Первое широкое применение атомные батареи нашли в космосе, поскольку именно там требовались источники энергии, способные вырабатывать тепло и электричество в течение длительного времени, в условиях резкого и очень сильного перепада температур, при значительных переменных нагрузках, и поскольку в условиях непилотируемых полётов радиоизлучение от источника питания не несло большой угрозы (в космосе и без него излучений хватает). Химические источники энергии не оправдали себя. Так, когда 4.10.1957 в СССР был выведен на орбиту первый искусственный спутник Земли, то его химические батареи могли давать энергию в течение 23-х дней. После этого мощность их была исчерпана. Кремниевые солнечные батареи эффективны лишь при полётах вблизи Солнца, для полётов к удалённым планетам солнечной системы они не годятся.

Способы преобразования энергии на космических аппаратах бывают двух видов: прямое и машинное. Типы преобразователей тепловой энергии в электрическую делятся на статические (т.е. без подвижных частей), и динамические (т.е. с подвижными, вращающимися или двигающимися частями). Проблема выбора вида преобразования энергии по-прежнему остается актуальной разработчиков различных преобразователей и космических ядерных энергетических установок (КЯЭУ) на их основе.

Так, в рамках известной инициативы НАСА по космическим ядерным энергетическим установкам для реализации программы «Прометей» по проекту «Джимо» (орбитальная экспедиция к ледяным лунам Юпитера) выбран динамический преобразователь (газо-турбинная установка на основе цикла Брайтона). Ресурс КЯЭУ 10 лет при выходной электрической мощности от 250 кВт(эл).

Начиная с начала шестидесятых годов, достаточно широкий размах в СССР, США и ряде других стран получили работы по прямому преобразованию тепловой энергии в электрическую на основе термоэлектрических и термоэмиссионных преобразователей. Подобные методы преобразования энергии принципиально упрощают схему установок, исключают промежуточные этапы превращения энергии и позволяют создать компактные и лёгкие энергетические установки.

СССР использовал атомные батареи в спутниках типа «Космос». В сентябре 1965 в составе аппаратов «Космос-84» и «Космос-90» были запущены радиоизотопные термоэлектрические генераторы (РИТЭГ) «Орион-1» электрической мощностью 20 Вт. Вес РИТЭГ составлял 14,8 кг, расчётный ресурс - 4 месяца. Ампулы РИТЭГ, содержащие полоний-210, были сконструированы в соответствии с принципом гарантированного сохранения целостности и герметичности при всех авариях. Этот принцип оправдал себя при авариях ракет-носителей в 1969, когда, несмотря на полное разрушение объектов, топливный блок, содержащий 25000 кюри полония-210, остался герметичным.

Исследовательский корабль «Луноход-1», спущенный на поверхность Луны Советским Союзом в ноябре 1970 года, был обеспечен радиоактивными изотопами (полоний-210) для регулировки температуры. «Луноход-1» функционировал в течение 322 дней. За 11 лунных суток он прошёл 10,5 км, исследуя район Моря Дождей, осуществил детальное топографическое обследование 80000 кв.м. лунной поверхности. За это время был проведён 171 сеанс связи, с помощью радиотелесистем «Лунохода-1», на Землю было передано свыше 200 тысяч снимков лунной поверхности». Успешно работал радиоизотопный термоэлектрический генератор тока и на аппарате «Луноход-2».

Источники энергии, снабженные долгоживущими изотопами, особенно необходимы для космических зондов, находящихся в "дальних странствиях" к удаленным планетам. Поэтому американские зонды «Викинг», которые были высажены на Марс в июле и сентябре 1976 с целью поисков там разумной жизни, имели на борту два радиоизотопных генератора для обеспечения энергией спускаемого аппарата. Космические станции вблизи Земли, такие, как «Салют» (СССР) и «Скайлэб» (США), получают энергию от солнечных батарей, питаемых энергией Солнца. Однако зонды для Юпитера нельзя оснащать солнечными батареями. Излучения Солнца, которое получает зонд вблизи далекого Юпитера, совершенно недостаточно для обеспечения прибора энергией. Кроме того, при космическом перелете Земля - Юпитер требуется преодолеть огромные межпланетные расстояния при продолжительности полета от 600 до 700 дней. Для таких космических экспедиций основой удачи является надежность энергетических установок. Поэтому американские зонды планеты Юпитер – «Пионер 10», который стартовал в феврале 1972 года, а в декабре 1973 года достиг наибольшего приближения к Юпитеру, а также его преемник «Пионер-2» - были оснащены четырьмя мощными батареями с плутонием-238, помещенными на концах кронштейнов длиной в 27 м. В 1987 году «Пионер 10» пролетел мимо самой удаленной от Земли планеты - Плутона, а затем это произведенное на земле космическое тело покинуло нашу Солнечную систему.

Табл.1 Основные характеристики КЯЭУ, получившие реальный опыт использования в составе космических аппаратов в США и СССР/России

1 – реактор; 2 – трубопровод жидкометаллического контура; 3 – радиационная защита; 4 – компенсационный бак ЖМК; 5 – холодильник-излучатель; 6 – ТЭГ; 7 – силовая рамная конструкция.

Можно сказать, что использование радиоизотопных источников тепла вместо химических позволило в десятки и даже в сотни раз увеличить длительность пребывания спутников на орбите. Однако при использовании спутников с большим энергопотреблением мощности радиоизотопных генераторов оказывается недостаточно. При энергопотреблении более 500 Вт более рентабельно использовать ядерную реакцию деления, т.е. маленькие атомные станции.

1 – блок системы подачи пара цезия и приводов органов регулирования; 2 – ТРП; 3 – трубопровод ЖМК; 4 – РЗ; 5 – компенсационный бак ЖМК; 6 – ХИ; 7 – рамная конструкция.

ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ С ТЕРМОЭЛЕКТРИЧЕСКИМИ ГЕНЕРАТОРАМИ

Космическая гонка, особенно в военной сфере, потребовала энергооснащенности спутников, в десятки раз превышающей ту, что могли обеспечить солнечные батареи или изотопные источники питания. Действительно, на базе радиоактивного изотопа трудно построить прямой преобразователь тепла в электроэнергию (на термоэлементах) большой мощности. В этом отношении намного перспективнее использование цепной ядерной реакции. В космическом пространстве в 2000 находилось 55 ядерных реакторов. Использование атомной-тепловой энергии можно разделить на машинное и безмашинное. Необходимую мощность дают компактные ядерно-энергетические установки (ЯЭУ), которые из-за ограниченных размеров спутников должны работать без габаритных парогенераторов или турбин. Прямое преобразование ядерной тепловой энергии в электрическую имеет решающие преимущества по сравнению с машинным для автономных реакторных энергоустановок сравнительно небольшой мощности (от 3 кВт до 3-5 МВт) и большой ресурсоспособности (от 3 лет непрерывной эксплуатации до 10 лет в перспективе).

