Научно-творческая работа

Нижегородская область

Администрация Шатковского муниципального района

Муниципальное образовательное учреждение

Лесогорская средняя общеобразовательная школа

Научно-творческая работа   
на областной конкурс

«Мирный атом – будущее мира»

                                         Выполнил: ученик 8 класса                  
                                                        МОУ Лесогорская СОШ

                                                         Сатункин Александр Борисович

                                  Педагог-консультант: Сатункина Н.В.,

                                       учитель физики МОУ Лесогорская СОШ,  
    тел.:8-831-90-4-60-80

р.п. Лесогорск

                                                             2011 г.

Оглавление

РАЗДЕЛ 1. Основы ядерной энергетики.
Природа и виды ионизирующих излучений. Природные источники радиации и радиоактивные элементы. Воздействие ионизирующего излучения на биологические объекты. Доза облучения. Опасные и безопасные дозы облучения.

Ионизирующее излучение

Радиоактивность, и сопутствующие ей ионизирующие излучения существовали на Земле задолго до зарождения на ней жизни и присутствовали в Космосе до возникновения самой Земли. Ионизирующее излучение сопровождало Большой взрыв, с которого, как полагают, началось существование нашей Вселенной около 20 миллиардов лет назад. С того времени радиация постоянно наполняет космическое пространство. Радиоактивные элементы вошли в состав Земли с самого ее рождения.
   Ионизирующими излучениями называются такие виды лучистой энергии, которые, попадая в определенные среды или проникая через них, производят в них ионизацию. Такими свойствами обладают радиоактивные излучения, излучения высоких энергий, рентгеновские лучи и др.
   Широкое использование атомной энергии в мирных целях, разнообразных ускорительных установок и рентгеновских аппаратов различного назначения обусловило распространенность ионизирующих излучений в народном хозяйстве и огромные, все возрастающие контингенты лиц, работающих в этой области.

Природа ионизирующего излучения

    Наиболее значимы следующие типы ионизирующего излучения: коротковолновое электромагнитное излучение (рентгеновское и гамма-излучения), потоки заряженных частиц: бета-частиц (электронов и позитронов), альфа-частиц (ядер атома гелия-4), протонов, других ионов, мюонов, а также нейтронов.

Виды ионизирующих излучений и их свойства

    Наиболее разнообразны по видам ионизирующих излучений так называемые радиоактивные излучения, образующиеся в результате самопроизвольного радиоактивного распада атомных ядер элементов с изменением физических и химических свойств последних. Элементы, обладающие способностью радиоактивного распада, называются радиоактивными; они могут быть естественными, такие,   как уран, радий, торий и др. (всего около 50 элементов), и искусственными, для которых радиоактивные свойства получены искусственным путем (более 700 элементов).
                       При радиоактивном распаде имеют место три основных вида ионизирующих излучений: альфа, бета и гамма.
 α-частица — это положительно заряженные ионы гелия, образующиеся при распаде ядер, как правило, тяжелых естественных        
 элементов (радия, тория и др.). Эти лучи не проникают глубоко в    
твердые или жидкие среды, поэтому для защиты от внешнего воздействия достаточно защититься любым тонким слоем, даже    
     листком бумаги.
                β-излучение представляет собой поток электронов, образующихся
            при распаде ядер как естественных, так и искусственных радиоактивных элементов. β-излучения  
обладают большей проникающей способностью по сравнению с
                α-лучами, поэтому и для защиты от них                  
               требуются более плотные и толстые экраны. Разновидностью β-излучений, образующихся при распаде некоторых искусственных радиоактивных элементов, являются позитроны. Они  отличаются от электронов лишь  положительным  зарядом, поэтому при   воздействии на поток лучей магнитным полем, они отклоняются в противоположную сторону.
    γ-излучение, или кванты энергии (фотоны), представляют собой электромагнитные колебания, образующиеся при распаде ядер многих радиоактивных элементов. Эти лучи обладают гораздо большей проникающей способностью. Поэтому для защиты от них необходимы специальные устройства из материалов, способных хорошо задерживать эти лучи (свинец, бетон, вода). Ионизирующий эффект действия гамма-излучения обусловлен в основном как непосредственным расходованием собственной энергии, так и ионизирующим действием электронов, выбиваемых из облучаемого вещества.
   Рентгеновское излучение образуется при работе рентгеновских трубок, а также сложных электронных установок (бетатронов и т. п.). По характеру рентгеновские лучи во многом сходны с гамма-лучами и отличаются от них происхождением и иногда длиной волны: рентгеновские лучи, как правило, имеют большую длину волны и более низкие частоты, чем гамма-лучи. Ионизация вследствие воздействия рентгеновских лучей происходит в большей степени за счет выбиваемых ими электронов и лишь незначительно за счет непосредственной траты собственной энергии. Эти лучи  также обладают значительной проникающей способностью.
   Нейтронное излучение представляет собой поток нейтральных, то есть незаряженных частиц нейтронов (n) являющихся составной частью всех ядер, за исключением атома водорода. Они не обладают зарядами, поэтому сами не оказывают ионизирующего действия, однако весьма значительный ионизирующий эффект происходит за счет взаимодействия нейтронов с ядрами облучаемых веществ. Облучаемые нейтронами вещества могут приобретать радиоактивные свойства, то есть получать так  называемую наведенную радиоактивность. Нейтронное излучение образуется при работе ускорителей элементарных частиц, ядерных реакторов. Нейтронное излучение обладает наибольшей проникающей способностью. Задерживаются нейтроны веществами, содержащими в своей молекуле водород (вода, парафин).
   Все виды ионизирующих излучений отличаются друг от друга различными зарядами, массой и энергией. Различия имеются и внутри каждого вида ионизирующих излучений, обусловливая большую или меньшую проникающую и ионизирующую способность, и другие их особенности.    
   Интенсивность всех видов радиоактивного облучения, как и при других видах лучистой энергии, обратно пропорциональна квадрату расстояния от источника излучения, то есть при увеличении расстояния вдвое или втрое интенсивность облучения уменьшается соответственно в 4 и 9 раз.

Виды источников излучения

На протяжении всей истории существования Земли  разные виды излучения попадают на поверхность Земли из космоса и поступают от радиоактивных  веществ,             находящихся в земной коре.

