Развитие ядерной энергерики в РБ

 

МИНИСТЕРСТВО  ОБРАЗОВАНИЯ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ

БЕЛОРУССКИЙ НАЦИОНАЛЬНЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ

РЕСПУБЛИКАНСКИЙ ИНСТИТУТ ИННОВАЦИОННЫХ ТЕХНОЛОГИЙ

 

 

 

 

 

Кафедра “Инновационный менеджмент“

Курсовая работа

 

по дисциплине

“Производственные технологии“

 

Тема:  “ РАЗВИТИЕ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ В РБ”

 

 

 

 

 

 

 

Проверил:        В.К. Пустовалов

Выполнила: гр. 2021015-ИМ     Н.А. Пинчук

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Минск 2010 г.  
Кафедра "Инновационный менеджмент"

 УТВЕРЖДАЮ

Заведующий кафедрой

_____________Косовский А.А.

"____"_______________ 2010 г

ЗАДАНИЕ

на курсовую работу

по дисциплине "Производственные технологии"

 

Слушатель  Н. А. Пинчук   

1. Тема  " Развитие ядерной энергетики в РБ" 

2. Сроки сдачи слушателем  завершенной работы  23.11.2010 

Содержание расчетно-пояснительной  записки (перечень подлежащих разработке вопросов)

1 Атомные электростанции;

1.1 Конструкция ядерного  реактора;

1.2 Классификация ядерных реакторов ;

1.3 Принцип работы атомных станций;

1.4 Перспективные типы  реакторов;

2 Ядерная энергетика в Республике Беларусь;

2.1. Целесообразность развития  ядерной энергетики в РБ;

2.2. Строительство АЭС в Республике Беларусь;

3. Дата выдачи задания  02.11.2010

4. Календарный график  работы над работай на весь  период проектирования (с указанием  сроков выполнения и трудоемкости  отдельных этапов)

Анализ темы     

Подбор материалов     

Выполнение курсовой работы  с 02.11 2010 по 17.11 2010 

Оформление работы и подготовка презентации  16.11.2010 

Руководитель Д. ф.-м. наук, профессор В.К. Пустовалов  

Задание принял к исполнению  02.11.2010  

(дата и подпись слушателя)

 

Содержание

 

Введение…………………………………………………………………..…….4

1 Атомные электростанции…………………………....................................…6

1.1 Конструкция ядерного реактора…………………………………………..6

1.2 Классификация ядерных реакторов ………………………………………9

1.3 Принцип работы атомных станций ………………………………….….11

1.4 Перспективные типы  реакторов…………………………………………13

2 Ядерная энергетика в Республике Беларусь ………………………….…..15

2.1. Целесообразность развития  ядерной энергетики в РБ…………….......15

2.2. Строительство АЭС в Республике Беларусь ……………………….….18

Заключение…………….…………………………………………………..…..21

Список использованных источников ..………………………………………22

 

 

Введение

Известно, что наиболее освоенными и широко используемыми источниками  энергии на Земле в настоящее  время являются: полезные ископаемые органического происхождения, возобновляемые источники энергии органического происхождения (древесное топливо и т. п.), а также источники гидравлической энергии (пригодные для этой цели реки и другие водоемы). В совокупности эти источники удовлетворяют современные потребности человечества в энергии приблизительно на 80%. Однако, запасы полезных ископаемых довольно ограничены и распределены на Земле весьма не равномерно с геополитической точки зрения; возобновляемые источники энергии (древесное топливо и т. п.) недостаточно калорийны и их широкое использование для удовлетворения существующих сегодня потребностей грозит очевидной экологической катастрофой; возможности использования энергии водоемов также весьма ограничены и сопряжены с негативным влиянием на экологию. Поэтому, наиболее авторитетные ученые отечественной и зарубежной науки полагают, что перспективным направлением для развития энергосистем в ближайшем обозримом будущем все еще будет оставаться ядерная энергетика, несмотря на возможные опасности связанные с использованием радиоактивных материалов, как основного топлива ядерных энергетических установок.