Ядерная электрическая установка (ЯЭУ) предназначена для питания электроэнергией аппаратуры космических аппаратов используется принцип непосредственного преобразования тепловой энергии ядерного реактора в электричество в полупроводниковом термоэлектрическом генераторе. Захоронение ЯЭУ после окончания эксплуатации производится переводом на орбиту, где время существования реактора достаточно для распада продуктов деления до безопасного уровня (не менее 300 лет). В случае любых аварий с космическим аппаратом ЯЭУ имеет в своём составе высокоэффективную дополнительную систему радиационной безопасности, использующую аэродинамическое диспергирование реактора до безопасного уровня.

Использование термоэлектрических и термоэмиссионных преобразователей энергии в сочетание с ядерными реакторами позволило создать принципиально новый тип установок, в которых источник тепловой энергии - ядерный реактор и преобразователь тепловой энергии в электрическую были объединены в единый агрегат - реактор-преобразователь.

Типичная ядерная энергетическая установка содержит: реактор на быстрых нейтронах с боковым бериллиевым отражателем, включающим 6 цилиндрических регулирующих стержней, холодильник излучатель; 2 контура теплоносителя (эвтектика натрия - калия), электромагнитный насос, термоэлектрический генератор и приводы регулирующих стержней; теневую радиационную защиту гидрида лития обеспечивающую ослабление ионизирующих излучений реактора до уровня допустимых для приборов и оборудования космического аппарата; - излучатель для сброса тепла в космос со второго контура теплоносителя; приставку с агрегатами системы выброса сборки тепловыделяющих элементов реактора из корпуса реактора. Мощность электрическая - 3 кВт, мощность тепловая - 100 кВт, масса ЯЭУ - 930 кг, загрузка урана 235 - 30 кг.

В 50-х годах в СССР начаты работы по созданию реакторной термоэлектрической энергоустановки «БУК» с малогабаритным реактором на быстрых нейтронах и находящимся вне реактора термоэлектрическим генератором на полупроводниковых элементах. Более 30 установок «БУК» эксплуатировались на космических аппаратах серии «Космос» в течение ряда лет.

В 1964 в Институте ядерной энергии им. И.В.Курчатова запущен первый реактор прямого преобразования тепла в электричество, «Ромашка». Основой является высокотемпературный реактор на быстрых нейтронах, активная зона которого состоит из дикарбида урана и графита. Активная зона реактора (цилиндр) окружена бериллиевым отражателем. Температура в центре активной зоны - 1770°С, на наружной поверхности реактора – 1000°С. На наружной поверхности отражателя находится термоэлектрический преобразователь, состоящий из большого числа кремний-германиевых полупроводниковых пластин, внутренние стороны которых нагреваются теплом, выделяемым реактором, а наружные охлаждаются. Неиспользованное тепло с преобразователя излучается в окружающее пространство ребристым холодильником-излучателем. Тепловая мощность реактора 40 квт. Снимаемая электрическая мощность с термоэлектрического преобразователя 500 вт.

Высокотемпературный ядерный реактор-преобразователь позволяет непосредственно получать электроэнергию без участия каких-либо движущихся рабочих тел и механизмов. В «Ромашке» наиболее полно воплощены идеи реактора прямого преобразования: там нет ничего движущегося. В отличие от американского реактора SNAP-10А там нет теплоносителя и насосов. Американцы вынуждены были отказаться от своего варианта реактора из-за непрочных позиций в области высокотемпературного материаловедения.

Реактор-преобразователь "Ромашка" успешно проработал 15000 часов (вместо ожидаемых 1000 ч.), выработал при этом - 6100 кВт.час электроэнергии. Выполненный комплекс работ с установкой "Ромашка" показал её абсолютную надёжность и
безопасность.

Эффективность работы подобных генераторов можно повысить путём использования вместо термоэлектрического преобразователя энергии плоских модульных термоэмиссионных элементов, располагаемых на границе активной зоны и радиального отражателя.

На базе установки "Ромашка" была создана опытная установка «Гамма» - прототип автономной транспортируемой АЭС «Елена» электрической мощностью до 500 кВт, предназначенной для энергоснабжения отдаленных районов.

Первая в нашей стране космическая ядерная электрическая станции (КАЭС) «БЭС-5» с гомогенным реактором на быстрых нейтронах и термоэлектрическим генератором (ТЭГ) разрабатывалась для электропитания аппаратуры космического аппарата радиолокационной разведки на участке выведения и в течение всего времени активного существования спутника на круговой орбите высотой порядка 260 км. Генерирующая выходная мощность "БЭС-5" 2800 Вт, с ресурсом 1080 часов. 3 октября 1970 осуществлён запуск ЯЭУ «БЭС-5» в составе космического аппарата радиолокационной разведки («Космос-367»). После проведения 9 запусков ЯЭУ "БЭС-5" в 1975 была принята на вооружение ВМФ СССР. Всего к моменту снятия с эксплуатации ЯЭУ «БЭС-5» (1989) была запущена в космос 31 установка.

В процессе эксплуатации установки проводились работы по доработке и модернизации БЭС, связанные с повышением радиационной безопасности, увеличением электрической мощности в конце ресурса до 3 кВт и увеличением ресурса до 6-12 месяцев. Первый запуск модернизированного варианта ЯЭУ был произведён 14 марта 1988 года в составе космического аппарата «Космос-1932».

Табл.2 Радионуклидные термоэлектрические генераторы (РТГ) и блоки обогрева (БО) на полонии-210 и плутонии-238, источник гамма-излучения (ИИ) на тулии-170

Типичным представителем КАЭС, используемых в качестве источников питания мощных радиотехнических спутников (космических радиолокационных станций и телетрансляторов), с прямым преобразованием тепла в электричество, является установка «Бук», которая по сути дела, представляла собой ТЭГ - полупроводниковый преобразователь Иоффе, только вместо керосиновой лампы в нем использовался ядерный реактор. Как обычно, один полупроводниковый спай помещался в холод, а другой - в тепло: между ними пробегал электрический ток. С холодом в космосе все в порядке - он повсюду. Для тепла же годился металлический теплоноситель, что омывал портативный ядерный реактор. Это был быстрый реактор мощностью до 100 кВт. Полная загрузка высокообогащенного урана составляла около 30 кг. Тепло из активной зоны передавалось жидким металлом - эвтектическим сплавом натрия с калием полупроводниковым батареям. Электрическая мощность достигала 5 кВт. Время работы «Бука» - 1-3 месяца. теперь уже в качестве, продолжались до начала перестройки. С 1970 по 1988 год в космос запустили около 30 радиолокационных спутников с ядерно-энергетическими установками "Бук" с полупроводниковыми реакторами-преобразователями. Если установка отказывала, спутник переводили на орбиту длительного существования высотой 1000 км.

Основные достижения отечественной науки и техники в области термоэлектрической технологии для космических миссий связаны с НИОКР по созданию ЯЭУ «Ромашка», КЯЭУ «БУК» и реальным опытом ее эксплуатации в космосе в период 1970-1988 гг. в ходе 32-х запусков.

ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ С ТЕРМОЭМИССИОННЫМИ ПРЕОБРАЗОВАТЕЛЯМИ

В СССР параллельно работам по созданию ЯЭУ с термоэлектрическими генераторами проводились работы по ЯЭУ с термоэмиссионными преобразователями, имеющими более высокие технические характеристики. По сути, здесь используется тот же, что и в полупроводниковом преобразователе принцип, но вместо холодного и горячего спая применяют горячий карбидурановый катод и холодный стальной анод, а между ними находятся легко ионизирующиеся пары цезия. Эффект - электрическая разность потенциалов, то есть натуральная космическая электростанция. Термоэмиссионное преобразование по сравнению с термоэлектрическим позволяет увеличить к.п.д., повысить ресурс и улучшить массогабаритные характеристики энергоустановки и космического аппарата в целом. Принцип термоионного преобразования тепловой энергии в электрическую заключается в том, что раскаленная выделяемым в реакторе теплом металлическая поверхность эффективно испускает ионы, адсорбируемые расположенной с небольшим зазором охлажденной стенкой.

В 1970-71 в СССР была создана термоэмиссионная ядерно-энергетическая установка «Топаз» (Термоэмиссионный Опытный Преобразователь в Активной Зоне), в которой использовался тепловой реактор мощностью до 150 кВт. Полная загрузка урана составляла 31,1 кг 90% урана-235. Вес установки 1250 кг. Основой реактора были тепловыделяющие элементы – «гирлянды». Они представляли собой цепочку термоэлементов: катод - "наперсток" из вольфрама или молибдена, заполненный окисью урана, анод - тонкостенная трубка из ниобия, охлаждаемая жидким натрий-калием. Температура катода достигала 1650oC. Электрическая мощность 10 кВт. «Топазы» обладали кпд теплоэлектрического преобразования 5-10% против 2-4% у прежних реакторов.

Помимо урана-235 перспективен в качестве топлива реакторов космического назначения диоксид плутония-238, благодаря своему очень высокому удельному энерговыделению. В этом случае относительно низкий кпд термоэмиссионного реактора прямого преобразования компенсируется активным энерговыделением плутония-238.

Испытаны два термоэмиссионных реактора-преобразователя на промежуточных нейтронах (без замедлителя) - «Топаз-1» и «Топаз-2» электрической мощностью 5 и 10 квт соответственно. В установке «Топаз» прямое (безмашинное) преобразование энергии осуществляется во встроенных в активную зону малогабаритного теплового реактора электрогенерирующих каналов. Установка «Топаз-1» снабжена тепловым реактором-преобразователем и жидкометаллическим теплоносителем (натрий-калий или литий). Принцип прямого преобразования тепловой энергии в электрическую заключается в нагреве в вакууме катода до высокой температуры при поддержании анода относительно холодным, при этом с поверхности катода «испаряются» (эмиттируют) электроны, которые, пролетев межэлектродный зазор, «конденсируются» на аноде, и при замкнутой наружной цепи по ней идёт электрический ток. Основное преимущество такой установки по сравнению с электромашинными генераторами - отсутствие движущихся частей. Реализация концепции реактора-преобразователя на быстрых нейтронах с литиевым охлаждением в будущем возможно позволяет решить задачу создания установки электрической мощностью 500-1000 кВт и более.

Ядерная энергетическая установка содержит: термоэмиссионный реактор-преобразователь с замедлителем из гидрида циркония и боковым бериллиевым отражателем, включающим поворотные органы регулирования; систему реактора-преобразователя: приводы органов регулирования подачи цезия в электрогенерирующие каналы, скомпонованные в блок, расположенный перед реактором-преобразователем; теневую радиационную защиту из гидрида лития, обеспечивающего ослабление радиационного излучения реактора до уровней, допустимых для приборов космического аппарата; систему отвода неиспользованного тепла от реактора теплоносителем (эвтектика натрия-калия), включающая электромагнитный насос, питаемый электроэнергией от реактор-преобразователя, излучатель, для сброса тепла в космическое пространство и другие агрегаты. Мощность электрическая - 5 кВт, мощность тепловая - 150 кВт, ресурс, включая работу до 1 года на 100 кВт режиме - 7 лет, загрузка урана 235 - 11,5 кг, масса - 980 кг.

Табл.3 Краткая характеристика ЯЭУ «Топаз 1»

Ядерное топливо в Топазе-1 (диоксид урана обогащенный ураном-235) заключено в сердечнике из тугоплавкого материала, служащей катодом (эмиттером) для электронов. Тепло, выделяющееся в результате деления урана в реакторе, разогревает эмиттер до 1500-1800 градусов Цельсия, в результате чего происходит испускание электронов. Попадая на анод (коллектор), электроны обладают достаточной энергией, чтоб во внешней замкнутой цепи между электродами термоэмиссионного преобразователя (эмиттером и коллектором) произвести работу во внешней нагрузке. Межэлектродный зазор составляет несколько десятых долей миллиметра. Пары цезия, вводимые в межэлектродный зазор (МЭЗ), существенно активизируют процесс получения электроэнергии в реакторе. В конструкции энергоустановки реализована расходная цезиевая система, в которой пары цезия прокачивались через МЭЗ для удаления примесей. Прошедшие МЭЗ пары цезия поглощались ловушкой на основе пирографита, а газообразные примеси удалялись в космическое пространство. Цезиевая система имела термостат-генератор паров цезия с электронагревателями, с помощью которых обеспечивалось поддержание заданной температуры наиболее холодной зоны термостата. В генераторе паров цезия применялся ряд устройств, обеспечивающих удержание жидкой фазы в определенном положении и препятствующих её попаданию в парообразный тракт при действии малых перегрузок в космическом полете. В примененной конструкции генератора паров цезия максимальное количество цезия составило 2,5 кг, что при заданном расходе паров, определяемом проводимостью дросселя на выходе из РП, однозначно ограничивало возможный ресурс ЯЭУ. Требование минимизации массы и габаритов приходилось реализовывать с учетом того обстоятельства, что теплоотвод в космическом пространстве возможен лишь посредством излучения за счет использования специальной конструкции холодильника-излучателя. Реализация системы теплоотвода существенно затруднена, поскольку в ней используются агрессивная жидкометаллическая натрий-калиевая эвтектика. К этому добавляются высокие требования к надежности автономного функционирования и ресурсоспособности ЯЭУ в условиях перегрузок при выведении на орбиту, произвольной ориентации и отсутствия сил тяжести при работе на орбите, необходимости обеспечения ядерной и радиационной безопасности в условиях возможных аварий ракет-носителей при выведении КА с ЯЭУ на орбиту, а также обеспечения метеорной безопасности в космическом полёте и т.п. Ядерная электроэнергетическая установка «Топаз» предназначена для питания электроэнергией аппаратуры космических аппаратов военного применения. Использование на спутниках ядерных реакторов позволяет обеспечить стабильное электропитание не зависимо от расположения на орбите.
Ядерная и радиационная безопасность обеспечивается конструкцией ядерного реактора. При любых авариях, включая гипотетические с ракетой-носителем на стартовой позиции и на участке выведения на орбиту, ядерный реактор остается подкритичным. За счет введения блокировок пуск реактора невозможен по достижению орбиты. Блокировка снимается по радиокоманде с Земли только после подтверждения вывода на расчетную орбиту непосредственными траекторными измерениями. Высота орбита выбрана из условия, чтобы существование космического аппарата после прекращения функциональной установки с учетом любых аварийных ситуаций с установкой было достаточно для распада продуктов деления до безопасного уровня. Это время превышает 350 лет. Таким образом обеспечивается гарантированная безопасность населения Земли при использовании установок подобного типа.

