100 câu hỏi về nhà máy điện hạt nhân (tiếng nga)


В этой брошюре вы найдете ответы на на-
иболее часто задаваемые вопросы о ядерной
энергетике и топливе для нее. Вы узнаете
о том, как работает АЭС, что из себя пред-
ставляет ядерное топливо, где и как добы-
вают уран, каковы планы развития атомной
энергетики в России. Ответы даны простым
понятным языком. Их дополняет краткий
очерк развития атомной науки, техники и
энергетики, а также объяснение основных
понятий и терминов. Брошюра предназначе-
на для широкого круга читателей
доступно о сложном
100 вопросов и ответов об атомной
энергентике и ядерном топливе


содержание:
К читателю X
Вопросы:
Какова физическая основа ядерной энергетики? Х
Как работает ядерный реактор? Х
Как происходит управление и регулирование цепной
реакции в реакторе? Х
В чем главные отличия процессов сгорания ядерного
и органического топлива? Х
Что представляет из себя атомная электростанция? Х
Какова принципиальная схема одноконтурной и двухконтурной АЭС? Х
Какие бывают реакторы, и что означают их названия? Х
Что такое «градирня»? Х

Что такое «пруд-охладитель» и может ли АЭС работать без него?
Каково назначение брызгальных бассейнов на АЭС? Х
Возможно ли попадание в эти бассейны радиоактивной воды? Х
Что из себя представляют системы безопасности атомных станций? Х
Каково различие в обеспечении безопасности между
действующими и проектируемыми АЭС? Х
Какая электростанция характеризуется
большим удельным выбросом
радиоактивных веществ в окружающую среду – атомная или угольная? Х
Каковы иные преимущества атомной энергии? Х
Какова сравнительная стоимость электричества,
вырабатываемого с помощью АЭС? Х
Где появилась первая АЭС? Х
Сколько атомных станций работают в мире? Х
Какая часть электроэнергии вырабатывается на АЭС в России,
в Украине и в мире? Х
Каковы перспективы развития атомной энергетики в мире,
в России и в Украине? Х
Какие новые энергоблоки АЭС в России и Украине
будут построены в первую очередь? Х
Кто принимает решение о строительстве АЭС? Х
Как выбираются площадки для строительства новых АЭС? Х
На основе каких законов эксплуатируются атомные
электростанции Украины и России? Х
Почему именно уран играет исключительную роль
в ядерной энергетике? Х
Сколько урана на Земле?
Какие урановые руды считаются богатыми, какие - бедными? Х
Что такое ядерно-топливный цикл и каковы его основные типы? Х
Где расположены урановые месторождения в мире,

в России и в Украине, сколько урана на них добывается
и каковы перспективы? Х
Ведется ли поиск новых месторождений урана в России и на Украине? Х
Как добывают уран? Насколько это безопасно для населения
прилегающей к месторождению территории? Х
Какие стадии уран проходит в процессе его превращения
в ядерное топливо? Х
Как и где обогащается уран? Х
Что представляет из себя топливо для АЭС? Х
Какие требования предъявляются
к твэлам и тепловыделяющим сборкам? Х
Какие материалы, кроме урана,
используются при производстве твэлов? Х
Взаимозаменяемо ли топливо для различных типов реакторов? Х
Что такое «радиоактивные отходы»? Х
Каким образом происходит переработка и хранение РАО? Х
Что представляет из себя хранилище РАО? Х
Что такое ОЯТ и чем оно отличается от радиоактивных отходов? Х
Какова дальнейшая судьба отработанного топлива
после выгрузки из реактора? Х
Как перевозится отработанное топливо?
Насколько безопасны такие перевозки? Х
Что такое СХОЯТ? Х
Что такое регенерированное топливо? Х
Используются ли в качестве ядерного топлива другие
делящиеся материалы, кроме урана? В каких формах? Х
Кто поставляет топливо на АЭС России и Украины? Х
На какое время хватит человечеству делящихся материалов
в различных сценариях развития ядерной энергетики? Х
Что такое радиоактивность, каковы ее типы? Х

Что такое ионизирующее излучение?
В чем заключается главная причина его негативного
воздействия на человека? Х
Что такое активность источника ионизирующих излучений,
в чем она измеряется? Х
Что такое доза излучения, в чем она измеряется? Х
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.
10.
11.
12.
13.
14.
15.
16.
17.
18.
19.
20.
21.
22.
23.
24.

25.
26.
27.
28.
29.
30.
31.
32.
33.
34.
35.
36.
37.
38.
39.
40.
41.
42.
43.
44.
45.
46.
47.
48.
49.
50.


Каковы дозы ионизирующего излучения, получаемые человеком?
Какие факторы являются при этом определяющими? Х

Как соотносятся дозы, получаемые
от различных источников радиации? Х
Какая радиация вредна для человека? Х
Есть ли различия в дозах от естественных источников радиации
в зависимости от места жительства? Х
Каковы риски, связанные с использованием атомной энергии,
и насколько они значимы в сравнении с иными рисками? Х
Каково соотношение долей риска в различных областях
человеческой деятельности? Х
Есть ли различия между риском, на который мы идем добровольно,
и тем, что обеспечивают нам АЭС? Х
Насколько высок профессиональный риск в атомной отрасли? Х
Существуют ли безопасные уровни облучения?
Правда ли, что сотрудники АЭС и предприятий ЯТЦ
подвергаются при работе повышенному облучению? Х
Как соотносятся риски при различных способах получения энергии? Х
Кто и как устанавливает пределы радиационных доз для человека? Х
Существует ли радиационная опасность для жителей регионов
расположения АЭС и предприятий ЯТЦ? Х
Каков риск возможной аварии АЭС? Х
Может ли АЭС взорваться как атомная бомба? Х
Что такое кислотные дожди и имеют ли они отношение
к атомным станциям? Х
Какие ремонты осуществляются на АЭС? Х
Насколько радиоактивен диоксид урана, используемый в ядерном топливе?
Что имеет большую удельную (на единицу массы урана) активность –
урановая руда или диоксид урана? Х
Представляет ли радиационную опасность ядерное топливо
перед его загрузкой? Х
Что такое «работа АЭС в маневренном режиме»? Х

Что такое КИУМ? Х
Почему и на основании чего продлевают сроки работы
энергоблоков АЭС? Х
Почему атомные станции расположены так близко к городам?
Существуют ли нормы на расстояния населенных пунктов от АЭС? Х
Что такое «экологическая безопасность» АЭС? Х
Каковы общие принципы обеспечения безопасности на АЭС
и других ядерных объектах
(предприятиях атомной промышленности, атомоходах и пр.)? Х
Как обеспечивается безопасность АЭС в процессе эксплуатации? Х
Что такое САОР и как она работает? Какова вероятность ее отказа? Х
Что такое «культура безопасности» АЭС? Х
Что произойдет, если будут нарушены один
или несколько барьеров защиты? Х
Как на АЭС осуществляется радиационный контроль? Х
Что такое индивидуальный дозиметрический контроль? Х
Что такое радиационная защита персонала,
населения и окружающей среды? Х
Если атомные станции безопасны, зачем нужны аварийный
план и учения? Х
По какой шкале классифицируются инциденты на ядерных объектах? Х
Что такое МАГАТЭ? Х
Что такое Всемирная ассоциация организаций, эксплуатирующих АЭС? .Х
Информируется ли население о работе атомных электростанций? Х
Представляет ли ядерное топливо (свежее, отработанное)
опасность с точки зрения террористической угрозы? Х
Что такое «зона наблюдения АЭС»? Х
Что такое «энергогенерирующая компания»? Х
Каковы цели и задачи Ядерного общества России
и Украинского ядерного общества? Х

Насколько перспективна работа в атомной отрасли? Х
Существует ли система отбора и подготовки персонала на АЭС? Х
Какие вузы готовят специалистов для АЭС России и Украины? Х
Что такое «полномасштабный тренажер»? Х
Какие задачи стоят сейчас перед ядерной энергетикой в России,
Украине и в мире? Х
Выполняются ли в российской и украинской атомной отрасли
перспективные научно-технические разработки? Х
Какие разработки ведутся в плане модернизации ядерного топлива? Х
Что такое проект Generation-IV? Х
Что такое термоядерный синтез
и чем он отличается от ядерной реакции? Х
Если еще остались вопросы, где узнать на них ответы? Х
Приложение 1. Из истории вопроса
(краткая история развития ядерной физики и техники) X
Приложение 2. Основные определения
и физические принципы X
Приложение 3. Сокращения и термины X
Приложение 4. Предприятия
корпорации «ТВЕЛ» X
Приложение 5. Полезные ссылки X
51.
50.
53.
54.
55.
56.
57.
58.
59.