Перспективность ядерной  энергетики, несмотря на последствия  чернобыльской трагедии, становится с каждым годом все более очевидной  благодаря результатам исследований, провидимым в ведущих ядерных  странах. Результаты этих исследований свидетельствуют, что создание достаточно надежных энергетических установок  на ядерном топливе сегодня вполне реально. Так основным содержанием  развития ядерной энергетики в России и ряда других зарубежных стран в  последние годы была дальнейшая разработка качественно новых подходов в  обеспечении безопасности атомных  станций и создание на базе этих подходов ядерной установки для  теплоснабжения крупных населенных пунктов, таких как города с численность  населения от 500 тыс. человек населения  и выше. Создание двух таких станций  в середине 80-х годов уже было близко к завершению под Нижним Новгородом и Воронежем, но волна антиядерных  настроений после чернобыльской  аварии 1986 года остановила их строительство. Использованные в этих проектах свойства самозащищенности реакторов и пассивные  системы и средства безопасности составляют на сегодняшний день основу безопасности новых поколений станций нового столетия во всем мире. Детальное изучение этого проекта экспертами из 13 стран в 1988 году подтвердило высокую безопасность установки, представляющую из себя атомные станции промышленного теплоснабжения (АСТП).Общая концепция АСТП была разработана в 1975-78 г.г., и первоначальный срок пуска блоков был ориентирован на 1985 г.

Что касается Беларуси, то после  чернобыльской аварии все исследовательские  и проектно-конструкторские работы по созданию ядерных ректоров были приостановлены. Тем не менее интерес  к развитию этого направлению  энергетики в республике остается, поскольку технический прогресс неразрывно связан с возрастанием потребности  в энергии во все больших масштабах. 

1 Атомные электростанции

1.1 Конструкция  ядерного реактора

Атомная электростанция (АЭС) - электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется  в электрическую.

Генератором энергии на АЭС  является атомный реактор. Ядерный  реактор - устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Составными частями любого ядерного реактора являются:

1-активная зона с ядерным топливом, обычно окруженная отражателем нейтронов, материалом которого являются те же вещества, что и для замедлителя

Активная зона ядерного реактора - пространство, в котором осуществляется контролируемая цепная реакция деления  ядер тяжёлых элементов (урана, плутония). Активная зона содержит:

-делящееся вещество, которое  чаще всего выполняется в виде  блоков или стержней. Делящееся вещество может находиться либо отдельно от остальных компонентов активной зоны (гетерогенный реактор), либо в смеси с ними (гомогенный реактор);

-замедлитель, если реакция  в основном производится медленными  нейтронами (в реакторах на быстрых  нейтронах замедлитель отсутствует). В качестве замедлителя обычно используют воду, тяжёлую воду, графит, бериллий, органические жидкости;

- теплоноситель для отвода  выделяющегося в результате реакции  тепла. Теплоносителями в реакторах на тепловых нейтронах служат вода, водяной пар, тяжёлая вода, органические жидкости, гелий, углекислый газ; в реакторах на быстрых нейтронах — жидкие металлы (преимущественно натрий);

- элементы, приборы и устройства  систем управления, контроля и  защиты реактора.

Рисунок 2. Активная зона ядерного реактора с отражателем:1 – контур зоны; 2 – тепловыделяющие стержни; 3 – регулирующие стержни; 4 – отражатель; 5 – корпус реактора.

2- загрузочное устройство;

3- вода-теплоноситель;

4- радиационная защита;

5- приводы системы дистанционного  управления;

6- напорный и всасывающий трубопроводы (рис. 1).

Рисунок 1. Продольный разрез реактора Института атомной энергии  имени И. В. Курчатова.

 

Основной характеристикой  ядерного реактора является его мощность. Мощность в 1 Мет соответствует цепной реакции, в которой происходит 3·1016 актов деления в 1 сек.

 

В активной зоне ядерного реактора находится ядерное топливо, протекает цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия.

 

1.2 Классификация  ядерных реакторов

По назначению и мощности ядерные реакторы делятся на несколько  групп:

1) экспериментальный реактор  (критическая сборка), предназначенный  для изучения различных физических  величин, значение которых необходимо  для проектирования и эксплуатации  ядерного реактора; мощность таких  реакторов не превышает несколько  квт;

2) исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов  и g-квантов, генерируемые в  активной зоне, используются для  исследований в области ядерной  физики, физики твёрдого тела, радиационной  химии, биологии, для испытания  материалов, предназначенных для  работы в интенсивных нейтронных  потоках (в т. ч. деталей ядерных  реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательского ядерного  реактора не превосходит 100 Мвт;  выделяющаяся энергия, как правило,  не используется. К исследовательским  Ядерный реактор относится импульсный  реактор;

3) изотопные ядерные реакторы, в которых потоки нейтронов  используются для получения изотопов, в том числе Pu и 3H для военных  целей;

4) энергетические ядерные  реакторы, в которых энергия, выделяющаяся  при делении ядер, используется  для выработки электроэнергии, теплофикации, опреснения морской воды, в силовых  установках на кораблях и т.  д. Мощность (тепловая) современного  энергетического ядерного реактора  достигает 3—5 ГВт. 

