Крупнейшая атомная электростанция Россиив закладки 4. Аэс самые большие в россии

Крупнейшие действующие АЭС России — Рамблер/новости

Москва, 1 июня — «Вести. Экономика». В общей сложности на 10 атомных станциях России в промышленной эксплуатации находятся 35 энергоблоков. Суммарная установленная мощность всех энергоблоков составляет 27,89 ГВт. Они вырабатывают более 18% всего производимого электричества. АЭС России вносят заметный вклад в борьбу с глобальным потеплением. Благодаря их работе ежегодно предотвращается выброс в атмосферу 210 млн тонн углекислого газа (СО2). Приоритетом эксплуатации российских АЭС является безопасность. За последние 16 лет на российских АЭС не зафиксировано ни одного серьезного нарушения безопасности, классифицируемого выше первого уровня по Международной шкале INES. Радиационный фон в районах расположения АЭС не превышает установленных норм и соответствует природным значениям, характерным для соответствующих местностей. Помимо действующих АЭС, в настоящий момент на территории России идет строительство еще четырех АЭС. К ним относятся Плавучая АЭС «Академик Ломоносов», Нововоронежская АЭС-2, Ленинградская АЭС-2, а также Курская АЭС-2. Ниже мы расскажем о 10 действующих АЭС на территории нашей страны. Балаковская АЭС Расположение: недалеко от г. Балаково, Саратовская областьТипы реакторов: ВВЭР-1000 Энергоблоков: 4Годы ввода в эксплуатацию: 1985, 1987, 1988, 1993Балаковская АЭС относится к числу крупнейших и современных предприятий энергетики России, обеспечивая четверть производства электроэнергии в Приволжском федеральном округе. Ее электроэнергией надежно обеспечиваются потребители Поволжья (76% поставляемой электроэнергии), Центра (13%), Урала (8%) и Сибири (3%). Она оснащена реакторами ВВЭР (водо-водяные энергетические реакторы корпусного типа с обычной водой под давлением). Электроэнергия Балаковской АЭС — самая дешевая среди всех АЭС и тепловых электростанций России. Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) на Балаковской АЭС составляет более 80%. Станция по итогам работы в 1995, 1999, 2000, 2003, 2005-2009 и 2011-2014 гг. удостаивалась звания «Лучшая АЭС России». Белоярская АЭС Расположение: недалеко от г. Заречный, Свердловская область Типы реакторов: АМБ-100/200, БН-600, БН-800 Энергоблоков: 4 (2 — окончательно остановлены, 2 — в эксплуатации) Годы ввода в эксплуатацию: 1964, 1967, 1980, 2016 Это первая АЭС большой мощности в истории атомной энергетики страны, и единственная с реакторами разных типов на площадке. Именно на Белоярской АЭС эксплуатируется — самый мощный энергоблок в мире с реактором на быстрых нейтронах БН-600 (№3). По показателям надежности и безопасности он входит в число лучших ядерных реакторов мира. Энергоблоки на быстрых нейтронах призваны существенно расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать объем отходов за счёт организации замкнутого ядерно-топливного цикла. Энергоблоки №1 и №2 выработали свой ресурс, и в 1980-е годы были окончательно остановлены. Энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-800 принят в промышленную эксплуатацию 1 ноября 2016 года. Также рассматривается возможность дальнейшего расширения Белоярской АЭС энергоблоком №5 с быстрым реактором мощностью 1200 МВт. По итогам ежегодного конкурса Белоярская АЭС в 1994, 1995, 1997 и 2001 гг. удостаивалась звания «Лучшая АЭС России». Билибинская АЭСРФото:rosatom.ru Расположение: недалеко от г. Билибино, Чукотский автономный округ Типы реакторов: ЭГП-6 Энергоблоков: 4 Годы ввода в эксплуатацию: 1974 (2), 1975, 1976Станция производит около 50% электроэнергии, вырабатываемой в регионе. На АЭС эксплуатируются четыре уран-графитовых канальных реактора установленной электрической мощностью 12 МВт каждый. Станция вырабатывает как электрическую, так и тепловую энергию, которая идет на теплоснабжение Билибино. Установленная электрическая мощность Билибинской АЭС — 48 МВт при одновременном отпуске тепла потребителям до 67 Гкал/ч. При снижении температуры воздуха до –50°С АЭС работает в теплофикационном режиме и развивает теплофикационную мощность 100 Гкал/ч при снижении генерируемой электрической мощности до 38 МВт. В 2009 году Билибинская АЭС поделила с Балаковской АЭС первое место в конкурсе «Лучшая АЭС по культуре безопасности». Калининская АЭС Расположение: недалеко от г. Удомля, Тверская область Тип реактора: ВВЭР-1000 Энергоблоков: 4 Год ввода в эксплуатацию: 1984, 1986, 2004, 2012В составе Калининской атомной станции четыре действующих