Аэс особенности: Росатом Госкорпорация «Росатом» ядерные технологии атомная энергетика АЭС ядерная медицина

Росатом Госкорпорация «Росатом» ядерные технологии атомная энергетика АЭС ядерная медицина

Росатом Госкорпорация «Росатом» ядерные технологии атомная энергетика АЭС ядерная медицина

На АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии

Ядерная энергия

переходит в тепловую

Тепловая энергия

переходит в механическую

Механическая энергия

преобразуется в электрическую

РЕАКТОР

1. Ядерная энергия переходит в тепловую

Основой станции является реактор — конструктивно выделенный объем, куда загружается ядерное топливо и где протекает управляемая цепная реакция. Уран-235 делится медленными (тепловыми) нейтронами. В результате выделяется огромное количество тепла.

ПАРОГЕНЕРАТОР

2. Тепловая энергия переходит в механическую

Тепло отводится из активной зоны реактора теплоносителем — жидким или газообразным веществом, проходящим через ее объем. Эта тепловая энергия используется для получения водяного пара в парогенераторе.

ЭЛЕКТРОГЕНЕРАТОР

3. Механическая энергия преобразуется в электрическую

Механическая энергия пара направляется к турбогенератору, где она превращается в электрическую и дальше по проводам поступает к потребителям.

Основным элементом реактора является активная зона(1). Она размещена в бетонной шахте. Обязательными компонентами любого реактора являются система управления и защиты, позволяющая осуществлять выбранный режим протекания управляемой цепной реакции деления, а также система аварийной защиты – для быстрого прекращения реакции при возникновении аварийной ситуации. Все это смонтировано в главном корпусе.

Есть также второе здание, где размещается турбинный зал(2): парогенераторы, сама турбина. Далее по технологической цепочке следуют конденсаторы и высоковольтные линии электропередач, уходящие за пределы площадки станции.

На территории находятся корпус для перегрузки и хранения в специальных бассейнах отработавшего ядерного топлива. Кроме того, станции комплектуются элементами оборотной системы охлаждения – градирнями(3) (бетонная башня, сужающаяся кверху), прудом-охладителем (естественный водоем, либо искусственно созданный) и брызгальными бассейнами.

АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Одноконтурная схема применяется на атомных станциях с реакторами типа РБМК-1000. Реактор работает в блоке с двумя конденсационными турбинами и двумя генераторами. При этом кипящий реактор сам является парогенератором, что и обеспечивает возможность применения одноконтурной схемы. Одноконтурная схема относительно проста, но радиоактивность в этом случае распространяется на все элементы блока, что усложняет биологическую защиту.

В настоящее время в России действует 4 АЭС с одноконтурными реакторами

АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Двухконтурную схему применяют на атомных станциях с в водо-водяными реакторами типа ВВЭР. В активную зону реактора подается под давлением вода, которая нагревается. Энергия теплоносителя используется в парогенераторе для образования насыщенного пара. Второй контур нерадиоактивен. Блок состоит из одной конденсационной турбины мощностью 1000 МВт или двух турбин мощностью по 500 МВт с соответствующими генераторами.

В настоящее время в России действует 6 АЭС с двухконтурными реакторами

АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Трехконтурную схему применяют на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой, сооружают второй контур с нерадиоактивным натрием. Таким образом схема получается трехконтурной.

В настоящее время в России действует 1 АЭС с трехконтурным реактором

В настоящее время в России действует 4 АЭС с одноконтурными реакторами

В настоящее время в России действует 6 АЭС с двухконтурными реакторами

В настоящее время в России действует 1 АЭС с трехконтурными реакторами

Выбрать язык:

Русский /
English

Следите за нами:

Следите за нами:

Этот сайт использует cookies. Продолжая работу с сайтом, Вы выражаете своё согласие на обработку Ваших персональных данных. Отключить cookies Вы можете в настройках своего браузера.
Подробнее

СОГЛАСЕН

Принцип работы атомной электростанции. Справка

Сpеди них пеpвый и наиболее pаспpостpаненный тип – это pеактоp на обогащенном уpане, в котоpом и теплоносителем, и замедлителем является обычная, или «легкая», вода (легководный реактор). Существуют две основные pазновидности легководного реактора: pеактоp, в котоpом паp, вpащающий туpбины, обpазуется непосpедственно в активной зоне (кипящий реактор, в России – РБМК — реактор большой мощности, канальный), и pеактоp, в котоpом паp обpазуется во внешнем, или втоpом, контуpе, связанном с пеpвым контуpом теплообменниками и паpогенеpатоpами (водо водяной энергетический реактор – ВВЭР).

Втоpой тип pеактоpа – газоохлаждаемый pеактоp (с гpафитовым замедлителем).

Тpетий тип pеактоpа, – это реактоp, в котоpом и теплоносителем, и замедлителем является тяжелая вода, а топливом природный уран.

Существует также реактор на быстрых нейтронах (БН).

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.

Основные процессы, происходящие во время работы АЭС:

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

Особенности экономики АЭС

Особенности экономики АЭС

Особенности экономики АЭС в основном связаны с использованием ядерного топлива:

1. Высокая теплотворная способность ядерного топлива приводит к тому, что АЭС потребляет весьма незначительную массу топлива, таким образом на АЭС значительно меньше затраты на транспортную доставку по сравнению с ТЭС;

2. Стоимость топлива, загружаемого в реактор нельзя отнести сразу на себестоимость электрической энергии, так как в активной зоне находится значительно больше топлива, чем в данный момент расходуется на производство электроэнергии, а также топливо выгорает не сразу;

3. Затраты на топливо АЭС покрываются из оборотных средств станции, однако стоимость ядерного топлива составляет основную часть оборотных фондов станции;

4. Топливная загрузка реактора в связи с большой стоимостью и длительностью ее функционирования в процессе эксплуатации относят к долговременным оборотным средствам;

5. Для АЭС характерны значительно большие (в 1,5 раза) капиталовложения, чем в ТЭС, что приводит к существенному увеличению фондоемкости, а также постоянной составляющей годовых затрат на производство электроэнергии на АЭС;

6. Главное отличие АЭС от ТЭС заключается в том, что на АЭС доля топливной составляющей себестоимости составляет 30-40%, а постоянная составляющая достигает 70-80% всей себестоимости.

Для характеристики АЭС и эффективности ее работы используют технико-экономические показатели (ТЭП), аналогичные тем которые приняты в теплоэнергетике. К числу основных показателей относятся:

1. Себестоимость — важнейший экономический показатель работы станции. Она характеризует совокупность затрат в денежном выражении, овеществляемого и живого труда в процессе производства электроэнергии на АЭС.

2. Удельные капиталовложения в строительство АЭС или удельная стоимость установленного киловатта электрической мощности станции — это экономический показатель, влияющий не только на эффективность работы, но также и на конкурентоспособность АЭС по отношению к другим типам электростанций при планировании развития энергетики в том или ином регионе страны. На удельную себестоимость установленного киловатта влияет целый ряд факторов, таких как стоимость и цена основного оборудования, район размещения станции, принятая тепловая схема.

3. Коэффициент полезного действия АЭС — характеризует ее экономичность, совершенство проектных решений и технический уровень эксплуатации. Значение к.п.д. зависит, главным образом, от типа ядерной паро-производительной установки и параметров теплоносителя.

4. Предельный срок эксплуатации АЭС — характеризует надежность и долговечность работы основного оборудования и АЭС в целом.

5. Экономическая эффективность сооружения АЭС — ее показателем в энергетике является минимум приведенных затрат.

6. Глубина выгорания ядерного топлива — характеризует эффективность использования ядерного топлива.

7. Штатный коэффициент — характеризует удельную численность персонала АЭС. Численность персонала зависит от типа ядерной паро-производительной установки, уровня автоматизации технических процессов, принятой системы ремонтно-технического обслуживания.

При калькуляции себестоимости производства электроэнергии на АЭС, определение постоянной составляющей себестоимости практически ничем не отличается от методики расчета, принятой для конденсационных электрических станций. Например, при выборе норматива амортизационных отчислений и учете стоимости, все производственные фонды АЭС разделяют на группы, аналогичные тем, которые приняты для ТЭС (здания и сооружения, оборудование ядерной паропроизводящей установки ЯППУ и системы водоотчиски СВО, турбинное оборудование, вспомогательное тепломеханическое оборудование и трубопроводы, электромеханическое оборудование и распределительные устройства).

Нормируемые проценты амортизационных отчислений на капитальный ремонт устанавливают исходя из срока службы основного оборудования (30 лет), производственных зданий и сооружений (60-65 лет). Для турбоагрегатов и традиционного тепломеханического и электротехнического оборудования на АЭС применяются те же нормы амортизационных отчислений, что и для ТЭС.

