Атомная электростанция. Аббревиатура аэс

Аббревиатура аэс. Что означают различные аббревиатуры и сокращения?

АЭС - это... Что такое АЭС?

АЭС

Антиэкологический союз

с 2003

Источник: http://www.regnum.ru/expnews/265081.html

АЭС

атомная электростанцияатомная электрическая станция

техн., энерг.

Словарь: С. Фадеев. Словарь сокращений современного русского языка. — С.-Пб.: Политехника, 1997. — 527 с.

АЭС

авиационная эскадрилья связи

авиа, связь

АЭС

«Африканский этнографический сборник»

Словарь: С. Фадеев. Словарь сокращений современного русского языка. — С.-Пб.: Политехника, 1997. — 527 с.

АЭС

атомно-эмиссионная спектрометрия;атомно-эмиссионный спектрометр

в маркировке

АЭС

«Анархо-экологическое сопротивление»

движение

Источник: http://www.regnum.ru/news/324389.html

АЭС

автономный электростимулятор

техн.

Словарь: С. Фадеев. Словарь сокращений современного русского языка. — С.-Пб.: Политехника, 1997. — 527 с.

АЭС

автомобильная электростанция

авто, техн., энерг.

Словарь: С. Фадеев. Словарь сокращений современного русского языка. — С.-Пб.: Политехника, 1997. — 527 с.

АЭС

автоматическая электросвязь

связь, техн.

АЭС

Архангельские электрические сети

г. Архангельск, организация, энерг.

Источник: http://www.arhen.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=102&Itemid=5

АЭС

Аудитэнергосервис

http://aes18.ru/​

г. Ижевск, организация, энерг.

АЭС

«Ярмарка инновационных решений для эволюционного проекта атомной станции»

Источник: http://www.minatom.ru/News/Main/view?id=42184&idChannel=681

Пример использования

АЭС-2006

АЭС

Академия экономических стратегий

образовательный консорциум

образование и наука, фин.

Источник: http://www.russtrategy.ru/training/aes/

АЭС

«Автозаводские энергетические сети»

ООО

г. Нижний Новгород, организация, энерг.

Источник: http://www.vedomosti.ru/newspaper/article.shtml?2004/12/08/84524

Словарь сокращений и аббревиатур. Академик. 2015.

sokrasheniya.academic.ru

ОИАЭ расшифровка аббревиатуры в атомной энергетике

Оперативная информация

Суммарная мощность:

21103 МВт

Блоков в работе:

29

Выработка за текущий год:

143930.37 млн кВтч

Решим Ваши вопросы! Перезвоним через 10 минут

ОИАЭ расшифровка аббревиатуры

 

Определение ОИАЭ или объекты использования атомной энергии применяется при описании одним словом объектов, объединяющих:

 

• ядерные установки,
• радиационные источники,
• пункты хранения ядерных материалов и радиоактивных веществ,
• хранилища радиоактивных отходов,
• тепловыделяющие сборки ядерного реактора,
• облученные тепловыделяющие сборки ядерного реактора,
• ядерные материалы,
• радиоактивные вещества,
• радиоактивные отходы.

 

Объекты использования атомной энергии ОИАЭ

 

ОИАЭ — что это для атомной энергетики? Какие стандарты используют? Как диагностировать ОИАЭ?

 

Объекты использования атомной энергии — основа атомной электростанции АЭС. Существуют нерушимые правила порядка и приемки в эксплуатацию законченных строительством объектов для безопасности работы с атомной энергией. Стандарт СТО СРО-С 60542960 00033-2014 введен впервые 12 февраля 2014 и предназначен для использования организациями-членами СРО (саморегулируемые организации) атомной отрасли.

 

Срок эксплуатации ОИАЭ на атомной электростанции

 

Когда достигается определенный срок эксплуатации ОИАЭ, определенный на этапе сборки и установки или возраст использования, равный 30 годам, встает вопрос о возможности и далее эксплуатировать объект использования атомной энергии на АЭС. При получении разрешения на дальнейшую эксплуатацию ОИАЭ учитываются технические и экономические факторы, среди которых обеспечение различного рода безопасности при, во время и после эксплуатации. Важную роль играет возможность вывоза или хранения на площадке ядерной установки не заложенного объема отработавшего ядерного топлива.

 

Требования для осуществления продления времени содержатся в документе НП-024-2000.

 

Полезная информация:

 

Расшифровка ГЦТРасшифровка ГЦН на АЭСКД на АЭС

iiceb.ru

Что означают различные аббревиатуры и сокращения?

АБК - административно-бытовой корпусАВР — автоматический ввод резерваАЗ — аварийная защитаАЗ-1 - аварийная защита 1 уровня, автоматическое снижение мощности реактора до 60% Nнom.АЗ-2 - аварийная защита 2 уровня, автоматическое снижение мощности реактора до 50% Nнom;АЗ-5 - аварийная защита 5 уровня, снижение мощности реактора всеми стержнями СУЗ до полного заглушения;АЗМ - аварийный сигнал по превышению мощностиАЗРТ - аварийная защита реакторной установки по технологическим параметрамАЗС - аварийный сигнал по скорости нарастания мощностиАЗСП - АЗ по аварийному увеличению скорости нарастания мощности в пусковом диапазоне.АЗСР - аварийная защита по скорости в рабочем диапазоне мощности реактораАИС - автоматизированная измерительная системаАПН - аварийный питательный насосАР - автоматический регуляторАС — атомная станцияАСКРО - автоматизированная система контроля радиационной обстановкиАСТ - атомная станция теплоснабженияАСУ ТП - автоматизированная система управления технологическим процессомАТЭЦ - атомная теплоэлектроцентральАЦПУ - алфавитно-цифровое печатающее устройствоАЭС - атомная электростанцияАЭУ — атомная энергетическая установкаALARA - приемлемо достигаемый низкий уровень

