МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РФ

ГОСУДАРСТВЕННОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ

ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ

ТЮМЕНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ

ИНСТИТУТ ДИСТАНЦИОННОГО ОБРАЗОВАНИЯ

Контрольная работа по дисциплине

РПС и регионалистика

Тема «РАЗМЕЩЕНИЕ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ»
Выполнил: Студент специальности  «Финансы и кредит»
СОДЕРЖАНИЕ

1.Атомные электростанции, устройство, основные виды реакторов, действующие и строящиеся АЭС их преимущества, экологические особенности парогенераторов АЭС
2.Воздействие атомных станций на окружающую среду
3.Уничтожение опасных отходов
4.Обеспечение безопасности АЭС. Общие принципы обеспечения безопасности на АЭС.
5.Литература

1.   
Атомные электростанции

Атомные электростанции (АЭС) – это по существу тепловые электростанции, которые используют тепловую энергию ядерных реакций.

Ядерное топливо используют обычно в твердом виде. Его заключают  в предохранительную оболочку. Такого рода тепловыделяющие элементы называют твэлами, их устанавливают в рабочих каналах активной зоны ректора. Тепловая энергия, выделяющиеся  при реакции деления, отводится из активной зоны реактора с помощью теплоносителя, который прокачивают под давлением через каждый рабочий канал или через всю активную зону. Наиболее распространенным теплоносителем является вода, которую тщательно очищают.

Реакторы с водяным теплоносителем могут работать в водном или паровом режиме. Во втором случае пар получается непосредственно в активной зоне реактора.

При деление ядер урана или плутония образуются быстрые нейтроны, энергия которых велика. В природном или слабообогащенном уране, где содержание ²³⁵U невелико, цепная реакция на быстрых нейтронах не развивается. Поэтому быстрые нейтроны замедляются до тепловых (медленных) нейтронов. В качестве замедлителей  используют вещества, которые содержат элементы с малой атомной массой, обладающие низкой поглощающей способностью по отношению к нейтронам. Основными замедлителями являются вода, тяжелая вода, графит.

В настоящее время наиболее освоены реакторы на тепловых нейтронах. Такие реакторы конструктивно проще и легче управляемы по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах. Однако перспективным направлением является использование реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного горючего – плутония; таким образом, может быть использована большая часть ²³⁸U.

В России сейчас работают 10 АЭС, на которых установлен 31 энергоблок. Их суммарная электрическая мощность (около 23200 МВт) делится примерно поровну между двумя группами реакторов: водо-водяными (ВВЭР-440, ВВЭР-1000) и кипящими канальными водо-графитовыми (РБМК-1000, ЭГП-6). На Белоярской АЭС работает единственный в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-600.

На атомных станциях России используют ядерные реакторы следующих основных типов:

РБМК (реактор большой мощности, канальный) – реактор на тепловых нейтронах, водо-графитовый;

ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) – реактор на тепловых нейтронах, корпусного типа;

БН – реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем.

Проводя сравнение различных типов ядерных реакторов, стоит остановиться на двух наиболее распространенных в нашей стране и в мире типах этих аппаратов: ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор) и РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный).

Наиболее принципиальные различия: ВВЭР — корпусной реактор (давление держится корпусом реактора); РБМК- канальный реактор (давление держится независимо в каждом канале); в ВВЭР теплоноситель и замедлитель — одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится), в РБМК замедлитель — графит, а теплоноситель — вода; в ВВЭР пар образуется во втором корпусе парогенератора, в РБМК пар образуется непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину — нет второго контура. Из-за различного строения активных зон параметры работы у этих реакторов также разные.