Естественные источники ионизирующего излучения

Земные источники радиации в сумме ответственны за большую часть облучения, которому подвергается человек за счет естественной радиации. Остальную часть радиации вносят космические лучи.
   Космические лучи, в основном, приходят к нам из глубин Вселенной, но некоторая их часть рождается на Солнце во время солнечных вспышек. Космические лучи могут достигать поверхности Земли или взаимодействовать с ее атмосферой, порождая вторичное излучение и приводя к образованию различных радионуклидов.

Нет такого места на Земле, куда бы не падал этот невидимый космический поток. Но одни участки земной поверхности более подвержены его действию, чем другие. Например, Северный и Южный полюсы получают больше радиации, чем экваториальные области, из-за наличия у Земли магнитного поля, отклоняющего заряженные частицы (из которых, в основном, и состоят космические лучи).
  Уровень облучения растет с высотой над поверхностью земли, поскольку при этом остается все меньше воздуха, играющего роль защитного экрана.
   Основные радионуклиды, встречающиеся в горных породах Земли, — это калий-40, рубидий-87 и члены двух радиоактивных семейств, берущих начало от урана-238 и тория-232, включившихся в состав Земли с самого ее рождения.
   Как уже отмечалось, уровни земной радиации неодинаковы для разных мест земного шара и зависят от концентрации радионуклидов в том или ином участке земной коры. В местах проживания основной массы населения они примерно одного порядка. Но есть, однако, такие места, где уровни земной радиации намного выше. Так, неподалеку от города Посус-ди-Калдас в Бразилии, расположенного в 200 км к северу от Сан-Паулу, есть небольшая возвышенность. Здесь уровень радиации в 800 раз превосходит средний. В Иране, в районе города Рамсер, где бьют ключи, богатые радием, зарегистрированы уровни радиации, превышающие средние в 1300 раз. Известны и другие места на земном шаре с высоким уровнем радиации, например, в Индии, Франции, Нигерии, на Мадагаскаре.
   Совсем небольшие дозы приходится на радиоактивные изотопы типа углерода-14 и трития, которые образуются под воздействием космической радиации. Все остальное поступает от источников земного происхождения. Достаточно большую долю радиации человек получает от калия-40, который усваивается организмом вместе с нерадиоактивными изотопами калия, необходимыми для жизнедеятельности организма.  
   Но большую дозу внутреннего облучения человек получает от нуклидов радиоактивного ряда урана-238 и в меньшей степени от радионуклидов ряда тория-232. Некоторые из них, например, нуклиды свинца-210 и полония-210, поступают в организм с пищей. Они концентрируются в рыбе и моллюсках, поэтому люди, потребляющие много рыбы и других даров моря, могут получить относительно высокие дозы облучения.
   Относительно недавно ученые поняли, что наиболее весомым из всех естественных источников радиации является невидимый, не имеющий вкуса и запаха тяжелый газ (в 7,5 раза тяжелее воздуха) радон. Радон вместе со своими дочерними продуктами радиоактивного распада ответствен примерно за 75% годовой эффективной эквивалентной дозы облучения, получаемой человеком от земных источников радиации. Большую часть этой дозы человек получает от радионуклидов, попадающих в его организм вместе с вдыхаемым воздухом, особенно в непроветриваемых помещениях.
   Радон высвобождается из земной коры повсеместно, но его концентрация в наружном воздухе существенно отличается для разных точек земного шара. В зонах с умеренным климатом концентрация радона в закрытых помещениях в среднем примерно в 8 раз выше, чем в наружном воздухе.
   Радон концентрируется в воздухе внутри помещений лишь тогда, когда они в достаточной мере изолированы от внешней среды. Поступая внутрь помещения тем или иным путем (просачиваясь через фундамент и пол из грунта или, реже, высвобождаясь из материалов, использованных в конструкции дома), радон накапливается в нем. В результате в помещении могут возникать довольно высокие уровни радиации, особенно, если дом стоит на грунте с относительно повышенным содержанием радионуклидов или если при его постройке использовали материалы с повышенной радиоактивностью.

Искусственные источники ионизирующего излучения

За последние несколько десятилетий человек создал несколько сотен искусственных радионуклидов и научился использовать энергию атома в самых разных целях: в медицине и для создания атомного оружия, для производства энергии и обнаружения пожаров, для поиска полезных ископаемых.   
   В настоящее время основной вклад в дозу, получаемую человеком от техногенных источников радиации, вносят медицинские процедуры и методы лечения, связанные с применением радиоактивности. Во многих странах этот источник ответствен практически за всю дозу, получаемую от техногенных источников радиации.
   Радиация используется в медицине как в диагностических целях, так и для лечения.  
   Одним из самых распространенных медицинских приборов является рентгеновский аппарат. Получают все более широкое распространение и новые сложные диагностические методы, опирающиеся на использование радиоизотопов.
    Источником облучения, вокруг которого ведутся наиболее интенсивные споры, являются атомные электростанции, хотя в настоящее время они вносят весьма незначительный вклад в суммарное облучение населения. При нормальной работе ядерных установок выбросы радиоактивных материалов в окружающую среду очень невелики.
   Атомные электростанции являются лишь частью ядерного топливного цикла, который начинается с добычи и обогащения урановой руды. Следующий этап — производство ядерного топлива. Отработанное в АЭС ядерное топливо иногда подвергают вторичной обработке, чтобы извлечь из него уран и плутоний. Заканчивается цикл, как правило, захоронением радиоактивных отходов.
   На каждой стадии ядерного топливного цикла в окружающую среду попадают радиоактивные вещества.
   Но больше всего вреда для населения может принести авария на АЭС. За период с 1971 по 1989 год в 14 странах мира имела место 151 авария на АЭС. Однако за время существования ядерных энергетических реакторов произошли только три крупные аварии, сопровождающиеся большими выбросами радиоактивных веществ (в Великобритании в 1957году, в США в 1979 году и в СССР в 1986 году). Первые две аварии не оказали серьезного влияния на экономическую жизнь населения соответствующих районов. Авария в СССР на Чернобыльской АЭС была самой крупной в истории ядерной энергетики и сопровождалась значительными выбросами радиоактивных веществ и эвакуацией населения из зоны 30 км вокруг реактора.

Воздействие ионизирующего излучения на биологические объекты

    Радиоактивные излучения при определённых условиях могут представлять опасность для здоровья живых организмов.