БАЗ - быстродействующая аварийная защита.ББ - бассейн барботерБВ — бассейн выдержкиБВСРО - блок вспомогательных систем реакторного отделенияБИК - боковая ионизационная камераБл. «А» I оч. - блок №1, первая очередьБл. «Б» I оч. - блок №2, первая очередьБл. «В» I оч. - БВСРО первой очередиБл. «Г» I оч. - машинный зал первой очередиБл. «А» II оч. - блок №3, вторая очередьБл. «Б» II оч. - блок №4, вторая очередь, Объект «Укрытие»Бл. «В» II оч. - БВСРО второй очередиБл. «Г» II оч. - машинный зал второй очередиБОУ — блочная очистительная установкаБПВ - бак питательной водыБРУ - быстродействующая редукционная установка (устройство)БРУ-А - быстродействующая редукционная установка со сбросом пара в атмосферуБРУ-Б - быстродействующая редукционная установка со сбросом пара в барботерБРУ-Д — быстродействующее редукционное устройство со сбросом в деаэраторБРУ-К - быстродействующая редукционная установка со сбросом пара в конденсатор турбиныБС - барабан-сепараторБЩУ — блочный щит управленияБЩУ-Н - БЩУ неоперативныйБЩУ-О - БЩУ оперативный

ВАБ — вероятностный анализ безопасностиВВ — взрывчатые веществаВВЭР — водо-водяной энергетический реакторВИК — высотная ионизационная камераВИУБ - ведущий инженер управления блокомВИУР - ведущий инженер управления реакторомВИУТ — ведущий инженер управления турбинойВЗД - внутризонный датчикВК - верхний концевой выключательВК - водяные коммуникации, помещения водяных коммуникацийВКУ - внутрикорпусные устройстваВЛ - воздушная ловушкаВНИИАЭС - Всесоюзный научно-исследовательский институт по эксплуатации АЭСВП - выгорающий поглотительВРК - внутриреакторный контрольВСРО - вспомогательные системы реакторного отделенияВУ - вызывное устройствоВУВ - воздушная ударная волнаВХР - водно-химический режим

ГАЭН – ГосатомэнергонадзорГБ - (стержни) групп безопасностиГИС - главный инженер станцииГКНТ - Государственный комитет по науке и техникеГО - гражданская оборонаГПК - главный предохранительный клапанГТУ - газотурбинная установкаГЦН — главный циркуляционный насосГЦК — главный циркуляционный контур

ДКЭВ, ДКВ - датчик контроля энерговыделения по высотеДКЭР, ДКР - датчик контроля энерговыделения по радиусуДП - дополнительный поглотительДРК - дроссельно-регулирующий клапанДРЕГ - программа диагностической регистрацииДЭ - деаэраторная этажеркаДЭМ -

xn--90adflmiialse2m.xn--p1ai

Атомная электростанция — Википедия РУ

Страны с атомными электростанциями.      Эксплуатируются АЭС, строятся новые энергоблоки.      Эксплуатируются АЭС, планируется строительство новых энергоблоков.      Нет АЭС, станции строятся.      Нет АЭС, планируется строительство новых энергоблоков.      Эксплуатируются АЭС, строительство новых энергоблоков пока не планируется.      Эксплуатируются АЭС, рассматривается сокращение их количества.      Гражданская ядерная энергетика запрещена законом.      Нет АЭС.

А́томная электроста́нция (АЭС) — ядерная установка, использующая для производства электрической (и в некоторых случаях тепловой) энергии ядерный реактор (реакторы) и содержащая комплекс необходимых сооружений и оборудования[1].

История

Попытки использовать управляемую ядерную реакцию для производства электричества начались в 1940-х годах в нескольких странах. В СССР во второй половине 40-х гг., ещё до окончания работ по созданию первой советской атомной бомбы (её испытание состоялось 29 августа 1949 года), советские учёные приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии, генеральным направлением которого стала электроэнергетика. В 1948 году по предложению И. В. Курчатова и в соответствии с заданием КПСС и правительства начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии[2].

3 сентября 1948 года впервые удалось запитать электроприборы с помощью электричества, полученного на графитовом реакторе X-10[3][4][5]. В мае 1950 года в городе Обнинске, расположенном в Калужской области, началось строительство Обнинской АЭС. В том же 1950 году в США был создан реактор EBR-I[en] недалеко от города Арко, штат Айдахо. Данный реактор 20 декабря 1951 года в ходе эксперимента выработал пригодное для использования электричество мощностью 800 Вт. После этого мощность реактора была повышена для обеспечения электроэнергией станции, на которой находился реактор. Это даёт право называть данную станцию первой экспериментальной АЭС, но при этом она не была подключена к энергетической сети.

Обнинская АЭС мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 года в СССР. Она стала первой в мире атомной электростанцией, подключённой к общей электрической сети, хотя и производила электричество не в промышленных масштабах. В 1958 году была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт, впоследствии полная проектная мощность была доведена до 600 МВт. В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 года генератор 1-й очереди дал ток потребителям. В сентябре 1964 года был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 365 МВт запущен в декабре 1969 года. В 1973 году запущен первый блок Ленинградской АЭС[значимость факта?].