Для безопасности реактора имеет значение такой параметр, как коэффициент реактивности - его можно образно представить как величину, показывающую, как изменения того или иного другого параметра реактора повлияет на интенсивность цепной реакции в нем. Если этот коэффициент положительный, то при увеличении параметра, по которому приводится коэффициент, цепная реакция в реакторе при отсутствии каких-либо других воздействий будет нарастать и в конце станет возможным переход ее в неуправляемую и каскадно нарастающую - произойдет разгон реактора. При разгоне реактора происходит интенсивное тепловыделение, приводящее к расплавлению тепловыделителей, стеканию их расплава в нижнюю часть активной зоны, что может привести к разрушению корпуса реактора и выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду.

В реакторе ВВЭР при появлении в активной зоне пара или при повышении температуры теплоносителя, приводящего к снижению его плотности, падает количество столкновений нейтронов с атомами молекул теплоносителя, уменьшается замедление нейтронов, вследствие чего все они уходят за пределы активной зоны, не реагируя с другими ядрами. Реактор останавливается.

В реакторе РБМК при вскипании воды или повышении ее температуры, приводящее к снижению ее плотности, уходит ее нейтронопоглощающее действие (замедлитель в этом реакторе и так уже есть, а у пара коэффициент поглощения нейтронов гораздо ниже, чем у воды). В реакторе нарастает цепная реакция, и он разгоняется, что в свою очередь, приводит к дальнейшему повышению температуры воды и ее вскипанию.

Следовательно, при возникновении нештатных ситуаций работы реактора, сопровождающихся его разгоном, реактор ВВЭР заглохнет, а реактор РБМК продолжит разгон с нарастающей интенсивностью, что может привести к очень интенсивному тепловыделению, результатом которого будет расплавление активной зоны реактора. Данное последствие очень опасно, так как при контакте расплавленных циркониевых оболочек с водой происходит разложение ее на водород и кислород, образующих крайне взрывчатый гремучий газ, при взрыве которого неизбежно разрушение активной зоны и выброс радиоактивных топлива и графита в окружающую среду. Именно по такому пути развивались события при аварии на Чернобыльской АЭС.

Если подвести итог, то реактор РБМК требует меньшего обогащения топлива, обладает лучшими возможностями по наработке делящегося материала (плутония), имеет непрерывный эксплуатационный цикл, но более потенциально опасен в эксплуатации. Степень этой опасности зависит от качества систем аварийной защиты и квалификации эксплуатационного персонала. Кроме того, вследствие отсутствия второго контура у РБМК больше радиационные выбросы в атмосферу в течение эксплуатации.

Схемы АЭС.  Технологическая схема АЭС зависит от типа реактора, вида теплоносителя и замедлителя, а также от ряда других факторов. Схема может быть одноконтурной, двухконтурной и трехконтурной. На рисунке 1 в качестве примера представлена (1 – реактор; 2 – парогенератор; 3 – турбина; 4 – трансформатор; 5 – генератор; 6 – конденсатор турбины; 7 – конденсатный (питательный) насос; 8 – главный циркулярный насос



двухконтурная схема АЭС для электростанции с реактором типа ВВЭР.

Атомные электростанции строятся по блочному принципу как в тепломеханической, так и в электрической части.

Ядерное топливо обладает очень высокой теплотворной способностью (1кг ²³⁵U заменяет 2 900 т угля), поэтому АЭС особенно эффективно в районах, бедных топливными ресурсами, на пример в европейской части России.

Перспективными являются АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, которые могут использоваться для получения теплоты и электроэнергии, а также я для воспроизводства ядерного топлива.

Применение атомной энергии позволяет расширить энергетические ресурсы. Тем самым способствуя  сохранению ресурсов органического топлива, снизить стоимость электрической энергии, что особенно важно для районов, удаленных от источников топлива, снизить загрязнение атмосферы, разгрузить транспорт, занятый перевозкой топлива, помочь в снабжение электроэнергией и теплотой производств, использующих новые технологии (например, занятых опреснением морской воды и расширением ресурсов пресной воды).

