А первая в мире опытно-промышленная АЭС начала свою работу в июне 1954 года в городе Обнинске. Ее пуск положил начало новому направлению в энергетике, получившему мировое признание после Женевской конференции 1955 года.

Сейчас в мире производится столько же атомной энергии, сколько в 60-е годы XX века — всеми видами энергетических источников в совокупности. К 2000 году выработка ядерной энергии возросла до 2 447 миллиардов киловатт, что на 15% больше, чем в 1994 году.

Примерно одна тонна природного урана после необходимой переработки способна обеспечить получение 45 000 000 киловатт-часов — это же количество энергии получается при сжигании 20 000 тонн угля и 30 000 000 кубометров газа.

А при добыче урановой руды водный экологический баланс Земли, как это ни странно, нарушается гораздо меньше, чем при добыче угля.

С другой стороны, их строительство обходится намного дороже, чем, например, ТЭС или ГЭС. Да и ущерб, причиняемый выбросами и утечками радиоактивных изотопов, настолько велик, а ликвидация его настолько дорогостояща, что это не может не вызвать неоднозначного отношения мировой науки к эффективности использования атомной энергии.

Главным источником энергии как на надводных, так и на подводных атомоходах, служит ядерная силовая установка. ЯСУ состоит из ядерного реактора с необходимым оборудованием и паро- или газотурбинной установки.

Первой стратегической величиной в 1949 году стала американская подводная лодка с ядерным реактором на борту. Первый атомоход невоенного назначения — советский ледокол «Ленин» (1959 год). Со временем стали строиться и более мощные атомные суда невоенного назначения — это атомные ледоколы «Арктика» и «Сибирь» в СССР, а также транспортные атомоходы «Саванна» (США), «Отто Ган» (ФРГ) и «Муцу» (Японии). И все же преимущественно ЯСУ получили распространение на подводных лодках.

Это объясняется тем, что для их работы не требуется кислород, а значит, подводные лодки могут очень длительное время находиться в состоянии погружения.

Помимо этого, ЯСУ дают возможность практически не ограничивать дальность плавания, развивать и поддерживать немалую скорость. К тому же компактность ЯСУ играет далеко не последнюю роль. Преградой для радиоактивного излучения реактора служат две защитные оболочки. Первая закрывает корпуса реактора, вторая — парогенераторное оборудование, систему очистки и контейнеры для отходов.

В общей сложности в мире на сегодня существует более 200 судов различного назначения с 400 ядерными энергетическими установками на борту. Россия располагает 8 атомными ледоколами.

Это устройство предназначено для осуществления и поддержания управляемой цепной ядерной реакции.

Принципы использования ядерных реакторов для производства электричества те же, что и большинства других подобных систем.

Энергия, полученная при расщеплении атомов, используется для нагрева воды и получения пара. Пар приводит в действие турбины, которые и производят электроэнергию. Основными составляющими элементами ядерного реактора являются:

Активная зона, где сосредоточено ядерное топливо и происходит реакция деления ядер, сопровождающаяся выделением энергии;

Теплоноситель — жидкое или газообразное вещество, необходимое для поддержания нужной температуры при вылете из активной зоны;

Отражатель нейтронов — приспособление для уменьшения потерь нейтронов при вылете из активной зоны;

Биологическая защита — система охраны работающих на АЭС людей от воздействия ядерных излучений.

В активной зоне большинства типов реакторов находятся, помимо топлива, модератор (материал, замедляющий нейтроны, полученные при расщеплении, для еще большего их расщепления; модератором часто служит так называемая «тяжелая» вода или графит) и контрольные стержни, сделанные из поглощающих нейтроны материалов, таких как кадмий, гафний или карбит бора. Стержни размещаются в активной зоне или достаются из нее для контроля уровня реакции или ее остановки. Ядерные реакторы делятся на два основных типа — гетерогенный и гомогенный. Первый — наиболее распространен и представляет собой реактор, в котором ядерное топливо распределено в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель нейтронов.

Второй тип реакторов — гомогенный — применяется гораздо реже из-за технологических и конструктивных сложностей. В его основе лежит принцип, при котором ядерное топливо и замедлитель образуют однородную (по ядерно-физическим свойствам) среду для нейтронов. Эта смесь может быть жидким раствором (или суспензией) ядерного топлива и замедлителя.

Основным энергоносителем АЭС является природный уран (U). Его производство — процесс, называемый циклом ядерного топлива. Начинается он с добычи урановой руды, которая затем перемалывается, образуя новое соединение — оксид урана (U3O2), или желтый кек, подвергающийся обогащению. Для этого его переводят в газообразную форму — в состояние уранового гексафторида (UF6). Обогащение — процесс необходимый, так как только 0,7% природного урана подвергается расщеплению, необходимому для производства энергии.

Природный уран содержит два изотопа (разновидности атомов одного химического элемента, атомные ядра которых содержат одинаковое число протонов и разное число нейтронов), один из них — 235U — способен расщепляться, другой — 238U — нет. Для функционирования ядерного реактора необходимо, чтобы концентрация 235U была несколько большей, чем содержится в природном виде. В процессе обогащения и происходит доведение концентрации этого изотопа до 3,5 — 5%, при этом нерасщепляемый изотоп удаляется на 85%.

Это достигается разделением уранового гексафторида (UF6) на два потока: первый, обогащенный до нужного уровня, называется низкообогащенным ураном, а второй, обедненный, — «хвостами».

Далее изготовливаются тепловыделяющие элементы — ТВЭЛы. После того как обогащенный уран (UF6) поступает на специализированное предприятие, происходит процесс его перевода в двуокись урана (UO2), лежащий в основе производства гранул, по форме напоминающих очень большие таблетки, получаемые путем прессования UO2 при температуре более 1 400°C. Затем «таблетки» помещают в специальные стержни, в оболочке которых используются слабо поглощающие нейтроны материалы (цирконий и алюминий). Готовые к употреблению ТВЭЛы объединяются в реакторах в особые группы, образующие так называемые сборки, или кассеты.

Внутри ядерного реактора атомы 235U, упакованные в ТВЭЛы, расщепляются и высвобождают энергию, трансформирующуюся в электрическую.

Отработанное топливо удаляют из реактора спустя год с момента загрузки. Топливные стержни, продолжающие излучать радиацию, помещают в водные резервуары, остужающие их и «смягчающие» тем самым уровень радиации. Так стержни хранятся от нескольких месяцев до нескольких лет.

После отработки ядерное топливо содержит в себе 95% 238U, около 1% не прошедшего расщепления 235U, 1% плутония (вновь образовавшееся ядерное топливо) и 3% высокорадиоактивных продуктов деления. Воспроизводство отработанного топлива — это его очистка от радиоактивных продуктов деления, а также извлечение неиспользованной части урана и плутония. На обогатительном заводе происходит повышение содержания 235U.

Те же продукты расщепления, которые были отделены в процессе воспроизводства, после выпаривания или отверждения направляются в спецхранилища.

В зависимости от количества излучаемой энергии ядерные отходы делятся на три категории: низко-, средне- и высокосодержащие.

Низкосодержащие в основном образуются на предприятиях, перерабатывающих урановую руду, и в специальных системах вентиляции и канализации.

Среднесодержащие включают в себя составляющие реакторов, другое оборудование АЭС, загрязненные материалы, спецодежду и т.д.