Выработка аэс. АЭС: как это работает? Атомные электростанции России

Все очень просто. В ядерном реакторе распадается Уран-235, при этом выделяется огромное количество тепловой энергии, она кипятит воду, пар под давлением крутит турбину, которая вращает электрогенератор, который вырабатывает электричество.

Науке известен по крайней мере один ядерный реактор естественного происхождения . Он находится в урановом месторождении Окло, в Габоне. Правда, он уже остыл полтора миллиарда лет назад.

Уран-235 - это один из изотопов урана. Он отличается от простого урана тем, что в его ядре не хватает 3 нейтронов, из-за чего ядро становится менее стабильным и распадается на две части, когда в него на большой скорости врезается нейтрон. При этом вылетает еще 2–3 нейтрона, которые могут попасть в другое ядро Урана-235 и расщепить его. И так по цепочке. Это называется ядерной реакцией.

Управляемая реакция

Если не управлять цепной ядерной реакцией и она пойдет слишком быстро, то получится самый настоящий ядерный взрыв. Поэтому за процессом надо тщательно следить и не давать распадаться урану слишком быстро. Для этого ядерное топливо в металлических трубках помещают в замедлитель - вещество, которое замедляет нейтроны и переводит их кинетическую энергию в тепловую.

Для управления скоростью реакции в замедлитель погружают стержни из поглощающего нейтроны материала. Когда эти стержни поднимают, они улавливают меньше нейтронов и реакция ускоряется. Если стержни опустить, то реакция опять замедлится.

Дело техники

Огромные трубы в атомных электростанциях на самом деле никакие не трубы, а градирни - башни для быстрого охлаждения пара.

В момент распада ядро раскалывается на две части, которые разлетаются с бешеной скоростью. Но далеко они не улетают - ударяются о соседние атомы, и кинетическая энергия превращается в тепловую.

Дальше этим теплом нагревают воду, превращая ее в пар, пар крутит турбину, а турбина крутит генератор, который и вырабатывает электричество, точно так же, как в обычной тепловой электростанции, работающей на угле.

Смешно, но вся эта ядерная физика, изотопы урана, цепные ядерные реакции - все для того, чтобы вскипятить воду.

За чистоту

Атомная энергия используется не только в атомных электростанциях. Существуют корабли и подводные лодки, работающие на ядерной энергии. В 50 годы даже разрабатывались атомные автомобили, самолеты и поезда.

В результате работы ядерного реактора образуются радиоактивные отходы. Часть из них можно переработать для дальнейшего использования, часть приходится держать в специальных хранилищах, чтобы они не причинили вред человеку и окружающей среде.

Несмотря на это ядерная энергия сейчас является одним из самых экологически чистых. Атомные электростанции не производят выбросов в атмосферу, требуют очень мало топлива, занимают мало места и при правильном использовании очень безопасны.

Но после аварии на Чернобыльской АЭС многие страны приостановили развитие атомной энергетики. Хотя, например, во Франции почти 80 процентов энергии вырабатывается атомными электростанциями.

В двухтысячных из-за большой цены на нефть все вспомнили о ядерной энергии. Существуют разработки по компактным ядерным электростанциям , которые безопасны, могут работать десятилетими и не требуют обслуживания.

Что такое атомная электростанция?

Атомная электростанция или ядерная электростанция является тепловой электростанцией, в которой источником тепла является ядерный реактор. Обычно во всех традиционных тепловых электростанциях тепло используется для получения пара, который приводит в действие паровую турбину, соединенную с электрогенератором, который вырабатывает электричество. По состоянию на 23 апреля 2014 года МАГАТЭ отчиталось об эксплуатации 435 энергетических ядерных реакторов в 31 стране мира. Атомные электростанции, как правило, считаются станциями базисной нагрузки, так как стоимость топлива составляет небольшую часть себестоимости продукции. Затраты на их эксплуатацию, техническое обслуживание и топливо, наряду с гидроэлектростанциями, находятся на нижней границе диапазона, что делает их пригодными для роли поставщиков электроэнергии базовой нагрузки. Однако, довольно неустойчивыми являются затраты на утилизацию отработанного топлива.

История атомной промышленности

Впервые в истории с помощью ядерного реактора выработали электроэнергию 3 сентября 1948 года в Графитовом Реакторе X-10 в г. Ок-Ридж, штат Теннесси, Соединенные Штаты Америки. Этот реактор был прототипом первой атомной электростанции и произвел достаточно электроэнергии для питания лампы накаливания. Второй более крупный эксперимент был проведен 20 декабря 1951 года на опытной станции EBR-I вблизи г. Арко, штат Айдахо в Соединенных Штатах Америки. 27 июня 1954 года в советском городе Обнинск начала свою работу первая в мире атомная электростанция для выработки электроэнергии для энергосистемы. Первая в мире полномасштабная электростанция Колдер-Холл была запущена в Англии 17 октября 1956 года. Первая в мире полномасштабная электростанция Шиппингпорт, предназначенная исключительно для производства электроэнергии (Колдер Холл была также предназначена для производства плутония), была подключена к сети 18 декабря 1957 года в Соединенных Штатах Америки.

Как работает атомная электростанция

Преобразование в электрическую энергию происходит косвенно, как в обычных тепловых электростанциях. Деление ядра атома в ядерном реакторе нагревает теплоноситель реактора. Теплоносителем может быть вода или газ, или даже жидкий металл в зависимости от типа реактора. Теплоноситель реактора затем переходит в парогенератор и нагревает воду для получения пара. Пар под давлением затем, как правило, подают в многоступенчатую паровую турбину. После того, как паровая турбина расширилась и частично конденсировала пар оставшийся пар конденсируется в конденсаторе. Конденсатор представляет собой теплообменник, который соединен со вторичным контуром охлаждения таким, как река или градирня. Вода затем закачивается обратно в парогенератор и цикл начинается снова. Пароводяной цикл соответствует циклу Рэнкина.

Ядерный реактор АЭС

Ядерный реактор является сердцем станции. В ее центральной части в активной зоне реактора в результате управляемого деления атомного ядра генерируется тепло. Это тепло нагревает теплоноситель, когда он прокачивается через реактор и, таким образом, выводит энергию из реактора. Тепло от ядерного деления используется для производства пара, который проходит через турбины, которые в свою очередь питают электрические генераторы.