Экологические преимущества атомной энергии. Их много, и главные из них – несжигание в процессе производства энергии кислорода, а также отсутствие выбросов токсичных и парниковых веществ (рис. 2). Совокупность негативных клинических, санитарно-гигиенических и экологических последствий реализации любой технологии объединяется понятием ее «внешней цены», определяемой уровнем затрат на ликвидацию этих последствий. По оценкам отечественных специалистов, «внешняя цена» различных энерготехнологий может быть оценена следующими величинами (евроцент/кВт в час): уголь – 15, мазут – 4,5, газ – 3, атомная энергия – 0,2.
2. Воздействие атомных станций на окружающую среду

Техногенные воздействия на окружающую среду при строительстве и эксплуатации атомных электростанций многообразны. Обычно говорят, что имеются физические, химические, радиационные и другие факторы техногенного воздействия эксплуатации АЭС на объекты окружающей среды. Наиболее существенные факторы:

·        локальное механическое воздействие на рельеф - при строительстве,

·        повреждение особей в технологических системах - при эксплуатации,

·        сток поверхностных и грунтовых вод, содержащих химические и радиоактивные компоненты,

·        изменение характера землепользования и обменных процессов в непосредственной близости от АЭС,

·        изменение микроклиматических характеристик прилежащих районов.

Возникновение мощных источников тепла в виде градирен, водоемов - охладителей при эксплуатации АЭС обычно заметным образом изменяет микроклиматические характеристики прилежащих районов. Движение воды в системе внешнего теплоотвода, сбросы технологических вод, содержащих разнообразные химические компоненты оказывают травмирующее воздействие на популяции, флору и фауну экосистем.

Особое значение имеет распространение радиоактивных веществ в окружающем пространстве. В комплексе сложных вопросов по защите окружающей среды большую общественную значимость имеют проблемы безопасности атомных станций (АС), идущих на смену тепловым станциям на органическом ископаемом топливе. Общепризнанно, что АС при их нормальной эксплуатации намного - не менее чем в 5-10 раз "чище" в экологическом отношении тепловых электростанций (ТЭС) на угле. Однако при авариях АС могут оказывать существенное радиационное воздействие на людей, экосистемы. Поэтому обеспечение безопасности экосферы и защиты окружающей среды от вредных воздействий АС - крупная научная и технологическая задача ядерной энергетики, обеспечивающая ее будущее.

Отметим важность не только радиационных факторов возможных вредных воздействий АС на экосистемы, но и тепловое и химическое загрязнение окружающей среды, механическое воздействие на обитателей водоемов-охладителей, изменения гидрологических характеристик прилежащих к АС районов, т.е. весь комплекс техногенных воздействий, влияющих на экологическое благополучие окружающей среды

Даже когда АЭС работает нормально, она обязательно выбрасывает изрядное количество радиоактивных изотопов (углерод-14, криптон-85, стронций-90, йод-129 и 131). Нужно отметить, что состав радиоактивных отходов и их активность зависят от типа и конструкции реактора, от вида ядерного горючего и теплоносителя. Так, в выбросах водоохлаждаемых реакторов превалируют радиоизотопы криптона и ксенона, в графитогазовых реакторах – радиоизотопы криптона, ксенона, йода и цезия, в натриевых быстрых реакторах – инертные газы, йод и цезий.

Атмосфера



Рис.  Влияния АЭС на окружающую среду

Обычно, когда говорят о радиационном загрязнении, имеют в виду гамма-излучение, легко улавливаемое счетчиками Гейгера и дозиметрами на их основе. В то же время есть немало бета-излучателей, которые плохо обнаруживаются  существующими массовыми приборами. Также как радиоактивный йод концентрируется в щитовидной железе, вызывая ее поражение, радиоизотопы инертных газов, в 70-е годы, считавшиеся абсолютно безвредными для всего живого, накапливаются в некоторых клеточных структурах растений (хлоропластах, митохондриях и клеточных мембранах). Одним из основных выбрасываемых инертных газов является криптон-85. Количество криптона-85 в атмосфере (в основном за счет работы АЭС) увеличивается на 5 % в год.