Специфичным является оборудование ЯППУ и других радиоактивных контуров. Для этого оборудования, как отмечалось выше, выбор нормативного процента амортизационных отчислений зависит от назначения и условий его эксплуатации. Сложнее обстоит дело с учетом на АЭС переменных затрат и, следовательно, переменной составляющей себестоимости, а это на 90% — затраты на ядерное топливо. На АЭС за основу расчета топливной составляющей принимают принцип постепенного переноса стоимости ядерного топлива на отпускаемую электроэнергию, пропорционально достигнутому выгоранию топлива. Более точно стоимость топлива, находящегося в рассматриваемый момент времени в реакторе, можно оценить по кривым изменения изотопного состава топлива за период кампании. Однако такие углубленные оценки не требуются для практических целей.

Затраты на заработную плату включают в себя зарплату за отработанное время рабочих, непосредственно участвующих в технологическом процессе производства электроэнергии по фонду заработной платы (основная заработная плата) и дополнительную, представляющую собой выплаты, не связанные с рабочим временем.

Расходы по текущему ремонту основных фондов включают основную и дополнительную заработную плату ремонтных рабочих и ИТР по руководству текущим ремонтом, стоимость ремонтных материалов и запасных частей, стоимость услуг сторонних организаций и прочее.

К прочим расходам относятся общестанционные расходы, а также оплате услуг сторонних организаций; оплата по охране труда и технике безопасности: расходы по анализам и испытаниям оборудования, производимым сторонними организациями.

Малый источник большой энергии

«Атомная индустрия находится на передовой, в авангарде с разработкой инновационных решений, таких как реакторы компактного размера, которые будут очень полезны для развивающихся экономик в ближайшем будущем».

Рафаэль Мариано Гросси,
генеральный директор Международного агентства по атомной энергии 

Атомные станции малой мощности – наиболее перспективное и эффективное решение для экономического и социального развития труднодоступных регионов как в нашей стране, так и далеко за ее пределами. Рост благосостояния и уровня занятости, повышение качества жизни, уменьшение выбросов парниковых газов – в достижение этих благородных целей современные ядерные технологии могут внести свой значимый вклад.

Помимо России, Аргентина, Великобритания, Китай, Республика Корея, США, Франция и другие страны разрабатывают проекты с реакторными установками малой мощности. Каждое государство ищет свои технические решения, методы оптимизации стоимости, процессов проектирования, лицензирования и строительства атомных станций малой мощности. Но все эти страны солидарны в одном – реакторы малой мощности отвечают главным трендам энергетики будущего и целям устойчивого развития ООН.

В мире по-прежнему остается немало мест, лишенных доступа к электроэнергии. В некоторых из них строительство крупных электростанций не оправдано с экономической точки зрения, в других – невозможно из-за территориальных особенностей, отсутствия сетей. В таких случаях то, что предлагает своим партнерам Росатом в области малой мощности, может оказаться единственным правильным решением.

Безопасность, надежность, экологичность – эти абсолютные приоритеты современной энергетики нашли свое отражение в проектах атомных станций малой мощности, созданных специалистами отечественной атомной отрасли. За подобными системами энергетическое будущее человечества, и сегодня его создают российские атомщики.

Как отмечаются аэс на карте. Атомная энергетика: крупнейшая АЭС России

10. Уинтерсберг (Wintersburg)

Расположена в Аризоне, США. Самая крупная АЭС в США (занимает 16 км²). Предприятие вырабатывает энергию для нужд более 4 млн человек. Максимально возможная мощность — 3 942 МВт.

9. Охи (Ohi)

Находится в Японии, Фукуи.
4 реактора станции рассчитаны на мощность 4 494 МВт.

8. Брюс (Bruce County)

Расположена на территории Канады, Онтарио. Включает в себя 8 реакторов общей мощностью 4 693 МВт.

7. Каттном (Cattenom)

Регион: Франция, Лотарингия. Несмотря на небольшую площадь объекта, имеет мощность в 5 200 МВт.

6. Палюэль (Paluel)

Регион: Франция, Верхняя Нормандия. Станция обеспечивает работой все население небольшого нормандского поселка. Допустимая мощность АЭС — 5 320 МВт.

5. Норд (Nord)

Регион: Франция, Гравлин. Самый крупный ядерный объект во Франции. Мощность предприятия составляет 5 460 МВт.

4. Йонван (Yeonggwang)

Расположена в Южной Корее. Начала работу в 1986 году, сейчас максимальная мощность станции находится на уровне 5 875 МВт.

3. Запорожская АЭС

Расположена в Украине, Запорожье. Этот уникальный крупнейший в Европе ядерный объект состоит из 6 реакторов, выдающих мощность в пределах 6 000 МВт.

2. Касивадзаки-Карива (Kashiwazaki-Kariwa)

Регион: Япония. Современная АЭС, которая включает в себя 5 уникальных реакторов класса BWR, и 2 – ABWR. Предел мощности объекта составляет 7 965 МВт.

1. Фукусима I и II

До недавнего времени общая мощность АЭС составляла 8 814 МВт (мировой лидер). После природных катаклизмов (землетрясение и цунами), 4 из 6 реакторов получили значительные повреждения.

На сегодняшний день отношение к атомным электростанциям в мире совсем не однозначное. И причин тому найдётся немало, ведь в случае поломки таких источников энергии в опасности может оказаться буквально вся планета. Но и отвернуться от атомной энергии мир сможет ещё не скоро. Стоимость ее производства меньше, вредные выбросы отсутствуют, доставка топлива к станции стоит копейки — все плюсы налицо. Осталось разобраться с безопасностью при проектировании и строительстве – и у «мирного атома» не останется врагов! Итак, какие же АЭС самые мощные и где они расположены?

В 2010 году японская АЭС вышла на установленную мощность в 8212 МВт. Это — самая мощная атомная электростанция в мире. И даже после землетрясения в 2007 году, когда на станции возникли внештатные ситуации, после всех восстановительных работ (мощность пришлось понизить), этот энергетический гигант остался на первом месте в мире (на сегодня это 7965 МВт). После инцидента на Фукусиме станция была остановлена для проверки всех систем и после этого вновь запущена.

Крупнейшая атомная электростанция самой Канады и всего Североамериканского континента – это АЭС «Брюс». Она была построена в 1987 году на берегу живописного озера Гурон (провинция Онтарио). По площади станция огромна и занимает более чем 932 гектара земли. Её 8 ядерных реакторов дают общую мощность в 6232 МВт и выводят Канаду на второе место нашего списка. Стоит отметить, что до начала 2000-х годов второй в мире считалась украинская Запорожская АЭС. Но канадцы обошли Украину, сумев «разогнать» свои реакторы до столь высоких показателей.

Третья в мире и первая в Европе по мощности – это Запорожская АЭС. В полную силу станция заработала в 1993 году, став самой мощной во всём бывшем СССР. Общая мощность предприятия – 6000 МВт. Расположена она на берегу Каховского водохранилища рядом с городом Энергодар Запорожской области. На АЭС работает 11,5 тыс. человек. В своё время с началом строительства этой станции весь регион получил мощный экономический толчок, благодаря чему вырос и в социальном, и в производственном плане.

Эта станция расположена вблизи города Ульджин в Южной Корее и располагает мощностью в 5900 МВт. Стоит сказать, что у корейцев имеется ещё одна идентичная по мощности АЭС – Ханбит, но Хануль планируется «разогнать» до рекордных 8700 МВт. В ближайшие 5 лет корейские инженеры обещают закончить работы, и тогда, возможно в нашем списке будет новый чемпион. Увидим.

Самая мощная станция во Франции – это «Гравелин». Ее полная мощность достигает 5460 МВт. АЭС была построена на берегу Северного моря, воды которого участвуют в процессе охлаждения всех 6-ти её реакторов. Франция как ни одна страна в Европе развивает собственные технологии и разработки в ядерной сфере и имеет на своей территории самые крупные и мощные АЭС, а это более 50-ти ядерных реакторов.

Общая мощность этой «француженки» составляет 5320 МВт. Она так же расположена на побережье, но имеет одну интересную особенность: в непосредственной близости от АЭС располагается коммуна «Палюэль» (в честь которой, собственно, и названа станция), так вот, почти все из 1200 сотрудников станции являются жителями этой самой коммуны. Поистине «советский» подход к проблеме занятости населения!

И вновь Япония. Четыре ядерных реактора этой станции выдают 4494 МВт. Станция считается одной (если не самой) надёжной и не имеет в своём «послужном списке» ни одного ЧП или инцидента, связанного с безопасностью. Этот вопрос в Японии более чем актуален после событий на Фукусиме. Скажем только, что после остановки работы всех японских АЭС для проверки технического состояния после землетрясения именно станция Охи вернулась к работе первой.

