Атомные электростанции – АЭС – это тепловые электростанции . На атомных электростанциях в виде источника используется энергия управляемых ядерных реакций. Единичная мощность энергоблоков АЭС достигает 1,5 ГВт .

Атомные электростанции – АЭС – виды топлива

В качестве распространенного топлива для атомных электростанций применяется U – уран . Реакция деления осуществляется в основном блоке атомной электростанции – ядерном реакторе. При цепной реакции деления ядерного вещества выделяется значительное количество тепловой энергии, используемое для генерации электроэнергии .

Атомные электростанции – АЭС – принцип действия

При делении ядер урана образуются быстрые нейтроны. Скорость деления – цепная реакция, на АЭС регулируется замедлителями: тяжелой водой или графитом. Нейтроны содержат большое количество тепловой энергии. Через теплоноситель энергия поступает в парогенератор. Пар высокого давления направляется в турбогенераторы . Полученная электроэнергия идет на трансформаторы и далее на распределительные устройства. Часть электроэнергии направляется на обеспечение собственных потребностей атомной электростанции (АЭС). Циркуляцию теплоносителя на атомных электростанциях обеспечивают насосы: главный и конденсатный. Избытки тепла АЭС направляются на градирни .

Российские атомные электростанции – АЭС – типы ядерных реакторов:

• РБМК – реактор большой мощности, канальный,
• ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор,
• БН – реактор на быстрых нейтронах.

Атомные электростанции – АЭС – экология

Атомные электростанции – АЭС не выбрасывают в атмосферу дымовых газов. На АЭС отсутствуют отходы в виде золы и шлаков . Проблемы на атомных электростанциях это избыточные количества тепла и хранение радиоактивных отходов . Что бы защитить людей и атмосферу от радиоактивных выбросов на атомных электростанциях принимают специальные меры:

• улучшение надежности оборудования АЭС,
• дублирование уязвимых систем,
• высокие требования к квалификации персонала,
• защита и охрана от внешних воздействий.

Атомные электростанции окружают санитарно - защитная зона.

Атомная энергетика состоит из большого количества предприятий разного назначения. Сырье для этой индустрии добывается на урановых рудниках. После оно доставляется на предприятия по изготовлению топлива.

Далее топливо транспортируют на атомные станции, где оно попадает в активную зону реактора. Когда ядерное топливо отрабатывает свой срок, его подлежат захоронению. Стоит отметить, что опасные отходы появляются не только после переработки топлива, но и на любом этапе - от добычи урана до работы в реакторе.

Ядерное топливо

Топливо бывает двух видов. Первое - это уран, добытый в шахтах, соответственно, природного происхождения. Он содержит сырье, которое способно образовать плутоний. Второе - это топливо, которое создано искусственно (вторичное).

Также ядерное топливо делится по химическому составу: металлическое, оксидное, карбидное, нитридное и смешанное.

Добыча урана и производство топлива

Большая доля добычи урана приходится всего лишь на несколько стран: Россию, Францию, Австралию, США, Канаду и ЮАР.

Уран - это основной элемент для топлива на атомных электростанциях. Чтобы попасть в реактор, он проходит несколько стадий обработки. Чаще всего залежи урана находятся рядом с золотом и медью, поэтому его добычу осуществляют с добычей драгоценных металлов.

На разработках здоровье людей подвергается большой опасности, потому что уран - токсичный материал, и газы, которые появляются в процессе его добычи, вызывают разнообразные формы рака. Хотя в самой руде содержится очень малое количество урана - от 0,1 до 1 процента. Также большому риску подвергается население, которое проживает рядом с урановыми шахтами.

Обогащенный уран - главное топливо для атомных станций, но после его использования остается огромное количество радиоактивных отходов. Несмотря на всю его опасность, обогащение урана является неотъемлемым процессом создания ядерного топлива.

В природном виде уран практически нельзя нигде применить. Для того чтобы использовать, его нужно обогатить. Для обогащения используются газовые центрифуги.