Нельзя не упомянуть и проблему другого бета-излучателя, образующегося при всякой нормальной работе АЭС, трития, или радиоактивного водорода. Доказано, что он легко связывается с протоплазмой живых клеток и тысячекратно накапливается в пищевых цепочках. Кроме того, надо добавить загрязнение тритием грунтовых вод практически вокруг всех АЭС. Ничего хорошего от замещения части молекул воды в живых организмах тритием ждать не приходиться. Когда тритий распадается (период полураспада 12,3 года), он превращается в гелий и испускает сильное бета-излучение. Эта трансмутация особенно опасна для живых организмов, так как может поражать генетический аппарат клеток.

Еще один радиоактивный изотоп, не улавливаемый никакими фильтрами и в больших количествах производимый всякой АЭС – углерод-14. Есть основания предполагать, что накопление углерода-14 в атмосфере (в виде CO₂) ведет к резкому замедлению роста деревьев. Сейчас в составе атмосферы количество углерода-14 увеличено на 25% по сравнению с доатомной эрой.

Но главная опасность от работающих АЭС - загрязнение биосферы плутонием. На Земле было не более 50 кг этого сверхтоксичного элемента до начала его производства человеком в 1941 году. Сейчас глобальное загрязнение плутонием принимает катастрофические размеры: атомные реакторы мира произвели уже много сотен тонн плутония – количество более чем достаточное для смертельного отравления всех живущих на планете людей. Плутоний крайне летуч: стоит пронести образец через комнату, как допустимое содержание плутония в воздухе будет превышено. У него низкая температура плавления – всего 640 градусов по Цельсию. Он способен к самовозгоранию при наличии кислорода.

При нормальной работе в окружающую среду попадают лишь немногие ядра газообразных и летучих элементов типа криптона, ксенона, йода. Расчёты показывают, что даже при  увеличении мощностей атомной энергетики в 40 раз её вклад в глобальное радиоактивное загрязнение составит не более 1% от уровня естественной радиации на планете.

На электростанциях с кипящими реакторами (одноконтурными) большая часть радиоактивных летучих веществ выделяется из теплоносителя в конденсаторах турбин, откуда, вместе с газами радиолиза воды выбрасываются эжекторами в виде парогазовой смеси в специальные камеры, боксы или газгольдеры выдержки для первичной обработки или сжигания. Остальная часть газообразных изотопов выделяется при дезактивации растворов в баках выдержки.

На электростанциях с реакторами, охлаждаемыми водой под давлением, газообразные радиоактивные отходы выделяются в баках выдержки.

Газообразные и аэрозольные отходы из монтажных пространств, боксов парогенераторов и насосов, защитных кожухов оборудования, ёмкостей с жидкими отходами выводятся с помощью вентиляционных систем с соблюдением нормативов по выбросу радиоактивных веществ. Воздушные потоки из вентиляторов очищаются от большей части аэрозолей на тканевых, волокнистых, зерновых и керамических фильтрах. Перед выбросом в вентиляционную трубу воздух проходит через газовые отстойники, в которых происходит распад короткоживущих изотопов (азота, аргона, хлора и др.).

Помимо выбросов, связанных радиационным загрязнением, для АЭС, как и для ТЭС, характерны выбросы теплоты, влияющие на окружающую среду. Выделение тепла происходит также в атмосферу, для чего на АЭС используются т.н. градирни. Они выделяют 10-400 МДж/(м²·ч) энергии в атмосферу. Широкое применение мощных градирен выдвигает ряд новых проблем. Расход охлаждающей воды для типового блока АЭС мощностью 1100 МВт с испарительными градирнями составляет 120 тыс. т/ч (при температуре окружающей воды 14ºC). При нормальном солесодержании подпиточной воды за год выделяется около 13,5 тыс. т солей, выпадающих на поверхность окружающей территории. До настоящего времени нет достоверных данных о влиянии на окружающую среду этих факторов.