 

Ядерные реакторы могут различаться  также

• по виду ядерного топлива:

- естественный уран;

- слабо обогащенный;

- чистый делящийся изотоп.

• по его химическому составу:

- металлический U,

- UO2,

- UC и т. д.

• по виду теплоносителя:

- H2O;

- газ;

- D2O;

- органические жидкости;

- расплавленный металл.

• по роду замедлителя:

- С;

- H2O;

- D2O;

- Be;

- BeO;

- гидриды металлов;

- без замедлителя.

Наиболее распространены гетерогенные ядерные реакторы на тепловых нейтронах с замедлителями — H2О, С, D2О и теплоносителями — H2O, газ, D2O. В ближайшие десятилетия будут интенсивно развиваться быстрые реакторы. В них «сжигается» 238U, что позволяет лучше использовать ядерное топливо (в десятки раз) по сравнению с тепловыми ядерными реакторами. Это существенно увеличивает ресурсы ядерной энергетики.

 

1.3 Принцип работы  атомных станций

 

Тепло, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции  деления ядер некоторых тяжёлых  элементов, преобразуется в электроэнергию. Топливом для АЭС является ядерное топливо, содержащееся в твэлах, представляющих из себя тепловыделяющие сборки (ТВС). Для современных мощных реакторов загрузка составляет от 40 до 190 тонн. В отличие от ТЭС, работающих на органическом топливе, АЭС работает на ядерном горючем (в основном 233U, 235U. 239Pu). При делении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается 22 500 квт ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного топлива.

 

Принципиальная схема  АЭС с ядерным реактором, имеющим  водяное охлаждение, приведена на рис. 2. Тепло, выделяющееся в активной зоне реактора 1, отбирается водой (теплоносителем) 1-го контура, которая прокачивается  через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступает  в теплообменник (парогенератор) 3, где  передаёт тепло, полученное в реакторе, воде 2-го контура. Вода 2-го контура  испаряется в парогенераторе, и образующийся пар поступает в турбину 4.

Рисунок 3. Принципиальная схема  АЭС с ядерным реактором.

 

Наиболее часто на АЭС  применяются 4 типа реакторов на тепловых нейтронах:

1) водо-водяные с обычной  водой в качестве замедлителя  и теплоносителя;

2) графито-водные с водяным  теплоносителем и графитовым  замедлителем;

3) тяжеловодные с водяным  теплоносителем и тяжёлой водой  в качестве замедлителя;

4) графито-газовые с газовым  теплоносителем и графитовым  замедлителем.

 

Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным  образом накопленным опытом в  реакторостроении, а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. д. В СССР строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС  США наибольшее распространение  получили водо-водяные реакторы. Графито-газовые  реакторы применяются в Англии. В  атомной энергетике Канады преобладают  АЭС с тяжеловодными реакторами.

 

1.4 Перспективные типы реакторов

 

Исходя из перспектив глобального  преобразования мировой энергетики, наиболее перспективными можно считать, пожалуй, пять основных известных в  настоящее время науке типов  реакторов:

 

1. Высокотемпературный энергетический ядерный реактор на газообразном топливе (ГФЯР), являющийся реактором на тепловых нейтронах, в котором делящееся вещество (235U, 233U) в составе газообразного гексафторида урана или в виде испаренного металлического урана расположено в центральной зоне полости (цилиндрической или сферической), образованной твердым замедлителем-отражателем нейтронов (Be, BeO, C или их комбинацией). Перспективность ГФЯР связана со следующим:

возможность получения большой  мощности;

коэффициент воспроизводства, превышающий единицу;

высокая температура нагрева  рабочей среды (более 10000 К);

малая критическая масса (десятки килограмм делящегося вещества);

возможность циркуляции делящегося вещества и его очистка в системе  циркуляции.

Из этого следует:

- высокая эффективность использования горючего;

- минимальные затраты на топливный цикл;

- повышенная безопасность;

- высокая экономичность;

- широкий диапазон использования.