В ядерных реакторах в качестве топлива цепной реакции обычно используют уран. Уран - это очень тяжелый металл, залежи которого в изобилии находится в морской воде в большинстве скальных пород на Земле. Встречающиеся в природе уран встречается в виде двух различных изотопов: уран-238 (U-238), который составляет 99,3% природного урана, и уран-235 (U-235), на который приходится около 0,7% урана в природе. Изотопы представляют собой атомы одного и того же элемента с разным количеством нейтронов. Таким образом, U-238 имеет 146 нейтронов, а U-235 имеет 143 нейтрона. Различные изотопы имеют разные модели поведения. Например, U-235 является делящимся - это означает, что он легко расщепляется и выделяет много энергии, что делает его идеальным для ядерной энергетики. С другой стороны, U-238 не имеет такого свойства, несмотря на то, что это тот же элемент. Различные изотопы также имеют различные периоды полураспада. Период полураспада - это количество времени, необходимое для разложения половины образца радиоактивного элемента. U-238 имеет более длительный период полураспада, чем U-235, поэтому для его разложения требуется больше времени. Это также означает, что U-238 менее радиоактивен, чем U-235.

Так как ядерное деление создает радиоактивность, активная зона реактора окружена защитным экраном. Эта оболочка поглощает излучение и предотвращает выброс радиоактивного материала в окружающую среду. Кроме того, многие реакторы оборудованы бетонным куполом для защиты реактора как от внутренних аварий, так и от внешних воздействий.

Паровая турбина АЭС

Целью паровой турбины является преобразование тепла, содержащегося в паре в механическую энергию. Машинный зал с паровой турбиной, как правило, конструктивно отделен от здания главного ядерного реактора. Здания машинного зала и ядерного реактора расположены так, чтобы при взрыве турбины во время эксплуатации железные обломки не долетели до реактора.

В случае ядерного реактора, охлаждаемого водой под давлением, паровая турбина отделена от ядерной системы. Для обнаружения утечки в парогенераторе и таким образом попадания радиоактивной воды в первый контур устанавливают радиометр, который отслеживает пар на выходе из парогенератора. В отличие от этого, в реакторах с кипящей водой радиоактивная вода проходит через паровую турбину, так что турбина является частью рентгенологически контролируемой зоны АЭС.

Генератор АЭС

Генератор преобразует механическую энергию турбины в электрическую энергию. Используются низковольтные синхронные генераторы переменного тока высокой номинальной мощности.

Система охлаждения АЭС

Система охлаждения отводит тепло от активной зоны реактора и транспортирует его в другой район станции, где тепловая энергия может быть использована для производства электроэнергии или выполнения другой полезной работы. Как правило, горячий теплоноситель используется в качестве источника тепла для котла, а пар под давлением из котла приводит в движение одну или несколько паровых турбин электрических генераторов.

Предохранительные клапаны АЭС

В случае возникновения аварийной ситуации, могут быть использованы предохранительные клапаны для предотвращения разрыва труб или взрыва реактора. Клапаны спроектированы таким образом, чтобы они могли определить малейшее увеличение давления всех подаваемых энергоносителей. В случае реактора с кипящей водой, пар направляется в камеру понижения давления и конденсируется там. Камеры в теплообменнике соединены с промежуточным контуром охлаждения.

Насос питательной воды АЭС

Уровень воды в парогенераторе и ядерном реакторе контролируется с помощью системы питательной воды. Насос питательной воды имеет задачу забора воды из системы очистки конденсата, увеличивая давление и направляя ее в парогенераторы (в случае реактора с водой под давлением) либо непосредственно в реактор (для реакторов с кипящей водой).

Аварийный источник питания АЭС

Большинство атомных электростанций нуждаются в двух различных источниках питания, а именно во внеплощадочных трансформаторах собственных нужд питающих станций, которые достаточно отделены в распределительной подстанции и могут получать питание от нескольких линий электропередач. Кроме того, на некоторых атомных электростанциях турбогенератор может питать собственные нужды электростанции во время работы станции с помощью трансформаторов собственных нужд, которые отпускают электроэнергию с шин генератора до того, как она достигнет повышающего трансформатора (на таких электростанциях также есть трансформаторы собственных нужд электростанции, которые получают электроэнергию от внешних источников питания непосредственно из распределительной подстанции). Даже с двумя источниками резервного питания возможна полная электроснабжения от внешних источников. Атомные электростанции оснащены аварийным источником питания.

Специалисты на атомной электростанции

• Инженеры-ядерщики

• Операторы ядерного реактора

• Работники службы дозиметрии

• Персонал группы аварийного реагирования

• Постоянные инспекторы Комиссии по ядерному регулированию

В Соединенных Штатах Америки и ​​Канаде работники электростанции, за исключением руководства, квалифицированного персонала (например, инженеров) и сотрудников службы безопасности, могут быть членами либо Международного Профсоюза Работников Электротехнической Промышленности (IBEW) или Профсоюза Подсобных Рабочих Америки (UWUA), или одного из различных профсоюзов или организаций работников, представляющих интересы машинистов, рабочих, котельщиков, монтажников, металлистов и т.д.

Затраты на АЭС

Экономика новых атомных электростанций является спорным вопросом, и многомиллиардные инвестиции зависят от выбора источника энергии. Атомные электростанции, как правило, имеют высокие капитальные затраты, но низкие прямые затраты на топливо, связанные с затратами на добычу, обработку, использование топлива и интернализированными затратами на хранение отработанного топлива. Таким образом, сравнение с другими методами выработки электроэнергии сильно зависит от предположений о сроках строительства и финансировании капитальных вложений для атомных станций. В соответствии с Законом Прайса-Андерсона в США смета затрат учитывает расходы на вывод электростанции из эксплуатации и хранение или переработку ядерных отходов. В настоящее время разрабатываются реакторы четвертого поколения с перспективой того, что все отработанное ядерное топливо ("ядерные отходы") потенциально может быть переработано с использованием будущих реакторов, чтобы полностью закрыть ядерный топливный цикл. В настоящее время, однако, не существует никакой эффективной объемной утилизации отходов от АЭС, и метод внутриплощадочного временного хранения все еще применяется почти на всех электростанциях из-за проблем со строительством постоянных хранилищ отходов. Только Финляндия имеет планы по строительству постоянных хранилищ, поэтому в мировом масштабе долгосрочные затраты на хранение отходов являются неопределенными.