60.
61.
62.
63.
64.
65.
66.
67.
68.
69.
70.
71.
72.
73.
74.
75.
76.
77.
78.
79.
80.
81.
82.
83.
84.
85.
86.
87.
88.
89.

90.
91.
92.
93.
94.
95.
96.
97.
98
99.
100.


Это реакция деления наиболее тяжелых ядер (в первую
очередь – урана) на два ядра-осколка. При этом тяжелое
ядро, захватив нейтрон, распадается на два ионизирован-
ных (положительно заряженных) ядра-осколка сравнимой
массы. Под действием силы кулоновского отталкивания они
разлетаются, в итоге некоторая часть внутриядерной энергии
переходит в кинетическую энергию их полета. Пробег таких
осколков в веществе невелик (микроны), поэтому при торможе-
нии происходит интенсивный нагрев сравнительно небольшого
объема этого вещества. Локализовав цепную ядерную реакцию
деления в таком объеме и предусмотрев систему теплосъема,
можно использовать выделяющееся тепло, что и происходит
на атомной электростанции (подробнее см. раздел «Основные
определения и физические принципы» на с. ХХ).
Какова физическая основа
ядерной энергетики?
1

Схема цепной реакции деления урана-235 нейтронами
Сегодня атомная отрасль стоит на пороге больших
преобразований. Наблюдаемый во всем мире «ренессанс»
атомной энергетики подтверждает, что разумной
и экономически обоснованной альтернативы ей на
сегодняшний день не существует. Для обеспечения растущих
потребностей в энергии многие страны, в том числе
Россия и Украина, взяли курс на активное развитие ядерной
энергетики.
Масштабные планы по развитию мирного атома привлекают
к отрасли повышенный интерес в обществе. Нам и раньше
часто приходилось отвечать на различные вопросы,
теперь их поступает еще больше. Постепенно мы пришли
к идее брошюры, в котором были бы изложены ответы на
наиболее часто задаваемые вопросы. Первое российское
издание пользовалось большой популярностью, и мы решили
подготовить совместное с НАЭК «Энергоатом», дополненное
издание.
Так получилась брошюра, которую вы держите в руках.
Уверены, что знакомство с ней поможет узнать больше о
ядерной энергетике, разрушить какие-то стереотипы. Мы
открыты для общественности и хотим, чтобы новые знания
об атомной энергетике помогли людям получить ответы
на все волнующие их вопросы, лучше понять роль отрасли в
экономическом развитии наших стран.
Дорогие читатели!
Авторский коллектив


При всем разнообразии конструкций ядерных реакторов все они

имеют одинаковые по функциональному назначению элементы
и технологические системы. Основным элементом реактора
является активная зона – конструктивно выделенный объем,
куда загружается ядерное топливо и где протекает управляемая
цепная реакция. Уран-235, являющийся базой ядерного топлива,
делится медленными (тепловыми) нейтронами гораздо лучше,
чем быстрыми, поэтому важным элементом подавляющего
большинства реакторов является замедлитель – вещество, при
соударении с ядрами которого нейтроны деления теряют свою
первоначальную, довольно высокую, энергию. Такие реакторы
называются реакторами на тепловых нейтронах (РТН). Активные
зоны реакторов на быстрых нейтронах (РБН) лишены замедлите-
ля, потому для достижения цепной реакции концентрация урана-
235 (или плутония) в их ядерном топливе гораздо выше.
При протекании цепной реакции выделяется огромное количес-
тво тепла. Оно отводится из активной зоны теплоноси-
телем - жидким или газообразным веществом, прохо-
дящим через ее объем. В РТН в качестве теплоносителя
чаще всего используются вода, в реакторах на быстрых
нейтронах – расплавы металлов (например, натрия в
реакторе БН-600).
Как работает
ядерный реактор?
2
Как происходит управление
и регулирование цепной
реакции в реакторе?
3
Цепная ядерная реакция основана на способности ядер урана
распадаться, испуская нейтроны – нейтрально заряженные

Их несколько. Во-первых, для сгорания ядерного топлива не
нужен ни кислород, ни какой-либо иной окислитель – процесс
энерговыделения в нем (деление ядер урана) обусловлен
ядерными взаимодействиями, а не химическими реакциями.
Во-вторых, на ТЭС сгорает все органическое топливо, подавае-
мое в топку – «несгораемых запасов» при этом не образуется.
В цепной же реакции деления, проходящей в энергетичес-
ком ядерном реакторе, выгорает не весь расщепляющийся
материал (уран-235), а только его избыток над критической
массой для данной активной зоны. Невыгоревший уран после
регенерации может быть снова (в отличие от золы и шлаков
органического топлива) использован в качестве топлива.
Наконец, при облучении ядерного топлива в нем образуется
новый делящийся материал – плутоний, который можно снова
использовать в качестве топлива.
В чем главные отличия
процессов сгорания ядерного
и органического топлива?
4
частицы. После попадания нейтрона в ядро другого атома
урана, это ядро в свою очередь распадется, испуская 2-3 ней-
трона, те попадают в ядра других атомов урана, и таким обра-
зом происходит цепная ядерная реакция. Но если в активную
зону реактора ввести вещество, способное просто поглощать
нейтроны, то цепной реакция не произойдет или она будет
проходить не столь интенсивно. Таким веществом является
бор. При увеличении концентрации бора в воде первого
контура, снижается интенсивность цепной ядерной реакции.
Кроме того, часть стержней в топливной кассете содержит
карбид бора, который также поглощает нейтроны. Контро-

лируя степень погружения таких регулирующих стержней в
активную зону реактора, можно регулировать интенсивность
цепной ядерной реакции, вплоть до ее полной остановки.
0

В чем главные отличия про-
цессов сгорания ядерного и
4
Что представляет из себя
атомная электростанция?
5
На АЭС происходит три взаимных преобразования форм энер-
гии: ядерная энергия переходит в тепловую, тепловая –
в механическую, механическая – в электрическую. Станция
(обычно она включает в себя несколько реакторов, называ-
емых энергоблоками) представляет собой комплекс зданий,
в которых размещено соответствующее технологическое
оборудование. В главном корпусе находится реакторный зал.
Тепло, отбираемое теплоносителем в активной зоне реактора,
тем или иным способом используется для получения водяно-
го пара, вращающего турбину электрогенератора.
В чем главные отличия про-
цессов сгорания ядерного и
4
Какова принципиальная
схема одноконтурной и
двухконтурной АЭС?
6
Для одноконтурной АЭС теплоноситель – паровая смесь –
образуется в самом реакторе, разделяется на воду, которая

возвращается в контур принудительной циркуляцией, и пар,
который направляется на турбину. Поэтому для одноконтур-
ной АЭС нет четкого разделения на первый и второй контуры,
и всё оборудование станции радиоактивно, хотя и в разной
степени. Если контур теплоносителя (вода) и рабочего тела
(пара) разделены, то такие АЭС называются двухконтурными.
На одноконтурной АЭС реактор размещен в бетон-
ной шахте. Реактор представляет собой графитовую
кладку (графит выполняет функцию замедлителя
нейтронов), в которой расположены технологические
каналы. В технологических каналах, расположенных
в графитовой кладке, находится ядерное топливо.
Вода, проходя через технологические каналы, нагревается
до кипения. В барабан-сепараторе пар отделяется от воды
и затем подается на турбину, т.е. на турбину поступает пар,
образующийся при кипении воды в активной зоне реактора.
Он радиоактивен, т.к. в него переходит часть радиоактивных
веществ, попавших в теплоноситель. После охлаждения в
конденсаторе пар конденсируется и вода с помощью насосов
возвращается в реактор. Охлаждение конденсатора осущест-
вляется водой из пруда-охладителя с помощью насоса. Пара-
метры рабочего тела (пара) равны параметрам теплоносителя.
1
2
3
4 5
6
Схема работы АЭС с реактором ВВЭР
1 — активная зона реактора
2 — бак с водой под давлением