ЯЭУ «Топаз-1» разрабатывалась для спутников радиолокационной разведки, «Топаз-2» – для космических аппаратов системы непосредственного телевизионного вещания из космоса. Первый летный образец - спутник «Космос-1818» с установкой «Топаз» вышел на радиационно безопасную стационарную круговую орбиту высотой 800 км 2 февраля 1987 года и безотказно проработал полгода, до исчерпания запасов цезия. Второй спутник – «Космос-1876» был запущен через год. Он отработал на орбите почти в два раза дольше. Успех «Топазов» стимулировал разработку ряда проектов реакторов с термоэмиссионными преобразователями, в частности ядерно-энергетической установки электрической мощностью до 500 кВт на основе реактора с литиевым охлаждением.

На основе ЯЭУ «БЭС» и «Топаз» подготовлен ряд проектов установок с улучшенными характеристиками. Подготовлены технические предложения по термоэлектрической ЯЭУ «Заря-1» для космического аппарата оптико-электронной разведки. ЯЭУ «Заря-1» отличается от «БЭС» уровнем электрической мощности (5,8 кВт против 2,9 кВт) и повышенным ресурсом (4320 часов против 1100 часов). В 1978 создана ЯЭУ «Заря-2» электрической мощностью 24 кВт и ресурсом 10000 часов, а потом и космическая ядерная энергодвигательная установка «Заря-3» электрической мощностью 24,4 кВт и ресурсом 1,15 года. Она предназначалась для создания импульсов тяги коррекции орбиты спутников и энергообеспечения специальной аппаратуры.

Термоэмиссионная космическая ядерная установка «ТОПАЗ 100/40» представляет собой двухрежимную ядерную энергетическую установку (ЯЭУ). Она предназначена для питания электроэнергией электроракетных двигателей (ЭРД) при выводе на высокую (вплоть до геостационарной) орбиты спутников системы спутниковой связи «Космическая звезда» (Space Star) и питания электроэнергией бортовой аппаратуры. Вывод на мощность реактора энергоустановки происходит только при достижении космическим аппаратом радиационно-безопасной орбиты (800 км и выше). Конструкция ЯЭУ удовлетворяет принятым на 47 сессии Генеральной Ассамблеи ОО документа «Принципы, касающиеся использования ядерных источников в космическом пространстве». В стартовом положении ЯЭУ размещена в отсеке космического аппарата диаметром 3,9 метра и длиной 4,0 метра под обтекатель. В орбитальном положении ЯЭУ раздвинута (реактор максимально отдалён от аппаратуры) и имеет длину 16,0 метров и диаметр 4 метра.

Ядерная энергетическая установка содержит: термоэмиссионный реактор-преобразователь с обслуживающими системами: привод органов регулирования, подача рабочего тела (цезий) в электрогенерирующие каналы; теневую радиационную защиту из гидрида лития, обеспечивающую ослабление радиационного излучения реактора до уровня, допустимого для приборов космического аппарата; систему отвода неиспользованного тепла от реактора с жидкометаллическим (эвтектический сплав натрия и калия) теплоносителем, включающую электромагнитный насос, холодильник излучатель, состоящий из 9 панелей на тепловых трубах, для сброса тепла в космическое пространство и другие агрегаты. Мощность электрическая - 40 кВт, мощность электрическая в режиме питания ЭРД - 100 кВт, ресурс, включая работу до 1 года на 100 кВт режиме - 7 лет, масса ЯЭУ - 4400 кг, загрузка урана 235 - 45 кгВо избежание быстрого падения ЯЭУ на Землю спутники по завершении активного существования переводятся на орбиту захоронения высотой около 1000 км, где отработавший реактор должен просуществовать oт 300 до 600 лет. На подобную орбиту переводятся и аварийные спутники. Сделать это, однако, удавалось не всегда. За почти 20 лет запусков было четыре случая падения спутника на Землю: два - в океан и один - на сушу.

Историческое первенство в космических ядерных авариях принадлежит США - в 1964 г. не смог выйти на орбиту американский навигационный спутник с атомным реактором на борту, и этот реактор развалился в атмосфере вместе со спутником на куски.

В СССР первая авария связана с запущенным 18 сентября 1977 4300-килограммовым спутником серии УС-А (псевдоним «Космос-954», параметры орбиты: перигей 259 км, апогей 277 км, наклонение 65 градусов). Спутник входил в состав спутниковой системы морской космической разведки и целеуказания МКРЦ «Легенда», предназначенной для обнаружения кораблей вероятного противника и выдачи данных для применения по ним нашим флотом крылатых ракет. В конце октября 1977 «Космос-954» прекратил регулярные коррекции орбиты, но перевести его на орбиту захоронения не удалось. По последующим сообщениям ТАСС, 6 января 1978 спутник внезапно разгерметизировался, из-за чего бортовые системы вышли из строя. Неуправляемое снижение аппарата под действием верхних слоев атмосферы завершилось 24 января 1978 сходом с орбиты и падением радиоактивных обломков па севере Канады в окрестности Большого Невольничьего озера. Урановые элементы спутника полностью сгорели в атмосфере. На земле нашли лишь остатки бериллиевого отражателя и полупроводниковых батарей. Тем не менее радиоактивный космический мусор оказался разбросанным на северо-западе Канады на площади в несколько тысяч квадратных километров. СССР согласился выплатил Канаде 3 миллиона долларов, составивших 50% стоимости операции «Morning Light» по очистке района падения «Космоса-954».

28 декабря 1982 работавший с 30 августа «Космос-1402» не удалось перевести на орбиту захоронений и он начал неконтролируемое снижение. Конструктивные доработки после предыдущей аварии позволили отделить активную зону от термостойкого корпуса реактора и предотвратить компактное падение обломков. Активная зона вошла в атмосферу 7 февраля 1983 и радиоактивные продукты деления рассеялись над Южной Атлантикой.

В апреле 1988 была утеряна связь с «Космосом-1900», выведенным на орбиту в декабре 1987. В течение пяти месяцев спутник неконтролируемо снижался, и наземные службы не могли дать команду ни на увод реактора на высокую орбиту, ни на отделение активной зоны для более безопасного ее схода с орбиты. К счастью, за пять суток до ожидавшегося входа в атмосферу, 30 сентября 1988 сработала система автоматического увода реактора, включившаяся ввиду исчерпания запаса топлива в системе ориентации спутника.

Продолжением источников питания типа «Топаз» явилась термоэмиссионная ядерная энергетическая установка «Енисей-Топаз». Электрогенерирующий канал - одноэлементный, мощность электрическая - 5 кВт, ресурс - до 3 лет.

Хотя само по себе происшествие не нанесло материального ущерба, его наложение на предшествовавшие катастрофы «Челленджера» и Чернобыльской АЭС привело к протестам против использования ядерных энергоустановок в космосе. Это обстоятельство стало дополнительным фактором, повлиявшим на прекращение полетов спутников с космическими локаторами в 1988. Впрочем, основной причиной отказа от космических локаторов с ядерным энергопитанием стали не призывы мировой общественности и уж тем более, не создаваемые реакторами помехи для гамма-астрономии, а низкие эксплуатационные характеристики.

ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

Табл. 4 Основные характеристики КЯЭУ «БУК» и «БУК-ТЭМ»

Полная загрузка высокообогащенного урана в «Бук» 30 кг, теплоноситель - жидкий металл - эвтектический сплав натрия с калием. Источник электричества - полупроводниковый преобразователь. Электрическая мощность 5 кВт. В «Топазе» использовался тепловой реактор мощностью 150 кВт. Полная загрузка урана 12 кг. Основой реактора были тепловыделяющие элементы – «гирлянды», представляющие собой цепочку термоэлементов: катод – «наперсток» из вольфрама или молибдена, заполненный окисью урана, анод - тонкостенная трубка из ниобия, охлаждаемая жидким натрий-калием. Температура катода 1650oC, электрическая мощность установки 10 кВт.

С 1970 по 1988 год СССР(Россия) запустил в космос около 30 радиолокационных спутников с ядерно-энергетическими установками «Бук» с полупроводниковыми реакторами-преобразователями и два - с термоэмиссионными установками "Топаз".

В настоящее время к космическим ядерным энергетическим установкам (КЯЭУ) нового поколения предъявляются следующие требования: интеграция ядерной энергетической установки в космическом аппарате, выводимым современными ракетоносителями (типа Протон, Протон-М, Ангара); ядерная и радиационная безопасность, в т.ч. при возможной аварии (на Землю падает «чистый» реактор); транспортный энергетический режим – на высотах выше радиационно-безопасной орбиты 800 км; подкритическое состояние реактора при всех видах аварий; отрицательный температурный коэффициент реактивности при рабочих параметрах; резервирование узлов, подверженных ресурсной деградации; комбинация различных систем преобразования энергии; преимущественная отработка элементов и узлов во внереакторных условиях; возможность продолжительного нахождения в космосе до начала работы ЯЭУ; выходная электрическая мощность 50÷400 кВтЭЛ (при 115÷120 В), ресурс 7-10 (до 20) лет.

В области термоэлектрических устройств в настоящее время в России подготовлен проект перехода от ядерной энергетической установки типа «Бук» к более совершенной «БУК-ТЭМ» (Табл.4).

Опыт работ, проведенных в области термоэлектричества для КЯЭУ позволяет сделать вывод о практической возможности создания ТЭГ на основе Si-Ge ТБ/ТМ радиально-кольцевой геометрии в составе либо чисто термоэлектрических ЯЭУ, либо комбинированных ЯЭУ (термоэмиссия + термоэлектричество) с выходной электрической мощностью теплоэнергогенератора 10-100 кВтЭЛ для космических миссий 21-го века.

Основные направления работ в термоэмиссии после завершения работ по программам создания КЯЭУ «ТОПАЗ» и ЯЭУ «Енисей» связаны с необходимостью радикального увеличения к.п.д. с уровня ~10% до 20-30%, ресурса работы электрогенерирующих каналов (ЭГК) и систем в составе ЯЭУ – с 1-2 лет до 10-20 лет при существенном ограничении массогабаритных характеристик. Выбор концепции термэмиссионного ЭГК и ЯЭУ определяется требованиями решаемой задачи, из которых важнейшими являются ресурс, энергонапряженность, в том числе одно- или двухрежимность (с форсированием электрической мощности), величина выходного напряжения электрического тока, необходимость внереакторного подтверждения ресурса и проверки основных технических решений на стендах с имитационным электронагревом и т.п.

Табл.5 Основные характеристики ЯЭУ «ТОПАЗ» и «ЭЛЬБРУС-400/200»

Сегодня понятно, что термоэмиссия и термоэлектричество как в термоэмиссионных и термоэлектрических установках, так и при их комбинировании (термоэлектричество + термоэмиссия) в КЯЭУ нового поколения имеют несомненную перспективу использования. При этом термоэмиссия имеет несомненные преимущества перед другими статическими преобразователями и известными динамическими преобразователями. Подобные установки могут быть эффективно использованы для решения различных задач в космических миссиях 21-го века.

Объекты использования атомной энергии (далее сокращенно оаиэ) - это комплексное обозначение объектов атомной промышленности и энергетики, подлежащих эксплуатации, возведению, использованию в научно-технических, исследовательских, медицинских и иных целях. Основные характеристики оиаэ - это безопасность как в условиях надлежащей эксплуатации, так и при нарушениях эксплуатационного режима, техническое состояние и остаточный ресурс, определяющийся на основании комплексных обследований и экспертиз.

Определение ОИАЭ

Что такое оиаэ - определение и подробное описание этих объектов значится в ст. 3 ФЗ-170 «Об использовании атомной энергии». Согласно ФЗ, объекты использования атомной энергии это:

ядерные установки;
радиационные источники;
пункты хранения ядерных материалов и радиоактивных веществ, пункты хранения, хранилища радиоактивных отходов;
тепловыделяющая сборка ядерного реактора;
облученные тепловыделяющие сборки ядерного реактора;
ядерные материалы - материалы, содержащие или способные воспроизвести делящиеся (расщепляющиеся) ядерные вещества;
радиоактивные вещества - не относящиеся к ядерным материалам вещества, испускающие ионизирующее излучение;
радиоактивные отходы;
ядерное топливо;
отработавшее ядерное топливо, облученное в активной зоне реактора и окончательно удаленное из нее.

При определении установки, здания, агрегата как объекта использования атомной энергии надлежит руководствоваться «Положением об отнесении объектов использования атомной энергии к отдельным категориям и определении состава и границ таких объектов», утвержденным Постановлением Правительства Российской Федерации от 30 декабря 2012 г. № 1494. В частности, ядерные установки признаются ОИЭА на основании сведений в паспорте на объект, пункты хранения радиоактивных веществ и ядерных материалов - на основании сведений в эксплуатационно-технологической документации.

Радиоактивные отходы, согласно «Положению», относятся к ОИЭА при условии, что соответствуют критериям, обозначенным Постановлением Правительства РФ от 19 октября 2012 года № 1069 «О критериях отнесения твердых, жидких и газообразных отходов к радиоактивным отходам, критериях отнесения радиоактивных отходов к особым радиоактивным отходам и к удаляемым радиоактивным отходам и критериях классификации удаляемых радиоактивных отходов».

Перечень ОИАЭ, подлежащих постоянному государственному надзору

Некоторые объекты использования атомной энергии, перечень которых утверждается Правительством РФ, именно, ядерные установки, хранилища радиоактивных отходов, радиационные источники, пункты хранения ядерных материалов ввиду их стратегической, научно-технической, промышленной важности и в целях обеспечения безопасности подлежат постоянному госнадзору. Полный список таких объектов включает «Перечень объектов использования атомной энергии, в отношении которых вводится режим постоянного государственного надзора», утвержденный распоряжением Правительства Российской Федерации от 23 апреля 2012 года № 610-р.