С другой стороны, затраты на строительство или капитальные затраты в сторону мер по смягчению глобального потепления, таких как налог на выбросы углерода или торговля выбросами углекислого газа, все более благоприятствуют экономике ядерной энергетики. Есть надежда на достижение большей эффективности за счет более усовершенствованных конструкций реакторов. Обещают, что расход топлива Реакторов Третьего Поколения будет по крайней мере на 17% меньше и они будут иметь более низкие капитальные затраты, в то время как футуристические Реакторы Четвертого Поколения обещают на 10000-30000% большую эффективность использования топлива и ликвидацию ядерных отходов.

В Восточной Европе ряд давних проектов пытается найти финансирование, в частности Белене в Болгарии и дополнительные реакторы на Чернаводэ в Румынии, а некоторые потенциальные спонсоры "сошли со станции". Доступность дешевого газа и относительная надежность его будущих поставок также представляет собой серьезную проблему для ядерных проектов.

Анализируя экономику ядерной энергетики необходимо принимать во внимание, кто понесет риски, связанные неопределенностью будущего. На сегодняшний день все действующие атомные электростанции были построены государственными или регулируемыми государством коммунальными монополиями, где многие из рисков, связанных со строительными затратами, эксплуатационными характеристиками, ценами на топливо и другими факторами, несли потребители, а не поставщики. Многие страны уже либерализовали рынок электроэнергии, где эти риски, а также риск появления более дешевых конкурентов до момента окупаемости капитальных расходов, ложатся на плечи поставщиков и операторов станций, а не на потребителей, что приводит к существенному изменению оценки экономики новых атомных электростанций.

В связи с аварией на АЭС Фукусима I в 2011 году, вероятно, возрастут расходы для уже работающих и новых атомных станций из-за повышенных требований к хранению отработанного топлива на территории АЭС и повышенных проектных угроз. Однако многие проекты такие, как строящаяся в настоящее время AP1000, используют пассивные системы охлаждения для ядерной безопасности, в отличие от Фукусима I, которая нуждается активной системе охлаждения, а это в значительной степени уменьшает необходимость тратить больше средств на избыточное резервное оборудование для обеспечения безопасности.

Безопасность АЭС

В своей книге "Нормальные аварии" Чарльз Перроу говорит, что многочисленные и неожиданные сбои встроены в сложные и плотно связанные системы ядерных реакторов. Такие аварии неизбежны и их нельзя предотвратить. Междисциплинарная команда из Массачусетского технологического института (MIT) подсчитала, что с учетом ожидаемого роста ядерной энергетики в период с 2005 по 2055 годы можно ожидать, по крайней мере, четыре серьезные ядерные аварии. Однако исследование MIT не принимает во внимание улучшения в безопасности с 1970 года. С 1970 года до настоящего времени в мире произошло пять серьезных аварий (повреждения активной зоны): одна на АЭС Три-Майл-Айленд в 1979 году, одна на Чернобыльской АЭС в 1986 году и три на АЭС Фукусима-1 в 2011 году, что соответствует началу эксплуатации Реакторов Второго Поколения. В среднем во всем мире каждые восемь лет происходит одна серьезная авария.

Современные конструкции ядерных реакторов были многократно усовершенствованы с точки зрения безопасности со времени использования ядерных реакторов первого поколения. Атомные электростанции не могут взорваться как ядерная бомба, так как топливо для урановых реакторов не обогащается достаточно, а для ядерного оружия требуется прецизионное взрывчатое вещество, чтобы заставить топливо в достаточно малом объеме дойти до сверхкритического состояния. Большинство реакторов требуют непрерывного контроля температуры, чтобы предотвратить расплавление ядра, что и происходило несколько раз из-за аварии или стихийного бедствия, высвобождая радиацию и делая окружающую среду непригодной для жизни. Электростанции должны быть защищены от кражи ядерного материала (например, для изготовления "грязной" ядерной бомбы) и от нападения военных самолетов (что имело место) или ракет противника, или захваченных террористами самолетов.

Споры вокруг атомной энергетики

Дискуссии о ядерной энергетике ведутся по поводу спорного вопроса, который возник при внедрении и использовании реакторов ядерного деления для выработки электроэнергии из ядерного топлива для гражданских целей. Дискуссия о ядерной энергетике достигла своего пика в 1970-х и 1980-х годах, когда она "достигла беспрецедентной интенсивности в истории технологических противоречий» в некоторых странах.

Сторонники утверждают, что ядерная энергетика является устойчивым источником энергии, который уменьшает выбросы углекислого газа и может повысить энергетическую безопасность, если его использование вытесняет зависимость от импортного топлива. Сторонники продвигают идею, что ядерная энергетика практически почти не загрязняет воздух, в отличие от главной жизнеспособной альтернативы - ископаемого топлива. Сторонники также полагают, что ядерная энергетика является единственным реальным выходом для достижения энергетической независимости большинства Западных стран. Они подчеркивают, что риски хранения отходов невелики и могут быть дополнительно снижены за счет использования новейших технологий в новых реакторах, а также отчеты по эксплуатационной безопасности в Западном мире свидетельствуют об отличном состоянии АЭС по сравнению с другими основными видами электростанцций.

Противники утверждают, что ядерная энергетика создает много угроз для людей и окружающей среды, а также, что затраты не оправдывают выгоды. Угрозы включают в себя риски для здоровья и экологический ущерб от добычи, переработки и транспортировки урана, риск распространения ядерного оружия или саботажа, а также нерешенная проблема радиоактивных ядерных отходов. Другой экологической проблемой является сброс горячей воды в море. Горячая вода изменяет условия окружающей среды для морской флоры и фауны. Они также утверждают, что сами реакторы чрезвычайно сложные машины, где многие процессы могут и происходят не по плану, что уже приводило к многим серьезным ядерным авариям. Критики не верят, что эти риски могут быть снижены за счет новых технологий. Они утверждают, что, если рассматривать все энергоемкие этапы цепочки использования ядерного топлива, от добычи урана до вывода из эксплуатации ядерных объектов, то ядерная энергетика не является источником электроэнергии с низким содержанием углерода. Те страны, которые не имеют урановых рудников, не могут добиться энергетической независимости посредством существующих ядерно-энергетических технологий. Фактические затраты на строительство часто превышают смету и расходы на хранение отработанного топлива не имеют четких временных рамок.