(первый контур)
3 — парогенератор
4 — турбина
2 — генератор
3 — конденсатор
На двухконтурных АЭС с реакторами ВВЭР-1000
контур теплоносителя работает в радиационных
условиях и называется первым контуром. Теплоно-
ситель (вода под давлением без кипения) главным
циркуляционным насосом подается в реактор, где
он нагревается и далее поступает в парогенератор,


В чем главные отличия про-
цессов сгорания ядерного и
4
Какие бывают реакторы, и
что означают их названия?
7
Основа ядерных мощностей в мире – это энергетические
реакторы, предназначенные для получения электроэнер-
гии. Кроме них, существуют исследовательские реакторы
(для проведения научных экспериментов и наработки
радионуклидной продукции), судовые (двигатели кораб-
лей-атомоходов) и пр.
Сокращения в названиях реакторов отражают их назна-
чение, а также важнейшие физико-технические и конс-
труктивные особенности. Так, аббревиатура «ВВЭР-1000»
означает «водо-водяной энергетический реактор» (РТН
электрической мощностью 1000 МВт, где вода – и замед-

литель, и теплоноситель). «РБМК-1000» означает «реактор
большой мощности канальный электрической мощностью
1000 МВт», «БН» – «быстрый натриевый» (реактор на быс-
трых нейтронах с натриевым теплоносителем). Иногда ре-
акторы называются и по другим особенностям. Например,
ВВЭР часто называют реактором с водой под давлением
(по основному принципу теплосъема), а РБМК – водо-гра-
фитовым кипящим (вода – теплоноситель, графит – за-
медлитель, и вода превращается в пар непосредственно в
активной зоне). У всех реакторов – собственное топливо и
другие особенности.
В чем главные отличия про-
цессов сгорания ядерного и
4
Что такое градирня?
8
Градирня – это часть оборотной системы охлаждения,
башня, в которой производится охлаждение воды. Вода по-
дается в нее на некоторой высоте, поступает в распредели-
тельную систему и в виде струй стекает вниз, охлаждаясь
по пути за счет испарительного охлаждения. В нижней час-
ти градирни она собирается и откачивается циркуляцион-
ными насосами к конденсаторам турбин. Холодный воздух
поступает через окна ниже воды и, двигаясь ей навстречу,
нагревается за счет частичного испарения воды. Нагретый
воздух выбрасывается в атмосферу через градирни, созда-
вая за счет развития башни вверх естественную тягу.
В целом оборотные системы охлаждения применя-
ются, когда в районе расположения АЭС недоста-
точно естественных источников водоснабжения.

Такие системы бывают разных видов – с градир-
нями, прудами-охладителями или брызгальными
бассейнами.
Контур пара является не радиоактивным и называется вторым
контуром. Пар, вырабатываемый в парогенераторе, направля-
ется на турбогенератор. После турбогенератора пар попадает
в конденсатор, где конденсируется и насосом конденсат попа-
дает в парогенератор. В данной схеме вода пруда-охладителя
необходима для охлаждения конденсатора турбины, где вода
по специальным трубопроводам циркулирует с помощью
насоса. Как видно из схемы пруд-охладитель отделен и от
второго чистого контура. Поэтому связь воды пруда-охлади-
теля с водой первого радиоактивного контура практически
невозможна.
где отдает теплоту пару. Механическая энергия пара,
образующегося в парогенераторе, направляется к
турбогенератору, где она превращается в электри-
ческую и дальше поступает к потребителям. Вода
первого контура, проходя через активную зону
реактора, где находится ядерное топливо, становится
радиоактивной. Поэтому все оборудование первого
контура находится в защитной оболочке.


В чем главные отличия про-
цессов сгорания ядерного и
4
Что такое пруд-охладитель и
может ли АЭС работать без него?
9

Термодинамическая сущность выработки электроэнергии
на электростанциях любого типа такова, что она не может
быть осуществлена без вывода в окружающую среду опре-
деленного количества тепла. На каждую получаемую еди-
ницу электроэнергии должно быть отведено в окружающую
среду 2-3 единицы тепла (независимо идет ли выработка
на тепловой станции или на атомной). В качестве «резер-
вуара», куда сбрасывается тепло, как правило, используют
водоем, который называют «пруд-охладитель».
В зависимости от конкретного места расположения
атомной станции, в качестве пруда-охладителя
используется либо естественный водоем, либо
искусственно созданный. Вода в пруде-охладителе
отвечает самым жестким требованиям по радиа-
ционной безопасности: и в воде и в организмах
обитателей водоема содержание радиоактивных
веществ не отличается от их содержания в воде и
организмах других водоемов.
В чем главные отличия про-
цессов сгорания ядерного и
4
Каково назначение
брызгальных бассейнов на АЭС?
Возможно ли попадание в эти
бассейны радиоактивной воды?
10
В брызгальных бассейнах охлаждается вода для пониже-
ния температуры нерадиоактивной воды второго контура
или оборудования энергоблока. Таким образом, она не
соприкасается с радиоактивной средой и не может быть

В чем главные отличия про-
цессов сгорания ядерного и
4
Что такое системы
безопасности
атомных станций?
11
Обязательными компонентами любого реактора являются
система управления и защиты, позволяющая осуществлять
выбранный режим протекания управляемой цепной реакции
деления, а также система аварийной защиты – для быстрого
прекращения реакции при возникновении аварийной ситуа-
ции. Действие обеих систем основано на введении в активную
зону материалов, интенсивно поглощающих нейтроны (напри-
мер, бора, стержней из графита, карбида бора, см. вопрос ХХ).
При нормальной эксплуатации атомные станции не представ-
радиоактивной. Вода в брызгальных бассейнах охлаждает-
ся благодаря двум факторам: охлаждению брызг воздухом
и испарению воды.
ляют опасности для персонала, населения и окружа-
ющей среды. Но на безопасность АЭС могут влиять
лишь аварийные ситуации и аварии. В соответствии с
принципом глубоко эшелонированной защиты систе-
мы безопасности являются третьим уровнем защиты,
предназначенным для предотвращения перерастания
инцидентов в проектные аварии, а проектных ава-
рий – в тяжелые (запроектные).
Системы безопасности по характеру выполняемых ими функ-
ций подразделяются на защитные, локализующие, управляю-
щие и обеспечивающие.

Защитные СБ служат для предотвращения или огра-
ничения повреждения ядерного топлива, оболочек
твэлов, оборудования и трубопроводов, содержащих
радиоактивные вещества (т.е. корпуса реактора,
трубопро¬водов и другого оборудования первого
контура).


Защитные СБ защищают первые три физических барь-
ера безопасности. Локализующие СБ предназначены
для предотвращения или ограничения распространения
выделяющихся при авариях радиоактивных веществ и
ионизирующих излучений. Примером комплексной и наибо-
лее эффективной локализующей СБ на современных АС
является защитная оболочка (контаймент). Управляющие
СБ осуществляют приведение в действие других систем
безопасности и обеспечивают контроль и управление ими в
процессе выполнения заданных функций. Обеспечивающие
СБ предназначены для снабжения систем безопасности
энергией, рабочей средой и создания условий их функци-
онирования. Эксплуатация, техническое обслуживание и
ремонт систем безопасности производятся по специально
разработанным инструкциям и регламентам.
В чем главные отличия про-
цессов сгорания ядерного и
4
Каково различие в
обеспечении безопасности
между действующими и
проектируемыми АЭС?

12
Принципиальное различие в обеспечении безопасности
действующих и проектируемых АЭС заключается в том, что
в существующих АЭС безопасность достигается при помощи
энергозависимых (активных) систем и во многом зависит от
квалификации обслуживающего персонала. В новых АЭС для
обеспечения безопасности активнее используются пассивные
системы безопасности (например, «ловушка» на случай рас-
плава активной зоны), эффективность которых не зависит от
действий персонала. Стоит отметить, что за последние 20 лет
в атомной отрасли проведена огромная работа по повышению
безопасности эксплуатации АЭС. В частности, на многих стан-
циях были установлены дополнительные системы контроля,
модернизированы защитные системы.
В чем главные отличия про-
цессов сгорания ядерного и
4
Какая электростанция
характеризуется большим
удельным выбросом
радиоактивных веществ в
окружающую среду —
атомная или угольная?
13
Это звучит парадоксально, но больший удельный (на
единицу произведенной электроэнергии) выброс дает
угольная станция. В угле всегда содержатся природные
радиоактивные вещества – торий, два долгоживущих
изотопа урана, продукты их распада (включая радиоток-
сичные радий, радон и полоний), а также долгоживущий

радиоактивный изотоп калия – калий-40. При сжигании
угля они практически полностью попадают во внешнюю
среду. При этом удельная активность выбросов ТЭС в 5–10
раз выше, чем для АЭС.
Кроме того, значительная доля природных радио-
нуклидов, содержащихся в угле, скапливается в
шлаковых отвалах ТЭС и попадает в организм лю-
дей по пищевым цепочкам при размытии водой. В
1 тонне золы ТЭС содержится до 100 г радиоактив-
ных веществ. На АЭС такой канал их распростра-
нения отсутствует вообще, поскольку технологии
обращения с удаленным из реактора облученным
ядерным топливом (ОЯТ) исключают его прямой
контакт с внешней средой. В целом же радиаци-
онное воздействие ТЭС на население оказыва-
ется примерно в 20 раз выше, чем у АЭС равной
мощности (хотя в обоих случаях оно многократно
меньше влияния естественного фона).