Самая мощная АЭС США располагается в нашем списке лишь на восьмой позиции. Три реактора этой станции выдают мощность в 4174 МВт. На сегодня не самый высокий показатель, но эта АЭС по-своему уникальна. Дело в том, что «Уинтерсберг» — единственная атомная электростанция в мире, которая не расположена на берегу большого водоёма. Техническая «изюминка» этой АЭС такова, что для охлаждения реакторов используются сточные воды ближайших населённых пунктов (города Пало-Верде, к примеру). Стоит только удивляться решимости американских инженеров, которые вразрез с традициями безопасности решили пойти на столь смелый шаг при проектировании данной АЭС.

Самая мощная АЭС в России была введена в эксплуатацию в 1985 году. На сегодня её полная мощность составляет 4000 МВТ. Расположена АЭС на берегу Саратовского водохранилища и обеспечивает пятую часть выработки энергии всеми АЭС в России. Коллектив станции составляет 3770 человек. Балаковская АЭС является «первопроходцем» всех исследований ядерного топлива в России. В целом можно сказать, что все новейшие разработки внедрялись в эксплуатацию именно на этой АЭС. И лишь пройдя практические испытания здесь, после получали разрешение на использование на других АЭС России и других стран.

Последняя в нашем списке станция расположена на острове Хонсю в Японии. Мощность данной АЭС составляет 3617 МВт. На сегодняшний день в эксплуатации 3 реактора из 5. Оставшиеся 2 остановлены в связи с техническими работами по повышению безопасности и защиты от природных катаклизмов. И вновь после Фукусимы японцы демонстрируют высокий профессионализм и организованность, по отношению не только к себе, но и ко всему миру.

Атомная энергетика — одна из самых развивающихся областей промышленности, что продиктовано постоянным ростом потребляемой электроэнергии. Очень многие страны имеют свои источники выработки энергии при помощи «мирного атом».

Карта атомных электростанции России (РФ)

Россия входит в это число. История АЭС России начинается с далекого 1948 года, когда изобретатель советской атомной бомбы И.В. Курчатов инициировал проектирование первой атомной электростанции на территории тогда еще Советского Союза. Атомные станции России
берут свое начало с постройки Обнинской АЭС, которая стала не только первой в России, но первой в мире атомной станцией.

Россия уникальная страна, которая обладает технологией полного цикла атомной энергетики, что подразумевает под собой все этапы, от добычи руды до конечного получения электроэнергии. При этом благодаря своим большим территориям, Россия обладает достаточным запасом урана, как в виде земных недр, так и в виде оружейного оснащения.

На настоящий момент ядерные электростанции в России
включают в себя 10 действующих объектов, которые обеспечивают мощность в 27 ГВт (ГигаВатт), что составляет примерно 18% в энергетическом балансе стране. Современное развитие технологии позволяет сделать атомные электростанции России безопасными для окружающей среды объектами, несмотря на то, что использование атомной энергии является наиболее опасным производством с точки зрения промышленной безопасности.

Карта ядерных электростанции (АЭС) России включает в себя не только действующие станции, но также строящиеся, которых насчитывается порядка 10 штук. При этом к строящимся относятся не только полноценные атомные станции, но также перспективные разработки в виде создания плавучей атомной станции, которая отличается мобильностью.

Список атомных электростанций России имеет следующий вид:

Современное состояние атомной энергетики России позволяет говорить о наличии большого потенциала, который в обозримом будущем может реализоваться в создании и проектировании реакторов нового типа, позволяющих вырабатывать большие объемы энергии при меньших затратах.

Атомная энергетика относительно недавно стала одной из основных отраслей энергетики, но отношение к атомным электростанциям во всем мире остается неоднозначным.

При значительных преимуществах, человечество до конца не решило задачу безопасности при использовании атомной энергии. Но сегодня АЭС остаются значительными источниками энергии, обеспечивая порой целые жилые и промышленные районы.

Возьмем за критерий мощность вырабатываемой энергии и узнаем, какая самая крупная АЭС в мире.

В японском городе Омаэдзаки уже долгие годы работает научный центр по изучению атомной энергетики. Вблизи города в 1974 году начала работать 5-тиреакторная атомная станция «Хамаока», общая мощность которой 3 617 МВт.

Сейсмологи прогнозируют, что в ближайшие 30 лет в районе станции пройдет сильное землетрясение. Поэтому приостановили работы 2-х реакторов и предпринимаются беспрецедентные меры безопасности.

Крупнейшие АЭС России расположены в основном в европейской части страны. Одна из них, Балаковская атомная станция, была введена в эксплуатацию в 1985 году.

При общей полезной мощности в 4 000 МВт, станция на берегу Саратовского водохранилища является крупнейшей в РФ. Как и на большинстве подобных объектов, на станции большое внимание уделяется безопасности.

Именно на этой российской станции опробуют и испытывают новое оборудование, которое потом используется на других станциях.

Единственная станция в мире, для охлаждения реакторов которой используются сточные воды близлежащих городов.

Пало-Верде, имея 3 реактора, на пике имеет мощность в 4 174 МВт, что делает АЭС крупнейшей в США. Такие показатели позволяют обеспечить энергией города с населением более 4 миллионов человек.

Уникальность американской станции в том, что она построена и работает в пустынном регионе, вдали от крупных водохранилищ.

Хуняньхэ

В китайской провинции Ляонин 4 энергоблока станции «Хуняньхэ» вырабатывают 4 437 МВт энергии.

Станция расположена на берегу залива Желтого моря и по проекту планируется открытие еще 2 реакторов.

Примечательно, что реактор мощностью 1 млн. кВт первого энергоблока был полностью спроектирован и построен Китаем.

По количеству вырабатываемой энергии и мощности в 5 448 МВт «Каттеном» занимает третье место во Франции.

Уникальность этой станции в том, что она занимает очень малую площадь, а для системы охлаждения специально создали искусственное озеро Миргенбах.

Обслуживают реакторы и узлы станции 1200 человек, а энергию она начала вырабатывать в 1991 году.

В провинции Верхняя Нормандия на берегу легендарного Ла-Манша в 1985 году было запущено два энергоблока второй по мощности (5 528 МВт) АЭС во Франции.

Через год были запущены еще два реактора уникальной станции. Электростанция «Палюэль» значительно удалена от городских поселений. До ближайшего города Дьепп 40 километров.

Реакторы крупнейшей АЭС Франции и всей западной Европы были запущены в период с 1981 по 1985 годы. Общая мощность «Гравелин» составляет 5 706 МВт.

По количеству действующих реакторов Франция уступает только Соединенным Штатам, опережая Китай, Японию, а также Россию.

На станции занято 1 680 человек, которые осуществляют слаженную работу всех узлов и агрегатов, а также обеспечивают безопасность.

Йонван (Ханбит)

Вторая по мощности станция Южной Кореи расположена у города Йонван, по которому она и получила первоначальное название. Мощность южнокорейской станции равна 5 875 МВт.

Интересно, что переименования АЭС в 2013 году добились местные рыбаки, которые не хотели, чтобы их продукция ассоциировалась с атомной энергетикой.

Из-за ограниченности природных ресурсов Южной Кореи атомная энергетика развивается достаточно быстро, и по количеству действующих реакторов азиатская страна прочно занимает 5-е место.

Хануль

Ранее эта южнокорейская станция носила название «Ульчин», но в мае 2013 года была переименована.

Общая мощность крупной станции составляет 5 881 МВт, что делает ее мощнейшей в юго-азиатском регионе и третьей в мире.

Станция постоянно усовершенствуется и в начала работы первого энергоблока в 1988 году, запущено в эксплуатацию 5 реакторов различных типов. В 2018 планируется запуск еще двух.

Самая крупная станция Украины, Европы и всего постсоветского пространства была запущена на берегу Днепра в 1984 году. Сегодня мощность работающих реакторов составляет 6 000 МВт.

После отмены Украиной моратория на строительство АЭС в 1995 году был запущен 6 энергоблок.

На текущий момент это крупнейший поставщик электроэнергии в Украине. Последние годы, в связи с переходом на американское топливо, энергоблоки отключают для проведения текущих ремонтных работ.

Эта АЭС, расположенная в канадской провинции Онтарио, является крупнейшей в Северной Америке, а ее мощность равна 7 965 МВт.

Восемь реакторов расположились на огромной площади в 932 га. В 1990 году из-за компьютерного сбоя произошла авария, связанная с перегрузкой топлива. Реактор был выведен из строя на 3 месяца, но в целом аварийная система защиты справилась с проблемой. Большая часть воды из системы охлаждения была локализована и не загрязнила окружающую среду.

Из ныне действующих атомная станция «Касивадзаки-Карива» в японской префектуре Ниигата является самой мощной в мире. После землятресения 2007 года ее мощность была снижена до 8 212 МВт, но и сейчас по этому показателю станция по праву занимает первое место.

После аварии на «Фукусиме» станция была остановлена с целью проверки всех агрегатов. В систему безопасности были внесены небольшие поправки и ее снова запустили.