На АЭС предусматриваются меры для полного исключения сброса сточных вод, загрязнённых радиоактивными веществами. В водоёмы разрешается отводить строго определённое количество очищенной воды с концентрацией радионуклидов, не превышающей уровень для питьевой воды. Действительно, систематические наблюдения за воздействием АЭС на водную среду при нормальной эксплуатации не обнаруживают существенных изменений естественного радиоактивного фона. Прочие отходы хранятся в ёмкостях в жидком виде или предварительно переводятся в твёрдое состояние, что повышает безопасность хранения.

3.   
Уничтожение опасных отходов


Важной особенностью возможного воздействия АЭС на окружающую среду является необходимость демонтажа и захоронения элементов оборудования, обладающих радиоактивностью, по окончании срока службы или по другим причинам. До настоящего времени такие операции производились лишь на нескольких экспериментальных установках.

Особое внимание следует уделять такому мероприятиям, как накопление, хранение, перевозка и захоронение токсичных и радиоактивных отходов. Радиоактивные отходы, являются не только продуктом деятельности АС но и отходами применения радионуклидов в медицине, промышленности, сельском хозяйстве и науке. Сбор, хранение, удаление и захоронение отходов, содержащих радиоактивные вещества, регламентируются следующими документами:

·        СПОРО-85 Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами. Москва: Министерство здравоохранения СССР, 1986;

·        Правила и нормы по радиационной безопасности в атомной энергетике. Том 1. Москва: Министерство здравоохранения СССР (290 страниц), 1989;

·        ОСП 72/87 Основные санитарные правила.

Для обезвреживания и захоронения радиоактивных отходов была разработана система "Радон", состоящая из шестнадцати полигонов захоронения радиоактивных отходов. Руководствуясь Постановлением Правительства Российской Федерации №1149-г от 5.11.91г., Министерство атомной промышленности Российской Федерации в сотрудничестве с несколькими заинтересованными министерствами и учреждениями разработало проект государственной программы по обращению с радиоактивными отходами с целью создания региональных автоматизированных систем учета радиоактивных отходов, модернизации действующих средств хранения отходов и проектирования новых полигонов захоронения радиоактивных отходов.

Выбор земельных участков для хранения, захоронения или уничтожения отходов осуществляется органами местного самоуправления по согласованию с территориальными органами Минприроды и Госсанэпиднадзора.

Вид тары для хранения отходов зависит от их класса опасности: от герметичных стальных баллонов для хранения особо опасных отходов до бумажных мешков для хранения менее опасных отходов. Для каждого типа накопителей промышленных отходов (т.е. хвосто- и шламохранилища, накопители производственных сточных вод, пруды-отстойники, накопители-испарители) определены требования по защите от загрязнения почвы, подземных и поверхностных вод, по снижению концентрации вредных веществ в воздухе и содержанию опасных веществ в накопителях в пределах или ниже ПДК.

Строительство новых накопителей промышленных отходов допускается только в том случае, когда представлены доказательства того, что не представляется возможным перейти на использование малоотходных или безотходных технологий или использовать отходы для каких-либо других целей.

Захоронение радиоактивных отходов происходит на специальных полигонах. Такие полигоны должны находиться в большом удалении от населенных пунктов и крупных водоемов. Очень важным фактором защиты от распространения радиации является тара, в которой содержатся опасные отходы. Ее разгерметизация или повышенная проницаемость может способствовать отрицательное воздействие опасных отходов на экосистемы.

Ядерно-топливный цикл

Ядерный топливный цикл - это совокупность способов добычи и производства топлива для ядерных реакторов, подготовки его к использованию и утилизации. Термин "топливный цикл" указывает на тот факт, что отработавшее или облученное ядерное топливо (ОЯТ) после прохождения специальной переработки может использоваться повторно. Длительность ядерного топливного цикла, включая окончательное захоронение высокоактивных отходов, составляет от 50 до 100 лет.

Топливный цикл атомной энергетики можно разделить на три стадии:

- Начальная охватывает операции от добычи урановой руды до поставки изготовленных тепловыделяющих сборок на площадку АЭС.