Обогащенный уран используют не только в атомной энергетике, но и в производстве оружия.

Транспортировка

На любом этапе топливного цикла есть транспортировка. Она осуществляется всеми доступными способами: по земле, морем, воздухом. Это большой риск и большая опасность не только для экологии, но и для человека.

Во время перевозки ядерного топлива или его элементов происходит немало аварий, следствием которых является выброс радиоактивных элементов. Это одна из многих причин, по которой считают небезопасной.

Вывод из строя реакторов

Ни один из реакторов не демонтирован. Даже печально известная Чернобыльская Все дело в том, что по подсчетам экспертов цена демонтажа равняется, а то и превосходит цену постройки нового реактора. Но точно никто не может сказать, сколько понадобится средств: стоимость рассчитывалась на опыте демонтажа небольших станций для исследования. Специалисты предлагают два варианта:

1. Помещать реакторы и отработанное ядерное топливо в могильники.
2. Строить над вышедшими из эксплуатации реакторами саркофаги.

В ближайшие десять лет около 350 реакторов по всему миру выработают свой ресурс и должны быть выведены из строя. Но так как наиболее подходящего по безопасности и цене способа не придумали, это вопрос еще решается.

Сейчас по всему миру работают 436 реакторов. Безусловно, это большой вклад в энергосистему, но он очень небезопасен. Исследования показывают, что через 15-20 лет АЭС смогут заменить станциями, которые работают на энергии ветра и солнечных батареях.

Ядерные отходы

Огромное количество ядерных отходов образуется в результате деятельности АЭС. Переработка ядерного топлива также оставляет после себя опасные отходы. При этом ни одна из стран не нашла решения проблемы.

Сегодня ядерные отходы содержатся во временных хранилищах, в бассейнах с водой или захороняются неглубоко под землей.

Наиболее безопасный способ - это хранение в специальных хранилищах, но тут тоже возможна утечка радиации, как и при других способах.

На самом деле ядерные отходы имеют некоторую ценность, но требуют строго соблюдения правил их хранения. И это наиболее острая проблема.

Важным фактором является время, в течение которого отходы опасны. У каждого свой срок распада, в течение которого оно токсично.

Виды ядерных отходов

При эксплуатации любой атомной электростанции ее отходы попадают в окружающую среду. Это вода для охлаждения турбин и газообразные отходы.

Ядерные отходы делят на три категории:

1. Низкого уровня - одежда сотрудников АЭС, лабораторное оборудование. Такие отходы могут поступать и из медицинских учреждений, научных лабораторий. Они не представляют большой опасности, но требуют соблюдения мер безопасности.
2. Промежуточного уровня - металлические емкости, в которых перевозят топливо. Уровень радиации их достаточно высок, и те, кто находится от них недалеко, должны быть защищены.
3. Высокого уровня - это отработанное ядерное топливо и продукты его переработки. Уровень радиоактивности быстро уменьшается. Отходов высокого уровня очень мало, около 3 процентов, но они содержат 95 процентов всей радиоактивности.

Атомная электростанция (АЭС) - комплекс технических сооружений , предназначенных для выработки электрической энергии путем использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.

В качестве распространенного топлива для атомных электростанций применяется уран. Реакция деления осуществляется в основном блоке атомной электростанции - ядерном реакторе.

Реактор смонтирован в стальном корпусе, рассчитанном на высокое давление - до 1,6 х 107 Па, или 160 атмосфер.
Основными частями ВВЭР-1000 являются:

1. Активная зона, где находится ядерное топливо, протекает цепная реакция деления ядер и выделяется энергия.
2. Отражатель нейтронов, окружающий активную зону.
3. Теплоноситель.
4. Система управления защиты (СУЗ).
5. Радиационная защита.