За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 году в Колдер-Холле (Великобритания). Через год в США вступила в строй АЭС Шиппингпорт мощностью 60 МВт. В 1959 году свою первую АЭС запустила Франция, 1961 — Германия, 1962 — Канада, 1964 — Швеция, 1966 — Япония. В 1976 году начались строительные работы на рекордном за всю историю атомной энергетики числе новых реакторов, 44 единицы. Годом ранее Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) выпустило прогноз, согласно которому к 2000 году суммарная мощность АЭС во всем мире достигнет 4000 ГВт или даже 7000 ГВт. Оценка оказалась завышенной в 10 раз.

В 1979 году произошла серьёзная авария на АЭС Три-Майл-Айленд, после чего США постепенно прекратили строительство атомных реакторов. К идее введения новых ядерных мощностей вернулась администрация Джорджа Буша младшего в начале 2000-х годов. Существовали планы серийного строительства реакторов третьего поколения, получившие неофициальное название «атомного ренессанса». На 2016 год четыре таких реактора строятся.

В 1984 и 1985 годах рекордное число реакторов было введено в эксплуатацию, 33 единицы в каждом году. В 1986 году — масштабная катастрофа на Чернобыльской АЭС, которая, помимо непосредственных последствий, серьёзно отразилась на всей ядерной энергетике в целом. Она вынудила специалистов всего мира пересмотреть проблему безопасности АЭС и задуматься о необходимости международного сотрудничества в целях повышения безопасности АЭС. Под влиянием чернобыльской катастрофы Италия провела референдум, на котором большинство высказалось за закрытие АЭС страны. В результате, в 1990-х Италия прекратила эксплуатировать атомные станции.

15 мая 1989 года на учредительной ассамблее в Москве, было объявлено об официальном образовании Всемирной ассоциации операторов атомных электростанций (англ. WANO), международной профессиональной ассоциации, объединяющей организации, эксплуатирующие АЭС, во всём мире. Ассоциация поставила перед собой амбициозные задачи по повышению ядерной безопасности во всём мире, реализуя свои международные программы[6].

К концу 80-х годов темпы строительства атомных станций существенно замедлились. Тем не менее, в 1996 году доля атомной энергетики во всемирной генерации электричества достигла своего пика — 17,6 %.

Большое влияние на атомную энергетику оказала катастрофа на АЭС Фукусима-1, произошедшая в марте 2011 года в Японии. Она возникла в результате воздействия на АЭС сильного землетрясения и последовавшего за ним цунами.

Выработка электроэнергии

В 2016 год суммарно АЭС мира выработали 2477 ТВт⋅ч электроэнергии[7], что составило 10,7 % всемирной генерации электричества. На апрель 2017 года количество действующих (и временно остановленных) ядерных энергоблоков в мире составляет 451[7].

Мировыми лидерами в производстве ядерной электроэнергии на 2016 год являлись[7][8]:

• США  США (805,3 млрд кВт·ч/год), работает 99 атомных реакторов (19,7 % от вырабатываемой электроэнергии).
• Франция  Франция (384,0 млрд кВт·ч/год), 58 реакторов (72,3 % от вырабатываемой электроэнергии).
• КНР  КНР (210,5 млрд кВт·ч/год), 36 реакторов (3,6 % от вырабатываемой электроэнергии).
• Россия  Россия (179,7 млрд кВт·ч/год), 37 реакторов (17,1 % от вырабатываемой электроэнергии).
• Республика Корея  Республика Корея (154,3 млрд кВт·ч/год), 25 реакторов (30,3 % от вырабатываемой электроэнергии).
• Канада  Канада (97,4 млрд кВт·ч/год), 19 реакторов (15,6 % от вырабатываемой электроэнергии).
• Украина  Украина (81,0 млрд кВт·ч/год), 15 реакторов (52,3 % от вырабатываемой электроэнергии).
• Германия  Германия (80,1 млрд кВт·ч/год), 8 реакторов (13,1 % от вырабатываемой электроэнергии).
• Великобритания  Великобритания (65,1 млрд кВт·ч/год), 15 реакторов (20,4 % от вырабатываемой электроэнергии).
• Швеция  Швеция (60,6 млрд кВт·ч/год), 10 реакторов (40,0 % от вырабатываемой электроэнергии).

Половина всемирной выработки электроэнергии на АЭС приходится на США и Францию.

Крупнейшая АЭС в Европе — Запорожская АЭС[9] в г. Энергодаре (Запорожская область, Украина), строительство которой началось в 1980 году. С 1996 года работают 6 энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000 суммарной мощностью 6,0 ГВт (эл.).

Крупнейшая АЭС в мире (по установленной мощности) — АЭС Касивадзаки-Карива (с 1997 года) находится в японском городе Касивадзаки префектуры Ниигата. Она имеет пять кипящих ядерных реакторов (BWR) и два улучшенных кипящих ядерных реактора (ABWR), суммарная установленная мощность которых составляет 8,212 ГВт (эл.). Однако станция не генерирует электричество с 2011 года. Поэтому крупнейшей в мире действующей является южнокорейская АЭС Кори с семью действующими энергоблоками (PWR) установленной мощностью 6,862 ГВт (эл.).