В чем главные отличия про-
цессов сгорания ядерного и
4
Каковы иные преимущества
атомной энергии?
14
Их много, и главный из них – несжигание в процессе про-
изводства энергии кислорода, что определяет отсутствие
выбросов токсичных веществ и «парниковых» газов. Извест-
но, что последствием выброса в атмосферу некоторых газов

(углекислого газа, метана, хлорфторуглерода и др.) является
«парниковый эффект». Его основной виновник - углекислый
газ, который, подобно стеклу в парнике, неплохо пропускает
видимый свет от Солнца, но задерживает тепловое излуче-
ние Земли. Это приводит к тому, что происходит повышение
температуры поверхности Земли и прилегающего к ней слоя
воздуха, что привело к глобальному потеплению и грозит
привести к тяжелым экологическим последствиям.
Совокупность негативных клинических, санитарно-
гигиенических и экологических последствий реали-
зации любой технологии объединяется понятием ее
«внешней цены», определяемой уровнем затрат на
ликвидацию этих последствий. По оценкам отечес-
твенных специалистов, «внешняя цена» различных
энерготехнологий может быть оценена следующими
величинами (евроцент/кВт в час): уголь – 15, мазут
– 4,5, газ – 3, атомная энергия – 0,2. Один килограмм
низкообогащенного урана (до 4% по урану-235),
используемого в ядерном топливе, при полном
расщеплении ядер урана-235 выделяет энергию,
эквивалентную сжиганию примерно 100 тонн высо-
кокачественного каменного угля (2 больших вагона)
или 60 тонн нефти (2 цистерны, см. рис Х).
Некоторые экологические последствия годичной
эксплуатации энерго блока 1ГВт (эл.)
на различных видах топлива
5,5 3,4 4,4 2610— —
124,4
8,4 —
23,6

21,934,2— —
7,3 1,3 — —1312— —
Потребление атмосферного кислорода, млрд. м
3
Выбросы углекислого газа, млт. т
Выбросы окислов азота, тыс. т
Выбросы окислов серы, тыс. т
Выбросы бенз(а)пирена
(один из наиболее опасных канцерогенов), кг
Выбросы золы и сажи,
тыс. т
АЭС
ТЭС
Уголь
Мазут Газ
АЭС
ТЭС
Уголь
Мазут Газ
0

В чем главные отличия про-
цессов сгорания ядерного и
4
Какова сравнительная
стоимость электричества, вы-
рабатываемого с помощью АЭС?
15
В целом расчетная себестоимость производства элек-
тричества на атомных станциях (без учета начальных

инвестиций) ниже, чем на теплоэлектростанциях (уголь,
газ, мазут, см. диаграмму) и гораздо ниже, чем при ис-
пользовании альтернативных источников энергии (ветер,
приливы и т.д.). К 2010 году, в связи со значительным
ростом стоимости газа и нефти, реальная стоимость
атомной энергии может оказаться примерно вдвое
меньше. Стоит также отметить, что у АЭС, в сравнении с
ТЭС, в цене киловатт-часа весьма мала топливная состав-
ляющая (18-25% против 45% у угольных ТЭС и 65% – у
газовых). Но при этом стоимость сооружения АЭС выше и
wçHDCCçxç758DC5ç@5B:CCD8DçI8AU
|çHDCCçxçL>GH:FCQçC:JH>
wç@8çSC:F8:H>M:G@D8D
IF5C5çD6D85O:C>:
z½çEDçIF5CIçxy{
9AUçF:5@HDF5
XXtgw
wç
Энергоёмкость ядерного топлива
строятся они дольше, чем ТЭС равной мощности, поэтому
срок окупаемости начальных инвестиций для АЭС велик.
1999
0
100
200
300
400
500
600
700

457,39
457,39
457,39
457,39
457,39
457,39
457,39
457,39
457,39
457,39
457,39
457,39
457,39
457,39
Руб./Мвт.ч ТЭС АЭС
2000 2001 2002 2003 200 4 2005
Тарифы на электроэнергию, проиведенную на ТЭС и АЭС России в 1999-2005 гг.,
руб/(Мвт.ч)
Тарифы на электроэнергию, произведенную на ТЭС и АЭС России в
-00 гг., руб/(МВт.ч)
Сравнение объемов потребляемого топлива и
отходов тоже свидетельствует в пользу АЭС. Если
все ТЭС мира на угле потребляют в год 2,6 млн
тонн топлива (140 вагонов в день), то атомные
станции – всего 27 тонн природного урана. Отхо-
ды ТЭС за год составляют 7 млн. тонн СО2 плюс 26
тонн SO2 и существенные объемы других вредных
соединений. Отходы АЭС на порядок ниже – око-
ло 800 тонн различной степени активности, из
них более половины (460 тонн) являются низко-

активными.


В чем главные отличия про-
цессов сгорания ядерного и
4
Сколько атомных станций
работают в мире?
17
В настоящее время в 31 стране мира работает 435 ядерных
энергоблоков (считая остановленные на плановый ремонт)
общей мощностью около 370 ГВт. Больше всего действую-
щих ядерных энергоблоков в США (104), далее идут Фран-
ция (59) и Япония (54). В соответствии с данными МАГАТЭ
состояние атомной энергетики в мире на начало 2006 г.
представляло следующую картину:
В чем главные отличия про-
цессов сгорания ядерного и
4
Где появилась первая АЭС?
16
Первая атомная электростанция в мире была введена в
эксплуатацию в 1954 году в СССР, в г. Обнинск Калужской
обл. Она была оснащена уран-графитовым реактором типа
АМ («Атом мирный») мощностью всего 5 МВт. Станция без-
аварийно проработала почти 50 лет. В настоящее время на
ее базе планируется создать музей ядерной энергетики.
Страна Находится в эксплуатации Сооружается
Число блоков
Мощность, МВт

(нетто)
Число
блоков
Мощность, МВт
(нетто)
Доля ядерной энергетики, %
Выработка э/э,
млрд. кВт-ч
Аргентина 2 935 1 692 6,9
6,4
Армения 1 376 – – 42,7 2,5
Бельгия 7 5824 – – 55,6
45,3
Болгария 4 2722 2 1906 44,1
17,3
Бразилия 2 1901 – –
2,4 9,9
Венгрия 4 1755
– – 37,2 13,0
Великобритания
23 11852 – –
19,9 75,2
Германия 17
20339 – –
31,0 154,6
Индия 15
3040 8 3602 2,8
15,7
Иран –
– 1 915

– –
Испания
9 7588 –
– 19,6 54,7
Канада 18 12599
– –
14,6 86,8
КНР
9 6572 3
3000 2,0 50,3
Республика Корея 20
16810 –
– 44,7
139,3


В частности, в России сейчас работают 10 АЭС, на которых
установлен 31 энергоблок (рис. 3). Их суммарная элект-
рическая мощность (около 23200 МВт) делится примерно
поровну между двумя группами реакторов: водо-водяны-
ми (ВВЭР-440, ВВЭР-1000) и кипящими канальными водо-
графитовыми (РБМК-1000, ЭГП-6). На Белоярской АЭС
работает единственный в мире энергетический реактор на
быстрых нейтронах БН-600 (рис. 4).
На сегодняшний день на украинских АЭС работает 15 энер-
гоблоков с установленной мощностью – 13835 МВт, из них
13 – ВВЭР-1000, 2 – ВВЭР-440 (нового поколения). Атомная
энергетика заслуженно занимает одно из ведущих мест в
экономике Украины. Отрасль обеспечивает работой около
50 тыс. специалистов.