    Дело в том, что α-, β-, и γ-частицы, проходя через вещество, ионизируют его, выбивая электроны из молекул и атомов. Ионизация живой ткани нарушает жизнедеятельность клеток, из которых эта ткань состоит, что отрицательно сказывается на здоровье всего организма.

    Основное действие всех ионизирующих излучений на организм сводится к ионизации тканей тех органов и систем, которые подвергаются их облучению. Приобретенные в результате этого заряды являются причиной возникновения несвойственных для нормального состояния окислительных реакций в клетках, которые, в свою очередь, вызывают ряд ответных реакций. Таким образом, в облучаемых тканях живого организма происходит серия цепных реакций, нарушающих нормальное функциональное состояние отдельных органов, систем и организма в целом. Есть предположение, что в результате таких реакций в тканях организма образуются вредные для здоровья продукты — токсины, которые и оказывают неблагоприятное влияние.
   При работе с продуктами, обладающими ионизирующими излучениями, пути воздействия последних могут быть двоякими: посредством внешнего и внутреннего облучения. Внешнее облучение может иметь место при работах на ускорителях, рентгеновских аппаратах и других установках, излучающих нейтроны и рентгеновские лучи, а также при работах с закрытыми радиоактивными источниками, то есть радиоактивными элементами, запаянными в стеклянные или другие глухие ампулы, если последние остаются неповрежденными. Источники бетта- и гамма-излучений могут представлять опасность как внешнего, так и внутреннего облучения. Альфа-излучения практически представляют опасность лишь при внутреннем облучении, так как вследствие весьма малой проникающей способности и малого пробега альфа-частиц в воздушной среде незначительное удаление от источника излучения или небольшое экранирование устраняют опасность внешнего облучения.
   При внешнем облучении лучами со значительной проникающей способностью ионизация происходит не только на облучаемой поверхности кожных и других покровов, но и в более глубоких тканях, органах и системах. Период непосредственного внешнего воздействия ионизирующих излучений — экспозиция — определяется временем облучения.
   Внутреннее облучение происходит при попадании радиоактивных веществ внутрь организма, что может произойти при вдыхании паров, газов и аэрозолей радиоактивных веществ, занесении их в пищеварительный тракт или попадании в ток крови (в случаях загрязнения ими поврежденных кожи и слизистых). Внутреннее облучение более опасно, так как, во-первых, при непосредственном контакте с тканями даже излучения незначительных энергий и с минимальной проникающей способностью все же оказывают действие на эти ткани; во-вторых, при нахождении радиоактивного вещества в организме продолжительность его воздействия (экспозиция), не ограничивается временем непосредственной работы с источниками, а продолжается непрерывно до его полного распада или выведения из организма. Кроме того, при попадании внутрь некоторые радиоактивные вещества, обладая определенными токсическими свойствами, кроме ионизации, оказывают местное или общее токсическое действие.
   В организме радиоактивные вещества, как и все остальные продукты, разносятся кровотоком по всем органам и системам, после чего частично выводятся из организма через выделительные системы (желудочно-кишечный тракт, почки, потовые и молочные железы и др.), а некоторая их часть отлагается в определенных органах и системах, оказывая на них преимущественное, более выраженное действие. Некоторые же радиоактивные вещества (например, натрий — Na24) распределяются по всему организму относительно равномерно. Преимущественное отложение различных веществ в тех или иных органах и системах определяется их физико-химическими свойствами и функциями этих органов и систем.
   Комплекс стойких изменений в организме под воздействием ионизирующих излучений называется лучевой болезнью. Лучевая болезнь может развиться как вследствие хронического воздействия ионизирующих излучений, так и при кратковременном облучении значительными дозами. Она характеризуется главным образом изменениями со стороны центральной нервной системы (подавленное состояние, головокружение, тошнота, общая слабость и др.), крови и кроветворных органов, кровеносных сосудов (кровоподтеки вследствие ломкости сосудов), желез внутренней секреции.
   В результате длительных воздействий значительных доз ионизирующего излучения могут развиваться злокачественные новообразования различных органов и тканей, которые являются отдаленными последствиями этого воздействия. К числу последних можно отнести также понижение сопротивляемости организма различным инфекционным и другим заболеваниям, неблагоприятное влияние на детородную функцию.

Доза облучения

    Степень и характер отрицательного воздействия зависят от того какая энергия передана потоком ионизирующих частиц данному телу и какова масса этого тела. Чем больше энергии получает человек от действующего на него потока частиц и чем меньше при этом масса человека, тем к более серьёзным нарушениям в его организме это приведёт.
   Повреждений, вызванных в живом организме излучением, будет тем больше, чем больше энергии оно передаст тканям; количество такой переданной организму энергии называется дозой.
   Количество энергии излучения, поглощенное единицей массы облучаемого тела (тканями организма), называется поглощенной дозой излучения и измеряется (в системе СИ) в грэях (Гр), 1 Гр = 1 Дж/кг. В определенных случаях (например при облучении мягких тканей живых существ рентгеновским или γ- излучением) поглощённую дозу можно измерять в рентгенах (Р), 1 Р = 0,01 Гр.
   Чем больше поглощённая доза излучения, тем больший вред (при прочих равных условиях) может нанести организму это излучение.
   Необходимо учитывать, что при одинаковой поглощенной дозе разные виды излучений вызывают разные по величине биологические эффекты.
    Чтобы учесть этот факт, значение поглощенной дозы умножают на коэффициент, так называемый коэффициент качества излучения, отражающий способность излучения данного вида повреждать ткани организма. По этому качеству α-излучение, например, в двадцать раз опаснее γ-излучения. Пересчитанную таким образом дозу называют эквивалентной дозой. В Международной системе единиц единицей эквивалентной дозы служит  зиверт (Зв).   

 Следует учитывать также, что одни части тела (органы, ткани) более чувствительны к ионизирующим излучениям, чем другие: например, при одинаковой эквивалентной дозе облучения возникновение рака в легких более вероятно, чем в щитовидной железе, а облучение половых желез особенно опасно из-за риска генетических повреждений. Поэтому дозы облучения органов и тканей также следует учитывать с разными коэффициентами. Умножив эквивалентные дозы на соответствующие коэффициенты и просуммировав по всем органам и тканям, получим эффективную эквивалентную дозу или эффективную дозу.

Примечание: Рубрика «Остальное» состоит из надпочечников, головного мозга, верхнего отдела толстого кишечника, тонкого кишечника, почек, мышечной ткани, поджелудочной железы, селезенки, вилочковой железы и матки.