Подлежат постоянному госнадзору ядерные установки радиационные источники, пункты хранения ядерных материалов:

филиалов АО «Концерн Росэнергоатом»;
филиалов «РосРАО»;
Курчатовского института;
Физико-энергетического института имени А.И. Лейпунского;
МИФИ;
ФГУП «Маяк»
Объединенного института ядерных исследований в Дубне;
и ряда других промышленных предприятий, научно-исследовательских центров и филиалов госкорпораций.

Реестр ОИАЭ

В целях повышения безопасности опасные промышленные и производственные объекты атомной отрасли вносятся в сводный Государственный реестр объектов использования атомной энергии, пополняемый при участии Ростехнадзора и его региональных отделов (инспекций) в округах субъектов РФ.

Журнал "ИТОГИ", N31, 10.08.1998. *Атомная Россия.* По материалам сборника "Атом без грифа "секретно": точки зрения". Москва - Берлин, 1992. (Hазвания объектов и предприятий приводятся в том виде, как они были известны до переименования)

Атомные электростанции

Балаковская (Балаково, Саратовская область).
Белоярская (Белоярский, Екатеринбургская область).
Билибинская АТЭЦ (Билибино, Магаданская область).
Калининская (Удомля, Тверская область).
Кольская (Полярные Зори, Мурманская область).
Ленинградская (Сосновый Бор, Санкт-Петербургская область).
Смоленская (Десногорск, Смоленская область).
Курская (Курчатов, Курская область).
Hововоронежская (Hововоронежск, Воронежская область).

Особорежимные города ядерного оружейного комплекса

Арзамас-16 (ныне Кремлев, Hижегородская область). ВHИИ экспериментальной физики. Разработка и конструирование ядерных зарядов. Опытно-экспериментальный завод "Коммунист". Электромеханический завод "Авангард" (серийное производство).
Златоуст-36 (Челябинская область). Серийное прозводство ядерных боеголовок (?) и баллистических ракет для подводных лодок (БРПЛ).
Красноярск-26 (ныне Железногорск). Подземный горнохимический комбинат. Переработка облученного топлива с АЭС, производство оружейного плутония. Три ядерных реактора.
Красноярск-45. Электромеханический завод. Обогащение урана (?). Серийное производство баллистических ракет для подводных лодок (БРПЛ). Создание космических аппаратов, главным образом ИСЗ военного, разведывательного назначения.
Свердловск-44. Серийная сборка ядерных боеприпасов.
Свердловск-45. Серийная сборка ядерных боеприпасов.
Томск-7 (ныне Северск). Сибирский химических комбинат. Обогащение урана, производство оружейного плутония.
Челябинск-65 (ныне Озерск). ПО "Маяк". Переработка облученного топлива с АЭС и судовых ЯЭУ, производство оружейного плутония.
Челябинск-70 (ныне Снежинск). ВHИИ технической физики. Разработка и конструирование ядерных зарядов.

Полигон для испытаний ядерного оружия

Северный (1954-1992 гг.). С 27.02.1992 г. - Центральный полигон Российской Федерации.

Hаучно-исследовательские и учебные атомные центры и учреждения с исследовательскими ядерными реакторами

Сосновый Бор (Санкт-Петербургская область). Учебный центр ВМФ.
Дубна (Московская область). Объединенный институтядерных исследований.
Обнинск (Калужская область). HПО "Тайфун". Физико-энергетический институт (ФЭИ). Установки "Топаз-1", "Топаз-2". Учебный центр ВМФ.
Москва. Институт атомной энергии им. И. В. Курчатова (термоядерный комплекс АHГАРА-5). Московский инженерно-физический институт (МИФИ). Hаучно-исследовательское производственное объединение "Айлерон". Hаучно-исследовательское-производственное объединение "Энергия". Физический институт Российской Академии наук. Московский физико-технический институт (МФТИ). Институт теоретической и экспериментальной физики.
Протвино (Московская область). Институт физики высоких энергии. Ускоритель элементарных частиц.
Свердловский филиал Hаучно-исследовательского и конструкторского института экспериментальных технологий. (В 40 км от Екатеринбурга).
Hовосибирск. Академгородок Сибирского отделения РАH.
Троицк (Московская область). Институт термоядерных исследований (установки "Токомак").
Димитровград (Ульяновская область). HИИ атомных реакторов им. В.И.Ленина.
Hижний Hовгород. Проектно-конструкторское бюро ядерных реакторов.
Санкт-Петербург. Hаучно-исследовательское и производственное объединение "Электрофизика". Радиевый институт им. В.Г.Хлопина. Hаучно-исследовательский и проектный институт энергетической технологии. HИИ радиационной гигиены Минздрава России.
Hорильск. Экспериментальный ядерный реактор.
Подольск. Hаучно-исследовательское производственное объединение "Луч".

Месторождения урана, предприятия по его добыче и первичной обработке

Лермонтов (Ставропольский край). Ураново-молибденовые включения вулканических пород. ПО "Алмаз". Добыча и обогащение руды.
Первомайский (Читинская область). Забайкальский горнообогатительный комбинат.
Вихоревка (Иркутская область). Добыча (?) урана и тория.
Алдан (Якутия). Добыча урана, тория и редкоземельных элементов.
Слюдянка (Иркутская область). Месторождение уран-содержащих и редкоземельных элементов.
Краснокаменск (Читинская область). Урановый рудник.
Борск (Читинская область). Выработанный (?) урановый рудник - так называемое "ущелье смерти", где добычу руды вели узники сталинских легерей.
Ловозеро (Мурманская область). Урановые и ториевые минералы.
Район Онежского озера. Урановые и ванадиевые минералы.
Вишневогорск, Hовогорный (Центральный Урал). Урановая минерализация.

Урановая металлургия

Электросталь (Московская область). ПО "Машиностроительный завод".
Hовосибирск. ПО "Завод химических концентратов".
Глазов (Удмуртия). ПО "Чепецкий механический завод".

Предприятия по производству ядерного горючего, высоко-обогащенного урана и оружейного плутония

Челябинск-65 (Челябинская область). ПО "Маяк".
Томск-7 (Томская область). Сибирский химкомбинат.
Красноярск-26 (Красноярский край). Горнохимический комбинат.
Екатеринбург. Уральский электрохимический завод.
Кирово-Чепецк (Кировская область). Химкомбинат им. Б. П. Константинова.
Ангарск (Иркутская область). Комбинат химического электролиза.

Судостроительные и судоремонтные заводы и базы атомного флота

Санкт-Петербург. Ленинградское адмиралтейское объединение. ПО "Балтийский завод".
Северодвинск. ПО "Севмашпредприятие", ПО "Север".
Hижний Hовгород. ПО "Красное Сормово".
Комсомольск-на-Амуре. Судостроительный завод "Ленинский комсомол".
Большой Камень (Приморский край). Судоремонтный завод "Звезда".
Мурманск. Техническая база ПТО "Атомфлот", судоремонтный завод "Hерпа".

Базы АПЛ Северного флота

Западная Лица (губа Hерпичья).
Гаджиево.
Полярный.
Видяево.
Йоканьга.
Гремиха.

Базы АПЛ Тихоокеанского флота

Рыбачий.
Владивосток (залив Владимира и бухта Павловского),
Советская Гавань.
Hаходка.
Магадан.
Александровск-Сахалинский.
Корсаков.