Литва 1
1185 – –
69,6 10,3
Мексика 2 1310 –
– 5,0 10,8
Нидерланды 1 449
– – 3,9
3,8
Пакистан 2
425 1
300 2,8 2,4
Россия
31 21743 4
3775 15,8
137,3
Румыния 1 655
1 655 8,6
5,1
Словакия
6 2442 – – 56,1 16,3
Словения 1 656 – – 42,4
5,6
США 103 98145
– – 19,3
780,5
Тайвань
6 4904 2
2600 20,3 38,4
Украина 15 13107
2 1900 48,5

83,3
Финляндия 4
2676 1 1600
32,9 22,3
Франция
59 63363 –
– 78,5 430,9
Чехия 6
3368 – –
30,5 23,3
Швейцария
5 3220 –
– 32,1 22,1
Швеция 10 8910
– – 44,9
69,5
Ю. Африка
2 1800
– –
5,5 12,2
Япония 55
47593 1
866 29,3
280,7
Всего
441 368264
27 21811
2625,9



Карта-схема расположения АЭС на территории России
с указанием типов и количества энергоблоков
РБМК-1000
ВВЭР-1000
ВВЭР-440
БР-600
ЭГП-6
Белоярская
Балаковская
Хмельницкая
Южно-Украинская
Запорожская
Волгодонская
Калининская
Ровенская
Нововоронежская
Кольская
Билибинская
Ленинградская
Курская
Смоленская


За 2006 год АЭС Украины выработали – 90,23
млрд. кВтч электроэнергии, что составило 46,9%
от общей выработки электроэнергии в Украине.
Причем доля производства электроэнергии на
АЭС ежегодно увеличивается: так в 1996 году она
составляла 43,8 %, в 2000 году – 45,3 %, в 2006
году – 46,9 %. Украина занимает восьмое место в

мире и пятое в Европе по показателю установлен-
ной мощности АЭС.
4
Какая часть электроэнергии
вырабатывается на АЭС
(в мире, в Украине, в России)?
18
В мире, по данным МАГАТЭ на 2006 год – примерно 16%.
Этот показатель близок к современному российскому
(16%), хотя для европейской части России доля атомного
электричества существенно выше – около 30%. Соответс-
твующий показатель для США несколько выше (19,3%),
хотя есть и страны, где он как значительно выше (напри-
мер, Франция с 78,5%), так и значительно ниже (например,
Китай с 2% и Индия с 2,8%). Свыше 25% в энергобалан-
сах 17 стран мира приходится на атомную энергию, в
частности во Франции ядерная энергетика составляет
более 80% энергобаланса страны, в Литве - более 75%,
в Словакии - более 50%, в Финляндии - более 70%, в
Японии — более 35%.
В чем главные отличия про-
цессов сгорания ядерного и
4
Каковы перспективы развития
атомной энергетики в мире, в
России и в Украине?
19
С учетом истощения запасов нефти и газа и негативных
экологических последствий масштабного сжигания угля
потребности человечества в электричестве могут быть

удовлетворены преимущественно за счет атомной энергии. В
настоящее время в 13 странах мира уже строится 30 энерго-
блоков. По оценкам специалистов Международного агентства
по атомной энергетике (МАГАТЭ), к 2020 году в мире появится
по меньшей мере 60 новых ядерных энергоблоков. Таким
образом, их общее количество вырастет как минимум до 500,
а суммарная мощность – до 430 ГВт. В особенности высокие
темпы развития атомной энергетики ожидаются в Китае (при-
мерно в шесть раз к 2020 г.) и Индии (в 10 раз). Планируется
рост ядерной генерации и в промышленно-развитых странах
– например, в США к 2020 г. ее доля должна возрасти с 20% до
25%, во Франции – с 78% до 82%.
Масштабные планы по развитию ядерной энергетики
в России конкретизированы в Федеральной целевой
программе (ФЦП) «Развитие атомного энергопро-
мышленного комплекса России на 2007-2010 годы
kF5CL>U
b>H75
}x
{|
{w
{{
zw|
y~~
y~{
y~
yw~
y
x~
xz

wy
w{|
w{w
x~
xx
}~
hAD75@>U
j@F5>C5
o7:L>U
WDA85F>U
VFB:C>U
X:C8F>U
u<C5UçaDF:U
n:K>U
Y:FB5C>U
èEDHF:6>H:A>èHDEA>75èeVeèiXtb
vEDC>U
X:A>@D6F>H5C>U
hoV
gDGG>U
a5C595
_C9>U
a>H5?
Доля атомной энергии в общем энергобалансе стран в 00 г. (%)
0

и на перспективу до 2015 года», утвержденной
распоряжением Правительства РФ от 6 октября 2006
года. В ней поставлена задача ускоренного ввода в
эксплуатацию новых энергоблоков, которые предла-

гается сделать серийными (типовыми), что позволит
сократить расходы на их проектирование и сооруже-
ние. В частности, с 2007 года должно закладываться
строительство двух гигаваттных энергоблоков АЭС.
К окончанию срока реализации ФЦП на российских
АЭС должны быть введены в эксплуатацию 10 новых
энергоблоков общей мощностью свыше 11 ГВт, и еще
десять энергоблоков будут находиться на различных
стадиях строительства. Общая установленная мощ-
ность АЭС к 2015 году должна составить более 33 ГВт,
что составит 18,6% от общего объема производства
электроэнергии. К 2030 году в России должно быть
построено не менее 40 энергоблоков, что позволит
повысить долю атомной генерации с 16% до 25%
(с учетом выбывающих мощностей).
В Украине разработана Энергетическая стратегия до 2030
года, одобренная Кабинетом министров страны. Первый этап
ее реализации предусматривает продление срока эксплуа-
тации АЭС по меньшей мере на 12–15 лет. Кроме того, с 2014
года запланировано строительство новых блоков и рост уста-
новленной мощности АЭС с 13835 до 29500 МВт, что позволит
увеличить выработку электроэнергии атомными станциями
до 219 млрд кВтч. Ответ на вопрос, сколько новых реакторов
необходимо построить, будет зависеть от того, сколько из
действующих блоков АЭС (учитывая продление ресурса на 15
лет) смогут проработать еще почти двадцать пять лет.
Предварительные расчеты показывают, что в эксплуатации
будут находиться 9 энергоблоков: семь с продленным сроком
эксплуатации и два новых, пуск которых состоялся в 2004 г.
До 2030 г. необходимо ввести 20000 – 21000 МВт замещающих

и дополнительных мощностей на АЭС.
z
y{
y
x{
x
w{
w|
w|{ w} w}{
w~ w~{
w w{
x
w
{

g5=7>75TO>:GUçGHF5CQ
vEDC>Uç©çaDF:U
gDGG>Uç©çhdY
[7FDE5
hoV
Динамика роста установленных мощностей ядерной энергетики
В чем главные отличия про-
цессов сгорания ядерного и
4
Каковы новые энергоблоки
АЭС в России и Украине будут
построены в первую очередь?
20
Согласно Федеральной целевой программе (ФЦП) «Разви-
тие атомного энергопромышленного комплекса России на

2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года» в России
первыми будут достроены энергоблок №2 Волгодонской
АЭС (2009 г.), энергоблока №4 Калининской АЭС (2011),
энергоблока №4 Белоярской АЭС (2012), энергоблоков №1-
2 Нововоронежской АЭС-2 (2012-2013 гг.) и энергоблоков
№1-2 Ленинградской АЭС-2 (2013-2014 гг.).
В Украине утверждены подготовительные мероп-
риятия по сооружению двух новых энергобло¬ков
на Хмельницкой АЭС. Кабинет Министров Украины
распоряжением № 281-р от 21.07.05 обязал Минто-
пэнерго совместно с НАЭК «Энергоатом» провести


4
Кто принимает решение о
строительстве АЭС?
21
В России решение о строительстве новых блоков утвержда-
ет Правительство РФ. В частности, в Федеральной целевой
программе (ФЦП) «Развитие атомного энергопромышленного
комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015
года», которая была утверждена распоряжением Правительс-
тва Российской Федерации от 6 октября 2006 года, спланирова-
ны достройка ряда энергоблоков, перечисленных в в. 20.
Решение о строительстве новых ядерных объектов
согласно Статьи 2 закона Украины от 08.09.2006
№ 2861-IV «О порядке принятия решения о раз-
мещении, проектировании, строительстве новых
ядерных объектов, предназначенных для обращения
с радиоактивными отходами, какие имеют общегосу-