Отметим, что японская станция вырабатывает энергии больше, чем все реакторы, работающие в Индии.

Заключение

При сложном технологическом процессе, атомная энергия остается самой дешевой и человечество еще не скоро сможет полностью от нее отказаться. Крупнейшие аварии в Чернобыле и на Фукусиме заставили человечество переосмыслить свое отношение к ядерной энергетике.

Соблазн увеличения мощности АЭС велик, но, в первую очередь, при проектировании и строительстве, а также в период эксплуатации станций, учитывают вопросы экологической безопасности, минимизации радиоактивного заражения и защиты от воздействия природных стихий.

После ужасных событий, произошедших в Японии, атомные электростанции стали привлекать к себе большое внимание мировой общественности. Споры насчет безопасности АЭС для окружающей среды и жизни человека не угасают и сегодня. Но такие электростанции требуют просто мизерное количество топлива, что является их несомненным преимуществом перед остальными видами подобных сооружений.

В мире существует более 400 АЭС, а те, о которых пойдет речь далее – самые мощные из них.

Для сравнения:
производительность печально известной Чернобыльской АЭС составляла 4 000 МВт.

Открывает наш рейтинг станция, расположенная на японском острове Хонсю. После катастрофы на Фукусиме японцы подошли к строительству новой АЭС с высоким уровнем профессионализма и крайней осторожностью: сейчас в эксплуатации находятся всего три реактора из пяти. Два реактора были остановлены по причине технических работ по усовершенствованию системы безопасности и защиты от природных катаклизмов.

9. Балаковская АЭС (Россия) – 4000 МВт

Балаковская по праву считается крупнейшей АЭС России и самой мощной в своем роде электростанцией. Именно с нее начинались все исследования ядерного топлива в нашей стране. Все новейшие разработки испытывались здесь, и только после этого получали разрешение на дальнейшее использование на других российских и зарубежных АЭС. Балаковская атомная электростанция вырабатывает пятую часть от всех АЭС России.

8. АЭС Palo Verde (США) – 4174 МВт

Это самая мощная АЭС в Соединенных Штатах. Но на сегодняшний день мощность в 4174 МВт – не самый высокий показатель, поэтому данная АЭС занимает в нашем рейтинге только восьмую строчку. Но Palo Verde по-своему уникальна: это единственная АЭС в мире, не расположенная на берегу большого водоема. Концепция работы реакторов заключается в охлаждении путем использования сточных вод близлежащих населенных пунктов. Однако нарушение традиций конструирования АЭС американскими инженерами вызывает множество вопросов к безопасности такой электростанции.

7. АЭС Охи (Япония) – 4494 МВт

Еще одна представительница японской атомной промышленности. В резерве этой АЭС целых четыре работающих реактора общей мощностью в 4494 МВт. Как ни парадоксально, это самая безопасная АЭС в Японии. За всю свою историю на Охи не произошло ни одной внештатной ситуации, связанной с безопасностью. Интересный факт: после «заморозки» работ всех АЭС и целой череды технических проверок по всей стране в связи с катастрофой на Фукусиме, атомная электростанция Охи первой возобновила работу.

6. АЭС Палюэль (Франция) – 5320 МВт

Хоть эта «француженка» и расположена на берегу водоема, как и другие АЭС, все же она имеет одну характерную особенность. Недалеко от АЭС расположена коммуна «Палюэль» (вопрос о том, в честь чего станция получила свое название, тут же отпадает). Дело в том, что все жители этой коммуны по совместительству являются работниками АЭС (их насчитывается около 1200 человек). Этакий коммунистический подход к проблеме занятости населения.

5. АЭС Гравелин (Франция) – 5460 МВт

«Гравелин» является самой мощной атомной электростанцией во Франции. Располагается она на берегу Северного моря, воды которого используются в охлаждении ядерных реакторов. Франция активно развивает свой научный и технический потенциал в ядерной сфере и имеет на своей территории большое число АЭС, которые в совокупности имеют в своем составе более пятидесяти ядерных реакторов.

4. АЭС Хануль (Южная Корея) – 5900 МВт

Хануль – не единственная АЭС на территории Южной Кореи с показателем мощности в 5900 МВт: в корейском «арсенале» имеется также станция Ханбит. Возникает вопрос, почему же именно Хануль занимает четвертую строчку нашего рейтинга? Дело в том, что в ближайшие 5 лет ведущие корейские специалисты в области атомной энергетики планируют «разогнать» Хануль до рекордных 8700 МВт. Возможно, скоро наш рейтинг возглавит новый лидер.

3. Запорожская АЭС (Украина) – 6000 МВт

Начав свою работу в 1993 году, Запорожская АЭС стала самой мощной станцией на всем бывшем советском пространстве. Сегодня она является третьей в мире и первой по Европе АЭС по критерию мощности.

Интересный факт:
Запорожская атомная электростанция была построена в непосредственной близости к городу Энергодару. С началом строительства в город хлынул мощный поток инвестиций, да и в целом регион получил экономический толчок, позволивший развить социальную и производственную сферы на высоком уровне.

2. АЭС Брюс (Канада) – 6232 МВт

Пожалуй, самая мощная и самая крупная по своим размерам атомная электростанция во всей Канаде и на всем Североамериканском континенте. АЭС Брюс отличается масштабностью занимаемой площади – ни много ни мало 932 гектара земли. В ее арсенале аж 8 мощнейших ядерных реакторов, что и выводит «Брюс» на второе место нашего рейтинга. До начала 2000-х годов ни одна АЭС не могла обогнать по своим показателям Запорожскую АЭС, но канадским инженерам это удалось. К еще одной особенности станции относят ее «гедоничное» расположение на берегу живописного озера Гурон.

1. АЭС Касивадзаки-Карива (Япония) – 8212 МВт

Даже землетрясение 2007-го года, после которого мощность в ядерных ректорах пришлось понизить, не помешало этому энергетическому гиганту сохранять мировое лидерство. Максимальная мощность АЭС – 8212 МВт, сейчас ее потенциал реализован лишь на 7965 МВт. Сегодня это самая мощная АЭС в мире.

Несмотря на неоднозначное отношение к атомным электростанциям (что вполне обосновано многими объективными причинами) никто не будет спорить с тем, что это самое экологичное производство из всех ныне существующих: отходы от деятельности АЭС практически отсутствуют. В свою очередь, ответственность за безопасность лежит на плечах инженеров. Грамотность при конструировании и строительстве – и у атомной промышленности не останется врагов.

Образовательные программы | Институт ядерной энергетики СПбПУ (филиал)

Цель программы – подготовка квалифицированных специалистов, способных решать проектные, эксплуатационные, научно-исследовательские задачи в области атомной энергетики, использовать в своей работе современные системы автоматизированного управления АЭС, системы автоматизированного проектирования, знать и грамотно применять актуальную нормативно-техническую документацию, работать с инженерно-технической, проектной, рабочей и конструкторской документацией.

Ключевые особенности:

Месторасположение Института ядерной энергетики позволяет активно привлекать к участию в реализации образовательной программы ведущих специалистов-практиков предприятий атомной отрасли и ведущих ученых научно-исследовательских институтов.

Студенты имеют возможность ежегодно проходить практику на предприятиях-партнерах, в процессе которой приобретают огромный опыт в сфере профессиональной деятельности.

Образовательная программа согласовывается с работодателями, что  способствует повышению конкурентоспособности выпускников на рынке труда.

Профильные дисциплины разработаны под требования таких профессиональных стандартов, как: «Специалист по организации технической эксплуатации (атомных паропроизводящих установок, ядерных энергетических установок, электромеханической службы) всех специальностей»; «Специалист в области теплоэнергетики (реакторное отделение)»; «Специалист в области контрольно-измерительных приборов и автоматики атомной станции»; «Специалист ядерно-физической лаборатории в области атомной энергетики».

Студенты при выполнении выпускной квалификационной работы могут получать консультации представителей организации атомной отрасли. Возможно трудоустройство защитившихся выпускников, зарекомендовавших себя в качестве успешных исследователей, в коллектив предприятий атомной энергетики.

Особенности гемопоэза у ликвидаторов последствий аварии на Чернобыльской АЭС, проживающих в Томской области | Поровский

1. Азарова Л.А., Микша Я.С., Щербина Т.И. Оценка гематологического здоровья участников ликвидации аварии на Чернобыльской АЭС // Научно-практические аспекты сохранения здоровья людей, подвергшихся радиационному воздействию в результате аварии на ЧАЭС. Киев: Здоровье, 1992. С. 27—29.

2. Бабаева А.Г. Прошлое, настоящее и бедующее проблемы лимфоидной регуляции пролиферации нелимфоидных клеток // Бюл. эксперим. биологии и медицины. 1995. № 9. С. 230—233.