 

2. Вихревые ядерные реакторы на тепловых и быстрых нейтронах.

Вихревой реактор состоит  из вихревой камеры, внутри которой, благодаря  вихревому движению введенного тангенциально  теплоносителя образуется устойчивый центробежный кипящий слой мелкодисперсного твердого и жидкого ядерного топлива. Благодаря целому ряду положительных  свойств этого слоя энергетический вихревой ядерный реактор обладает некоторыми преимуществами по сравнению  с реакторами с фиксированными активными  зонами. С помощью этого типа реакторов  с высоким коэффициентом воспроизводства  на быстрых нейтронах можно коренным образом изменить структуру топливного баланса и создать возможность  практически неограниченного развития ядерной энергетики, поскольку преодолевается кризис ресурсов природного урана в будущем.

 

3. Электроядерный бридинг.

Сущность заключается  в использовании мощного пучка  заряженных частиц (протонов) высокой  энергии, получаемого с помощью  ускорителя, для бомбардировки мишеней (из бериллия, тория, урана). В результате возникают мощные источники нейтронов, которые можно использовать для  переработки уранового и ториевого  сырья в делящиеся материалы, то есть для производства ядерного топлива.

 

4. Пароводяной реактор-размножитель  на быстрых нейтронах (БПВР).

Реактор аналогичен ВВЭР.

 

5. Энергетический термоядерный  реактор (ТОКОМАК).

Существует пока в виде исследовательской установки, на которой  отрабатываются лишь основные принципы термоядерного синтеза. Практическая реализация управляемой термоядерной реакции сопряжена в настоящее  время с рядом физических и  технических трудностей.

Основная трудность физического  характера сопряжена с неустойчивостью  плазмы, помещенной в магнитную ловушку.

Трудности технического характера: наличие примесей с большими порядковыми  номерами приводят к возрастанию  энергетических потерь из плазмы.

Решение этих проблем требует  прохождения следующих этапов:

-научная демонстрация возможности осуществления термоядерного синтеза, при котором отношение выходной энергии реакции синтеза к энергии, затраченной на создание, нагрев и удержание плазмы, по крайней мере, равно единице;

-демонстрация технической осуществимости термоядерного реактора;

-создание демонстрационной термоядерной электростанции.

 

2. Будущее ядерной энергетики в Республике Беларусь

 

2.1. Целесообразность  развития ядерной энергетики в РБ

 

Решение о создании АЭС  зависит от многих факторов, среди  которых стоимость производства электроэнергии от АЭС по сравнению  с другими методами, мощность энергосистемы, технологические и экономические  возможности для осуществления  ядерной программы, степень зависимости  от дефицитных или импортируемых  видов топлива. Но основным фактором, определяющим для Беларуси будущее  ядерной энергетики после чернобыльской  аварии, является широкое общественное мнение. После аварии на Чернобыльской АЭС в Беларуси появилось настороженное и скептическое отношение общественности к перспективности ядерной энергетики. Стало очевидным, что безопасность выходит за границы безопасного развития ядерной энергетики.

 

Тем не менее, исходя из объективных  факторов, можно утверждать, что  в условиях острейшего дефицита органических энергоносителей в Беларуси, ядерная  энергетика может рассматриваться  в качестве реальной альтернативы. Несмотря на привлекательность, широко пропагандируемой идеи использования  экологически чистых энергоносителей (солнце, ветер, геотермальные воды и т. п.), в будущем они не могут  серьезно повлиять на структуру энергобаланса  республики. К тому же эти источники  энергии вовсе не безопасны для  человека. Согласно оценкам, вероятность  гибели людей при производстве электричества  от АЭС в 25 раз ниже, чем на ветровых, и в 10 раз ниже, чем на гелеоустановках.