дарственное значение» принимает Верховный Совет
Украины. Согласно Статьи 1 этого закона атомная
электрическая станция и хранилище отработанного
В чем главные отличия про-
цессов сгорания ядерного и
4
Как выбираются площадки
для строительства новых АЭС?
22
Выбор площадки для размещения атомной станции - это слож-
ная социально-экономическая и инженерно-техническая задача.
При ее решении рассматривается совокупность экономических,
физико-географических, геологических, метеорологических
требований при главенствующей роли социально-экономических
условий и требований по соблюдению мер безопасности. В час-
тности, рассчитывается вероятность возникновения возможных
аварийных ситуаций, связанных с природными катаклизмами –
землетрясениями, наводнениями, ураганами и т.д.
обследование объектов, сооружений и обору-
дования энергоблоков №3 и №4 ХАЭС и по его
результатам подать предложения о возможности
использования площадки станции для строитель-
ства новых реакторов. В частности, определить
критерии выбора проекта блоков по типу реак-
торной установки, с учётом этого организовать
конкурсный отбор. Строительные конструкции
обоих энергоблоков ХАЭС осмотрела комиссия Го-
сударственного комитета ядерного регулирования,
которая пришла к предварительному выводу: их
удовлетворительное состояние позволяет прово-

дить работы по достройке.
ядерного топлива являются объектами общегосу-
дарственного значения.
В настоящее время при планировании строительства
новых энергоблоков в России и в Украине используются
площадки уже существующих АЭС или выбранные для
строительства АЭС во времена СССР.
В чем главные отличия про-
цессов сгорания ядерного и
4
На основе каких законов экс-
плуатируются атомные элект-
ростанции Украины и России?
23
Понятие «ядерное право» применяется в отношение сово-
купности документов, определяющих права и обязанности
организаций-участников использования атомной энергии, меру
ответственности и порядок установления компенсации при
причинении ущерба отдельному человеку, предприятию или
окружающей среде.
В частности, в Российской Федерации основополага-
ющим в этой сфере является Федеральный закон от


21.11.1995 N 170-ФЗ (ред. от 05.02.2007) «Об использо-
вании атомной энергии» (принят ГД ФС РФ 20.10.1995). В
дополнение к нему недавно был также принят Феде-
ральный закон от 05.02.2007 №13-ФЗ «Об особенностях
управления и распоряжения имуществом и акциями
организаций, осуществляющих деятельность в области

использования атомной энергии, и о внесении изме-
нений в отдельные законодательные акты Российской
Федерации».
В Украине базовым законом является Закон Украины «Об ис-
пользовании ядерной энергии и радиационной безопасности»,
который является фундаментом атомного права, и вступил в
действие в феврале 1995 г. Кроме него важнейшими являются
следующие законы Украины: «О защите человека от воздействия
ионизирующего излучения»; «Об охране окружающей природ-
ной среды»; «Об обращении с радиоактивными отходами». В
этих законах отражены принципиальные вопросы: обеспечения
безопасности ядерных установок; защиты человека и окружа-
ющей среды от ионизирующих излучений; безопасного захоро-
нения радиоактивных отходов; способов нормативного регули-
рования радиационного воздействия атомных станций на людей,
окружающую среду.
Почему именно уран играет
исключительную роль
в ядерной энергетике?
24
Уран – единственный элемент таблицы Менделеева, один из
встречающихся в природе изотопов которого – уран-235 –
хорошо делится медленными нейтронами. Такими свойствами
обладают и некоторые другие ядерные материалы (уран-
233, плутоний-239), однако их в природе нет, они могут быть
получены лишь искусственно. Поэтому эти ядерные материа-
лы принято называть вторичными – в отличие от первичного
4
Сколько урана на Земле? Ка-
кие урановые руды считаются

богатыми, какие — бедными?
25
Средняя концентрация урана в земной коре больше, чем,
например, серебра (почти в 30 раз) или золота (примерно
в 1000 раз). Его всегда много, например, в гранитах – око-
ло 25 г/т. Однако уран принадлежит к числу рассеянных
элементов — лишь малая его часть сконцентрирована в мес-
торождениях с богатыми рудами (к этой категории относятся
руды с содержанием урана свыше 0,3%). А современным пре-
урана-235, который в ядерной энергетике ничем не заменить
(впрочем, возможно также использовать торий).
делом экономической рентабельности целевой добычи урана
считается величина от 0,001% до 0,5%, однако есть основания
считать, что в связи со значительным ростом цен на уран она
будет пересмотрена.
4
Что такое
ядерно-топливный цикл
и каковы его основные типы?
26
Ядерно-топливным циклом (ЯТЦ) называется совокупность
процессов и операций, охватывающих всю технологическую
цепочку обращения ядерного топлива – от добычи руды до
утилизации ОЯТ. Подход к последней операции определяет
тип ЯТЦ. Если дальнейшее использование ОЯТ после его
удаления из реактора не предусматривается, то оно рас-
сматривается как радиоактивные отходы и отправляется на
долгосрочное хранение, а в перспективе – на окончательное
(«вечное») захоронение. Такой цикл называется «открытым»,
или «разомкнутым» (рис. 7). Но ОЯТ можно переработать, что-



В настоящее время в большинстве стран темпы нара-
ботки ОЯТ как по техническим, так и по экономичес-
ким причинам превосходят мощности его радиохи-
мической переработки. И поэтому большая часть ОЯТ
после выгрузки из реактора и выдержки в пристан-
ционном хранилище направляется на длительное
(десятки лет) хранение. Такой подход к организации
ЯТЦ называется «отложенным».
4
Где расположены урановые
месторождения в мире,
в России и в Украине, сколько
урана на них добывается
и каковы перспективы?
27
Суммарные мировые запасы урана оцениваются величинами
от 5 до 11 млн. тонн. Первые места в списке наиболее богатых
ураном государств занимают Австралия, Казахстан и ЮАР. За
ними следуют Намибия, Канада, Нигерия, Узбекистан и США.
Российские разведанные запасы урана оцениваются
в 615 тыс. тонн. Наиболее масштабная промышлен-
ная добыча урана ведется в настоящее время на
Приаргунском производственном горно-химическом
объединении (г. Краснокаменск Читинской обл.),
входящем в состав Корпорации «ТВЭЛ». Оно бази-
руется на месторождениях Стрельцовского рудного
поля, где работают три рудника (разведанные запасы
– 170 тыс. тонн). Годовое производство урана здесь

находится на уровне 3 тыс. тонн в год. Ведется опыт-
_=8DHD7A:C>:çHDEA>75
iDEA>7D
eHF56DH5CCD:çU9:FCD:ç
HDEA>7D
lF5C>A>O:ç
F:5@HDF5
eHF56DH5CCD:
HDEA>7D
ZD6QM5çIF5CD7D?çFI9Q
ZDA8DGFDMCD:çKF5C:C>:
7çE:FGE:@H>7:çç
=5KDFDC:C>:çevi
d>=@DD6D85O;CCQ?ç/
|
e6D85O:C>:ç/
|
aDC7:FG>U
/
y
)
~
_=8DHD7A:C>:çHDEA>75
iDEA>7D
eHF56DH5CCD:çU9:FCD:ç
HDEA>7D
f:F:F56DH@5
XQGD@D5@H>7CQ:
DHKD9Q
ZD6QM5çIF5CD7D?çFI9Q

lF5C:C>:çEAIHDC>Uç>ç
=5KDFDC:C>:çgVe
EFD9I@HD7ç9:A:C>U
e6D85O;CCQ?ç/
|
XD=7F5O:C>:ç/
e6D85O:C>:ç/
|
aDC7:FG>U
/
y
)
~
Разомкнутый ядерно-топливный цикл Замкнутый ядерно-топливный цикл
бы вновь использовать невыгоревший уран и образовавшийся
при облучении топлива в реакторе плутоний. Такой вариант
ЯТЦ называется «замкнутым» (по урану, см. рис. 8). Если же в
оборот топлива включается и полученный из ОЯТ плутоний, то
речь идет о ЯТЦ, замкнутом по урану и плутонию.
но-промышленная эксплуатация горнодобывающего
предприятия «Хиагда» (с. Романовка, Баунтовский
район Бурятии). Запасы этого рудного поля оцени-
ваются в 150 тыс. тонн. Завершаются также работы
по пуску в промышленную эксплуатацию первой
очереди горнодобывающего предприятия «Далур» на
Далматовском месторождении в Курганской области
(разведанные запасы – 30 тыс. тонн).
Украина входит в клуб стран, располагающих крупными
месторождениями урана. По его суммарным запасам она в
первой десятке стран мира, при этом подавляющая часть их