Действие радиации на человека

Радиация по самой своей природе вредна для жизни. Малые дозы облучения могут «запустить» не до конца еще изученную цепь событий, приводящих к раку или генетическим повреждениям. При больших дозах радиация может разрушать клетки, повреждать ткани органов и явиться причиной скорой гибели организма.
   Повреждения, вызываемые большими дозами облучения, обыкновенно проявляются в течение нескольких часов или дней. Раковые заболевания, однако, проявляются спустя много лет после облучения, — как правило, не ранее чем через одно-два десятилетия. А врожденные пороки развития и другие наследственные болезни, вызываемые повреждением генетического аппарата, по определению проявляются лишь в следующем или последующих поколениях: это дети, внуки и более отдаленные потомки индивидуума, подвергшегося облучению.
   В то время как идентификация быстро проявляющихся («острых») последствий от действия больших доз облучения не составляет труда, обнаружить отдаленные последствия от малых доз облучения почти всегда оказывается очень трудно. Частично это объясняется тем, что для их проявления должно пройти очень много времени. Но даже и обнаружив какие-то эффекты, требуется еще и доказать, что они объясняются действием радиации, поскольку и рак, и повреждения генетического аппарата могут быть вызваны не только радиацией, но и множеством других причин.
   Чтобы вызвать острое поражение организма, дозы облучения должны превышать определенный уровень, но нет никаких оснований считать, что это правило действует в случае таких последствий, как рак или повреждение генетического аппарата. По крайней мере, теоретически для этого достаточно самой малой дозы. Однако, в то же время, никакая доза облучения не приводит к этим последствиям во всех случаях. Даже при относительно больших дозах облучения далеко не все люди обречены на эти болезни: действующие в организме человека репарационные механизмы обычно ликвидируют все повреждения. Точно так же любой человек, подвергшийся действию радиации, совсем не обязательно должен заболеть раком или стать носителем наследственных болезней; однако вероятность или риск наступления таких последствий у него больше, чем у человека, который не был облучен. И риск этот тем больше, чем больше доза облучения.
   Острое поражение организма человека происходит при больших дозах облучения. Вообще говоря, радиация оказывает подобное действие, лишь начиная с некоторой минимальной, или «пороговой», дозы облучения.
   Реакция тканей и органов человека на облучение неодинакова, причем различия очень велики. Величина же дозы, определяющая тяжесть поражения организма, зависит от того, получает ли ее организм сразу или в несколько приемов. Большинство органов успевает в той или иной степени залечить радиационные повреждения и поэтому лучше переносит серию мелких доз, нежели ту же суммарную дозу облучения, полученную за один прием.

Воздействие ионизирующего излучения на живые клетки

Разумеется, если доза облучения достаточно велика, облученный человек погибнет. Во всяком случае, очень большие дозы облучения порядка 100 Гр вызывают настолько серьезное поражение центральной нервной системы, что смерть, как правило, наступает в течение нескольких часов или дней. При дозах облучения от 10 до 50 Гр при облучении всего тела поражение центральной нервной системы может оказаться не настолько серьезным, чтобы привести к летальному исходу, однако облученный человек, скорее всего, все равно умрет через одну-две недели от кровоизлияний в желудочно-кишечном тракте. При еще меньших дозах может не произойти серьезных повреждений желудочного тракта или организм с ними справится, и тем не менее, смерть может наступить через один-два месяца, с момента облучения главным образом из-за разрушения клеток красного костного мозга — главного компонента кроветворной системы организма: от дозы 3-5 Гр при облучении всего тела умирает примерно половина всех облученных. Таким образом, в этом диапазоне доз облучения большие дозы отличаются от меньших лишь тем, что смерть в первом случае наступает раньше, а во втором - позже.
   Безопасной дозы облучения нет!

РАЗДЕЛ 2. Обеспечение безопасности работы атомных электростанций (АЭС)
Принципы работы атомных электростанций. Способы преобразования ядерной энергии в механическую и электрическую. Состав основного оборудования энергоблоков АЭС.

    Атомная электростанция (АЭС) - ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор (реакторы) и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимыми работниками (персоналом).

Принципы работы атомных электростанций.

    Источником энергии в существующих сегодня АЭС служат ядра тяжелых химических элементов, которые при распаде на части высвобождают огромную (в сравнении с химическими источниками энергии) удельную энергию. При распаде одного килограмма ядер урана выделяется столько энергии, сколько при сгорании примерно двух с половиной тысяч тонн угля. Эта энергия появляется в основном в виде кинетической энергии осколков ядер, разлетающихся и ускоряющихся под действием кулоновских сил отталкивания.
    Атомная электростанция представляет собой комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путем использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции. В качестве распространенного топлива для атомных электростанций применяется уран. Реакция деления осуществляется в основном блоке атомной электростанции – ядерном реакторе.
   Наиболее pаспpостpанён  pеактоp на обогащенном уране, в котором и
теплоносителем, и замедлителем является обычная, или «легкая», вода. Реактор второго типа – газоохлаждаемый – с графитовым замедлителем. В реакторе третьего типа и теплоносителем, и замедлителем является тяжелая вода, а топливом природный уран. Кроме того существует реактор на быстрых нейтронах.      
     Безопасность и экологичность работы реактора обеспечиваются жестким выполнением регламента – специальных правил эксплуатации и большим количеством контрольного оборудования, которое предназначено для эффективного управления реактором.
     Если один из параметров реактора – температура, давление, мощность – достигнет недопустимого значения, сработает аварийная защита, которая быстро прекратит цепную ядерную реакцию в активной зоне реактора.
   Принцип действия атомных электростанций во многом схож с действием электростанций на органическом топливе. Главное различие – это топливо. На атомной электростанции применяется уран – предварительно обогащенная природная руда, и пар производится посредством расщепления ядра, а не сжигания нефти, газа или угля. Атомные электростанции не сжигают топливо, благодаря чему не загрязняется атмосфера.
   Процесс происходит следующим образом:        
Крошечные частицы урана, которые называются атомы, расщепляются.
Во время расщепления высвобождаются еще более малые элементы атома – нейтроны.
Нейтроны сталкиваются с атомами урана, в результате выделяется тепло, необходимое для выработки электричества.
   Наиболее часто на АЭС применяются 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя; 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.
   Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным образом накопленным опытом в реакторостроении, а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. д. 
    В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создаётся тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее, допустимой температурой собственно ядерного горючего, а также свойствами теплоносителя, принятого для данного типа реактора.
   На АЭС, тепловой реактор которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и температурой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур - пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева. В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сгорания.
   При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, т. е. ТВЭЛы выгорают. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшие ТВЭЛы переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.
   К реактору и обслуживающим его системам относятся: собственно реактор с биологической защитой, теплообменники, насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура циркуляционного контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.
   В зависимости от конструктивного исполнения реакторы имеют отличительные особенности: в корпусных реакторах ТВЭЛы и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах ТВЭЛы, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в специальных трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух. (Сибирская, Белоярская АЭС и др.).
   Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реактор окружают биологической защитой, основным материалом для которой служат бетон, вода. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герметичным. Предусматривается система контроля мест возможной утечки теплоносителя, принимают меры, чтобы появление неплотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружающей местности. Оборудование реакторного контура обычно устанавливают в герметичных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслуживаются. Радиоактивный воздух и небольшое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС специальной системой вентиляции, в которой для исключения возможности загрязнения атмосферы предусмотрены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС следит служба дозиметрического контроля.
   При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система расхолаживания имеет автономные источники питания.
   Наличие биологические защиты, систем специальной вентиляции и аварийного расхолаживания и службы дозиметрического контроля позволяет полностью обезопасить обслуживающий персонал АЭС от вредных воздействий радиоактивного облучения.
   Оборудование машинного зала АЭС аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличительная особенность большинства АЭС — использование пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабоперегретого.
   При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливают сепарирующие устройства. Иногда необходимо применение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В связи с тем, что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоносителя.  
   На двухконтурных АЭС с высокими параметрами пара подобные требования к оборудованию машинного зала не предъявляются.

