇ менше –ј¬ (до того ж п≥дготовлених до утил≥зац≥њ з дотриманн¤м принципу рад≥ац≥йно-екв≥валентного похованн¤), а по-друге, Ѕ–≈—“ здатний допалювати –ј¬, отриман≥ на теплових реакторах.

¬иникненн¤ додаткових робочих м≥сць, зокрема дл¤ висококвал≥ф≥кованих украњнських фах≥вц≥в (≥нженер маЇ займатис¤ своЇю справою, а не торгувати на базар≥).

Ѕеручи участь у проект≥ реактора природноњ безпеки, треба зважати на сусп≥льно-пол≥тичн≥ реал≥њ житт¤ –ос≥њ: загальнов≥дом≥ под≥њ в „ечн≥, протисто¤нн¤ центру ≥ рег≥он≥в, хитк≥ економ≥ка ≥ пол≥тика тощо. ÷≥ та/або ≥нш≥ обставини можуть у будь-¤кий момент спричинити внутр≥шньопол≥тичну дестаб≥л≥зац≥ю –ос≥њ ≥ ¤к насл≥док Ч невиконанн¤ нею своњх зобовТ¤зань, зокрема ≥ по м≥жнародних програмах. Ќа випадок под≥бного розвитку ситуац≥њ ”крањна повинна подбати про запоб≥жн≥ заходи, основними з ¤ких, гадаЇтьс¤, мають бути:

”часть украњнських фах≥вц≥в у проект≥ на вс≥х його етапах розробки та реал≥зац≥њ, одержанн¤ украњнською стороною ус≥Їњ техн≥чноњ документац≥њ одночасно з ћ≥натомом –ос≥њ.

Ѕуд≥вництво досл≥дного блоку в ”крањн≥ паралельно з буд≥вництвом блоку на Ѕ≥ло¤рськ≥й станц≥њ. ” нас блок можна розм≥стити поблизу „орнобильськоњ станц≥њ, що сполучить його в Їдиний комплекс ≥з п≥дприЇмством переробки –ј¬ (¤ке там зараз будуЇтьс¤) ≥ надасть змогу значно помТ¤кшити проблему працевлаштуванн¤ атомник≥в —лавутича.

¬ атомн≥й галуз≥ –ос≥њ працюЇ багато фах≥вц≥в украњнського походженн¤. „астина з них потрапила туди ще за рад¤нськ≥ часи, частина Ц зовс≥м недавно[10]. ƒе¤к≥ з них хот≥ли б повернутись в ”крањну, але тут њх поки що н≥хто не чекаЇ, њхн¤ квал≥ф≥кац≥¤ не знаходить застосуванн¤. ” випадку сильноњ дестаб≥л≥зац≥њ становища в –ос≥њ бажанн¤ повернутись буде т≥льки зростати, але через неспри¤тливий стан в ”крањн≥ вони змушен≥ будуть њхати у —Ўј, ‘ранц≥ю чи ще кудись. “ому  аб≥нет м≥н≥стр≥в ”крањни повинен мати п≥дготовлений план прийому переселенц≥в з –ос≥њ Ч фах≥вц≥в високотехнолог≥чних сфер (ракетно-косм≥чноњ, компТютерноњ, ав≥ац≥йноњ ≥, звичайно ж, ¤дерноњ), њхньоњ адаптац≥њ та розгортанн¤ за њхньою участю науково-техн≥чного виробництва у наш≥й крањн≥.

”«ј√јЋ№Ќёё„≤ ¬»—Ќќ¬ »

¬елика енергетика потребуЇ поступовоњ в≥дмови в≥д теплових електростанц≥й ≥ переходу на еколог≥чно чист≥ш≥ (зокрема ¤дерн≥) методи отриманн¤ енерг≥њ.

ќр≥Їнтац≥¤ ¤дерноњ енергетики т≥льки на теплов≥ реактори не вир≥шуЇ багатьох проблем, ¤к-от: залежност≥ в≥д постачальник≥в збагаченого урану, переробки ≥ збереженн¤ в≥дход≥в, обмеженост≥ св≥тових запас≥в 235U.

”¤вл¤ютьс¤ необх≥дними участь ”крањни в м≥жнародному проект≥ ћ≥натома –ос≥њ Ђреактор природноњ безпекиї та запровадженн¤ в ”крањн≥ передових ¤дерних технолог≥й, насамперед швидких реактор≥в.

Ѕеручи участь у вищезгаданому проект≥, ”крањна повинна мати програму превентивних заход≥в на випадок невиконанн¤ –ос≥Їю своњх м≥жнародних зобовТ¤зань п≥д час њњ можливоњ внутр≥шньопол≥тичноњ дестаб≥л≥зац≥њ.

—пец≥альн≥ абрев≥атури:

ј≈— Ч атомна електростанц≥¤

Ѕ–≈—“ Ч быстрый реактор со свинцовым теплоносителем (швидкий реактор ≥з свинцевим теплонос≥Їм)

¬¬≈– Ч водо-водний енергетичний реактор

ќяѕ Ч опром≥нене (в≥дпрацьоване) ¤дерне паливо

 ¬ Ч коеф≥ц≥Їнт в≥дтворенн¤ (маЇтьс¤ на уваз≥ в≥дтворенн¤ плутон≥ю п≥д час роботи швидкого реактора)

 ¬ј Ч коеф≥ц≥Їнт в≥дтворенн¤ активност≥ (маЇтьс¤ на уваз≥, ¤к сп≥вв≥днос¤тьс¤ активн≥сть палива, що завантажуЇтьс¤ до реактора, та активн≥сть ќяѕ, що вилучаЇтьс¤ п≥сл¤ роботи)

–ј¬ Ч рад≥оактивн≥ в≥дходи

“¬≈Ћ Ч тепловид≥льний елемент

HWR Ч heavy-water reactor (важководний реактор)

LWR Ч light-water reactor (легководний реактор). ƒо цього типу належать ус≥ украњнськ≥ реактори сер≥њ ¬¬≈–

ѕозначенн¤ х≥м≥чних елемент≥в (в пор¤дку зростанн¤ атомноњ маси):

1	2	3

Ќазва: јтомна енергетика негативн≥ та позитивн≥ насл≥дки дл¤ еколог≥њ
ƒата публ≥кац≥њ: 2005-02-14 (3997 прочитано)