Переработка ядерного топлива АЭС

Технология переработки ядерного топлива была разработана для химического разделения и восстановления делящегося плутония из облученного ядерного топлива. Переработка служит нескольким целям, относительное значение которых изменилось с течением времени. Первоначально переработка выполнялась исключительно для извлечения плутония для производства ядерного оружия. С коммерциализацией атомной энергетики отработанный плутоний перерабатывают обратно в смешанный оксид ядерного топлива для тепловых реакторов. Переработанный уран, который составляет большую часть отработанного топливного материала, в принципе, может также быть повторно использован в качестве топлива, но это экономически оправданно, только когда цены на уран высоки или его утилизация является дорогостоящей. И, наконец, реактор-размножитель может использовать не только переработанный плутоний и уран в отработанном топливе, но все актиниды, завершая ядерный топливный цикл и потенциально умножая энергию, извлеченную из природного урана более чем в 60 раз.

Переработка ядерного топлива уменьшает объем высокорадиоактивных отходов, но сама по себе не уменьшает радиоактивность или выделение тепла и, следовательно, не устраняет необходимость в хранении отходов в геологических формациях. Переработка вызывает политические споры из-за возможности способствовать распространению ядерного оружия, потенциальной уязвимости к ядерному терроризму, политических проблем выбора площадки для хранилища (проблема, которая в равной степени относится к прямой утилизации отработавшего ядерного топлива), а также из-за ее высокой стоимости по сравнению с однократным топливным циклом. В Соединенных Штатах Америки администрация Обамы отступила от планов президента Буша на переработку в промышленных масштабах и вернулась к программе, ориентированной на переработку, связанную с научными исследованиями.

Аварии на атомных электростанциях

Венская Конвенция о Гражданской Ответственности за Ядерный Ущерб установила международные рамки ядерной ответственности. Однако государства с большинством атомных электростанций в мире, в том числе США, Россия, Китай и Япония, не являются участниками международных конвенций по ядерной ответственности.

В США страхование ядерных или радиационных инцидентов покрывается (для объектов, имеющих лицензию до 2025 года) в соответствии с Законом Прайса-Андерсона о Гарантиях Ядерной Промышленности.

В соответствии с Энергетической политикой Соединенного Королевства посредством Закона о Ядерных Установках 1965 года регулируется ответственность за ядерный ущерб, за который несет ответственность британский владелец лицензии на ядерную энергетику. Закон требует, чтобы ответственный оператор выплатил компенсацию ущерба в пределах 150 миллионов фунтов стерлингов в течение десяти лет после инцидента. Через десять лет в течение последующих двадцати лет правительство несет ответственность за данное обязательство. Правительство также несет ответственность за дополнительное ограниченное межгосударственное обязательство (около 300 миллионов фунтов стерлингов) в рамках международных конвенций (Парижской Конвенции об Ответственности Перед Третьей Стороной в Области Ядерной Энергетики и Брюссельской Конвенции дополнительно к Парижской Конвенции).

Вывод АЭС из эксплуатации

Вывод из эксплуатации ядерных объектов представляет собой демонтаж атомной электростанции и дезактивацию участка до состояния, не представляющего радиационную опасность для гражданского населения. Основным отличием от демонтажа других видов электростанций является наличие радиоактивного материала, вывоз и перемещение которого в хранилище отходов требует соблюдения специальных мер предосторожности.

Вообще говоря, атомные станции были спроектированы с учетом срока службы около 30 лет. Новые станции спроектированы с эксплуатационным ресурсом от 40 до 60 лет. Одним из факторов износа является ухудшение состояния экрана реакторов под действием нейтронного облучения.

Вывод из эксплуатации включает в себя множество административных и технических мер. Он включает в себя полную очистку радиоактивности и абсолютный снос станции. После того как объект выведен из эксплуатации он не должен больше представлять никакой опасности радиоактивной аварии или быть опасным для здоровья его посетителей. После полного выведения объекта из эксплуатации он освобождается от регулирующего контроля, а лицензиат станции больше не несет ответственность за ее ядерную безопасность.

Исторические происшествия на АЭС

Атомная промышленность утверждает, что новые технологии и контроль сделали атомные станции ​​гораздо безопаснее, но после катастрофы на Чернобыльской АЭС в 1986 году и до 2008 года произошли 57 небольших аварий, две трети из которых произошли в США. Французское Агентство по Атомной Энергии (CEA) пришло к выводу, что технические инновации не могут полностью исключить риск человеческого фактора в работе атомной станции.

По словам Бенджамина Совакоола в 2003 году междисциплинарная команда Массачусетского технологического института (MIT) подсчитала, что с учетом ожидаемого роста ядерной энергетики в период с 2005 по 2055 годы можно ожидать, по крайней мере, четыре серьезные ядерные аварии. Однако исследование MIT не учитывает улучшения безопасности с 1970 года.

Преимущества атомной энергетики

Атомные станции используются в основном для базовой нагрузки из-за экономических соображений. Стоимость топлива для работы атомной электростанции меньше, чем стоимость топлива для эксплуатации угольных или газовых электростанций. Работа атомной станция не на полную мощность не является экономически оправданной.

Тем не менее, во Франции атомные станции работают преимущественно в режиме следования за нагрузкой, хотя "принято считать, что это не является идеальной экономической ситуацией для атомных станций." Блок A на АЭС Библис в Германии спроектирован с возможностью увеличения и уменьшения выработки электроэнергии на 15% в минуту от 40% до 100% его номинальной мощности. Реакторы с кипящей водой обычно имеют возможность следования за нагрузкой, осуществляемую за счет изменения потока рециркулируемой воды.

Проекты будущих электростанций

Новое поколение конструкций для атомных электростанций, известное как реакторы IV Поколения, является предметом активных исследований. Многие из этих новых проектов специально пытаются сделать реакторы ядерного деления чище, безопаснее и / или представляющими меньше рисков для распространения ядерного оружия. Могут быть построены пассивно безопасные станции (например, экономичный упрощённый ядерный реактор с кипящей водой), в то время как целью исследований является разработка реакторов почти с полным исключением влияния на них человеческого фактора. В термоядерных реакторах, которые еще находятся на ранних стадиях развития, уменьшены или устранены некоторые из рисков, связанные с ядерным делением.