Теплота в реакторе выделяется за счет цепной реакции деления ядерного топлива под действием тепловых нейтронов. При этом образуются продукты деления ядер, среди которых есть и твердые вещества, и газы - ксенон, криптон. Продукты деления обладают очень высокой радиоактивностью, поэтому топливо (таблетки двуокиси урана) помещают в герметичные циркониевые трубки - ТВЭЛы (тепловыделяющие элементы). Эти трубки объединяются по несколько штук рядом в единую тепловыделяющую сборку. Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны - например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции. Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.

Схема станции - двухконтурная. Первый, радиоактивный, контур состоит из одного реактора ВВЭР 1000 и четырех циркуляционных петель охлаждения. Второй контур, нерадиоактивный, включает в себя парогенераторную и водопитательную установки и один турбоагрегат мощностью 1030 МВт. Теплоносителем первого контура является некипящая вода высокой чистоты под давлением в 16 МПа с добавлением раствора борной кислоты - сильного поглотителя нейтронов, что используется для регулирования мощности реактора.

1. Главными циркуляционными насосами вода прокачивается через активную зону реактора, где она нагревается до температуры 320 градусов за счет тепла, выделяемого при ядерной реакции.
2. Нагретый теплоноситель отдает свою теплоту воде второго контура (рабочему телу), испаряя ее в парогенераторе.
3. Охлажденный теплоноситель вновь поступает в реактор.
4. Парогенератор выдает насыщенный пар под давлением 6,4 МПа, который подается к паровой турбине.
5. Турбина приводит в движение ротор электрогенератора.
6. Отработанный пар конденсируется в конденсаторе и вновь подается в парогенератор конденсатным насосом. Для поддержания постоянного давления в контуре установлен паровой компенсатор объема.
7. Теплота конденсации пара отводится из конденсатора циркуляционной водой, которая подается питательным насосом из пруда охладителя.
8. И первый, и второй контур реактора герметичны. Это обеспечивает безопасность работы реактора для персонала и населения.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях).

Безопасность и экологичность работы реактора обеспечиваются жестким выполнением регламента (правил эксплуатации) и большим количеством контрольного оборудования. Все оно предназначено для продуманного и эффективного управления реактором.
Аварийная защита ядерного реактора - совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.

Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.

Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.

Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты . Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают "Систему аварийного охлаждения активной зоны" (САОЗ) - специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.

Согласно "Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций", по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.
Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:
1. По плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.

Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.

Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:
1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).

Материал подготовлен интернет-редакцией www.rian.ru на основе информации РИА Новости и открытых источников

Использование ядерного топлива в реакторах для производства тепловой энергии имеет ряд важнейших особенностей, обусловленных физическими свойствами и ядерным характером протекающих процессов. Эти особенности определяют специфику атомной энергетики, характер ее техники, особые условия эксплуатации, экономические показатели и влияние на окружающую среду. Они обуславливают также главные научно-технические и инженерные проблемы, которые должны быть решены при широком развитии надежной, экономичной и безопасной атомной технологии.

Важнейшие особенности ядерного топлива, проявляющиеся при его энергетическом использовании:

1. высокая теплотворная способность, т.е. тепловыделение, отнесенное к единице массы разделившихся нуклидов;

2. невозможность полного «сжигания» (деления) всех делящихся нуклидов за одноразовое пребывание топлива в реакторе, т.к. в активной зоне реактора необходимо всегда иметь критическую массу топлива и можно «сжечь» только ту ее часть, которая превышает критическую массу;

3. возможность иметь частичное, при определенных условиях полное и даже расширенное воспроизводство (конверсию) делящихся нуклидов, т.е. получение вторичного ядерного топлива из воспроизводящихся ядерных материалов (238 U и 232 Th);

4. «сжигание» ядерного топлива в реакторе не требует окислителя и не сопровождается непрерывным сбросом в окружающую среду продуктов «сгорания»;