разведана до высоких категорий изученности, что определяет
их высокую подготовленность к промышленному освоению.
Добыча урановых руд осуществляется Восточным горно-обо-
гатительным комбинатом.
Украина имеет все возможности полностью обеспе-
чить собственные потребности в природном уране.
Для этого необходимо в дополнение к действующим
шахтам ввести в эксплуатацию рудник на Новокон-


Что касается Украины, то на сегодняшний день
эта страна имеет надежную сырьевую базу в виде
детально разведанных 12 урановых месторожде-
ний с суммарными запасами, которые в состоянии
обеспечить потребности АЭС Украины на 100 лет.
Крупнейшие из них, которые могут быть отрабо-
таны только подземным способом, расположены в
Кировоградском рудном районе. Эти месторожде-
Как добывают уран?
Насколько это безопасно для
населения прилегающей к
месторождению территории?
29
Из трех используемых методов добычи урана два являются
традиционными для горнодобывающей промышленности.
Это — подземный (шахтный) и открытый (карьерный). Третий
— метод скважинного подземного выщелачивания — исполь-
зуется относительно недавно, с 60-х годов XX века.
Выбор метода определяется, исходя из конкрет-
ных особенностей разрабатываемого месторож-

дения. Открытый метод может применяться лишь
для небольших глубин залегания руды (до 500 м).
Шахтный метод может быть использован при наличии
выраженных рудных жил в крепких горных породах.
Этим методом добывается уран на месторождениях
Стрельцовского рудного поля, разрабатываемых ОАО
«ППГХО» (Читинская область, Россия).
4
Ведется ли поиск новых
месторождений урана
в России и на Украине?
28
После распада СССР в России осталось лишь около четвер-
ти разведанных запасов урана стран СНГ. Поэтому поиск
новых урановых месторождений в России входит в число
главных приоритетов атомной отрасли. В этой работе
активно участвует и Корпорация «ТВЭЛ», и другие органи-
зации. К настоящему времени как наиболее многообещаю-
щие для промышленного освоения представляются Элькон-
ский (готовится к опытно-промышленной эксплуатации)
и Витимский рудные районы (Республика Саха-Якутия).
Определенными перспективами обладают также Онежский
и Западно-Сибирский (северо-восточнее г. Новосибир-
ска) районы, а также Зейско-Бурейская, Хапкойская (юг
Приморского края), Охотская, Юндомо-Майская (север
Магаданской обл.) и Чукотская рудные площади.
стантиновском урановом месторождении и рудник на одном
из близко расположенных месторождений – Лесном или
Докучаевском. При необходимости можно достаточно быстро
ввести в эксплуатацию законсервированное Северинское

месторождение. В этом случае Украина сможет не только
полностью покрыть собственные потребности, но и экспорти-
ровать урановый концентрат.
ния локализованы в двух рудных узлах – собственно Ки-
ровоградском и Новоконстантиновском. Следует отметить,
что руды Новоконстантиновского рудного узла, который
включает 6 месторождений, на 30 % богаче запасов Киро-
воградского узла.
Метод подземного выщелачивания основан на заполнении
рудных пород растворяющими уран химическими реагентами
и откачке урансодержащих растворов на поверхность (см.
рис. 10). Он может быть использован при минерализации
урана в пористых породах, расположенных между водонепро-
ницаемыми слоями. Преимущества этого метода – отсутствие
наземных хранилищ рудных отвалов и выделений радона при
0

4
Какие стадии уран проходит
в процессе его превращения
в ядерное топливо?
30
Первой стадией является концентрирование урановой руды
(см. рис. 9). После дробления перемолотую руду растворяют
в химическом растворе, затем осажденную концентрирован-
ную соль урана высушивают до получения сухого уранового
порошка (yellowcake, «желтый кек»). Следующий стадией
технологической цепочки является аффинаж (химическая
очистка от примесей). Ее продуктом являются чистые оксиды
урана, которые направляются на конверсию (фторирование).

Полученный гексафторид урана (UF6) транспортируется в
специальных контейнерах на обогатительный комбинат для
изотопного обогащения по урану-235 (от природного 0,71%
до требуемого для каждого конкретного вида топлива).
После этого обогащенный уран переводится в форму чистого
диоксида, а затем с использованием методов порошковой ме-
таллургии из него получают топливные таблетки. Последний
стадией производства топлива является упаковка топливных
h<>85C>:ççç
@DC7:FG>U
85=5ç/
|ç
7çEDFDND@
/)
x
)

0)

6'

60

fF>8DHD7A:C>:
GB:G>
fF:GGD75C>:ç
H56A:HD@
hE:@5C>:
H56A:HD@
fFD>=7D9GH7D

L>F@DC>:7QK
HFI6
hC5FU<:C>:
h75F@5
h6DF@5çiXh
Этапы производства ТВС
добыче. Этот метод считается наиболее экологически чис-
тым. Именно он применяется на новых российских урановых
месторождениях - «Хиагда» и «Далур».
В целом надо отметить, что при обустройстве и
эксплуатации любого уранового месторождения
разрабатывается и реализуется система мер по обес-
печению безопасности. Она учитывает геологические
и гидрологические особенности объекта, розу ветров,
характеристики добываемой руды, сложившуюся
инфраструктуру и др. При соблюдении устанавливае-
мых ограничений (как правило, они относятся к сфере
землепользования и водопользования), добыча урана
безопасна для проживающего рядом населения.


таблеток в твэлы и изготовление из них ТВС.
Все технологические операции на каждой стадии
производства топлива сопровождаются соблюдением
требований безопасности и тщательным контролем
качества.
4
Как и где обогащается уран?
31
Производство ядерного топлива для большинства АЭС в мире

невозможно без обогащения урана. Так, российские энергети-
ческие реакторы потребляют ядерное топливо со следующим
обогащением (по урану-235): ВВЭР –1,6–5%; РБМК-1000 и ЭГП-
6 — около 3%; БН-600 — до 27%.
Необходимым промежуточным продуктом для обога-
щения является гексафторид урана (UF6) — газооб-
разное соединение, получаемое в результате химико-
технологического процесса переработки уранового
концентрата (так называемая «конверсия урана»). В
основе методов обогащения лежат физические про-
цессы, в которых атомы или молекулы различных масс
(пусть даже и с одинаковыми химическими свойс-
твами, как у изотопов урана) ведут себя по-разному.
В разделительной центрифуге при очень быстром
вращении рабочего цилиндра более тяжелые молеку-
лы газа опускаются вниз и концентрируются у стенки,
а легкие — выше у оси цилиндра. Организовав
соответствующий отбор, можно получить некоторое
обогащение по изотопному составу. Это проделыва-
ется многократно. Центрифуги объединяют в ступени
(параллельно, для увеличения производительности) и
каскады (последовательно, для увеличения степени
обогащения).
В Украине обогатительных мощностей нет. В России есть четыре
обогатительных комбината: Уральский электрохимический
комбинат в Новоуральске, Сибирский химический комбинат
в Северске, Ангарский электролизно-химический комбинат в
Ангарске и Электрохимический завод в Зеленогорске.
4
Что представляет из себя

топливо для АЭС?
32
Конструктивной основой ядерного топлива реакторов явля-
ется тепловыделяющий элемент (твэл) — герметичная трубка,
в которой размещается расщепляющийся материал (урано-
вые таблетки). При помощи каркаса твэлы объединяются в
тепловыделяющие сборки (ТВС). Для придания жесткости
конструкции, подачи теплоносителя и проведения операций
по загрузке и замене топлива ТВС снабжена дополнительными
элементами (дистанцирующие решетки, хвостовик, головка).
Конструкция и размеры твэлов для реакторов разных
типов различаются. Например, твэлы основного
энергетического реактора советского (российского)
дизайна ВВЭР-1000 имеют длину более 3,5 м при диа-
метре 9,1 мм. Их оболочка выполнена из циркониево-
го сплава, а расщепляющийся материал представляет
собой таблетки спеченного диоксида с обогащением
1,6–5% и массой урана более 1,5 кг на 1 твэл.
Общая загрузка активной зоны для реактора ВВЭР-1000
составляет примерно 80 тонн диоксида урана, для РБМК-
1000 — около 220 тонн диоксида урана.