Два Европейских реактора с водой под давлением (EPR) суммарной мощностью 1600 MВт строятся в Европе, и два строятся в Китае. Реакторы являются совместным проектом французской корпорации AREVA и немецкой Siemens AG и будут крупнейшими реакторами в мире. Один EPR находится в г. Олкилуото в Финляндии и является частью Олкилуото АЭС. Первоначально было запланировано запустить реактор в 2009 году, но запуск неоднократно откладывался, и по состоянию на сентябрь 2014 года был перенесен на 2018 год. Подготовительные работы для EPR на Фламанвильской АЭС в г. Фламанвиль, Манш во Франции были начаты в 2006 году с запланированной датой завершения в 2012 году. Запуск французского реактора также был задержан, и согласно прогнозам 2013 года его планировали запустить в 2016 году. Два китайских EPR являются частью Тайшанской АЭС в г. Тайшан, Гуандун. Запуск реакторов Тайшанской АЭС был запланирован на 2014 и 2015 годы, но был отложен до 2017 года.

По состоянию на март 2007 года семь атомных электростанций в Индии и пять в Китае находятся на стадии строительства.

В ноябре 2011 года компания Gulf Power заявила, что к концу 2012 года она надеется закончить покупку 4000 акров земли к северу от г. Пенсакола в штате Флорида, чтобы построить возможную атомную электростанцию.

В 2010 году Россия ввела в эксплуатацию плавучую атомную электростанцию. Судно Академик Ломоносова стоимостью 100 миллионов фунтов стерлингов является первой из семи станций, которые обеспечат отдаленные регионы России жизненно важными энергетическими ресурсами.

Не имея ни одной АЭС в 2011 году, к 2025 году страны Юго-Восточной Азии будут иметь в общей сложности 29 атомных электростанций: Индонезия будет иметь 4 атомные электростанции, Малайзия - 4, Таиланд - 5, а Вьетнам - 16.

В 2013 году в Китае на стадии строительства было 32 атомных реактора - наибольшее число в мире.

В период с 2016 по 2019 год планируется завершить расширение двух атомных электростанций в Соединенных Штатах Америки, а именно: АЭС Вогтль в Джорджии и АЭС Ви-Си Саммер в Южной Каролине. Два новых реактора на АЭС Вогтль и два новых реактора на АЭС Ви-Си Саммер являются первыми проектами строительства атомной электростанции в Соединенных Штатах Америки с момента аварии на АЭС Три-Майл-Айленд в 1979 году.

Правительство Великобритании одобрило строительство АЭС Хинкли-Пойнт C.

Несколько стран приступили к реализации ториевой ядерной программы. Торий встречается в природе в четыре раза чаще урана. Более 60% залежей руды тория - монацита - в находится в пяти странах: Австралии, США, Индии, Бразилии и Норвегии. Этих ториевых ресурсов достаточно для обеспечения текущих энергетических потребностей в течение тысяч лет. Ториевый топливный цикл способен генерировать атомную энергию с более низким выходом радиотоксичных отходов, чем урановый топливный цикл.

Современные атомные электростанции широко распространены во всем мире, так как они обладают высокой мощностью и производительностью. Первые атомные электростанции уступали новейшим АЭС по многим характеристикам. Строительство первых АЭС было начато в середине прошлого века.

Запуск первой АЭС в СССР

Разработка плана первой АЭС была начата после успешного испытания первой в СССР атомной бомбы, когда на ядерном реакторе вырабатывался плутоний, а также было организовано производство обогащенного урана. Масштабное обсуждение перспектив и основных проблем запуска ядерных электростанций для получения энергии пришлось на осень 1949 года.

Работы по возведению первой АЭС были запущены в середине 20 века. На протяжении 4-х лет с 1950 по 1954 год была построена первая атомная станция. Первая АЭС была официально введена в действие 27 июня 1954 года на территории Советского союза, в городе Обнинске. Функционирование этой АЭС обеспечивалось благодаря реактору АМ-1, предельная мощность которого составляла всего лишь 5 МВт.

Данная электростанция бесперебойно функционировала на протяжении практически 48 лет. В апреле 2002 года реактор станции был остановлен. Решение об остановке станции было принято ввиду экономических соображений и нецелесообразности ее дальнейшего применения. Обнинская АЭС стала не только первой запущенной, но и первой остановленной атомной электростанцией в России.

Значимость первой АЭС

Первые атомные электростанции в СССР смогли открыть дорогу применению атомной энергии с мирными целями. Эксплуатация самых первых АЭС также позволила накопить инженерный и научный опыт, необходимый для дальнейшего проектирования и возведения более крупных станций.

Возведенная в Обнинске атомная электростанция еще в период строительства трансформировалась в своеобразную школу для подготовки кадров, эксплуатационного персонала и научных сотрудников. Данную роль Обнинская АЭС осуществляла на протяжении нескольких десятилетий в ходе промышленного применения и большого количества проведенных на ней экспериментов.

Первые АЭС в разных странах

Продолжительный опыт эксплуатации первой советской атомной электростанции подтвердил практически все инженерные и технические решения, выдвинутые профессионалами в данной сфере. Это предоставило возможность построить и успешно запустить в 1964 году Белоярскую АЭС, мощность которой достигла 300 МВт.

В Британии самая первая АЭС была официально запущена только в октябре 1956 года. За пределами территории Советского союза данный объект стал первой станцией промышленного предназначения в своей категории. Мощность построенной в британском населенном пункте Колдер-Холл электростанции составляла 46 МВт на момент запуска. Несколькими годами позднее началось строительство еще нескольких крупных атомных электростанций.

На территории Соединенных Штатов первая АЭС начала свою работу в 1957 году. Электростанция мощностью 60 МВт расположилась в американском штате Шиппингпорт. США остановили возведение реакторов в 1979 году после глобальной аварии на АЭС Три-Майл-Айленд. Сооружение двух новых реакторов на основе прежней станции запланировано только на 2017 год.

Произошедшая в 1986 году крупная оказала серьезное воздействие на мировую и заставила пересмотреть ряд сопутствующих вопросов. Эксперты из разных стран активно начали решать проблему безопасности и задумались о важности международного взаимодействия с целью обеспечения максимальной безопасности АЭС.

На сегодняшний день в таких странах, как Индия, Канада, Россия, Индия, Корея, Китай, США и Финляндия, активно прорабатываются и внедряются программы дальнейшего развития атомной энергетики. В современных условиях, во всем мире на этапе возведения находятся 56 реакторов и еще 143 реактора предполагается соорудить до 2030 года.