5. процесс деления одновременно сопровождается накоплением радиоактивных короткоживущих и долгоживущих продуктов деления, а также продуктов распада, длительное время сохраняющих высокий уровень радиоактивности. Таким образом, облученное в реакторе и отработавшее в нем топливо обладает чрезвычайно высокой радиоактивностью и вследствие этого остаточным тепловыделением, создающим особые трудности в обращении с облученным ядерным топливом;

6. цепная реакция деления ядерного топлива сопровождается выходом огромных потоков нейтронов. Под воздействием нейтронов высоких энергий (Е>0,1 МэВ) в облучаемых конструкционных материалах реактора (оболочки твэлов, детали ТВС, внутриреакторные устройства, корпус), а также в теплоносителе и материалах биологической защиты, в газовой атмосфере, заполняющей пространство между реактором и его биологической защитой, многие химически стабильные (нерадиоактивные) элементы превращаются в радиоактивные. Возникает так называемая наведенная активность.

Высокая тепловыделяющая способность ядерного топлива обусловлена значительной внутриядерной энергией, высвобождаемой при каждом акте деления тяжелого атома урана или плутония. При сгорании же органического топлива имеют место химические окислительные процессы, сопровождающиеся относительно малым энерговыделением.

При сгорании (окислении) атома углерода в соответствии с реакцией С+О 2 →СО 2 выделяется около 4 эВ энергии на каждый акт взаимодействия, в то время как при делении ядра атома урана 235 U+n→X 1 +X 2 выделяется около 200 МэВ энергии на каждый акт деления. Такое высококонцентрированное выделение энергии в единице массы, приводит к огромным термическим напряжениям. Перепад температуры по радиусу твэла достигает нескольких сот градусов.

Кроме того, материалы активной зоны испытывают громадные динамические и радиационные нагрузки, обусловленные потоком теплоносителя и мощным радиационным воздействием на топливо и конструкционные материалы потоков ионизирующих излучений высокой плотности. В частности, радиационное воздействие быстрых нейтронов вызывает в конструкционных материалах реактора существенные радиационные повреждения (охрупчивание, распухание, повышенную ползучесть). Поэтому к применяемым в реакторах материалам предъявляются особые требования. Одно из них – высочайшая степень чистоты от примесей (так называемые материалы ядерной чистоты). Благодаря этому сечения взаимодействия и поглощения (что важно для поддержания цепной реакции деления) нейтронов материалами является минимальным.

Уровень требований к составу и свойствам используемых в реакторостроении материалов оказался настолько высоким, что инициировал разработку ряда новых и совершенных технологий производства специальных материалов и полуфабрикатов, а также специальных методов и средств контроля их качества. В настоящее время разработана и освоена технология промышленного получения таких материалов, как бериллий, графит ядерной чистоты, тяжелая вода, циркониевые и ниобиевые сплавы, металлический кальций, бористые и теплостойкие нержавеющие стали, бор, обогащенный изотопом 10 В, редкоземельные элементы.

Высокая калорийность обуславливает резкое сокращение, как массы, так и физических объемов ядерного топлива, необходимого для производства заданного количества энергии. Тем самым хранение и транспортирование исходного сырья (химического концентрата природного урана) и готового топлива требуют относительно малых затрат. Следствием этого является независимость размещения АЭС от района добычи и изготовления ядерного горючего, что существенно влияет на выбор экономически выгодного географического размещения производительных сил. В этом смысле можно говорить об универсальном характере ядерного топлива. Его ядерно-физические свойства всюду одинаковы, а экономика использования практически не зависит от расстояния до потребителя. Возможность не связывать местоположение атомных станций с местом добычи и изготовления ядерного топлива позволяет экономически оптимально размещать их по стране, максимально приближая к потребителям электрической и тепловой энергии. По сравнению с электростанциями на органическом горючем АЭС не испытывают трудностей, связанных с сезонными климатическими условиями доставки и снабжения топливом. Извлеченные из недр и прошедшее передел ядерные материалы могут храниться любое количество лет при очень малых затратах, не требуя больших и дорогостоящих складских помещений.