Современное состояние и перспективы

Атомные электростанции использует 31 страна. Подавляющее большинство АЭС находится в странах Европы, Северной Америки, Дальневосточной Азии и на территории бывшего СССР, в то время как в Африке их почти нет, а в Австралии и Океании их нет вообще. В мире действует 411 энергетических ядерных реакторов общей мощностью 353,4 ГВт[10]. Еще 41 реактор не производил электричества от 1,5 до 20 лет, причём 40 из них находятся в Японии.

Согласно докладу о состоянии индустрии ядерной энергетики[10], на 2016 год в отрасли наблюдается спад. Пик производства ядерной энергии был зафиксирован в 2006 году (2660 ТВт⋅ч). Доля ядерной энергетики в глобальном производстве электричества снизилась с 17,6 % в 1996 году до 10,7 % в 2015 году. 158 реакторов были окончательно остановлены. Средний возраст закрытого реактора составляет 25 лет. Кроме того, строительство 6 реакторов формально продолжается более 15 лет.

За последние 10 лет в мире в эксплуатацию было введено 47 энергоблоков, почти все из них находятся либо в Азии (26 — в Китае), либо в Восточной Европе. Две трети строящихся на данный момент реакторов приходятся на Китай, Индию и Россию. КНР осуществляет самую масштабную программу строительства новых АЭС, ещё около полутора десятка стран мира строят АЭС или развивают проекты их строительства.

В то же время в мире существуют противоположные тенденции стагнации и даже отказа от ядерной энергетики. Как некоторые лидеры атомной энергетики (США, Франция, Япония), так и некоторые другие страны закрыли ряд АЭС. Италия стала единственной страной, закрывшей все имевшиеся АЭС и полностью отказавшейся от ядерной энергетики. Бельгия, Германия, Испания, Швейцария осуществляют долгосрочную политику по отказу от ядерной энергетики. Литва, Казахстан временно не имеют ядерной энергетики, хотя планируют вместо закрытых АЭС построить новые. Австрия, Куба, Ливия, КНДР, Польша по политическим, экономическим или техническим причинам остановили свои ядерные программы перед пуском своих первых АЭС, начатых строительством, хотя две последние страны планируют строительство АЭС вновь. Ранее отказывалась от атомной энергетики Армения, однако затем её единственная АЭС была пущена в эксплуатацию вновь. Имеющие АЭС Нидерланды, Тайвань, Швеция планировали отказаться от атомной энергетики, хотя пока приостановили такие мероприятия. Также имели ранее, но отказались от программ атомной энергетики не имевшие АЭС Австралия, Азербайджан, Гана, Греция, Грузия, Дания, Ирландия, Латвия, Лихтенштейн, Люксембург, Малайзия, Мальта, Новая Зеландия, Норвегия, Португалия, Филиппины. Перспективы заявленного строительства новых АЭС в случаях некоторых стран также вызывают сомнения.

Прослеживается тенденция к старению ядерных реакторов. Средний возраст действующих реакторов составляет 29 лет. Самый старый действующий реактор находится в Швейцарии, работает в течение 47 лет.

В настоящее время разрабатываются международные проекты ядерных реакторов нового поколения, например ГТ-МГР, которые обещают повысить безопасность и увеличить КПД АЭС.

В 2007 году Россия приступила к строительству первой в мире плавучей АЭС, позволяющей решить проблему нехватки энергии в отдалённых прибрежных районах страны[11]. Строительство столкнулось с задержками. По разным оценкам, первая плавающая АЭС заработает в 2018—2019 годах.

Несколько стран, включая США, Японию, Южную Корею, Россию, Аргентину, ведут разработки мини-АЭС с мощностью порядка 10—20 МВт для целей тепло- и электроснабжения отдельных производств, жилых комплексов, а в перспективе — и индивидуальных домов. Предполагается, что малогабаритные реакторы (см., например, Hyperion АЭС) могут создаваться с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества[12]. Строительство одного малогабаритного реактора CAREM25 ведётся в Аргентине. Первый опыт использования мини-АЭС получил СССР (Билибинская АЭС).

Классификация

По типу реакторов

Атомные электростанции классифицируются в соответствии с типом используемых реакторов:

По виду отпускаемой энергии

Атомные станции по виду отпускаемой энергии можно разделить на:

• Атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки электрической энергии. При этом на многих АЭС есть теплофикационные установки, предназначенные для подогрева сетевой воды, используя тепловые потери станции.
• Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию.

Принцип действия

  Схема работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР)

На рисунке показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).

Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя и охладителя могут применяться также расплавы металлов: натрий, свинец, эвтектический сплав свинца с висмутом и др. Использование жидкометаллических теплоносителей позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в жидкометаллическом контуре не превышает атмосферного), избавиться от компенсатора давления.

Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-водяной энергетический реактор). Реакторы типа РБМК (Реактор большой мощности канального типа) использует один водяной контур, реакторы на быстрых нейтронах — два натриевых и один водяной контуры, перспективные проекты реакторных установок СВБР-100 и БРЕСТ предполагают двухконтурную схему, с тяжелым теплоносителем в первом контуре и водой во втором.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара вместо использования водохранилища вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.