Преимущества и недостатки использования АЭС

Во всем мире постоянно возрастает. При этом рост потребления увеличивается более ускоренными темпами, чем выработка энергии, а практическое применение современных перспективных технических решений в данной области по многим причинам начнется через несколько лет. Решением данной проблемы становится совершенствование ядерной энергетики и возведение новых атомных электростанций. Можно выделить следующие преимущества эксплуатации атомных электростанций:

1. Высокая энергоемкость используемого топливного ресурса. При полноценном выгорании один килограмм урана выделяет количество энергии, сопоставимое с результатом сжигания около 50 тонн нефти, либо вдвое больше тонн каменного угля
2. Способность вторичного применения ресурса после переработки. Расщепленный уран, в отличие от отходов органического топлива, может быть повторно использован для выработки энергии. Дальнейшее развитие атомных электростанций предполагает полноценный переход на замкнутый цикл, что поможет обеспечить отсутствие образования каких-либо вредных отходов
3. Атомная станция не способствует образованию парникового эффекта. Каждый день атомные электростанции помогают избежать эмиссии около 600 миллионов тонн углекислого газа. Действующие на территории России АЭС каждый год задерживают поступление в окружающую среду более 200 миллионов тонн углекислого газа
4. Абсолютная независимость от местонахождения источников топлива. Большая удаленность атомной электростанции от месторождения урана никак не влияет на возможность ее функционирования. Энергетический эквивалент ядерного ресурса во много раз больше, в сравнении с органическим топливом, и расходы на его транспортировку минимальны
5. Невысокая стоимость использования. Для большого числа стран выработка электроэнергии при помощи АЭС не затратнее, чем на других типах электростанций

Несмотря на большое количество положительных сторон эксплуатации атомных электростанций, существует несколько проблем. Основной недостаток заключается в тяжких последствиях аварийных ситуаций, для предотвращения которых электростанции оснащаются довольно сложными системами безопасности с большими запасами и резервированием. Таким образом обеспечивается исключение повреждения центрального внутреннего механизма даже при масштабной аварии.

Большой проблемой для эксплуатации АЭС также является их уничтожение после выработки ресурсов. Стоимость их ликвидации может достигать 20% от всех затрат на их сооружение. Кроме того, по техническим соображениям для атомных электростанций является нежелательным функционирование в маневренных режимах.

Первые атомные электростанции в мире позволили сделать большой шаг в усовершенствовании ядерной энергетики. В современных условиях в России около 17% электроэнергии вырабатывается именно при помощи АЭС. По причине выгоды эксплуатации АЭС многие страны приступают к строительству новых реакторов и рассматривают их как перспективный источник электроэнергии.

Принцип работы атомной электростанции и электростанций, сжигающих обычное топливо (уголь, газ, мазут, торф)одинаков: за счет выделяющегося тепла вода преобразуется в пар, который под давлением подается на турбину и вращает ее. Турбина, в свою очередь, передает вращение на генератор электрического тока, который преобразует механическую энергию вращения в электрическую энергию, то есть генерирует ток. В случае тепловых электростанций преобразование воды в пар происходит за счет энергии сгорания угля, газа и т. п., в случае АЭС - за счет энергии деления ядра урана-235.

Для преобразования энергии деления ядра в энергию водяного пара используются установки различных типов, которые получили название ядерных энергетических реакторов (установок). Уран обычно используется в виде диоксида - U0 2 .

Оксид урана в составе специальных конструкций помещают в замедлитель - вещество, при взаимодействии с которым нейтроны быстро теряют энергию (замедляются). Для этих целей используется вода или графит - соответственно этому реакторы называют водными или графитовыми.

Для переноса энергии (другим словом - тепла) от активной зоны к турбине используют теплоноситель - воду, жидкий металл (например, натрий) или газ (например, воздух или гелий). Теплоноситель омывает снаружи разогретые герметичные конструкции, внутри которых происходит реакция деления. В результате этого теплоноситель нагревается и, перемещаясь по специальным трубам, переносит энергию (в виде собственного тепла). Нагретый теплоноситель используется для создания пара, который под высоким давлением подается на турбину.

Рис.Ж.1. Принципиальная схема АЭС: 1 – ядерный реактор, 2 – циркуляционный насос, 3 – теплообменник, 4 – турбина, 5 – генератор электрического тока

В случае газового теплоносителя эта стадия отсутствует, и на турбину подается непосредственно нагретый газ.

В российской (в советской) атомной энергетике получили распространение два типа реакторов: так называемые Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК) и Водо-Водяной Энергетический Реактор (ВВЭР). На примере РБКМ рассмотрим принцип работы АЭС чуть более подробно.

РБМК

РБМК является источником электроэнергии мощностью 1000 МВт, что отражает запись РБМК-1000. Реактор размещается в железобетонной шахте на специальной опорной конструкции. Вокруг него, сверху и снизу расположена биологическая защита (защита от ионизирующего излучения). Активную зону реактора заполняет графитовая кладка (то есть определенным образом сложенные блоки графита размером 25x25x50 см) цилиндрической формы. По всей высоте сделаны вертикальные отверстия (рис. Ж.2.). В них помещают металлические трубы, называемые каналами (отсюда название «канальный»). В каналы устанавливают либо конструкции с топливом (ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент), либо стержни для управления реактором. Первые называются топливными каналами, вторые - каналами управления и защиты. Каждый канал является самостоятельной герметичной конструкцией.Управление реактором осуществляется погружением в канал стержней, поглощающих нейтроны (для этой цели используются такие материалы, как кадмий, бор, европий). Чем глубже такой стержень входит в активную зону, тем больше нейтронов поглощается, следовательно, число делящихся ядер уменьшается, энерговыделение падает. Совокупность соответствующих механизмов называется системой управления и защиты (СУЗ).

Рис.Ж.2. Схема РБМК.

К каждому топливному каналу снизу подводится вода, которая подается в реактор специальным мощным насосом, - он называется главный циркуляционный насос (ГЦН). Омывая ТВС, вода вскипает, и на выходе из канала образуется пароводяная смесь. Она поступает в барабан-сепаратор (БС) - аппарат, позволяющий отделить (сепарировать) сухой пар от воды. Отделенная вода направляется главным циркуляционным насосом обратно в реактор, замыкая тем самым контур «реактор - барабан-сепаратор - ГНЦ - реактор». Он называется контуром многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Таких контуров в РБМК два.