3. Волчков В.А. Механизмы неопухолевой отдаленной лучевой патологии гемопоэза // Мед. радиология. 1993. Т. 38. № 9. С. 41—44.

4. Гаврилов Л.А., Гаврилова Н.С. Биология продолжительности жизни. 2-е изд. М.: Наука, 1991. 360 с.

5. Гольдберг Е.Д. Справочник по гематологии с атласом микрофотограмм. Томск: Изд-во Том. ун-та, 1989. 468 с.

6. Гольдберг Е.Д., Дыгай А.М., Шерстобоев Е.Ю. Механизмы локальной регуляции кроветворения. Томск: STT, 2000. 148 с.

7. Государственный доклад о состоянии здоровья населения Российской Федерации в 1995 г. // Здравоохранение Рос. Федерации. 1997. № 4. С. 3—23.

8. Груздев Г.П., Чистопольский А.С. Проблема радиочувствительности клеточных элементов костного мозга и некоторые оценки пострадиационной кинетики миелопоэза (по данным последствий аварии на ЧАЭС) // Радиобиология. 1992. Т. 32. № 1. С. 3—18.

9. Гуськова А.К., Байсоголов Г.Д. Лучевая болезнь человека. М., 1971. 384 с.

10. Жербин Е.А., Чухловин А.Б. Радиационная гематология. М.: Медицина, 1989. 176 с.

11. Жиляев Е.Г., Ушаков И.Б., Солдатов С.К., Львова Т.С. Ближайшие и отдаленные нестохастические гематологические последствия при воздействии малых доз ионизирующих излучений // Воен.-мед. журн. 1992. № 11. С. 44—47.

12. Ильин Л.А., Туков А.Р., Шафранский И.Л. Оценка риска заболевания гемобластозами у работников предприятий атомной промышленности, принимавших участие в ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС в 1986—1990 гг. // Мед. радиология и радиац. безопасность. 2004. Т. 49. № 3. С. 32—36.

13. Клименко В.И., Дягиль И.С. Гематологические эффекты облучения // Чернобыльская атомная станция. Славутич: Медицинские аспекты / Под ред. В.Г. Бебешко. Киев: Вища школа, 1996. С. 185—198.

14. Краюшкина Н.П., Вардугина Л.С., Ермолаева С.В., Александрова Т.Б. Медицинские и экологические эффекты ионизирующей радиации // Материалы 2-й Междунар. науч.-практ. конф. Северск — Томск. 20—21 июня 2003 г. С. 102—103.

15. Материалы Российского государственного медико-дозиметрического регистра // Радиация и риск. 1995. № 5. С. 16—47.

16. Новицкий В.В., Тетерина В.И., Домникова Р.С. и др. Состояние периферической крови у ликвидаторов аварии на ЧАЭС: данные 14-летних наблюдений // Материалы 1-й Междунар. науч.-практ. конф. Северск — Томск. 21—22 июня 2001 г. С. 105—106.

17. Поровский Я.В., Тетенев Ф.Ф., Черногорюк Г.Э. Влияние хронического описторхоза на состояние системы кроветворения у ликвидаторов аварии на ЧАЭС. Медицинские и экологические эффекты ионизирующей радиации (к 15-летию аварии на Чернобыльской АЭС) // Материалы 1-й Междунар. науч.-практ. конф. Северск — Томск. 21—22 июня 2001 г. С. 120—123.

18. Руководство по гематологии: В 3 т. Т. 1 / Под ред. А.И. Воробьева. 3-е изд., перераб. и доп. М.: Ньюдиамед, 2002. 280 с.

19. Справочник по клиническим лабораторным методам исследования. 2-е изд., исправл. и доп. / Под ред. Е.А. Кост. М.: Медицина, 1975. 383 с.

20. Ставицкий Р.В., Гуслистый В.П., Беридзе А.Д. и др. Определение малых доз радиационного воздействия путем аналитической обработки показателей крови // Мед. радиология и радиац. безопасность. 1998. Т. 39. № 1. С. 58—65.

21. Сушкевич Г.Н., Цыб А.Ф., Ляско Л.И. Патофизиологические подходы к анализу медицинских последствий аварии на Чернобыльской АЭС // Мед. радиология. 1992. Т. 37. № 9—10. С. 50—58.

22. Туков А.Р., Шафранский И.Л., Клева Н.А. Сопоставление показателей периферической крови и дозы внешнего облучения у мужчин-ликвидаторов последствий аварии на ЧАЭС // Мед. радиология и радиац. безопасность. 2000. Т. 47. № 6. С. 27—32.

23. Шишмарев Ю.Н., Алексеев Г.И., Никифоров А.М. и др. Клинические аспекты последствий аварии на Чернобыльской АЭС // Радиобиология. 1992. Т. 32. № 3. С. 323—332.

24. Ягунов А.С., Токалов С.В., Геер Л.И. и др. Изменения в системе кроветворения в отдаленные сроки после острого и хронического лучевого воздействия // Мед. радиология. 1993. Т. 38. № 9. С. 37—40.

25. Ярилин А.А. Гомеостатические процессы в иммунной системе. Контроль численности лимфоцитов // Иммунология. Т. 25. № 5. С. 312—320.

26. Ястребов А.П., Юшков Б.Г., Большакова В.Н. Регуляция гемопоэза при воздействии на организм экстремальных факторов. Свердловск: УрО АН СССР, 1988. 152 с.

27. Nagornaya A.M., Ponomorenko V.M. One Decade Afte Chernobyl Int. Conference. Austria, Vienna, 1996. P. 356—359.

28. Trentin J.J. Heopoietic inductive microenvironment // Stem ceiis of renewing cell populations. N.Y., 1976. P. 155—164.

29. Taipale J., Keski-Oja J. Growth factors in the extracellular matrix // FASEBJ. 1997. V. 11. № 1. P. 51—59.

Основные характеристики развернутой наземной системы АЭС / НПОЭСС

Аннотация

Национальное управление по исследованию океанов и атмосферы (NOAA), Министерство обороны (DoD) и Национальное управление по аэронавтике и исследованию космического пространства (NASA) совместно приобретают спутниковую систему погоды / окружающей среды следующего поколения; Национальная полярно-орбитальная оперативная спутниковая система для изучения окружающей среды (NPOESS). NPOESS заменяет текущие полярно-орбитальные оперативные спутники NOAA (POES) и Программу метеорологических спутников Министерства обороны США (DMSP).Спутники NPOESS оснащены датчиками для сбора метеорологических, океанографических, климатологических и солнечно-геофизических данных о Земле, атмосфере и космосе. Сегмент обработки наземных данных — это интерфейсный сегмент обработки данных (IDPS), разработанный Raytheon Intelligence & Information Systems (IIS). IDPS обрабатывает спутниковые данные NPOESS Preparatory Project (NPP) / NPOESS для предоставления продуктов / записей экологических данных (EDR) в центры обработки NOAA и DoD, находящиеся в ведении правительства США. IDPS будет обрабатывать EDR, начиная с АЭС и продолжая в течение всего срока службы системы NPOESS.Сегмент управления и телеметрии — это сегмент управления, контроля и связи (C3S), также разработанный Raytheon IIS. C3S отвечает за управление всеми задачами NPP / NPOESS от контроля и состояния космических и наземных активов до обеспечения своевременной и высококачественной передачи данных из космического сегмента в IDPS для обработки. Кроме того, C3S предоставляет глобально распределенные наземные ресурсы, необходимые для сбора и передачи данных миссии, телеметрии и команд между спутниками и точками обработки.C3S обеспечивает все функции, необходимые для повседневного управления спутниками и мониторинга состояния работоспособности, а также доставки сохраненных данных миссии каждому центральному IDP для разработки продуктов данных и передачи их подписчикам системы. C3S также отслеживает и сообщает о работоспособности и состоянии всей системы, а также обмен данными с внешними системами и между сегментами. Сегменты C3S и IDPS были доставлены и переведены в эксплуатацию для АЭС. C3S перешла на работу в центре управления спутниками NOAA (NSOF) в Сьютленде, штат Мэриленд, в августе 2007 года, а IDPS — в июле 2009 года.Оба сегмента были задействованы в нескольких тестах совместимости со спутником NPP на заводе Ball Aerospace Technology Corporation (BATC). В тестах совместимости участвовали шина космического корабля, четыре датчика (VIIRS, ATMS, CrIS и OMPS) и оба наземных сегмента, передававшие данные между NSOF и BATC и передаваемые данные с полярной наземной станции (Шпицберген) по высокоскоростным каналам обратно. в NSOF и два пункта IDP (NESDIS & AFWA). В этой презентации будут описаны особенности и усовершенствования наземной архитектуры NPP / NPOESS для эпохи NPOESS.Они будут включать в себя обеспечение связи космос-земля с помощью C3S, надежную и безопасную доставку данных, а также анализ и надзор за всей операцией. Для NPOESS наземная архитектура расширена, чтобы обеспечить дополнительные наземные приемные площадки для сокращения времени доставки продуктов данных пользователям и доставки дополнительных продуктов данных датчиков от датчиков, подобных NPP, и других датчиков NPOESS. Эта архитектура также расширена с двух центральных станций (NESDIS и AFWA) до двух дополнительных центральных станций (FNMOC и NAVO).IDPS действует как буфер, сводящий к минимуму изменения в том, как пользователи запрашивают и получают информационные продукты.