Атомная станция теплоснабжения

Россия — одна из немногих стран, где серьёзно рассматриваются варианты строительства атомных станций теплоснабжения. Объясняется это тем, что в России существует централизованная система водяного отопления зданий, при наличии которой целесообразно применять атомные станции для получения не только электрической, но и тепловой энергии (аналогично ТЭЦ). Первые проекты таких станций были разработаны ещё в 70-е годы XX века, однако, из-за наступивших в конце 1980-х гг. экономических потрясений и жёсткого противодействия общественности до конца ни один из них реализован не был. Исключение составляют Билибинская АЭС небольшой мощности, снабжающая теплом и электричеством город Билибино в Заполярье (5292[13] чел.), и местные горнодобывающие предприятия, а также оборонные реакторы (главной задачей которых является производство плутония):

Было также начато строительство следующих АСТ на базе реакторов, в принципе аналогичных ВВЭР-1000:

Строительство всех трёх АСТ было остановлено во второй половине 1980-х или начале 1990-х годов.

В настоящий момент (2006) концерн «Росэнергоатом» планирует построить плавучую АСТ для Архангельска, Певека и других заполярных городов на базе реакторной установки КЛТ-40, используемой на атомных ледоколах. Есть вариант малой необслуживаемой АСТ на базе реактора «Елена», и передвижной (железнодорожным транспортом) реакторной установки «Ангстрем».

На Украине от АЭС отапливается ряд городов, в том числе Энергодар, отапливаемый самой большой АЭС в Европе.

Достоинства и недостатки

Главное преимущество — практическая независимость от источников топлива из-за небольшого объёма используемого топлива. Например 54 тепловыделяющих сборки общей массой 41 тонна на один энергоблок с реактором ВВЭР-1000 в 1—1,5 года (для сравнения, Троицкая ГРЭС мощностью 2000 МВт сжигает за сутки два железнодорожных состава угля). Расходы на перевозку ядерного топлива, в отличие от традиционного, минимальны. В России это особенно важно в Европейской части, так как доставка угля из Сибири слишком дорога.

Огромным преимуществом АЭС является её относительная экологическая чистота. На ТЭС суммарные годовые выбросы вредных веществ, в которые входят сернистый газ, оксиды азота, оксиды углерода, углеводороды, альдегиды и золовая пыль, на 1000 МВт установленной мощности составляют от примерно 13 000 тонн в год на газовых и до 165 000 тонн на пылеугольных ТЭС. Подобные выбросы на АЭС возникают в редких случаях задействования резервных дизельных генераторов. ТЭС мощностью 1000 МВт потребляет 8 миллионов тонн кислорода в год для окисления топлива, АЭС же не потребляют кислорода[15].

Кроме того, больший удельный (на единицу произведённой электроэнергии) выброс радиоактивных веществ даёт угольная станция. В угле всегда содержатся природные радиоактивные вещества, при сжигании угля они практически полностью попадают во внешнюю среду. При этом удельная активность выбросов ТЭС в несколько раз выше, чем для АЭС[16][17].

Единственный фактор, в котором АЭС уступают в экологическом плане традиционным КЭС — тепловое загрязнение, вызванное большими расходами технической воды для охлаждения конденсаторов турбин, которое у АЭС несколько выше из-за более низкого КПД (не более 35 %). Однако этот фактор важен для водных экосистем, а современные АЭС в основном имеют собственные искусственно созданные водохранилища-охладители или вовсе охлаждаются градирнями. Также некоторые АЭС отводят часть тепла на нужды отопления и горячего водоснабжения городов, что снижает непродуктивные тепловые потери.

Существуют действующие и перспективные проекты по использованию «лишнего» тепла в энергобиологических комплексах (рыбоводство, выращивание устриц, обогрев теплиц и пр.). Кроме того, в перспективе возможно осуществление проектов комбинирования АЭС с ГТУ, в том числе в качестве «надстроек» на существующих АЭС, которые могут позволить добиться аналогичного с тепловыми станциями КПД[18][19][20][21].

Для большинства стран, в том числе и России, производство электроэнергии на АЭС не дороже, чем на пылеугольных и тем более газомазутных ТЭС. Особенно заметно преимущество АЭС в стоимости производимой электроэнергии во время так называемых энергетических кризисов, начавшихся с начала 70-х годов. Падение цен на нефть автоматически снижает конкурентоспособность АЭС.

Затраты на строительство АЭС по оценкам, составленным на основе реализованных в 2000-х годах проектов, ориентировочно равны 2300 $ за кВт электрической мощности, эта цифра может снижаться при массовости строительства (для ТЭС на угле 1200 $, на газе — 950 $)[22]. Прогнозы на стоимость проектов, осуществляемых в настоящее время, сходятся на цифре 2000 $ за кВт (на 35 % выше, чем для угольных, на 45 % — газовых ТЭС)[23].

Главный недостаток АЭС — тяжёлые последствия аварий, для исключения которых АЭС оборудуются сложнейшими системами безопасности с многократными запасами и резервированием, обеспечивающими исключение расплавления активной зоны даже в случае максимальной проектной аварии[15]. В то же время в мире эксплуатируются реакторы, не имеющие важных систем безопасности, требовавшихся стандартами безопасности 1970-х годов.

Серьёзной проблемой для АЭС является их ликвидация после выработки ресурса, по оценкам она может составить до 20 % от стоимости их строительства[15].

По ряду технических причин для АЭС крайне нежелательна работа в манёвренных режимах, то есть покрытие переменной части графика электрической нагрузки[15].