Количество оксида урана, необходимого для работы РБМК, составляет около 200 тонн (при их использовании выделяется такая же энергия, как при сжигании порядка 5 миллионов тонн угля). Топливо «работает» в реакторе 3-5 лет.

Теплоноситель находится в замкнутом контуре, изолированном от внешней среды, исключая сколь-либо значимое радиационное загрязнение. Это подтверждается исследованиями радиационной обстановки вокруг АЭС как самими службами станций, так и контролирующими органами, экологами, международными организациями

Охлаждающая вода поступает из водоема около станции. При этом забираемая вода имеет естественную температуру, а поступающая обратно в водоем - примерно на 10°С выше. Существуют строгие нормативы по температуре нагрева, которые дополнительно ужесточаются с учетом местных экосистем, но так называемое «тепловое загрязнение» водоема является, вероятно, самым значимым экологическим ущербом от атомных электростанций. Этот недостаток не является принципиальным и непреодолимым. Чтобы избежать его, наряду с водоемами-охладителями (или вместо них) используются градирни. Они представляют собой огромные сооружения в виде конических труб большого диаметра. Охлаждающая вода, после нагрева в конденсаторе, подается в многочисленные трубки, расположенные внутри градирни. Эти трубки имеют небольшие отверстия, через которые вода вытекает, образуя внутри градирни «гигантский душ». Падающая вода охлаждается за счет атмосферного воздуха и собирается под градирней в бассейне, откуда забирается для охлаждения конденсатора. Над градирней в результате испарения воды образуется белое облако.

Радиоактивные выбросы АЭС на 1-2 порядка ниже предельно допустимых (то есть приемлемо безопасных) значений, а концентрация радионуклидов в районах расположения АЭС в миллионы раз меньше ПДК и в десятки тысяч раз меньше природного уровня радиоактивности.

Радионуклиды, поступающие в ОС при работе АЭС, представляют собой в основном продукты деления. Основную часть из них составляют инертные радиоактивные газы (ИРГ), которые имеют малые периоды полураспада и потому не оказывают ощутимого воздействия на окружающую среду (они распадаются раньше, чем успевают воздействовать). Кроме продуктов деления некоторую часть выбросов составляют продукты активации (радионуклиды, образовавшиеся из стабильных атомов под действием нейтронов). Значимыми с точки зрения радиационного воздействия являются долгоживущие радионуклиды (ДЖН, основные дозообразующие радионуклиды - цезий-137, стронций-90, хром-51, марганец-54, кобальт-60) и радиоизотопы йода (в основном йод-131). При этом их доля в выбросах АЭС крайне незначительна и составляет тысячные доли процента.

По итогам 1999 года выбросы радионуклидов на АЭС по инертным радиоактивным газам не превышали 2,8% допустимых значений для уран-графитовых реакторов и 0,3% - для ВВЭР и БН. По долгоживущим радионуклидам выбросы не превышали 1,5% допустимых выбросов для уран-графитовых реакторов и 0,3% - для ВВЭР и БН, по йоду-131, соответственно, 1,6% и 0,4%.

Важным аргументом в пользу ядерной энергетики является компактность топлива. Округленные оценки таковы: из 1 кг дров можно произвести 1 кВт-ч электроэнергии, из 1 кг угля - 3 кВт-ч, из 1 кг нефти - 4 кВт-ч, из 1 кг ядерного топлива (низкообогащенного урана) -300 000 кВт-ч.

Атомный энергоблок мощностью 1 ГВт потребляет примерно 30 тонн низкообогащенного урана в год (то есть примерно один вагон в год). Для обеспечения года работы такой же по мощности угольной электростанции необходимо около 3 миллионов тонн угля (то есть около пяти железнодорожных составов в день ).

Выбросы долгоживущих радионуклидов угольной или мазутной электростанций в среднем в 20-50 (а по некоторым оценкам в 100) раз выше, чем АЭС такой же мощности.

Уголь идругие ископаемые виды топлива содержат калий-40, уран-238, торий-232, удельная активность каждого из которых составляет от нескольких единиц до нескольких сотен Бк/кг (и, соответственно, такие члены их радиоактивных рядов, как радий-226, радий-228, свинец-210, полоний-210, радон-222 и другие радионуклиды). Изолированные от биосферы в толще земной породы, при сжигании угля, нефти и газа они освобождаются и выбрасываются в атмосферу. Причем это в основном наиболее опасные с точки зрения внутреннего облучения альфа-активные нуклиды. И хоть природная радиоактивность угля, как правило, относительно невысока, количество сжигаемого топлива на единицу произведенной энергии колоссально.

В результате дозы облучения населения, проживающего вблизи угольной электростанции (при степени очистки дымовых выбросов на уровне 98-99%) больше , чем дозы облучения населения вблизи АЭС в 3-5 раз .

Кроме выбросов в атмосферу необходимо учитывать, что в местах концентрирования отходов угольных станций наблюдается значительное повышение радиационного фона, которое может приводить к дозам, превышающим, предельно допустимые. Часть естественной активности угля концентрируется в золе, которая на электростанциях накапливается в огромных количествах. При этом в пробах золы Канско-Ачинского месторождения отмечаются уровни более 400 Бк/кг. Радиоактивность летучей золы донбасского каменного угля превышает 1000 Бк/кг. И эти отходы никак не изолированы от окружающей среды. Производство ГВт-года электроэнергии за счет сжигания угля приводит к попаданию в окружающую среду сотен ГБк активности (в основном альфа).

Такие понятия, как «радиационное качество нефти и газа», стали привлекать серьезное внимание сравнительно недавно, тогда как содержание природных радионуклидов в них (радия, тория и других) могут достигать значительных величин. Например, объемная активность радона-222 в природном газе в среднем от 300 до 20 000 Бк/м 3 при максимальных значениях до 30 000-50 000. И таких кубометров Россия добывает в год почти 600 миллиардов.

Следует все же отметить, что радиоактивные выбросы как АЭС, так и ТЭС, не приводят к заметным последствиям для здоровья населения. Даже для угольных станций - это третьестепенный экологический фактор, который по значимости существенно ниже других: химических и аэрозольных выбросов, отходов и проч.