LP DAAC — Suomi NPP NASA VIIRS Обзор

Введение

Наземные дисциплины Наборы радиометров для визуализации в видимом инфракрасном диапазоне (VIIRS), разработанные Национальным управлением по аэронавтике и исследованию космического пространства (НАСА), становятся доступными в Центре распределенного активного архива наземных процессов (LP DAAC) по мере завершения разработки продукта.LP DAAC будет делать будущие объявления по мере поступления этих операционных данных.

VIIRS — один из пяти приборов на борту спутника Suomi National Polar-orbiting Partnership (Suomi NPP), запущенного с базы ВВС Ванденберг 28 октября 2011 года в 5:48 утра по восточному поясному времени (EDT). АЭС Суоми — первая в серии из четырех спутников Объединенной полярной спутниковой системы (JPSS), совместной миссии Национального управления океанических и атмосферных исследований (NOAA) и НАСА, на которой будет установлен прибор VIIRS.

VIIRS наблюдает всю поверхность Земли дважды в день с пересечением экватора примерно с 1:30 до 13:30. по местному времени с полярной орбиты АЭС на высоте 824 км (512 миль) над поверхностью Земли. Ширина полосы обзора 3000 км прибора VIIRS, что на 710 км больше, чем у спектрорадиометра изображения среднего разрешения (MODIS), не допускает пробелов в покрытии, как это наблюдается в MODIS вблизи экватора. Инструмент VIIRS обеспечивает 22 спектральных диапазона с двумя пространственными разрешениями, 375 метров (м) и 750 м, которые передискретизируются до 500 м, 1 км и 0.05 степени в НАСА подготовили информационные продукты, чтобы способствовать согласованности с наследием MODIS.

Вернуться наверх

Соглашения об именах VIIRS

Suomi NPP НАСА Имена файлов VIIRS

Имена файлов VIIRS (т. Е. Локальный идентификатор гранулы) для продуктов уровня 2G, уровня 3 и уровня 4 следуют соглашению об именах, которое предоставляет полезную информацию о конкретном продукте.

В этом примере для валкового продукта имя файла VNP14.A2015262.1506.001.2016357171040.nc указывает:

• VNP14: Краткое наименование продукта
• .A2015262: Юлианская дата приобретения (AYYYYDDD)
• 1506: Всемирное координированное время (ЧЧММ)

. 001: Коллекционная версия

• . 2016357171040: Юлианская дата производства (ГГГГДДДЧЧММСС)
• .nc: Формат данных (NetCDF4)

В этом примере для плиточного продукта имя файла VNP09h2.A2014001.h08v05.001.2016012234657.h5 указывает:

• VNP09h2: Краткое наименование продукта
• .A2014001: Юлианская дата приобретения (AYYYYDDD)

YYYYYYDDD (TILYYYYDDD)

YS (см. Система ниже)

• .001: Версия коллекции
• .2016012234567: Юлианская дата производства (ГГГГДДЧЧММСС)
• .h5: Формат данных (HDF-EOS5)

В этом примере для моделирования климата Сеточный (CMG) продукт, имя файла VNP13C1.A2017001.001.2018022145650.h5 указывает:

• VNP13C1: Краткое наименование продукта
• .A2017001: Юлианская дата приобретения (AYYYYDDD)
• .001:

22 июл. производства (YYYYDDDHHMMSS)

• .h5: Формат данных (HDF-EOS5)

Suomi NPP NASA VIIRS Полное название продукта

VIIRS / NPP Поверхностное отражение 8-дневная L3 Global 500 м SIN Grid V001 — это VIIRS Полное название продукта (т.e., Collection-Level), которое предоставляет полезную информацию. Например, все продукты из коллекции VIIRS / NPP Surface Reflectance 8-Day L3 Global 500m SIN Grid V001 имеют следующие характеристики:

• VIIRS / NPP: Прибор / датчик
• Отражение поверхности: Геофизический Параметр
• 8 дней: Временное разрешение
• L3: Уровень обработки
• Глобальный: Глобальное покрытие
• 500 м: Пространственное разрешение
• Сетка SIN: Синусоидальная сетка
• V001: Версия коллекции

Вернуться наверх

VIIRS Временное и пространственное разрешение

Suomi NPP NASA VIIRS Temporal Resolution

Наземные продукты VIIRS более высокого уровня (e.грамм. Уровень 3 и Уровень 4), распространяемый из LP DAAC, будет производиться с различным временным разрешением в зависимости от орбитального цикла инструмента. Следующие временные шаги являются возможными для создания наземных продуктов VIIRS:

• Ежедневно, 8-дневный, 16-дневный, Ежемесячный, Ежеквартальный, Годовой

Suomi NPP NASA VIIRS Пространственное разрешение

Инструменты VIIRS получают данные с двумя собственными пространственными разрешениями:

• Полосы I1-5: 375 м
• Полосы M1-16: 750 м

Наземные продукты VIIRS более высокого уровня, распределяемые из LP DAAC, производятся с тремя номинальными пространственными разрешениями: 500 м, 1000 м и 5600 м (0.05 градусов) для диапазонов изображений I1-3 и умеренных диапазонов M1-5, M7, M8, M10, M11.

Вернуться наверх

Сетевые системы VIIRS

Suomi NPP NASA VIIRS Синусоидальная мозаичная сетка

Тайловая система VIIRS аналогична тайловой системе MODIS.

Уровни 2G, 3 и 4 Suomi NPP Наземные продукты NASA VIIRS используют эту систему мозаичной синусоидальной сетки. Плитка составляет 10 градусов на 10 градусов на экваторе.Система координат плитки начинается с точки (0,0) (номер горизонтальной плитки, номер вертикальной плитки) в верхнем левом углу и продолжается вправо (по горизонтали) и вниз (по вертикали). Плитка в правом нижнем углу — (35,17).

АЭС Суоми NASA VIIRS Сетка моделирования климата (CMG)

Сетка моделирования климата VIIRS (CMG) аналогична MODIS CMG. Наборы данных CMG обеспечивают глобальный охват в проекции географической широты и долготы с разрешением 0,05 градуса. Географические координаты верхнего левого угла верхнего левого пикселя изображения CMG NASA VIIRS Suomi NPP: -180.00 градусов долготы, 90.00 градусов широты. Географические координаты нижнего правого угла нижнего правого пикселя: 180,00 градусов долготы и -90,00 градусов широты.

Вернуться наверх

Уровни обработки VIIRS

LP DAAC распределяет обработанные наземные данные до уровня 2 или выше:

• уровня 2: производные геофизические переменные с тем же разрешением и в том же месте, что и исходные данные уровня 1 (линейные продукты)
• Level-2G: Данные уровня 2, отображенные в единой пространственно-временной шкале сетки (синусоидальной)
• Уровень 3: сеточные переменные в производном пространственном и / или временном разрешении
• Уровень 4: выход модели или результаты анализа более низких -уровневые данные

Вернуться наверх

Спектральные диапазоны VIIRS

Вернуться наверх

Метаданные VIIRS

Продукты

VIIRS имеют два источника метаданных: встроенные метаданные HDF-EOS5 и метаданные внешней системы данных и информации системы наблюдений за Землей (EOSDIS), известные как метаданные базовой системы EOSDIS (ECS).Метаданные HDF-EOS5 содержат ценную информацию, включая глобальные атрибуты и атрибуты набора данных, относящиеся к гранулам. Внешний файл метаданных предоставляется в формате XML (.xml) вместе с продуктом VIIRS. Этот файл содержит подмножество метаданных HDF-EOS5. Некоторые ключевые особенности некоторых атрибутов метаданных VIIRS HDF-EOS5 включают следующее:

• Xdim и Ydim представляют строки и столбцы данных, соответственно
• Projection и ProjParams идентифицируют проекцию и соответствующие параметры проекции
• Синусоидальная проекция используется для большинства наземных продуктов VIIRS с координатной сеткой и имеет уникальную сферу размером 6371007.181 метр.
• UpperLeftPointMtrs находится в координатах проекции и идентифицирует самый верхний левый угол верхнего левого пикселя данных изображения
• LowerRightMtrs идентифицирует самый нижний правый угол нижнего правого пикселя данных изображения. Эти координаты проекции — единственные метаданные, которые точно отражают крайние углы изображения с координатной сеткой.
• Существуют поля координат с именами EastBoundingCoord, WestBoundingCoord, NorthBoundingCoord и SouthBoundingCoord , которые представляют координаты широты и долготы географического фрагмента, соответствующего data

Атрибуты набора данных содержат особую информацию о наборе научных данных (SDS), такую ​​как диапазон данных и применимые коэффициенты масштабирования для данных.Информацию по каждому продукту наземных данных NASA VIIRS можно найти в Таблице продуктов VIIRS.