- Далее следует стадия использования топлива в реакторе для выработки электроэнергии, включая временное хранение ОЯТ на площадке АЭС.

- Заключительная стадия предполагает несколько операций, от отправки облученного топлива в специальное хранилище или завод по переработке ОЯТ до захоронения высокоактивных остеклованных отходов после переработки.

Сегодня в большинстве стран используется открытый ядерный топливный цикл. В отличие от него, замкнутый цикл вместо транспортирования к месту утилизации предполагает транспортирование облученных ТВС на радиохимические заводы, где происходит извлечение невыгоревшего урана. Годный для повторного использования уран составляет более 95% от его первоначальной массы. Затем он проходит те же стадии обработки, что и добытый в рудниках.

Параллельно с этим происходит выделение и утилизация радиоактивных изотопов различных химических элементов. Кроме этого выделяются и радиоактивные отходы (их доля составляет менее 3% от имевшейся в свежем ядерном топливе массы урана). Они перерабатываются и размещаются в застывающую стеклянную массу, которая подвергается захоронению в специально оборудованных могильниках. Это заключительная стадия.

4.   
Обеспечение безопасности АЭС. Общие принципы обеспечения безопасности на АЭС.

На современных АЭС имеется четыре уровня барьеров на пути распространения ядерных материалов: сама топливная таблетка, металлическая оболочка тепловыделяющего элемента (твэла), корпус реактора (первый контур) и бетонная герметичная оболочка реакторного помещения (контейнмент), которая содержит все оборудование первого контура с радиоактивным теплоносителем: реактор, парогенераторы, трубопроводы первого контура и т.д. Конструкция контейнмента позволяет выдерживать все виды внешних воздействий: землетрясения, смерчи, ураганы, пыльные бури, воздушные ударные волны и даже падение самолета. Есть также система управления и защиты (СУЗ), которая способна управлять ядерной реакцией вплоть до ее полного прекращения. Кроме того, все станции оснащены несколькими поясами ограждений, контрольно-пропускными пунктами и прочими элементами защиты.

Стоит отметить, что после аварии на Чернобыльской АЭС на отечественных станциях была проведена огромная работа. По ее итогам на всех реакторах подобной конструкции был выполнен комплекс технических мероприятий по повышению уровня безопасности и надежности атомных станций. Даже само топливо для реакторов РБМК в целях безопасности было модернизировано. В целом общее количество сбоев в работе АЭС России незначительно и имеет постоянную тенденцию к снижению.

Основным принципом обеспечения безопасности ядерных объектов является оптимальное сочетание четырех направлений деятельности: юридического, организационного, кадрового и технического. Юридическое - заключается в разработке и совершенствовании ядерного законодательства, в котором вопросам безопасности эксплуатации объектов принадлежит главенствующая роль. Кадровое - предусматривает систему мер, исключающую найм на такие объекты психически неуравновешенных или профессионально непригодных сотрудников.

Организационное - состоит в неукоснительном соблюдении действующих норм, правил и регламентов по безопасной эксплуатации ядерных объектов, а также совокупности инструктивных мер, предусматривающих комплекс необходимых действий при возникновении аварийных ситуаций. В обеспечение должного следования требованиям законодательства РФ в области использования атомной энергии, Конвенции о ядерной безопасности, рекомендациям Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), документам Международной консультативной группы по ядерной безопасности (INSAG) вкладываются значительные средства.

Технические мероприятия включают создание и поддержание в работоспособном состоянии автоматических систем защиты и диагностики. На каждом объекте атомной отрасли установлены датчики автоматизированной системы контроля радиационной обстановки. На крайний случай предусмотрено обязательное резервирование сил и средств, необходимых для предотвращения аварии или ликвидации ее последствий.