Динамика роста установленных мощностей ядерной энергетики
4
Какие требования
предъявляются к твэлам и
тепловыделяющим сборкам?
33
Для безопасной эксплуатации АЭС важно жесткое соответс-

твие твэлов заданным прочностным, весовым и геометри-
ческим характеристикам, гарантирующее герметичность их
оболочек. Чтобы добиться этого, на российских заводах на
всех стадиях производства строго соблюдаются действующие
нормы, стандарты и правила. Этому способствует и постоян-
ный контроль со стороны надзорных и регулирующих органи-
заций России – Ростехнадзора и Федерального агентства по
4
Какие материалы, кроме ура-
на, используются при произ-
водстве твэлов?
34
Во-первых, это конструкционные материалы, используемые
для изготовления оболочек твэлов. Для реакторов ВВЭР и РМБК
основой таких материалов являются сплавы на основе циркония.
Оболочки твэлов для реакторов БН-600 и ЭГП-6 выполняются
из коррозионно-стойких сталей специального состава. А в
производстве твэлов для исследовательских реакторов широко
применяются также сплавы на основе алюминия.
техническому регулированию и метрологии. При поставках
ядерного топлива в Украину и другие зарубежные страны
обязательным является также выполнение норм и стандартов,
действующих в стране-импортере. Стоит отметить, что основ-
ные российские производственные предприятия (Машино-
строительный завод, Новосибирский завод химконцентратов
и Чепецкий механический завод, входящие в состав Корпо-
рации «ТВЭЛ») сертифицированы на соответствие системы
менеджмента качества международному стандарту ISO 9001.
Во-вторых, это материалы, вводимые в небольших
количествах непосредственно в состав топлива для

улучшения эксплуатационных характеристик реактора.
Таковы, например, выгорающие поглотители – примеси
на основе материалов, интенсивно поглощающих ней-
троны. Для этого используются оксиды редкоземельных
материалов: в топливе для реакторов ВВЭР – гадолиния,
РМБК - эрбия. Их добавление в топливо позволяет
существенно повысить главный технико-экономический
показатель работы энергетического реактора - глубину
выгорания топлива, а также обеспечить такие физи-
ческие характеристики активных зон, которые делают
эксплуатацию реакторов более безопасной.


4
Взаимозаменяемо ли
топливо для различных
типов реакторов?
35
Каждый тип реактора рассчитан на работу с тепловыделя-
ющими сборками, отличающимися друг от друга не только
общей конструкцией и геометрическими размерами, но и
параметрами топлива, температурными и прочностными
характеристиками и др. Например, сборки отечественных
водо-водяных реакторов под давлением (ВВЭР) имеют шес-
тигранное сечение, а большинства иностранных реакторов
такого же типа (PWR – Pressurized Water Reactor) - квад-
ратное. Даже в каждый конкретный реактор загружаются
ТВС с различной степенью обогащения по урану-235. Это
делается для обеспечения оптимального режима эксплуа-
тации реактора.

4
Что такое
«радиоактивные отходы»?
36
Радиоактивные отходы - это побочные продукты, образу-
ющиеся на всех стадиях ядерного топливного цикла и не
представляющие ценности для дальнейшего использования.
Образование радиоактивных отходов (сокращенно РАО) –
неотъемлемое свойство ядерных технологий, а безопасное
обращение с ними – важная часть проблемы безопасности
ядерной энергетики. Основная задача здесь состоит в том,
чтобы исключить распространение в окружающей среде
радиоактивных веществ, образующихся при работе атомных
станций, предотвратить их воздействие на человека и приро-
ду при хранении, переработке и перевозках.
По форме РАО могут быть твердыми, жидкими и
газообразными. По содержанию в них радионукли-
дов и уровню тепловыделения их подразделяют на
низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные.
Радиоактивные отходы подлежат различным способам
обработки, хранения или захоронения в зависимости
от их активности и периода полураспада радионукли-
дов.
На современной атомной станции мощностью 1 млн. кВт за год
работы образуется 14 куб. м высокоактивных отходов, а также
400-500 куб. м средне- и низкоактивных отходов. Учитывая,
что такая АЭС способна обеспечить потребности в электро-
энергии большого города с населением около 700 тыс. человек,
то объемы в пол-литра отходов в год на человека представля-
ются очень небольшими. Для сравнения скажем, что угольная

ТЭС той же мощности производит в год до 650 тыс. тонн золы и
шлаков, содержащих токсичные тяжелые металлы и природные
радиоактивные элементы, т.е почти по тонне на человека.
4
Что такое
«радиоактивные отходы»?
37
На всех производствах, где происходит образование радиоак-
тивных отходов, предусматривается обязательный сбор всех
радиоактивных веществ, непрерывный контроль их вида и ак-
тивности, переработка, изоляция от окружающей среды, хране-
ние в специально оборудованных хранилищах. Ввод в действие
атомных станций, а также любых других производств атомной
промышленности, без полностью подготовленных систем сбо-
ра, переработки и хранения РАО не допускается. Значительное
сокращение объема и активности РАО - одно из важнейших тре-
бований к реакторам и атомным станциям нового поколения, к
производству и переработке ядерного топлива.


4
Что представляет из себя
хранилище РАО?
38
Такие хранилища выполняются в виде специальных конс-
трукций с ячейками для хранения отходов. Толщина стен и
перекрытий обеспечивает механическую прочность и биоло-
гическую защиту и исключает возможность попадания в них
грунтовых вод и атмосферных осадков. Хранилища обеспечи-
вают размещение: высоко и среднеактивных твердых отходов

- на 30-50 лет эксплуатации АЭС; бочек с отвержденными
жидкими радиоактивными отходами - на 30 лет эксплуатации;
слабоактивных твердых радиоактивных отходов - на 20 лет
эксплуатации АЭС. Как правило, предусматривается возмож-
ность расширения блока хранилища твердых радиоактивных
отходов для обеспечения приема отходов в течение всего
срока эксплуатации АЭС.
4
Что такое ОЯТ
и чем оно отличается от
радиоактивных отходов?
39
ОЯТ – это облученное ядерное топливо. Оно получается при
плановом (обычно от трех до шести лет) облучении ядерного
топлива в активной зоне реактора. По сравнению со свежим
топливом в его составе меньше содержание урана-235 (пос-
кольку он выгорает), зато накапливаются изотопы плуто-
ния, другие трансурановые элементы, а также осколки, или
продукты деления – ядра средних масс. С течением времени
изменяются также и физические характеристики конструкци-
онных материалов тепловыделяющих сборок. В определен-
ный момент они становятся функционально непригодны для
нормальной работы реактора и подлежат удалению из него.
Важно отметить, что ОЯТ – это не отходы. 97-98%
объема ОЯТ составляют ядерные материалы, кото-
рые в перспективе можно использовать как топливо
для определенного типа реакторов (в отработанном
топливе достаточно много «недожженного» урана и
наработанного плутония). На заводе по переработке
ОЯТ из него можно извлечь эти радионуклиды.

Какова дальнейшая судьба
отработанного топлива после
выгрузки из реактора?
40
Первым этапом является удаление облученных сборок из
активной зоны и их перемещение во временное пристан-
ционное хранилище. Эта операция выполняется с помощью
специальной перегрузочной машины. Пока активность и
тепловыделение ОЯТ высоки, оно хранится в пристанционных
бассейнах выдержки, остывая. После 3–5 лет такого хранения
и становится возможным их вывоз с площадки АЭС. В России
ОЯТ транспортируется либо на ПО «Маяк» (Челябинская обл.),
либо на завод РТ-2 Горно-химического комбината (Красноярс-
кий край) для переработки или длительного хранения.
Как перевозится отработанное
топливо? Насколько
безопасны такие перевозки?
41
Перевозки ОЯТ осуществляются, в основном, железнодо-
рожным и автомобильным транспортом (см. рис. Х). Они
производятся с использованием особых мер безопасности и
специальных транспортных контейнеров. Все это гарантирует
соблюдение отечественных и международных требований
и нормативов по всем видам защиты — технологической,