Выбросы

Любая работающая АЭС оказывает влияние на окружающую среду по четырём направлениям:

• газообразные (в том числе радиоактивные) выбросы в атмосферу;
• выбросы большого количества тепла;
• распространение вокруг АЭС жидких радиоактивных отходов.

В процессе работы реактора АЭС суммарная активность делящихся материалов возрастает в миллионы раз. Количество и состав газоаэрозольных выбросов радионуклидов в атмосферу зависит от типа реактора, продолжительности эксплуатации, мощности реактора, эффективности газо- и водоочистки. Газоаэрозольные выбросы проходят сложную систему очистки, необходимую для снижения их активности, а затем выбрасываются в атмосферу через вентиляционную трубу.

Основные компоненты газоаэрозольных выбросов — радиоактивные инертные газы, аэрозоли радиоактивных продуктов деления и активированных продуктов коррозии, летучие соединения радиоактивного иода[24]. В общей сложности в реакторе АЭС из уранового топлива образуются посредством деления атомов около 300 различных радионуклидов, из которых более 30 могут попасть в атмосферу[25]. Среди них:

Возникшие газы через микротрещины ТВЭЛов (в реакторе ВВЭР-1000 находится 48 тыс. ТВЭЛов), а также в процессе извлечения ТВЭЛов в ходе их периодической замены, попадают в теплоноситель. Согласно статистике один из 5000 ТВЭЛов имеет какие-то серьёзные повреждения оболочки, облегчающие попадание продуктов деления в теплоноситель. Эксплуатационным регламентом российских АЭС допускается наличие до 1 % ТВЭЛов с повреждённой защитной оболочкой.

Реактор типа ВВЭР образует в год около 40 000 Ки газообразных радиоактивных выбросов. Большинство из них удерживается фильтрами или быстро распадаются, теряя радиоактивность. При этом реакторы типа РБМК дают на порядок больше газообразных выбросов, чем реакторы типа ВВЭР. Среднесуточный выброс радиоактивных газов и аэрозолей на Курской АЭС в 1981—1990 и Смоленской в 1991—1992 годах достигал 600—750 Ки/сут. В среднем в сутки на территории России газообразные выбросы АЭС составляли до 1993 года около 800 Ки (за год — около 300 тыс. Ки).

Большая часть радиоактивности газоаэрозольных выбросов генерируется короткоживущими радионуклидами и без ущерба для окружающей среды распадается за несколько часов или дней. Кроме обычных газообразных выбросов время от времени АЭС выбрасывает в атмосферу небольшое количество радионуклидов — продуктов коррозии реактора и первого контура, а также осколков деления ядер урана. Они прослеживаются на несколько десятков километров вокруг любой АЭС[26].

Безопасность атомных электростанций

Срок эксплуатации и износ оборудования

Срок эксплуатации АЭС ограничивается, в частности, изменением механических свойств, однородности материала и нарушением геометрической формы конструкционных элементов реактора под действием радиационного излучения[27]. При строительстве первой АЭС в США специалисты считали, что вклад этого эффекта настолько велик, что не позволит эксплуатировать реактор более 100 дней, сейчас же срок эксплуатации реакторов АЭС оценивается в некоторых случаях до 60 лет[28], а для АЭС Сарри в США в 2015 году запрошено разрешение на продление эксплуатации до 80 лет и планируется запросить такое же разрешение для АЭС Пич-Боттом[29][30].

Основным лимитирующим параметром ресурса для корпусов реакторов ВВЭР оказывается сдвиг критической температуры вязко-хрупкого перехода основного металла и металла сварных швов. Сдвиг температуры растёт с ростом флюенса быстрых нейтронов F, хотя обычно менее быстро, чем флюенс (пропорционально F0,33...1,0). Восстановление облучённых корпусов реакторов и продление срока эксплуатации в некоторых случаях возможно при специальном отжиге корпуса, однако этот метод применим не для всех материалов корпусов и швов. Второй серьёзной материаловедческой проблемой реакторов является радиационное охрупчивание внутрикорпусных устройств, деформация которых из-за радиационного распухания стали и роста термоупругих напряжений ведёт к тому, что последующие большие изменения температурных напряжений совместно с высоким уровнем статических напряжений могут привести к усталостным разрушениям[28][31].

Нормативный срок эксплуатации атомных энергоблоков устанавливается правительством конкретной страны на основании проектного ресурса работы конкретного типа энергоблока. Этот срок обычно составляет 30—40 лет. В результате исследований узлов и агрегатов энергоблока и, в случае необходимости, принятия мер по их восстановлению срок эксплуатации может быть продлён на десятилетия за пределы проектного срока. Продление срока эксплуатации является весьма экономически эффективной мерой; так, для реактора ВВЭР-1000 затраты на продление срока службы на 10 (20) лет оцениваются в 76 (89) млн долларов, тогда как прибыль от эксплуатации в течение этих сроков составляет 970 (1300) млн долларов[28]. В России нормативный срок эксплуатации большинства типов энергоблоков составляет 30 лет[32][33]. Эксплуатация реакторов ВВЭР первого поколения и РБМК в России продлена до 45 лет, ВВЭР второго поколения — до 55 лет[34]. Под замену старым реакторам, для которых приближается нормативный срок вывода из эксплуатации, иногда строятся новые реакторы. Типичный пример представляет ЛАЭС-2, которая строится в городе Сосновый Бор на замену приближающейся к выводу из эксплуатации ЛАЭС-1. В США обычно операторы АЭС получают лицензию на эксплуатацию нового реактора в течение 40 лет. Позднее операторы могут запрашивать продление лицензии до 60 лет. Несколько десятков таких разрешений уже предоставлены[35]. В 2015 году подан первый запрос на продление лицензии до 80 лет, для двух энергоблоков АЭС Сарри в штате Виргиния[29][30]. Средний возраст американских реакторов составляет 35,6 года. Во Франции предельный срок эксплуатации не установлен. АЭС раз в 10 лет проходят инспекцию, по результатам которой выдается продление лицензии при соответствии стандартам безопасности. Средний возраст реакторов Франции — 29 лет. Орган ядерной безопасности Франции (Autorité de sûreté nucléaire) заявил о намерении предоставлять разрешение эксплуатировать реакторы свыше 40 лет. В соответствии с новыми правилами ядерной безопасности Японии операторы АЭС могут просить разрешение продолжить эксплуатацию реактора свыше 40 лет. Правительственное агентство должно либо разрешить, либо запретить эксплуатацию[10][36].