 

Существенно также влияние  экономических возможностей Беларуси и необходимости импортирования ею ядерного топлива. Хотя в республике имеется опыт создания и успешной эксплуатации для исследовательских  целей действующего ядерного реактора (Институт проблем энергетики НАНБ, п. Сосны), однако после событий последовавших  после чернобыльской аварии все  работы в этом направлении были приостановлены, а реактор был демонтирован. Таким  образом, реальная перспектива развития ядерной энергетики в Беларуси, по крайней мере, в технологическом  и экономическом аспекте, может  рассматриваться только в неразрывной  связи с предстоящим экономическим  этапом объединения Беларуси и России. С учетом этого важно учитывать тенденции, наметившиеся в ядерной энергетике России и других ядерных стран. Так в выступлении президента России на саммите тысячелетия были предложены инициативы по совершенствованию ядерной энергетики с проведением работ в рамках международной программы. В частности предлагается «… исключение из использования в мирной ядерной энергетике обогащенного урана и плутония» в «… интересах кардинального повышения эффективности нераспространения ядерного оружия». По оценкам специалистов в этом контексте подразумевается не вообще обогащенный уран или плутоний, а высокообогащенный уран с содержанием 235U 20-90% и материал, например, природный или обогащенный уран с высоким (выше 20%) содержанием плутония, то есть материалы, пригодные для использования в качестве ядерных боеприпасов. В выступлении также прозвучал тезис об «окончательном решении проблемы радиоактивных отходов». Это означает, что в перспективной крупномасштабной ядерной энергетике (такой, как, например, в рамках предстоящего экономического объединения ряда стран СНГ, включая союз России и Белоруссии) необходимо модифицировать добычу урана, ввести трансмутационный замкнутый топливный цикл и улучшить упаковку наиболее опасных нуклидов из числа отходов перед их окончательным захоронением.

 

Концепция вводит в ядерную  энергетику:

 

-более высокий уровень безопасности (исключение аварий, требующих эвакуации населения);

 

-новую технологию обращения с ядерными и радиоактивными материалами для решения проблем экологии (достижения радиационной эквивалентности отходов и сырьевых материалов);

 

-техническое решение нераспространения делящихся материалов (исключение - выделение в чистом виде плутония, 233, 235U);

 

-приемлемый уровень экологичности (стоимость реакторов нового поколения не должны превышать стоимость современных быстрых ядерных реакторов).

 

Таким образом, в целом  реализация предложенных задач, включая  разработку естественно-безопасного  реактора на быстрых нейтронах, позволит решить проблему длительного и безопасного энергообеспечения за счет ядерной энергетики.

 

Для ее успешного развития традиционно необходимо решение  двух основных проблем:

 

Первая - проблема обеспечения  безопасного пути развития. Аспекты  решения этой проблемы тесно связаны  с вышерассмотренной концепцией, предложенной президентом России.

 

Вторая проблема - это  экономическая эффективность отрасли. Рассмотрение этом проблемы рассмотрим более подробно.

 

2.2 Строительство АЭС в Республике Беларусь

 

Согласно планам первый блок АЭС должен быть введен в 2016 году, второй — не позднее 2018 года.

 

Основной партнер Беларуси в проекте по строительству АЭС — «Атомстройэкспорт» (Россия), субпоставщиком готова стать Чехия.

 

История строительства  Белорусской АЭС

 

Вопрос о строительстве  в Беларуси АЭС прорабатывался еще в начале 1990-х годов. Национальной академией наук было определено более 70 потенциальных площадок для размещения станции. В дальнейшем многие площадки отсеялись по различным причинам. В результате, когда в 2006 году к вопросу о строительстве АЭС вернулись, было определено 4 возможных варианта размещения станции:

- Краснополянская площадка

- Кукшиновская площадка

- Верходвинская площадка (в качестве резервной).

- Островецкая площадка (также вначале рассматривалась в качестве резервной)

 

В декабре 2008 года в качестве места строительства определена Островецкая площадка.

 

Участвовать в строительстве, кроме России, готов ряд стран (Франция, США, Китай, Чехия и др.)

 

Намерения России предоставить Белоруссии 100 % необходимых средств  в виде кредита не получали юридического оформления. Белорусской стороной было сделано предложение Китаю и  США поучаствовать в строительстве  АЭС. Посол России в Республике Беларусь Александр Суриков озвучил следующую  позицию:

«Участие американцев  в строительстве АЭС я исключаю по политическим мотивам. Если к финансированию строительства АЭС подключится  Китай, у меня есть сомнения, что  Россия будет участвовать в реализации проекта».

 

На настоящее время  главным препятствием для подписания пакета соглашений о строительстве  АЭС является отсутствие совместного  белорусско-российского предприятия  по сбыту электроэнергии. Предполагается также, что проект Белорусской АЭС  может оказаться невыгоден России, так как Польша, Литва, Белоруссия и Калининградская область в  ближайшие годы планируют построить  четыре атомные станции.