ПРИЛОЖЕНИЕ З

Чтобы понять принцип работы и устройство ядерного реактора, нужно совершить небольшой экскурс в прошлое. Атомный реактор – это многовековая воплощенная, пусть и не до конца, мечта человечества о неисчерпаемом источнике энергии. Его древний «прародитель» — костер из сухих веток, однажды озаривший и согревший своды пещеры, где находили спасение от холода наши далекие предки. Позже люди освоили углеводороды – уголь, сланцы, нефть и природный газ.

Наступила бурная, но недолгая эпоха пара, которую сменила еще более фантастическая эпоха электричества. Города наполнялись светом, а цеха – гулом невиданных доселе машин, приводимых в движение электродвигателями. Тогда казалось, что прогресс достиг своего апогея.

Все изменилось в конце XIX века, когда французский химик Антуан Анри Беккерель совершенно случайно обнаружил, что соли урана обладают радиоактивностью. Спустя 2 года, его соотечественники Пьер Кюри и его супруга Мария Склодовская-Кюри получили из них радий и полоний, причем уровень их радиоактивности в миллионы раз превосходил показатели тория и урана.

Эстафету подхватил Эрнест Резерфорд, детально изучивший природу радиоактивных лучей. Так начинался век атома, явивший на свет свое любимое дитя – атомный реактор.

Первый ядерный реактор

«Первенец» родом из США. В декабре 1942 года дал первый ток реактор, которому досталось имя его создателя — одного из величайших физиков столетия Э. Ферми. Три года спустя в Канаде обрела жизнь ядерная установка ZEEP. «Бронза» досталась первому советскому реактору Ф-1, запущенному в конце 1946 года. Руководителем отечественного ядерного проекта стал И. В. Курчатов. Сегодня в мире успешно трудятся более 400 ядерных энергоблоков.

Типы ядерных реакторов

Их основное назначение – поддерживать контролируемую ядерную реакцию, производящую электроэнергию. На некоторых реакторах производятся изотопы. Если кратко, то они представляют собой устройства, в недрах которых одни вещества превращаются в другие с выделением большого количества тепловой энергии. Это своеобразная «печь», где вместо традиционных видов топлива «сгорают» изотопы урана – U-235, U-238 и плутоний (Pu).

В отличии, к примеру, от автомобиля, рассчитанного на несколько видов бензина, каждому виду радиоактивного топлива соответствует свой тип реактора. Их два – на медленных (с U-235) и быстрых (c U-238 и Pu) нейтронах. На большинстве АЭС установлены реакторы на медленных нейтронах. Помимо АЭС, установки «трудятся» в исследовательских центрах, на атомных субмаринах и .

Как устроен реактор

У всех реакторов примерна одна схема. Его «сердце» — активная зона. Ее можно условно сравнить с топкой обычной печки. Только вместо дров там находится ядерное топливо в виде тепловыделяющих элементов с замедлителем – ТВЭЛов. Активная зона находится внутри своеобразной капсулы — отражателе нейтронов. ТВЭЛы «омываются» теплоносителем – водой. Поскольку в «сердце» очень высокий уровень радиоактивности, его окружает надежная радиационная защита.

Операторы контролируют работу установки с помощью двух важнейших систем – регулирования цепной реакции и дистанционной системы управления. Если возникает нештатная ситуация, мгновенно срабатывает аварийная защита.

Как работает реактор

Атомное «пламя» невидимо, так как процессы происходят на уровне деления ядер. В ходе цепной реакции тяжелые ядра распадаются на более мелкие фрагменты, которые, будучи в возбужденном состоянии, становятся источниками нейтронов и прочих субатомных частиц. Но на этом процесс не заканчивается. Нейтроны продолжают «дробиться», в результате чего высвобождается большая энергия, то есть, происходит то, ради чего и строятся АЭС.

Основная задача персонала – поддержание цепной реакции с помощью управляющих стержней на постоянном, регулируемом уровне. В этом его главное отличие от атомной бомбы, где процесс ядерного распада неуправляем и протекает стремительно, в виде мощнейшего взрыва.

Что произошло на Чернобыльской АЭС

Одна из основных причин катастрофы на Чернобыльской АЭС в апреле 1986 года – грубейшее нарушение эксплуатационных правил безопасности в процессе проведения регламентных работ на 4-м энергоблоке. Тогда из активной зоны было одновременно выведено 203 графитовых стержня вместо 15, разрешенных регламентом. В итоге, начавшаяся неуправляемая цепная реакция завершилась тепловым взрывом и полным разрушением энергоблока.

Реакторы нового поколения

За последнее десятилетие Россия стала одним из лидеров мировой ядерной энергетики. На данный момент госкорпорация «Росатом» ведет строительство АЭС в 12 странах, где возводятся 34 энергоблока. Столь высокий спрос – свидетельство высокого уровня современной российской ядерной техники. На очереди — реакторы нового 4-го поколения.

«Брест»

Один из них – «Брест», разработка которого ведется в рамках проекта «Прорыв». Ныне действующие системы разомкнутого цикла работают на низкообогащенном уране, после чего остается большое количество отработанного топлива, подлежащего захоронению, что требует огромных затрат. «Брест» — реактор на быстрых нейтронах уникален замкнутым циклом.

В нем отработанное топливо после соответствующей обработки в реакторе на быстрых нейтронах опять становится полноценным топливом, которое можно загружать обратно в ту же установку.

«Брест» отличает высокий уровень безопасности. Он никогда не «рванет» даже при самой серьезной аварии, очень экономичен и экологически безопасен, поскольку повторно пользуется своим «обновленным» ураном. Его также невозможно использовать для наработки оружейного плутония, что открывает широчайшие перспективы по его экспорту.

ВВЭР-1200

ВВЭР-1200 – инновационный реактор поколения «3+» мощностью 1150 МВт. Благодаря своим уникальным техническим возможностям, он обладает практически абсолютной эксплуатационной безопасностью. Реактор в изобилии оснащен системами пассивной безопасности, которые сработают даже в отсутствии электроснабжения в автоматическом режиме.

Одна из них – система пассивного отведения тепла, которая автоматически активируется при полном обесточивании реактора. На этот случай предусмотрены аварийные гидроемкости. При аномальном падении давления в первом контуре в реактор начинается подача большого количества воды, содержащей бор, которая гасит ядерную реакцию и поглощает нейтроны.

Еще одно ноу-хау находится в нижней части защитной оболочки – «ловушка» расплава. Если все же в результате аварии активная зона «потечет», «ловушка» не позволит разрушиться защитной оболочке и предотвратит попадание радиоактивных продуктов в грунт.