Наиболее старые работающие реакторы:

Производство водорода

Правительством США принята Атомная водородная инициатива. Ведутся работы (совместно с Южной Кореей) по созданию атомных реакторов нового поколения, способных производить в больших количествах водород. INEEL (Idaho National Engineering Environmental Laboratory) прогнозирует, что один энергоблок атомной электростанции следующего поколения будет производить ежедневно водород, эквивалентный 750000 литрам бензина.

Финансируются исследования возможностей производства водорода на существующих атомных электростанциях.

Термоядерная энергетика

Ещё более интересной, хотя и относительно отдалённой перспективой выглядит использование энергии ядерного синтеза. Термоядерные реакторы, по расчётам, будут потреблять меньше топлива на единицу энергии, и как само это топливо (дейтерий, литий, гелий-3), так и продукты их синтеза не радиоактивны и, следовательно, экологически безопасны.

С 2006 г. и по настоящее время эксплуатируется экспериментальный термоядерный реактор EAST в г. Хэфэй, КНР, на котором в 2009 году впервые коэффициент энергетической рентабельности превысил единицу[37], а в 2016 году удалось удержать плазму с температурой 5·107 K в течение 102 секунд[38].

В настоящее время при участии России, США, Японии и Евросоюза на юге Франции в Кадараше ведётся строительство международного экспериментального термоядерного реактора ITER.