В Российском законодательстве имеются документы, определяющие обязанности и ответственность организаций по сохранности, защите окружающей среды. Такие акты, как Закон об охране окружающей природной среды, Закон о защите атмосферного воздуха, Правила охраны поверхностных вод. Однако в целом эффективность природоохранных мероприятий в стране, мер по предотвращению случаев высокого или даже экстремально- высокого загрязнения окружающей среды оказывается очень низкой.

 Природные экосистемы обладают широким спектром физических, химических и биологических механизмов нейтрализации вредных и загрязняющих веществ. Однако при превышении значений критических поступлений таких веществ, возможно наступление деградационных явлений - ослабление выживаемости, снижение репродуктивных характеристик, уменьшение интенсивности роста, двигательной активности особей. В условиях живой природы, постоянной борьбы за ресурсы такая потеря жизнестойкости организмов грозит потерей ослабленной популяции, за которой может развиться цепь потерь других взаимодействующих популяций. Критические параметры поступления веществ в экосистемы принято определять с помощью понятия экологических емкостей. Экологическая емкость экосистемы - максимальная вместимость количества загрязняющих веществ, поступающих в экосистему за единицу времени, которая может быть разрушена, трансформирована и выведена из пределов экосистемы или депонирована за счет различных процессов без существенных нарушений динамического равновесия в экосистеме. Типичными процессами, определяющими интенсивность "перемалывания" вредных веществ, являются процессы переноса, микробиологического окисления и биоседиментации загрязняющих веществ. При определении экологической емкости экосистем должны учитываться как отдельные канцерогенные и мутагенные эффекты воздействий отдельных загрязнителей, так и их усилительные эффекты из-за совместного, сочетанного действия.

Следует подчеркивать, что речь идет о защите экосистем и человека, как части экосферы от внешних техногенных опасностей, т.е. что экосистемы и люди являются субъектом защиты. Определением экологической безопасности может быть утверждение, что экологическая безопасность - необходимая и достаточная защищенность экосистем и человека от вредных техногенных воздействий.

Обычно выделяют защиту окружающей среды как защищенность экосистем от воздействий АС при их нормальной эксплуатации и безопасность как систему защитных мер в случаях аварий на них. Как видно, при таком определении понятия "безопасность" круг возможных воздействий расширен, введены рамки для необходимой и достаточной защищенности, которые разграничивают области незначимых и значимых, допустимых и недопустимых воздействий. Отметим, что в основе нормативных материалов по радиационной безопасности (РБ) лежит идея о том, что слабейшим звеном биосферы является человек, которого и нужно защищать всеми возможными способами. Считается, что если человек будет должным образом защищен от вредных воздействий АС, то и окружающая среда также будет защищена, поскольку радиорезистентность элементов экосистем как правило, существенно выше человека. Ясно, что это положение не является абсолютно бесспорным, поскольку биоценозы экосистем не имеют таких возможностей, какие есть у людей - достаточно быстро и разумно реагировать на радиационные опасности.

Поэтому для человека в нынешних условиях основная задача – сделать все возможное для восстановления нормального функционирования экологических систем и не допускать нарушений экологического баланса.

Используемая литература

1.     Бадев В.В., Егоров Ю.А., С.В. Казаков "Охрана окружающей среды при эксплуатации АЭС", Москва, Энергоатомиздат, 1990 г.

2.     Ефимова Н. Ядерная безопасность: у кого искать защиты? / "Экономика и время", №11 от 20 марта 1999.

3.      Израэль Ю.А."Проблемы всестороннего анализа окружающей среды и принципы комплексного мониторинга" Ленинград, 1988 г.

4.     Никитин Д., Новиков Ю. "Окружающая среда и человек", 1986 г.

5.     Ольсевич О.Я., Гудков А.А. Критика экологической критики. - М.: Мысль, 1990. - 213с.

6.     Ядерная и термоядерная энергетика будущего/ Под ред.  Чуянова В.А. - М.: Энергоатомиздат, 1987. - 192с.

7.     Ядерный след/ Губарев В.С., Камиока И., Лаговский И.К. и др.; сост. Малкин Г. - М.: ИздАТ, 1992. - 256с.