Вернуться наверх

Инструменты и услуги VIIRS

Параметры доступа к данным, такие как Data Pool, Earthdata Search Client, AppEEARS и EarthExplorer, можно найти в разделе «Инструменты».

Файл HDF-EOS5 содержит информацию, необходимую для инструментов и служб доступа к данным НАСА. Большинство программ, которые могут обрабатывать стандартные файлы HDF5, могут читать файл HDF-EOS5.Однако стандартному вызову HDF5 трудно интерпретировать геолокационную или временную информацию HDF-EOS5 без дополнительных знаний о структуре файла.

Некоторые инструменты с открытым исходным кодом и проприетарные инструменты доступны для использования с продуктами VIIRS HDF-EOS5 и включены в следующий список:

Инструменты с открытым исходным кодом

Собственные инструменты

Вернуться наверх

Характеристики разложения и отказов систем защитных покрытий АЭС (Технический отчет)


Синделар, Р. Л. Характеристики разрушения и разрушения систем защитных покрытий АЭС . США: Н. П., 2001.
Интернет. DOI: 10,2172 / 777889.


Синделар Р. Л. Характеристики разрушения и отказов систем защитных покрытий для АЭС . Соединенные Штаты. https://doi.org/10.2172/777889


Синделар, Р. Л.Вт.
«Характеристики разрушения и отказов систем защитных покрытий АЭС». Соединенные Штаты. https://doi.org/10.2172/777889. https://www.osti.gov/servlets/purl/777889.

@article {osti_777889,
title = {Характеристики разрушения и отказов систем защитных покрытий АЭС},
author = {Sindelar, R L},
abstractNote = {Атомные электростанции (АЭС) должны обеспечивать, чтобы система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) или связанная с безопасностью система распыления защитной оболочки (CSS) оставалась способной выполнять свою проектную функцию безопасности в течение всего срока службы станции.Это требует обеспечения длительного охлаждения активной зоны после постулируемой аварии с потерей теплоносителя (LOCA). Адекватная безопасная работа может быть нарушена, если защитные покрытия, нанесенные на бетонные и стальные конструкции в пределах первичной защитной оболочки, выходят из строя, образуя переносимый мусор, который затем может накапливаться на всасывающих сетчатых фильтрах САОЗ BWR или защитных экранах отстойника САОЗ PWR, расположенных внутри защитной оболочки. В этом документе будут представлены данные, собранные в ходе исследования образцов покрытий растений.},
doi = {10.2172 / 777889},
url = {https://www.osti.gov/biblio/777889},
journal = {},
number =,
объем =,
place = {United States},
год = {2001},
месяц = ​​{4}
}


В десятке лидеров по вместимости

Tokyo Electric Power Co.(TEPCO) АЭС Кашивадзаки-Карива в Японии в настоящее время является крупнейшей в мире атомной электростанцией с чистой мощностью 7 965 МВт.

Кашивадзаки-Карива имеет семь реакторов с кипящей водой (BWR) с общей установленной мощностью 8 212 МВт.

Первые пять блоков имеют общую мощность 1100 МВт каждый, тогда как шестой и седьмой блоки имеют мощность по 1356 МВт каждый.

Первый блок начал коммерческую эксплуатацию в сентябре 1985 года, а последний блок был введен в промышленную эксплуатацию в июле 1997 года.

Однако в мае 2012 года завод был остановлен из-за ядерной катастрофы на Фукусиме. TEPCO осуществляет на станции меры по соблюдению новых правил безопасности, установленных Управлением ядерного регулирования Японии. Ожидается, что все реакторы завода будут перезапущены к 2021 году.

Атомная электростанция Брюс в округе Брюс, Онтарио, Канада, является второй по величине атомной электростанцией в мире.

Ядерная установка мощностью 6430 МВт принадлежит Ontario Power Generation (OPG) и управляется Брюсом Пауэром.

Станция состоит из восьми реакторов с тяжелой водой под давлением (PHWR) с полной мощностью от 786 МВт до 891 МВт. Последний реактор Канадской АЭС введен в промышленную эксплуатацию в мае 1987 г.

Брюс 1 стал свидетелем длительного останова в 1997 году и был вновь открыт в сентябре 2012 года. Брюс 2 также был перезапущен в октябре 2012 года после длительного останова в 1995 году. Пиковая мощность завода была увеличена на 22 МВт до 6 430 МВт после того, как завершение планового отключения Брюса 3 в июле 2019 года.

Ульчинская атомная электростанция, которая была переименована в Ханульскую атомную электростанцию ​​в 2013 году, является крупнейшей южнокорейской атомной электростанцией.

В настоящее время электростанция имеет общую установленную мощность 6 189 МВт и чистую проектную мощность 5 908 МВт, занимая третье место по величине АЭС в мире.

Первая очередь АЭС Ханул была завершена в 2005 году с шестью блоками реакторов с водой под давлением (PWR).Еще два реактора, а именно Shin Hanul-1 и Shin Hanul-2, добавляются к Hanul в рамках второй фазы развития завода.

Два новых реактора будут иметь чистую мощность 1350 МВт каждый и увеличат общую чистую мощность станции до 8 608 МВт по завершении строительства в конце 2019 года. По завершении второй фазы общая мощность станции увеличится до 8 989 МВт.

Атомная электростанция Ханбит, Южная Корея

Южнокорейская АЭС Ханбит, ранее известная как АЭС Йонгван, в настоящее время считается четвертой по величине атомной электростанцией в мире с установленной чистой мощностью 5 899 МВт и общей мощностью 6 164 МВт.

Электростанция, управляемая Korea Hydro & Nuclear Power (KHNP), состоит из шести блоков PWR, введенных в эксплуатацию в 1986, 1986, 1994, 1995, 2001 и 2002 годах соответственно.

Блок 3 мощностью 1000 МВт был отключен из-за трещин, обнаруженных в направляющей трубе регулирующей тяги в ноябре 2012 года. Блок возобновил работу в июне 2013 года после восьми месяцев ремонтных работ.

Запорожская АЭС имеет установленную полезную мощность 5 700 МВт и полную мощность 6 000 МВт.В настоящее время это крупнейшая атомная электростанция в Европе и пятая по величине в мире.

Электростанция расположена в Энергодаре, Украина, и включает шесть действующих блоков ВВЭР-1000 PWR, введенных в эксплуатацию с 1984 по 1995 год.

Запорожская атомная электростанция принадлежит и управляется Энергоатомом, государственной национальной компанией по производству атомной энергии в Украине. На электростанцию ​​приходится более одной пятой всей выработки электроэнергии в стране.

Атомная электростанция с гравелином, Франция

Атомная электростанция Gravelines, имеющая установленную чистую мощность 5 460 МВт и общую мощность 5 706 МВт, в настоящее время занимает шестое место по величине ядерной электростанции в мире.

Электростанция расположена в Гравелине на севере Франции и состоит из шести блоков PWR аналогичной мощности, введенных в эксплуатацию в период с 1980 по 1985 год.

Атомная электростанция, принадлежащая и управляемая французской электроэнергетической компанией Electricite De France (EDF), в августе 2010 года стала эталоном, поставив 1 000 миллиардов киловатт-часов электроэнергии.

Атомная электростанция Палюэль, Франция

Атомная электростанция Палюэль, расположенная в 40 км от Дьеппа, Франция, в настоящее время является седьмой по величине АЭС в мире по чистой мощности.Завод расположен на 160 га на берегу Ла-Манша и использует воду из Ла-Манша для охлаждения.

Завод принадлежит и управляется EDF и состоит из четырех PWR с общей установленной мощностью 5 528 МВт (1382 МВт каждый) и чистой проектной мощностью 5 200 МВт (1300 МВт каждый).

Строительство атомной электростанции началось в 1977 году. Первые два блока станции были подключены к сети в 1984 году. Третий и четвертый блоки были введены в эксплуатацию в 1985 году.Палуэль — вторая по величине французская АЭС после Gravelines.

Атомная электростанция Каттеном, Франция

Атомная электростанция Каттеном мощностью 5448 МВт (брутто) расположена в Каттеноме, Франция. Электростанция принадлежит и управляется EDF. Чистая мощность станции составляет 5200 МВт, что аналогично мощности АЭС Палуэль, седьмой по величине атомной электростанции в мире.

Атомная электростанция Каттеном состоит из четырех реакторов типа PWR мощностью 1 362 МВт каждая. Строительство завода началось в 1979 году, а коммерческая эксплуатация началась в апреле 1987 года.Четвертый реактор станции был подключен к сети в 1991 году.