             Принцип действия

    На рисунке показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.
   Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).
   Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя могут применяться также расплавы металлов: натрий, свинец, эвтектический сплав свинца с висмутом и др. Использование жидкометаллических теплоносителей позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в жидкометаллическом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления.
   Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор). Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур, реакторы БН (реактор на Быстрых Нейтронах) - два натриевых и один водяной контуры, перспективные проекты реакторных установок СВБР-100 и БРЕСТ предполагают двухконтурную схему, с тяжелым теплоносителем в первом контуре и водой во втором.
   В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.

     Способы преобразования ядерной энергии в электрическую

    Атомная электростанция «сжигает» беспламенное топливо, представленное ураном. Тепло выделяется в результате деления атомов в условиях сдерживаемой человеком цепной реакции.
   Поскольку самого процесса сжигания как такового не происходит, выхлопные газы отсутствуют и, конечно же, нет загрязнения атмосферы двуокисью серы или углерода.
 В ядерных реакторах энергия распада ядер урана преобразуется в электрическую энергию. После распада ядра кинетическая энергия осколков ядер переходит в тепловую энергию материала, загруженного в реактор. Плотность тепловыделения в энергетических ядерных реакторах достигает сотен кВт на литр объема активной зоны. Эта энергия с помощью жидкости, протекающей по трубам внутри рабочей зоны реактора (первый контур циркуляции), переносится в теплообменники. Здесь она используется для того, чтобы нагреть и превратить в пар воду.
   Водяной пар направляют в турбину, производящую электрический ток. Расширяясь и совершая работу по вращению турбины, пар охлаждается. Чтобы циклически использовать одну и ту же воду, отработавший пар охлаждают в теплообменниках второго контура циркуляции и вновь направляют к теплообменникам первого контура.
   Таким образом, ядерный реактор представляет собой тепловую машину, в которой нагревателем служит уран в рабочей зоне, а холодильником обычно служит вода протекающей мимо электростанции реки. Горячая вода частично направляется на обогрев домов и производственных помещений в городках при АЭС.
   Коэффициент полезного действия такой тепловой машины, преобразующей тепловую энергию в электрическую, обычно не превышает 30%. По этому показателю атомные электростанции ничем не отличаются от обычных тепловых электростанций.

Состав основного оборудования энергоблоков АЭС

    Ядерная «топка» представляет собой активную зону, объемом, меньшим, чем средний объем жилой комнаты в нашем доме. В ней содержится годовой запас ядерного топлива - более 100 т окиси урана в виде таблеток диаметром с наперсток. Около 10 млн этих крошечных таблеток аккуратно размещены в трубках длиной 3,7 м, или топливных стержнях, герметично закрытых для предотвращения утечки радиации. Ядерное топливо, используемое в современных атомных электростанциях, содержит только несколько процентов 235U,) в сравнении с 90 % содержания его в радиоактивном материале, раздробленном в атомном оружии на отдельные субкритические части. В результате вероятность того, что ядерный реактор взорвется наподобие атомной бомбы, отсутствует. Но, несмотря на столь низкое содержание ядерного топлива, оно все же потенциально сильное вещество - в одной такой таблетке с массой 14 г выделяется энергии, по количеству равное той, что мы получаем при сжигании 0,6 м3 нефти.  Для того чтобы начать и поддерживать цепную реакцию на определенном уровне, топливные стержни надо внедрить в определенное вещество, преимущественно состоящее из легких химических элементов, цель которого состоит в торможении или замедлении» нейтронов, образующихся в результате деления 235U появившись при делении атома урана, эти нейтроны движутся с большой скоростью, но, как это ни странно, они будут более эффективными в плане расщепления других атомов урана в том случае, если сперва затормозятся в активной зоне реактора, столкнувшись с другими атомами легких элементов.

   Существуют всевозможные вещества, которые применяют в качестве активной зоны или замедлителя реактора. Три из них применяют наиболее часто: графит (углерод), обычная (легкая) вода или «тяжелая» вода, т. е. вода, в которой водород заменен на дейтерий — более тяжелый изотоп водорода.
   Ключевыми элементами безопасной работы реактора служат регулирование цепной реакции, охлаждение активной зоны и защита. Реакторы должны проектироваться, изготовляться, работать и подвергаться проверке так, чтобы вероятность отказа любого из этих ключевых элементов была предельно мала, потому что в результате аварии огромное количество радиоактивности попадет в окружающую среду. Проектирование реакторов основано на принципе дублирования, т. е. создания многочисленных параллельных систем с таким расчетом, что если одна система откажет, вторая возьмет на себя ее функции. Это особенно важно для системы охлаждения реактора.