Места складского хранения баллистических ракет для подводных лодок (БРПЛ)

Ревда (Мурманская область).
Hенокса (Архангельская область).

Пункты снаряжения ракет ядерными боеголовками и погрузки в подводные лодки

Северодвинск.
Губа Окольная (Кольский залив).

Места временного хранения облученного ядерного топлива и предприятия по его переработке

промплощадки АЭС.
Мурманск. Лихтер "Лепсе", плавбаза "Имандра" ПТО "Атом-флот".
Полярный. Техническая база Северного флота.
Йоканьга. Техническая база Северного флота.
Бухта Павловского. Техническая база Тихоокеанского флота.
Челябинск-65. ПО "Маяк".
Красноярск-26. Горнохимический комбинат.

Промышленные накопители и региональные хранилища (могильники) РАО

промплощадки АЭС.
Красноярск-26. Горнохимический комбинат, РТ-2.
Челябинск-65. ПО "Маяк".
Томск-7. Сибирский химкомбинат.
Северодвинск (Архангельская область). Промплощадка судоремонтного завода "Звездочка" ПО "Север".
Большой Камень (Приморский край). Промплощадка судоремонтного завода "Звезда".
Западная Лица (губа Андреева). Техническая база Северного флота.
Гремиха. Техническая база Северного флота.
Шкотово-22 (бухта Чажма). Судоремонтная и техническая база Тихоокеанского флота.
Рыбачий. Техническая база Тихоокеанского флота.

Места отстоя и утилизации выведенных из эксплуатации кораблей военно-морского флота и гражданских судов с ядерными энергетическими установками

Полярный, база Северного флота.
Гремиха, база Северного флота.
Йоканьга, база Северного флота.
Западная Лица (губа Андреева), база Северного флота.
Северодвинск, заводская акватория ПО "Север".
Мурманск, техническая база "Атомфлота".
Большой Камень, акватория судоремонтного завода "Звезда".
Шкотово-22 (бухта Чажма),техническая база Тихоокеанского флота.
Советская Гавань, акватория военно-технической базы.
Рыбачий, база Тихоокеанского флота.
Владивосток (бухта Павловского, залив Владимира), базы Тихоокеанского флота.

Hеобъявленные районы сброса жидких и затопления твердых РАО

Места слива жидких РАО в Баренцевом море.
Районы затопления твердых радиоактивных отходов в мелководных заливах карской стороны архипелага Hовая Земля и в районе Hовоземельской глубоководной впадины.
Точка несанкционированного затопления лихтера "Hикель" с твердыми радиоактивными отходами.
Губа Черная архипелага Hовая Земля. Место отстоя опытного судна "Кит", на котором проводились эксперименты с боевыми отравляющими веществами.

Загрязненные территории

30-километровая санитарная зона и районы, загрязненные радионуклидами в результате катастрофы 26.04.1986 г. на Чернобыльской АЭС.
Восточно-Уральский радиоактивный след, образовавшийся в результате взрыва 29.09.1957 г. емкости с высокоактивными отходами на предприятии в Кыштыме (Челябинск-65).
Радиоактивное загрязнение бассейна рек Теча-Исеть-Тобол-Иртыш-Обь в результате многолетнего сброса отходов радиохимического производства на объектах ядерного (оружейного и энергетического) комплекса в Кыштыме и разноса радиоизотопов из открытых накопителей радиоактивных отходов вследствие ветровой эрозии.
Радиоактивное загрязнение Енисея и отдельных участков поймы в результате промышленной эксплуатации двух прямоточных водяных реакторов горнохимического комбината и функционирования хранилища радиоактивных отходов в Красноярске-26.
Радиоактивное загрязнение территории в санитарно-защитной зоне Сибирского химкомбината (Томск-7) и за ее пределами.
Официально признанные санитарные зоны в местах проведения первых ядерных взрывов на земле, под водой и в атмосфере на полигонах для испытания ядерного оружия на Hовой Земле.
Тоцкий район Оренбургской области. Место проведения войсковых учений на стойкость личного состава и военной техники к поражающим факторам ядерного взрыва 14.09.1954 г. в атмосфере.
Радиоактивный выброс в результате несанкционированного пуска реактора АПЛ, сопровождавшегося пожаром, на судоремонтном заводе "Звездочка" в Северодвинске (Архангельская область) 12.02.1965 г.
Радиоактивный выброс в результате несанкционированного пуска реактора АПЛ, сопровождавшегося пожаром, на судостроительном заводе ПО "Красное Сормово" в Hижнем Hовгороде в 1970 г.
Локальное радиоактивное загрязнение акватории и прилегающей местности в результате несанкционированного пуска и теплового взрыва реактора АПЛ при его перегрузке на судоремонтном заводе Военно-морского флота в Шкотово-22 (бухта Чажма) в 1985 году.
Загрязнение прибрежных вод архипелага Hовая Земля и открытых районов Карского и Баренцева морей вследствие слива жидких и затопления твердых радиоактивных отходов судами ВМФ и "Атомфлота".
Места проведения подземных ядерных взрывов в интересах народного хозяйства, где отмечен выход продуктов ядерных реакций на поверхность земли или возможна подземная миграция радионуклидов.

В настоящее время в нашей стране на многих объектах экономики, военных объектах, в научных центрах и на других предприятиях используются радиоактивные вещества. Отдельные системы, блоки и устройства этих объектов преобразуют энергию, получаемую в результате деления ядер урана и некоторых других тяжелых элементов, в электрическую и другие виды энергии (тепловую, механическую). Ряд предприятий используют радиоактивные вещества в технологических процессах или хранят их на своей территории.

В России в настоящее время имеется 10 атомных электростанций (30 энергоблоков), 113 исследовательских ядерных установок, 12 промышленных предприятий топливного цикла, 9 атомных судов с объектами их обеспечения, а также 13 тыс. других предприятий и организаций, осуществляющих свою деятельность с использованием радиоактивных веществ и изделий на их основе. Все эти предприятия относятся к объектам с ядерными компонентами, но радиационно опасными из них являются не все.

Запомните!
Ионизирующее излучение создается при радиоактивном распаде, ядерных превращениях, торможении заряженных частиц в веществе и образует при взаимодействии со средой ионы разных знаков.
Радиационно опасный объект - это объект, на котором хранят, перерабатывают или транспортируют радиоактивные вещества, при аварии на котором или при его разрушении может произойти облучение ионизирующим излучением людей или радиоактивное загрязнение окружающей среды.
Под радиоактивным загрязнением окружающей среды понимается присутствие радиоактивных веществ на поверхности местности, в воздухе, в теле человека в количестве, превышающем уровни, установленные нормами радиационной безопасности.

Это должен знать каждый

К радиационно опасным объектам относятся:

предприятия ядерного топливного цикла (предприятия урановой и радиохимической промышленности, места переработки и захоронения радиоактивных отходов);
атомные станции (атомные электрические станции (АЭС), атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), атомные станции теплоснабжения (АТС);
объекты с ядерными энергетическими установками (корабельными, космическими и войсковыми атомными электростанциями);
ядерные боеприпасы и склады для их хранения.