 

К 2016 году российская сторона  предполагает ввести в эксплуатации Балтийскую АЭС (отчасти будет конкурировать  в части экспорта электроэнергии).

 

Технические параметры

 

Запланировано, что на станции  будет два энергоблока с реакторами типа ВВЭР мощностью 1200 МВт каждый. Проектируемая мощность АЭС составляет 2,4 тыс. МВт.

 

Правовые нормы

 

«Закон о радиационной безопасности населения Республики Беларусь» определяет основы правового  регулирования в области обеспечения  радиационной безопасности населения. Направлен на создание условий, обеспечивающих охрану жизни и здоровья людей  от вредного воздействия ионизирующего  излучения.

 

Воздействие на окружающую среду

 

В соответствии с Конвенцией об оценке воздействия на окружающую среду в трансграничном контексте, Белоруссия должна была предоставить общественности затрагиваемых стран  возможность принять участие  в процедурах оценки воздействия  АЭС на окружающую среду и провести соответствующие консультации.

 

В официальном отчете о  воздействии Белорусской АЭС  на окружающую среду утверждается, что река Вилия будет главным  источником обеспечения электростанции водой. Критики AЭС считают, что это  окажет отрицательное воздействие  на эту протекающую через Вильнюс  реку.

 

Комитет по осуществлению  Конвенции Эспо до конца августа 2010 продлил расследование вопроса  о выполнении Беларусью своих  международных обязанностей в процессе планирования строительства АЭС. Документ, подписанный в числе прочих и  нашей страной еще в 1991 году, обязывает  при строительстве опасных объектов учитывать мнение как собственной  общественности, так и стран-соседок.

 

7 мая 2010 года Министерство  окружающей среды Литвы распространило  официальную позицию по отношению  к белорусской АЭС. Позиция  Минприроды Литвы: «Требования  международной конвенции Эспоо  не соблюдены».

 

11 мая 2010 на слушаниях  в Вене представители общественности, министерств и федеральных земель  Австрии высказались против строительства  АЭС в Республике Беларусь. Герхард  Лойдль (представитель экологической  службы правительства Верхней  Австрии):

 

«Информация, представленная на слушаниях официальной белорусской  делегацией, бездоказательна. Не доказано, что проект „АЭС-2006“ можно отнести  к „поколению 3+“. Влияние АЭС  на окружающую среду анализируется  не полностью. Нет никакой ясности  в вопросах обращения с отходами и с хранением ОЯТ. Неясно, что  произойдет в случае падения на защитный корпус реактора пассажирского самолета. Возможности использования возобновляемых источников энергии оценены неправильно, нет ясности со сценариями наиболее тяжелых аварий. Наш вывод: проект не готов. Просим приостановить его  реализацию».

 

В своё время аналогичные  протесты со стороны австрийских  экологов были относительно завершения строительства возводимой по российскому  проекту АЭС Темелин в Чехии, однако станция была успешно запущена в 2002 году, несмотря на недовольство австрийского руководства и экологов.

 

Заключение

 

Несмотря на трагические  события, связанные с чернобыльской  аварией 1986 г., и получившее в связи  с этим широкий размах движение против развития ядерной энергетики и строительства  АЭС, результаты исследований последних  лет в различных областях инженерных дисциплин и физики высоких энергий, а также заключения авторитетных международных комиссий, убедительно  свидетельствуют в пользу дальнейшего  развития ядерной энергетики в самых  широких масштабах. Уже сегодня  существуют и одобрены экспертами из ведущих ядерных стран проекты  по созданию ядерных энергетических установок на качественно новом  уровне безопасности для различных  географических зон с отличающимися  климатическими условиями.

 

В условиях острого дефицита органических энергоносителей в  Беларуси ядерная энергетика может  рассматриваться в качестве реальной альтернативы. В новых политических и экономических условиях, сложившихся  в результате преобразований последних 10 лет в странах СНГ, Беларусь может и должна активно включиться в развитие отечественной ядерной  энергетики, которая вполне может  стать конкурентоспособной по отношению  к традиционной энергетике, использующей органическое топливо. Разработанные  российскими специалистами проекты  создания АСТП, а также исследования, проведенные еще в 1978-79 г.г. Белорусским  отделением ВНИПИ энергопрома, показали реальную техническую возможность  и экономическую целесообразность создания подобных станций в близи  крупных городов Беларуси с целью  обеспечения тепловой энергией промышленных и жилых объектов.