РАЗДЕЛ 3. Обеспечение безопасности при обращении с ядерным топливом и радиоактивными отходами. 

Уран как ядерное топливо современной атомной энергетики. Сравнение энергоёмкости урана и органического топлива (уголь, нефть, природный газ). Изотопы урана и степень их использования в реакторах современных АЭС. Ресурсы урана в России. Урановые месторождения в мире. Количество добываемого и потребляемого топлива.

Уран (старое название Ураний) — химический элемент с атомным номером 92 в периодической системе, атомная масса 238,029; обозначается символом U (Uranium), относится к семейству актиноидов.
Ядерное топливо. Наибольшее применение имеет изотоп урана 235U, в котором возможна самоподдерживающаяся цепная ядерная реакция. Поэтому этот изотоп используется как топливо в ядерных реакторах, а также в ядерном оружии. Выделение изотопа 235U из природного урана — сложная технологическая проблема.  Изотоп 238U способен делиться под влиянием бомбардировки высокоэнергетическими нейтронами, эту его особенность используют для увеличения мощности термоядерного оружия (используются нейтроны, порождённые термоядерной реакцией).
   В результате захвата нейтрона с последующим β-распадом 238U может превращаться в 239Pu, который затем используется как ядерное топливо.
   Уран-233, искусственно получаемый в реакторах из тория (торий-232 захватывает нейтрон и превращается в торий-233, который распадается в протактиний-233 и затем в уран-233), может в будущем стать распространённым ядерным топливом для атомных электростанций (уже сейчас существуют реакторы, использующие этот нуклид в качестве топлива, например KAMINI в Индии) и производства атомных бомб (критическая масса около 16 кг).
   Уран-233 также является наиболее перспективным топливом для газофазных ядерных ракетных двигателей.
   Существует только одно природное ядерное топливо -  урановое, которое содержит делящиеся ядра 235U, обеспечивающие поддержание цепной реакции (ядерное горючее), и т. н. «сырьевые» ядра 238U, способные, захватывая нейтроны, превращаться в новые делящиеся ядра 239Рu, не существующие в природе (вторичное горючее):

  Вторичным горючим являются также не встречающиеся в природе ядра 233U, образующиеся в результате захвата нейтронов сырьевыми ядрами 232Th:

      Ядерное топливо используется в ядерных реакторах, тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) которых представляют собой обычно металлические оболочки различной формы и длины, содержащие ядерное топливо и герметично заваренные. По химическому составу ядерное топливо  может быть: металлическим (включая сплавы), окисным, карбидным, нитридным.
   Основные требования, предъявляемые к ядерному топливу: хорошая совместимость с материалом оболочки ТВЭЛов; высокие температуры плавления и испарения, большая теплопроводность; слабое взаимодействие с теплоносителем; минимальное увеличение объёма (распухание) в процессе облучения в реакторе; технологичность производства и минимальная стоимость; простая технология регенерации. Ядерное топливо, используемое в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах, кроме того, должно обеспечить высокий коэффициент воспроизводства.
     Урановое ядерное топливо для ядерных реакторов на тепловых нейтронах, составляющих основу ядерной энергетики, имеет обычно повышенное содержание изотопа 235U (2-4% по массе вместо 0,71% в естественном уране). Существенный недостаток реакторов на тепловых нейтронах - низкий коэффициент использования природного урана. Несравнимо более высокий коэффициент использования урана может быть достигнут в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах. В них используется уран с более высоким содержанием урана 235U (до 30%), а в будущем, по мере накопления запасов 239Pu, будет использоваться смешанное уран-плутониевое ядерное топливо с 15-20% Pu. В этом случае вместо обогащенного урана может быть использован природный и даже уран, обеднённый 235U, которого накопилось в мире уже достаточно большое количество. Обеднённый уран (без Pu) используется также в экранной зоне реактора-размножителя (зоне воспроизводства), по весу превышающей в несколько раз активную зону. В реакторах на быстрых нейтронах, работающих на уран-плутониевом ядерном топливе, количество накапливающегося 239Рu может существенно превышать количество сгораемого, т. е. имеет место воспроизводство ядерного топлива. Коэффициент воспроизводства зависит от состава ядерного топлива. По степени его возрастания ядерное топливо. располагается в следующем порядке: окисное (U, Ри) О2, карбидное (V, Pu) C, нитридное (U, Pu) N и металлическое в виде различных сплавов.

Нахождение в природе

Уранинитовая руда

    Уран широко распространён в природе. Кларк урана составляет 1·10-3% (вес.). Количество урана в слое литосферы толщиной 20 км оценивается в 1,3·1014 т.
   Основная масса урана находится в кислых породах с высоким содержанием кремния. Значительная масса урана сконцентрирована в осадочных породах, особенно обогащённых органикой. В больших количествах как примесь уран присутствует в ториевых и редкоземельных минералах (ортит, сфен CaTiO3[SiO4], монацит (La,Ce}PO4, циркон ZrSiO4, ксенотим YPO4 и др.). Важнейшими урановыми рудами являются настуран (урановая смолка), уранинит и карнотит. Основными минералами — спутниками урана являются молибденит MoS2, галенит PbS, кварц SiO2, кальцит CaCO3, гидромусковит и др.