См. также

Примечания

1. ↑ Общие положения обеспечения безопасности атомных станций содержат следующее формальное определение АЭС: Атомная станция — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор (реакторы) и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимыми работниками (персоналом), предназначенная для производства электрической энергии.
2. ↑ Архивированная копия  (недоступная ссылка — история). Проверено 26 февраля 2009. Архивировано 14 августа 2009 года. (недоступная ссылка) Проверено 11 ноября 2017.
3. ↑ Graphite Reactor  (недоступная ссылка — история) (31 October 2013). Архивировано 2 ноября 2013 года.
4. ↑ Graphite Reactor Photo Gallery (31 October 2013).
5. ↑ First Atomic Power Plant at X-10 Graphite Reactor (31 October 2013).
6. ↑ ВАО АЭС. Московский Региональный Центр Архивировано 11 июня 2009 года.
7. ↑ 1 2 3 World Nuclear Generation and Capacity — Nuclear Energy Institute.
8. ↑ Top 10 Nuclear Generating Countries — Nuclear Energy Institute
9. ↑ Запорожская АЭС
10. ↑ 1 2 3 The World Nuclear Industry Status Report 2016
11. ↑ Андрей Жуков. В Петербурге запущена первая в мире плавучая АЭС (рус.). РБК daily (30 июня 2010). Проверено 4 октября 2010. Архивировано 23 августа 2011 года.
12. ↑ Портативная АЭС Hyperion появилась в продаже Архивировано 11 декабря 2008 года.
13. ↑ Численность населения Чукотского автономного округа по муниципальным образованиям на 1 января 2018 года
14. ↑ Реактор АДЭ-2 ФГУП «ГХК» остановлен 15 апреля 2010 г. в 12.00 по красноярскому времени  (недоступная ссылка — история). Горно-химический комбинат (Железногорск) (15 апреля 2010). Проверено 18 октября 2010. (недоступная ссылка)
15. ↑ 1 2 3 4 под ред. проф. А. Д. Трухния. Основы современной энергетики / под общ.ред. чл.-корр.РАН Е. В. Аметистова. — М.: Издательский дом МЭИ, 2008. — Т. 1. — С. 174—175. — 472 с. — ISBN 978 5 383 00162 2.
16. ↑ Часто задаваемые вопросы. Атомэнергопром. Проверено 9 сентября 2010. Архивировано 23 августа 2011 года.
17. ↑ П. Шомполов. Выбросы АЭС на практике в сотни раз меньше допустимых. energyland.ru (14 августа 2009). Проверено 9 сентября 2010. Архивировано 23 августа 2011 года.
18. ↑ Е. А. Бойко. Сточные воды ТЭЦ и их очистка. — Красноярск: Красноярский государственный технический университет, 2005. — С. 4—7. — 11 с.
19. ↑ Тепловое загрязнение. Большая Энциклопедия Нефти Газа. Проверено 4 октября 2010. Архивировано 23 августа 2011 года.
20. ↑ В. И. Басов, М. С. Доронин, П. Л. Ипатов, В. В. Каштанов, Е. А. Ларин, В. В. Северинов, В. А. Хрусталёв, Ю. В. Чеботаревский. Региональная эффективность проектов АЭС / Под общ.ред.П. Л. Ипатова. — М.: Энергоатомиздат, 2005. — С. 195—196. — 228 с. — ISBN 5 283 00796 0.
21. ↑ Е. Д. Домашев, А. Ю. Зенюк, В. А. Рейсиг, Ю. М. Колесниченко Некоторые подходы к решению проблемы продления ресурса энергоблоков АЭС Украины // Промышленная теплотехника. — Национальная академия наук Украины, 2001. — Т. 23, № 6. — С. 108—112.
22. ↑ Фаворский О. Н. Об энергетике России в ближайшие 20-30 лет // Вестник Российской академии наук. — 2007. — Т. 77, вып. 2. — С. 121-127. — ISSN 0869-5873.
23. ↑ Томас С. Экономика ядерной энергетики. Фонд Генриха Бёлля (12-05). Проверено 6 мая 2012. Архивировано 30 мая 2012 года.
24. ↑ Комплексная система очистки газоаэрозольных выбросов АЭС. — Обнинск-3: ЗАО «Прогресс-Экология», 2008.
25. ↑ Яблоков А. В. Миф об экологической чистоте атомной энергетики/ Масштабы газо-аэрозольных выбросов АЭС. — М.: Учебно-методический коллектор «Психология», 2001. — С. 13—18. — 137 с.
26. ↑ Бекман И. Н. Ядерная индустрия: Курс лекций/ Предотвращение загрязнения окружающей среды выбросами АЭС. — М.: Химичесский факультет МГУ. — С. 2—4. — 26 с.
27. ↑ Мордкович В. Н. Радиационные дефекты // Физическая энциклопедия : [в 5 т.] / Гл. ред. А. М. Прохоров. — М.: Большая российская энциклопедия, 1994. — Т. 4: Пойнтинга — Робертсона — Стримеры. — С. 203—204. — 704 с. — 40 000 экз. — ISBN 5-85270-087-8.
28. ↑ 1 2 3 Неклюдов И. М. Состояние и проблемы материалов атомных реакторов Украины // Вопросы атомной науки и техники. — 2002. — С. 3—10. — (Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (81)).
29. ↑ 1 2 Surry to seek 80-year operation. Nucl.Engineering Int.
30. ↑ 1 2 Exelon Will Seek License to Run Nuclear Plant for 80 Years — Bloomberg
31. ↑ Алексеенко Н. Н., Амаев А. Д., Горынин И. В., Николаев В. А. Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов / Под ред. И. В. Горынина. — М.: Энергоиздат, 1981. — 192 с.
32. ↑ НП 017—2000. Основные требования к продлению срока эксплуатации блока атомной станции. Утверждены Постановлением № 4 Госатомнадзора России от 18 сентября 2000 г.
33. ↑ Новые разработки в атомной промышленности. О продлении срока эксплуатации блока атомной электростанции
34. ↑ Енговатов И. А., Былкин Б. К. Вывод из эксплуатации ядерных установок (на примере блоков атомных станций) : Учебное пособие. — М.: МГСУ, 2015. — 128 с. — ISBN 978-5-7264-0993-1.
35. ↑ Almost all U.S. nuclear plants require life extension past 60 years to operate beyond 2050 — U.S. Energy Information Administration (EIA)
36. ↑ The World Nuclear Industry Status Report 2014
37. ↑ Термояд вышел из нуля — Газета.Ru архив
38. ↑ Китайские термоядерщики получили рекордную температуру (5 февраля 2016). Проверено 11 ноября 2017.

Ссылки

http-wikipediya.ru

Атомная электростанция Википедия

Страны с атомными электростанциями.      Эксплуатируются АЭС, строятся новые энергоблоки.      Эксплуатируются АЭС, планируется строительство новых энергоблоков.      Нет АЭС, станции строятся.      Нет АЭС, планируется строительство новых энергоблоков.      Эксплуатируются АЭС, строительство новых энергоблоков пока не планируется.      Эксплуатируются АЭС, рассматривается сокращение их количества.      Гражданская ядерная энергетика запрещена законом.      Нет АЭС.

А́томная электроста́нция (АЭС) — ядерная установка, для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используется ядерный реактор (реакторы) и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимыми работниками (персоналом) (НП-001)[1].

История[ | код]

Попытки использовать управляемую ядерную реакцию для производства электричества начались в 1940-х годах в нескольких странах. В СССР во второй половине 40-х гг., ещё до окончания работ по созданию первой советской атомной бомбы (её испытание состоялось 29 августа 1949 года), советские учёные приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии, генеральным направлением которого стала электроэнергетика. В 1948 году по предложению И. В. Курчатова и в соответствии с заданием ВКП(б) и правительства начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии[2].

3 сентября 1948 года впервые удалось запитать электроприборы с помощью электричества, полученного на графитовом реа

ru-wiki.ru

---

• 
  Экологические электростанции
• 
  Солнечные батареи плюсы и минусы
• 
  Пусковое переносное устройство для автомобиля
• 
  354 постановление перерасчет по отоплению
• 
  Защитное зануление в квартире
• 
  Выключатель на две клавиши как подключить
• 
  Максимальная мощность
• 
  И или логические
• 
  Мини электростанция для дома своими руками
• 
  Ксо камеры
• 
  Рп 6 кв