Ядерный объект Каттеном использует воду из реки Мозель. В 2019 году были демонтированы и заменены три конденсатора установки, что повлекло за собой замену в общей сложности 64 200 трубок.

Атомная электростанция Янцзян, Китай

Атомная электростанция Янцзян, расположенная в провинции Гуандун, Китай, имеет общую установленную мощность 5430 МВт, включая пять реакторов PWR по 1086 МВт, а шестой реактор планируется ввести в эксплуатацию во второй половине 2019 года.

Принадлежащая China Guangdong Nuclear Power Company (CGNPC) и управляемая Yangjiang Nuclear Power Company, текущая полезная мощность электростанции составляет 5000 МВт, что делает ее восьмой по величине атомной электростанцией в мире.

Первые три блока станции были введены в эксплуатацию в 2014, 2015 и 2016 годах, четвертый и пятый блоки были подключены к сети в январе 2017 года и пятый — в мае 2018 года соответственно.

АЭС Шин Кори, Южная Корея

Атомная электростанция Шин Кори, расположенная недалеко от Ульсана, Южная Корея, имеет установленную чистую мощность 4 748 МВт и общую мощность 4 974 МВт.Это третья по величине атомная электростанция в Южной Корее и девятая в мире по чистой мощности.

Принадлежащая и управляемая Korea Hydro & Nuclear Power (KHNP), электростанция оснащена четырьмя действующими блоками PWR, включая два усовершенствованных энергетических реактора-1400 (APR-1400). Еще два агрегата АПР-1400 строятся на площадке с апреля 2017 года и сентября 2018 года соответственно.

Первые два блока чистой мощностью 996 МВт каждый были введены в эксплуатацию в период с 2010 по 2012 год, а третий и четвертый блоки были введены в эксплуатацию в январе 2016 года и апреле 2019 года соответственно.

Атомная электростанция Хунъянхэ, расположенная в Дунган, недалеко от прибрежного города Далянь, провинция Ляонин, состоит из четырех действующих блоков PWR с общей установленной мощностью 4476 МВт (1119 МВт каждый) и чистой проектной мощностью 4244 МВт (1061 МВт). каждый).

Hongyanhe в настоящее время считается вторым по величине ядерным энергетическим объектом в Китае и десятым по величине в мире. Еще два блока PWR мощностью 1000 МВт, которые в настоящее время строятся на площадке, планируется ввести в эксплуатацию в конце 2019 и 2021 годов соответственно.

Завод Hongyanhe принадлежит и управляется компанией Liaoning Hongyanhe Nuclear Power (LHNP), которая является совместным предприятием CGNPC (45%), China Power Investment Corporation (CPIC, 45%) и Dalian Construction Investment Group (10%) . Четыре реакторных блока КТР-1000 на станции были введены в эксплуатацию в период с 2013 по 2016 годы.

АЭС Фукусима-Дайни, Япония

Атомная электростанция «Фукусима-дайни» или «Фукусима-II», расположенная в Нарахе, префектура Фукусима, Япония, в случае эксплуатации заняла бы десятое место по величине атомной электростанции в мире.Четыре реакторных блока Фукусима-2 были автоматически остановлены из-за Великого восточно-японского землетрясения в марте 2011 года.

Завод мощностью 4268 МВт (нетто) принадлежит и управляется TEPCO. Он состоит из четырех блоков BWR общей мощностью 1100 МВт и чистой мощностью 1067 МВт каждый.

Мощные волны цунами, вызванные подводным землетрясением магнитудой 9,0, вызвали обрушение трех реакторов на АЭС «Фукусима-дайити», а «Фукусима-дайни» пережила катастрофу из-за аварийного отключения реакторов.С тех пор все четыре реактора Фукусима-Дайни были остановлены в холодном состоянии. В июне 2018 года TEPCO сообщила, что рассматривает возможность вывода завода из эксплуатации.

Связанные компании

Фильтр восточного побережья

Промышленное фильтровальное оборудование и сменные технологические фильтры

28 августа 2020

Инструменты Mac

Влагомеры и датчики влажности для измерения водяного пара на электростанциях

28 августа 2020

WEYTEC

Высокотехнологичные решения для энергетики

28 августа 2020

Национальная демографическая политика — PubMed

.26 января 1983 г .; 27 (1-2): 55-6.

Авторы не указаны

Элемент в буфере обмена

Авторы не указаны.

Йоджана.

1983 .

Показать детали

Показать варианты

Показать варианты

Формат

АннотацияPubMedPMID

. 26 января 1983 г .; 27 (1-2): 55-6.

Элемент в буфере обмена

Опции CiteDisplay

Показать варианты

Формат
АннотацияPubMedPMID

Абстрактный

PIP:

В апреле 1967 года Индия разработала всеобъемлющую национальную политику в области народонаселения.Основное предположение, лежащее в основе этой политики, заключалось в том, что демографический взрыв был ответвлением бедности и должен рассматриваться как часть общего плана лучшей жизни. Были определены четкие демографические цели, и в рамках этой политики было инициировано несколько программ, направленных на интеграцию планирования семьи в общую стратегию социально-экономического развития. Среди наиболее важных аспектов национальной политики в области народонаселения 1976 г. можно выделить следующие: 1) повышение брачного возраста с 15-18 лет для девочек и с 18 до 21 года для мальчиков; 2) заморозить численность населения на уровне 1971 года до 2001 года для целей представительства в национальном парламенте, а также для распределения центральной помощи, передачи налогов и т. Д. Штатам; 3) больше внимания к образованию девочек; 4) надлежащее место образованию населения в общей системе образования; 5) участие всех министерств / ведомств правительства в программе планирования семьи; 6) увеличение денежной компенсации за стерилизацию; 7) учреждение групповых наград в качестве стимула для различных организаций и органов, представляющих население на местном уровне; 8) тесное объединение общественных организаций с реализацией программы; 9) больше внимания к исследованиям; и 10) более широкое использование мотивационных средств массовой информации, особенно в сельской местности, для более широкого признания планирования семьи.По словам Индиры Ганди, цель состоит не просто в том, чтобы сдерживать рост населения, но в том, чтобы иметь более счастливые и здоровые семьи, что в условиях Индии означает меньшие семьи. В первом пятилетнем плане (1951-56) расходы Индии на планирование семьи (крор рупий) составляли 0,65. К шестой пятилетке (1980-85 гг.) Она увеличилась до 1010,00.

Пространственно-временные характеристики чистой первичной продуктивности пастбищ (NPP) в бассейне реки Тарим

Характеристики пространственно-временных изменений АЭС в бассейне реки Хэйхэ, Северо-Западный Китай, за последние 10 лет, рассчитанные с помощью модели CASA

Liu, W .; Фэн, К., и Чжан, Ф., 2017. Характеристики пространственно-временных вариаций АЭС в бассейне реки Хэйхэ, Северо-Западный Китай, за последние 10 лет, рассчитанные с помощью модели CASA. In: Zhi, Y. and Guido Aldana, P.A. (ред.), Устойчивость водных ресурсов и развитие прибрежной среды: избранные материалы Международной конференции по водным ресурсам и окружающей среде 2016 г. (WRE2016) . Журнал прибрежных исследований , специальный выпуск № 80, стр. 36–47. Коконат-Крик (Флорида), ISSN 0749-0208.

В этой статье пространственно-временные характеристики изменения АЭС и связанных факторов в бассейне реки Хэйхэ были проанализированы с использованием метеорологических данных бассейна реки Хэйхэ, данных SPOT / NDVI и других модифицированных математических статистических методов. Результаты показывают, что в период 1999–2010 гг. Общая АЭС в бассейне реки Хэйхэ демонстрировала колеблющуюся тенденцию к увеличению, достигая 0.3 × 10 ¹² гС / год. Значение многолетнего разброса NPP составило 0,19 ~ 601,09 гС / м ² / год во всем бассейне, 3,5 гС / м ² / год в верхнем течении, 2,06 гС / м ² / год в среднем течении. , а в низовьях — 0,31 г / м ² / год. ЧПП растительности в бассейне реки Хэйхэ в январе и феврале имела тенденцию к небольшому снижению и в среднем колебалась от -0,01 до -0,02 гС / м ² / год, тогда как в июне, июле, августе и сентябре значительно увеличилась.АЭС 10 типов растительности продемонстрировали тенденцию к увеличению в 2010 году по сравнению с 1999 годом, в среднем увеличившись на 21,02 гС / м ² / год. Среди различных типов растительности увеличение значения NPP для болотной растительности было самым большим, достигнув 46,24 гС / м ² / год, за которым следовали насажденная растительность, типы степей и типы лугов; значения составили 39,22 гС / м ² / год, 32,49 гС / м ² / год и 27,63 гС / м ² / год соответственно.