Предприятия ядерного топливного цикла осуществляют добычу урановой руды, ее обогащение, изготовление топливных элементов для ядерных энергетических реакторов, переработку радиоактивных отходов, их хранение и окончательное размещение (захоронение).

Наиболее характерным последствием аварий на предприятиях ядерного топливного цикла (возгорание горючих компонентов и радиоактивных материалов, появление течей и разрывов в резервуарах-хранилищах и др.) является выброс радиоактивных веществ в окружающую среду, который приведет к облучению людей выше установленных норм или к радиоактивному загрязнению окружающей среды.

Атомная электростанция (АЭС) - это электростанция, на которой ядерная энергия преобразуется в электрическую. На АЭС тепло, выделяющееся в ядерном реакторе, используется для получения водяного пара, вращающего турбогенератор. Основными причинами аварий на АЭС могут быть нарушение технологической дисциплины оперативным персоналом станции и недостатки в его профессиональной подготовке, т. е. «человеческий фактор».

Объекты с ядерными энергетическими установками делятся на корабельные объекты, войсковые атомные электростанции, космические ядерные электроустановки. Причинами аварий на этих установках могут служить разгерметизация первого контура реактора (первый контур находится внутри корпуса реактора) или механические повреждения реактора.

Ядерные боеприпасы и взрывное устройство к ним в мирное время хранятся на складах в готовности к выдаче и боевому применению. Причинами возникновения аварийной ситуации с ядерными боеприпасами могут быть столкновение и опрокидывание транспортных средств при их транспортировке, пожары в сборочных помещениях и хранилищах.

Максимальную опасность для населения и окружающей среды представляют аварии на атомных станциях.

Статистика

ядерной энергетики

Международное агентство по атомной энергетике (МАГАТЭ) разработало специальную шкалу классификации тяжести аварий на АЭС. Шкала имеет 7 категорий тяжести последствий аварий и происшествий на АЭС и предназначена для оценки серьезности происшедшего, быстрого оповещения и выбора адекватных мер безопасности.

Исторические факты

Коротко приведем анализ последствий аварии на Чернобыльской АЭС.

26 апреля 1986 г. на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС произошел взрыв реактора с разрушением его активной зоны и интенсивным выбросом в окружающую среду радиоактивных веществ в течение 10 суток. В результате радиоактивному загрязнению подверглись территории России, Белоруссии и Украины, а также территории стран Балтии и ряда других европейских государств.

В результате взрыва на станции погибли 2 человека, 145 человек из работников станции, пожарных и других ликвидаторов последствий получили дозу облучения от 100 до 1600 бэр. 27 человек из них вскоре скончались.

Выброшенные из реактора радионуклиды создали вблизи него и в пределах 30-километровой зоны большие уровни радиации, жители из этих районов были эвакуированы. Позже к этой зоне эвакуации присоединили местности, где суммарная доза получения населением к первому году после аварии могла бы превысить 10 бэр. В целом до конца 1986 г. из 188 населенных пунктов, включая г. Припять (город чернобыльских энергетиков), было отселено 116 тыс. человек.

Необходимо отметить, что наибольшую угрозу здоровью неэвакуированного населения представляло загрязнение воздуха и почвы радиоактивным йодом. Попав внутрь, он активно захватывался из крови щитовидной железой, приводя к местному облучению в дозах более 300 бэр.

Из-за нерешительности и некомпетентности руководителей местных органов власти решение на проведение йодной профилактики было принято с большим опозданием - 6 мая 1986 г. В результате большие дозы облучения (более 300 бэр) щитовидной железы получили тысячи людей.

В основе биологического воздействия ионизирующего излучения на организм человека лежит степень ионизации атомов и молекул организма выше допустимой нормы. При допустимой норме ионизации организм восстанавливает нарушения, а превышение нормы приводит к развитию лучевой болезни.

Внимание!
Лучевая болезнь возникает при воздействии на организм ионизирующих излучений в дозах, превышающих предельно допустимы.

В настоящее время хорошо изучены последствия однократного облучения человека и выделено несколько степеней лучевого поражения.

Острая лучевая болезнь легкой (I) степени развивается при кратковременном облучении всего тела в дозе, превышающей 100 бэр. Она сопровождается головокружением, редко - тошнотой, отмечается через 2-3 ч после облучения.

Острая лучевая болезнь средней (II) степени развивается при воздействии ионизирующего излучения в дозе от 200 до 400 бэр. Первичная реакция (головная боль, тошнота, иногда рвота) возникает через 1-2 ч. Острая лучевая болезнь тяжелой (III) степени наблюдается при воздействии ионизирующего излучения в дозе 400-600 бэр. Первичная реакция возникает через 30-60 мин и резко выражена (повторная рвота, повышение температуры тела, головная боль).

Острая лучевая болезнь крайне тяжелой (IV) степени отмечается при воздействии ионизирующего излучения в дозе более 600 бэр. Симптомы обусловлены глубоким поражением кроветворной системы, приобретают первостепенное значение поражения других органов (кишечника, кожи, головного мозга) и интоксикация (состояние организма, вызванное воздействием токсических веществ). Смертельные исходы практически неизбежны.

Необходимо отметить, что при хроническом облучении потоками излучения малой дозы суммарные дозы могут быть большими. Наносимые организму повреждения частично могут восстанавливаться. Поэтому доза более 50 бэр, приводящая при однократном воздействии к болезненным явлениям, при хроническом облучении, растянутом, к примеру, на 10 лет, к тяжелым отклонениям в здоровье человека может не привести. Эти обстоятельства позволяют установить допустимые уровни облучения.

Для того чтобы можно было количественно определить степень воздействия облучения на организм, было введено понятие эквивалентной дозы облучения, которую связывают со степенью ионизации вещества. Доза измеряется энергией ионизирующего излучения, переданного массе облучаемого вещества.

В системе СИ единицей эквивалентной дозы служит зиверт (Зв). 1 Зв - 100 бэр. (Заметим, что понятие дозы всегда определяется по отношению к единице массы или объема вещества.)

Без ядерной энергетики человечеству, вероятно, не обойтись. Поэтому в настоящее время проводятся интенсивные исследования с целью повышения безопасности реакторов АЭС, усиления средств их защиты, в том числе и от ошибочных действий обслуживающего персонала, принимаются меры повышения уровня общей культуры в области безопасности у населения, проживающего в зонах АЭС.

Вопросы

Какие объекты относятся к радиационно опасным объектам?
Какое событие понимается как радиационная авария?
Какие вещества относятся к радиоактивным?
Что такое ионизирующее излучение и каково его влияние на организм человека?
Какими величинами определяется степень воздействия ионизирующего излучения на организм человека?

Задание

Перечислите причины появления лучевой болезни и существующие степени ее проявления.

Любовь и отношения

Как провести ночь предопределения – Ляйлятуль кадр

Денежная удача

Что означает азан? О чем в нем говорится? Смотреть что такое "Азан" в других словарях

Гороскопы

Джордж Гордон Байрон. Любовная лирика. Японские хокку (трёхстишия) На смерть поэта джона китса

Женская сила. Секреты исполнения желаний