    Основными формами нахождений урана в природе являются уранинит, настуран (урановая смолка) и урановые черни. Они отличаются только формами нахождения; имеется возрастная зависимость: уранинит присутствует преимущественно в древних (докембрийских породах), настуран — вулканогенный и гидротермальный — преимущественно в палеозойских и более молодых высоко- и среднетемпературных образованиях; урановые черни — в основном в молодых — кайнозойских и моложе образованиях — преимущественно в низкотемпературных осадочных породах.
   Содержание урана в земной коре составляет 0,003 %, он встречается в поверхностном слое земли в виде четырех видов отложений. Во-первых, это жилы уранинита, или урановой смолки (диоксид урана UO2), очень богатые ураном, но редко встречающиеся. Им сопутствуют отложения радия, так как радий является прямым продуктом изотопного распада урана. Такие жилы встречаются в Заире, Канаде (Большое Медвежье озеро), Чехии и Франции. Вторым источником урана являются конгломераты ториевой и урановой руды совместно с рудами других важных минералов. Конгломераты обычно содержат достаточные для извлечения количества золота и серебра, а сопутствующими элементами становятся уран и торий. Большие месторождения этих руд находятся в Канаде, ЮАР, России и Австралии. Третьим источником урана являются осадочные породы и песчаники, богатые минералом карнотитом (уранил-ванадат калия), который содержит, кроме урана, значительное количество ванадия и других элементов. Такие руды встречаются в западных штатах США. Железоурановые сланцы и фосфатные руды составляют четвертый источник отложений. Богатые отложения обнаружены в глинистых сланцах Швеции. Некоторые фосфатные руды Марокко и США содержат значительные количества урана, а фосфатные залежи в Анголе и Центральноафриканской Республике еще более богаты ураном. Большинство лигнитов и некоторые угли обычно содержат примеси урана. Богатые ураном отложения лигнитов обнаружены в Северной и Южной Дакоте (США) и битумных углях Испании и Чехии.
Изотопы урана.   Природный уран состоит из смеси трёх изотопов: 238U — 99,2739 % (период полураспада T1/2 = 4,468×109 лет), 235U — 0,7024 % (T1/2 = 7,038×108 лет) и 234U — 0,0057 % (T1/2 = 2,455×105 лет). Последний изотоп является не первичным, а радиогенным, он входит в состав радиоактивного ряда 238U.
   Радиоактивность природного урана обусловлена в основном изотопами 238U и 234U, в равновесии их удельные активности равны. Удельная активность изотопа 235U в природном уране в 21 раз меньше активности 238U.
   Известно 11 искусственных радиоактивных изотопов урана с массовыми числами от 227 до 240. Наиболее долгоживущий из них — 233U (T1/2 = 1,62×105лет) получается при облучении тория нейтронами и способен к спонтанному делению тепловыми нейтронами.
   Изотопы урана 238U и 235U являются родоначальниками двух радиоактивных рядов. Конечными элементами этих рядов являются изотопы свинца 206Pb и 207Pb.
   В природных условиях распространены в основном изотопы 234U : 235U : 238U = 0,0054 : 0,711 : 99,283. Половина радиоактивности природного урана обусловлена изотопом 234U. Изотоп 234U образуется за счёт распада 238U. Для двух последних в отличие от других пар изотопов и независимо от высокой миграционной способности урана характерно географическое постоянство отношения 238U / 235U =137,88 . Величина этого отношения зависит от возраста урана. Многочисленные натурные измерения показали его незначительные колебания. Так в роллах величина этого отношения относительно эталона изменяется в пределах 0,9959 -1,0042, в солях — 0,996 - 1,005. В урансодержащих минералах (настуран, урановая чернь, циртолит, редкоземельные руды) величина этого отношения колеблется в пределах 137,30 - 138,51. В отдельных метеоритах выявлен недостаток изотопа 235U. Наименьшая его концентрация в земных условиях найдена в 1972 г. французским исследователем Бужигесом в местечке Окло в Африке (месторождение в Габоне). Так в нормальном уране содержится 0,7025 % урана 235U, тогда как в Окло оно уменьшаются до 0,557 %. Это послужило подтверждением гипотезы о наличии природного ядерного реактора, ведущего к выгоранию изотопа, предсказанной Джордж Ветрилл из Калифорнийского университета в ЛосАнджелесе, Марк Ингрэмом из Чикагского университета и Полом Курода, химиком из Университета Арканзаса, ещё в 1956 г. описавшим процесс. Кроме этого, в этих же округах найдены природные ядерные реакторы: Окелобондо, Бангомбе и др. В настоящее время известно около 17 природных ядерных реакторов.
Добыча урана в мире
Согласно «Красной книге по урану», выпущенной ОЭСР, в 2005 добыто 41 250 тонн урана (в 2003 — 35 492 тонны). Согласно данным ОЭСР, в мире функционирует 440 реакторов коммерческого назначения, которые потребляют в год 67 тыс. тонн урана. Это означает, что его производство обеспечивает лишь 60 % объёма его потребления (остальное извлекается из старых ядерных боеголовок).

Добыча по странам в тоннах по содержанию U на 2005—2006 гг.

Добыча по компаниям в 2006 г.:

Cameco — 8,1 тыс. тонн

Rio Tinto — 7 тыс. тонн

AREVA — 5 тыс. тонн

Казатомпром — 3,8 тыс.тонн

ОАО ТВЭЛ — 3,5 тыс. тонн

BHP Billiton — 3 тыс. тонн

Навоийский ГМК — 2,1 тыс. тонн (Узбекистан, Навои)

Uranium One — 1 тыс. тонн

Heathgate — 0,8 тыс. тонн

Denison Mines — 0,5 тыс. тонн
Добыча в Казахстане.
   В Казахстане сосредоточена примерно пятая часть мировых запасов урана (21% и 2 место в мире). Общие ресурсы урана порядка 1,5 млн. тонн, из них около 1,1 млн. тонн можно добывать методом подземного выщелачивания.
   В 2009 году Казахстан вышел на первое место в мире по добыче урана.
Добыча на Украине.
   Основное предприятие — Восточный горно-обогатительный комбинат в городе Жёлтые Воды.
Добыча в России.
   В СССР основными уранорудными регионами были Украина (месторождение Желтореченское, Первомайское и др.), Казахстан (Северный - Балкашинское рудное поле и др.; Южный - Кызылсайское рудное поле и др.; Восточный - все они принадлежат преимущественно вулканогенно -гидротермальному типу); Забайкалье (Антей, Стрельцовское и др.); Средняя Азия, в основном Узбекистан с оруденениями в чёрных сланцах с центром в г. Учкудук. Имеется масса мелких рудопроявлений и проявлений.
   В России основным урановорудным регионом осталось Забайкалье. На месторождении в Читинской области (около города Краснокаменск) добывается около 93 % российского урана. Добычу осуществляет шахтным способом «Приаргунское производственное горно-химическое объединение» (ППГХО), входящее в состав ОАО «Атомредметзолото» (Урановый холдинг).
   Остальные 7 % получают методом подземного выщелачивания ЗАО «Далур» (Курганская область) и ОАО «Хиагда» (Бурятия).
   Полученные руды и урановый концентрат перерабатываются на Чепецком механическом заводе.