Необходимость многократной циркуляции ядерного топлива в топливном цикле и невозможность полного его сжигания, в ходе одноразового пребывания в реакторе обусловлена необходимостью поддержания цепной реакции деления. Цепная самоподдерживающаяся реакция в активной зоне возможна только при условии нахождения в ней критической массы делящегося материала в заданной конфигурации и при определенных условиях замедления и поглощения нейтронов. Поэтому для получения в реакторе тепловой энергии, при работе на расчетной мощности в течение заданного времени, необходимо иметь в активной зоне сверх критической массы некоторый избыток делящихся нуклидов. Этот избыток создает запас реактивности активной зоны реактора, который необходим для достижения заданной или расчетной глубины выгорания топлива. Выгоранием ядерного топлива в активной зоне реактора называется процесс расходования делящихся нуклидов, первичных и вторичных, в результате деления при взаимодействии их с нейтронами. Выгорание обычно определяется величиной выделенной тепловой энергии или количеством (массой) разделившихся нуклидов, отнесенных к единице массы топлива, загруженного в реактор. Следовательно, чтобы сжечь какое-то количество урана в реакторе, необходимо загрузить его топливом, имеющим существенно большую массу, чем критическая. При этом, после достижения заданной глубины выгорания, когда запас реактивности будет исчерпан, необходимо заменить отработавшее топливо свежим, чтобы поддержать цепную реакцию деления. Требование постоянно содержать в активной зоне реактора большую массу ядерного топлива, рассчитанную на длительный срок работы для обеспечения заданной энерговыработки, вызывает значительные единовременные затраты на оплату первой топливной загрузки и последующих партий, подготовленных к перегрузке. В этом состоит одно из существенных и принципиальных отличий условий использования ядерного топлива в энергетических установках по сравнению с органическим топливом.

Однако в выгруженном из активной зоны отработавшем топливе будет оставаться значительное количество делящихся материалов и воспроизводящихся нуклидов, представляющих значительную ценность. Это топливо, после химической очистки от продуктов деления, может быть снова возвращено в топливный цикл для повторного использования. Количество делящихся нуклидов в отработанном топливе, которое остается неиспользованным при одноразовом его пребывании в реакторе, зависит от типа реактора и от вида топлива и может составлять до 50% первоначально загруженных. Естественно, что такие ценные «отходы» необходимо использовать. С этой целью создаются специальные технические средства и сооружения для хранения, транспортирования и химической регенерации отработанного топлива (ОТВС). Извлеченные из ОТВС делящиеся материалы могут возвращаться и многократно циркулировать через реакторы и топливные предприятия атомной промышленности: радиохимические заводы, обеспечивающие регенерацию (очистку от продуктов деления и примесей) выгруженного из реактора топлива и возврат его в топливный цикл после необходимого дообогащения делящимися нуклидами; металлургические заводы по производству новых твэлов, в которых регенерированное топливо добавляется к свежему, не подвергшемуся облучению в реакторах. Таким образом, характерной особенностью топливоснабжения в атомной энергетике является техническая возможность и необходимость возврата в цикл (рецикл) не использованных в условиях однократного пребывания в реакторе делящихся и воспроизводящих изотопов урана и плутония. Для обеспечения бесперебойного топливоснабжения создаются необходимые мощности предприятий топливного цикла. Их можно рассматривать как предприятия, удовлетворяющие «собственным нуждам» атомной энергетики, как отрасли. На возможности рецикла урана и плутония основана концепция развития атомной энергетики на реакторах – размножителях ядерного топлива. Кроме того, при рецикле урана и плутония существенно снижаются потребности в природном уране и в мощностях по обогащению урана для реакторов на тепловых нейтронах, доминирующих в настоящее время в развивающейся атомной энергетике. Пока нет переработки отработавшего топлива, нет и рецикла урана и плутония. Это означает, что реакторы на тепловых нейтронах могут питаться только свежим топливом, полученным из добытого и переработанного урана, а отработанное топливо будет находиться на хранении.