Энергоёмкость различных видов топлива

 Урановые данные основаны на 45000 МВт сут / т выгорания на 3,5% обогащенного U в легководных реакторах.
Одна тонна нефтяного эквивалента (н.э.) равна 41,868 ГДж

Сравнение угля и урана 
   Единственными и главными топливными ресурсами для крупномасштабного производства энергии в течение следующих  десятилетий являются уголь и уран. 
   В ближайшей перспективе газ будет еще являться эффективным топливом в некоторых местах на нашей планете, но его большое значение как "прямого топлива" (т.е. используемого непосредственно для получения тепла) и вероятность существенного увеличения стоимости,  заставляют рассматривать уголь и уран как основное топливо будущего. Выбор между этими двумя вариантами, вероятно, будет зависеть от конечной стоимости получаемой электроэнергии и уровня затрат на охрану окружающей среды, которые в значительной степени зависят от месторасположения энергетических объектов. В этом разделе приведены некоторые общие сравнения между углем и ураном как основными видами топлива для базисной генерации электроэнергии.
   Различные количества потребителей  вовлечены в процесс превращения энергетических ресурсов в электроэнергию. Количество электроэнергии, потребляемое одним человеком в Японии или Северной Европе в течение одного года, составляет, примерно, 8000 кВтч.
    Среднее потребление в индустриальных странах  составляет приблизительно 9000 кВтч в год (по данным Мирового Энергетического Совета, 2000 год). В Австралии - приблизительно 7500 кВтч в год на одного человека (после учета экспорта энергии и затрат в производстве алюминия). Потребление в Канаде составляет 15500 кВтч в год на одного человека, а в США - приблизительно, 12700 кВтч.
   Приблизительно три тонны каменного угля высокого качества (или 3,5 тонны среднего качества, или 9 тонн бурого) сжигается на тепловых электростанциях для получения такого же количества электроэнергии.
   При этом остается до полутонны золы, в зависимости от качества используемого угля, и в окружающую среду выбрасывается восемь тонн углекислого газа, который при атмосферном давлении и температуре заполнил бы три полногабаритных Олимпийских бассейна (50м*15м*2м). В зависимости от сорта угля, выбрасывается и некоторое количество двуокиси серы  (SO2). Общее содержание серы в  Американских углях, примерно, 2-3 процента, и они дают сотни килограммов двуокиси серы, которые без дорогостоящей утилизации приводят к выпадению кислотных  дождей, хорошо известных в северном полушарии.  Австралийский и Канадский угли содержат меньше одного процента серы.
   За годы эксплуатации, большинство тепловых электростанций выбросили в атмосферу намного больше радиоактивных веществ, чем любые ядерные установки подобного размера! Поэтому необходимо всегда следить за содержанием радиоактивных материалов в угле (в Австралии и Канаде, например, содержание  U+Th составляет до 17 промилле). При использовании современного оборудования эта радиоактивность сохраняется главным образом в золе и утилизируется вместе с ней.
   Ядерная энергия много лучше энергии химической вследствие высокой концентрации на единицу массы топлива. Уран, один из самых дорогих металлов, стал самым дешевым топливом, ибо по производству тепла 1 г его эквивалентен 3 т антрацита. Даже переход на все более трудноразрабатываемые месторождения, что со временем неизбежно, атомная энергетика в состоянии перенести безболезненно. Хотя уран подорожает, стоимость топлива скажется только на пятой части затрат, нужных для производства электроэнергии на АЭС.
Преимущества ядерной энергетики

1. Огромная энергоемкость используемого топлива. 1 килограмм урана с обогащением до 4%, используемого в ядерном топливе, при полном выгорании выделяет энергию, эквивалентную сжиганию примерно 100 тонн высококачественного каменного угля (1,5 железнодорожных вагона) или 60 тонн нефти (примерно 1 железнодорожная цистерна).

2. Возможность повторного использования топлива (после регенерации). Расщепляющийся материал (уран-235) выгорает в ядерном топливе не полностью и может быть использован снова (в отличие от золы и шлаков органического топлива). В перспективе возможен полный переход на замкнутый топливный цикл, что означает полное отсутствие отходов.

3. Ядерная энергетика не способствует созданию «парникового эффекта». Ежегодно атомные станции в Европе позволяют избежать эмиссии 700 миллионов тонн СО2, а в Японии — 270 миллионов тонн СO2. Действующие АЭС России ежегодно предотвращают выброс в атмосферу 210 млн тонн углекислого газа. По этому показателю наша страна находится на четвертом месте в мире. Таким образом, интенсивное развитие ядерной энергетики можно считать одним из средств борьбы с глобальным потеплением.

Список литературы

1. Гусев Н. Г., Климанов В. А., Машкович В. П., Суворов А. П. Защита от ионизирующих излучений. В 2-х томах. M., Энергоатомиздат, 1989
2. Ионизирующие излучения и их измерения. Термины и понятия. М.: Стандартинформ, 2006.
3. Моисеев А. А., Иванов В. И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене. 2-е изд., перераб. и доп. М., Атомиздат, 1974
4. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009) Минздрав России, 2009.
5. Зигбан К., ред. Альфа-, бета- и гамма-спектроскопия. Пер. с англ. М., Атомиздат, 1969.
6. Абрамов А. И., Казанский Ю. А., Матусевич Е. С. Основы экспериментальных методов ядерной физики. 3-е изд., перераб. и доп. М., Энергоатомиздат, 1985
7. Некоторые вопросы ядерной энергетики. Сб. ст., под ред. М. А. Стыриковича, М., 1959;
8. Канаев А. А., Атомные энергетические установки, Л., 1961;
9. Калафати Д. Д., Термодинамические циклы атомных электростанций, М.—Л., 1963;
10. Петросьянц А. М., Атомная энергетика наших дней, М., 1968.
11. Галанин А. Д., Теория ядерных реакторов на тепловых нейтронах, 2 изд., М., 1959;
12. Вейнберг А., Вигнер Е., Физическая теория ядерных реакторов, пер. с англ., М., 1961; Зельдович Я. Б., Харитон Ю. Б.,
13. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. М. Энергоатомиздат, 1991.
14. Моисеев А.А., Иванов В.И. Краткий справочник по радиационной защите и дозиметрии. М. Атомиздат, 1964.
15. Радиация. Дозы, эффекты, риск. Пер. С англ. Ю.А. Банникова. М., Мир, 1988.
16. А. В. Пёрышкин, Е. М. Гутник «Физика 9 класс», учебник для общеобразовательных учреждений, М., 2010.
17. Интернет-ресурсы.