Воспроизводство ядерного топлива имеет место практически в любом реакторе, спроектированном для производства энергии, в котором наряду с делящимися содержатся сырьевые воспроизводящие материалы (238 U и 232 Th). Если не рассматривать гипотетический случай использования сверхобогащенного (~ 90%) уранового топлива для некоторых специальных реакторов, то во всех ядерных реакторах, применяемых в энергетике, будет иметь место частичное, а при создании определенных условий полное и даже расширенное воспроизводство ядерного горючего - изотопов плутония, обладающих столь же высокой калорийностью, как и 235 U. Плутоний может быть выделен из отработавшего топлива на заводах химической переработки в чистом виде и использоваться для изготовления смешанного уран-плутониевого топлива. Возможность наработки плутония в любом реакторе на тепловых нейтронах позволяет квалифицировать любую АЭС как предприятие двухцелевого назначения: вырабатывающее не только тепловую и электрическую энергию, но и производящее также новое ядерное топливо – плутоний. Однако роль плутония проявляется не только в накоплении его в отработавшем топливе. Значительная часть образовавшихся делящихся изотопов плутония подвергается делению в реакторе, улучшая топливный баланс и способствуя увеличению выгорания топлива, загруженного в активную зону. Наиболее целесообразным, согласно сегодняшним представлениям, является использование плутония в реакторах на быстрых нейтронах, где он позволяет обеспечивать выигрыш в критической массе, а, следовательно, в загрузке по сравнению с 235 U на 20-30% и получить весьма высокие, превышающие единицу, коэффициенты воспроизводства. Использование плутония в топливной загрузке реакторов на тепловых нейтронах хотя и не позволяет получить существенного выигрыша в критической массе и таких высоких показателей по воспроизводству, как в реакторах на быстрых нейтронах, однако создает большой эффект, увеличивая ядерные топливные ресурсы.

В ядерной энергетике, помимо урана, имеются возможности по развитию ториевых топливных циклов. При этом природный изотоп 232 Th используется для получения 233 U, аналогичного по своим ядерным свойствам 235 U. Однако в настоящее время трудно ожидать сколько-нибудь значительного использования в атомной энергетике уран-ториевого цикла. Это объясняется тем, что 232 Th, как и 238 U, является лишь воспроизводящим, но не делящимся материалом, а технология переработки тория имеет ряд специфических особенностей и в промышленных масштабах еще не освоена. В то же время дефицита в природном уране пока нет. Более того, происходит непрерывное накопление на складах готового к применению в качестве воспроизводящего материала в реакторах-размножителях отвального урана.

Отсутствие необходимости в окислителе для получения энергии является одним из ключевых экологических преимуществ использования атомной энергетики по сравнению с углеводородной. Газовые выбросы АЭС обусловлены в основном потребностями вентиляционных систем станции. В отличие от атомных тепловые станции ежегодно выбрасывают в воздух миллионы кубометров газов – продуктов горения. К ним относятся, прежде всего, оксиды углерода, азота и серы, которые разрушают озоновый слой планеты и создают большую нагрузку на биосферу прилегающих территорий.

К сожалению, у атомной энергетики помимо преимуществ есть свои недостатки. К ним, в частности, относится образование в процессе работы ядерного реактора продуктов деления и активации. Такие вещества препятствуют работе самого реактора и являются радиоактивными. Тем не менее, объем образующихся радиоактивных отходов является ограниченным (намного порядков меньше отходов тепловых станций). Кроме того, существуют отработанные технологии по их очистке, извлечению, кондиционированию, безопасному хранению и захоронению. Ряд извлекаемых из отработанного топлива радиоактивных изотопов активно используется в промышленных и других технологиях. При дальнейшем развитии технологий переработки ОТВС имеются также перспективы по извлечению из него продуктов деления - редкоземельных элементов, имеющих большую ценность.