энергоблока с водо-водяными энергетическими реакторами ВВЭР-1000 мощностью 1000 МВт (эл.) каждый. Калининская АЭС вырабатывает 70% от всего объема электроэнергии, производимой в Тверской области, и обеспечивает электроэнергией большинство промышленных предприятий Тверской области. Благодаря своему географическому расположению, станция осуществляет высоковольтный транзит электроэнергии и выдает мощность в Единую энергосистему Центра России, и далее по высоковольтным линиям — в Тверь, Москву, Санкт-Петербург, Владимир и Череповец. В рамках выполнения отраслевой Программы увеличения выработки электроэнергии на действующих энергоблоках АЭС на 2011–2015 гг. на энергоблоках Калининской АЭС реализуется программа увеличения мощности реакторной установки до 104% от номинальной. В 2014 году получена лицензия Ростехнадзора на эксплуатацию энергоблока №1 в продленном сроке (до 28 июня 2025 года). Этому предшествовало выполнение масштабной программы модернизационных работ, которые проводились, начиная с 2009 года. В ноябре 2017 года была получена лицензия Ростехнадзора на продление срока эксплуатации энергоблока №2 на 21 год, до 30 ноября 2038 года. Этому предшествовало выполнение мероприятий, предусмотренных «Программой подготовки энергоблока №2 Калининской АЭС к дополнительному сроку эксплуатации» (включала полную модернизацию третьей системы безопасности блока №2, замену комплекса электрооборудования системы управления и защиты реактора, аппаратуры автоматического контроля нейтронного потока, конденсатора турбины и др.). Кольская АЭС Расположение: недалеко от г. Полярные Зори, Мурманская область Тип реактора: ВВЭР-440 Энергоблоков: 4 Год ввода в эксплуатацию: 1973, 1974, 1981, 1984Кольская АЭС, расположенная в 200 км к югу от г. Мурманска на берегу озера Имандра, является основным поставщиком электроэнергии для Мурманской области и Карелии. В эксплуатации находятся четыре энергоблока с реакторами типа ВВЭР-440 проектов В-230 (блоки №1 и №2) и В-213 (блоки №3 и №4). Генерируемая мощность — 1760 МВт. В 1996-1998 гг. признавалась лучшей атомной станцией России. Курская АЭС Расположение: недалеко от г. Курчатов, Курская область Тип реактора: РБМК-1000 Энергоблоков: 4 Год ввода в эксплуатацию: 1976, 1979, 1983, 1985Курская АЭС расположена на левом берегу реки Сейм, в 40 км юго-западнее Курска. На ней эксплуатируются четыре энергоблока с реакторами РБМК-1000 (уран-графитовые реакторы канального типа на тепловых нейтронах) общей мощностью 4 ГВт (эл.). В 1993-2004 гг. были радикально модернизированы энергоблоки первого поколения (блоки №1 и №2), в 2008-2009 гг. — блоки второго поколения (№3 и №4). В настоящее время Курская АЭС демонстрирует высокий уровень безопасности и надежности. Ленинградская АЭС Расположение: недалеко от г. Сосновый Бор, Ленинградская область Тип реактора: РБМК-1000 Энергоблоков: 4 + 2 в стадии строительства Год ввода в эксплуатацию: 1973, 1975, 1979, 1981Ленинградская АЭС — крупнейший производитель электрической энергии на Северо-Западе России. Станция обеспечивает более 50% энергопотребления Санкт-Петербурга и Ленинградской области. Она была первой в стране станцией с реакторами РБМК-1000. АЭС была построена в 80 км западнее Санкт-Петербурга, на берегу Финского залива. На Ленинградской АЭС эксплуатируются четыре энергоблока электрической мощностью 1000 МВт каждый. Проектный ресурс каждого энергоблока был назначен в 30 лет, но в результате широкомасштабной модернизации сроки эксплуатации в соответствии с полученными лицензиями Ростехнадзора продлены на 15 лет для каждого из четырех энергоблоков: 1-го энергоблока — до 2018 года, 2-го энергоблока — до 2020 года, 3-го и 4-го энергоблоков — до 2025 года. В настоящий момент сооружается вторая очередь станции — Ленинградская АЭС-2. Замещающие мощности с реакторами ВВЭР установленной мощностью 1 200 МВт каждый призваны стать надежным источником электроэнергии для Северо-Запада России. Нововоронежская АЭС Расположение: недалеко от г. Нововоронеж, Воронежская область Тип реактора: ВВЭР различной мощности Энергоблоков: 3 (еще 3 выведены из эксплуатации) Годы ввода в эксплуатацию: 1964, 1969, 1971, 1972, 1980, 2017 Первая в России АЭС с реакторами типа ВВЭР. Каждый из пяти реакторов станции является прототипом серийных энергетических реакторов. Энергоблок №1 был оснащен реактором ВВЭР-210, энергоблок №2 — реактором ВВЭР-365, энергоблоки №3 и №4 — реакторами ВВЭР-440, энергоблок №5 — реактором ВВЭР-1000. В настоящее время в эксплуатации находятся два энергоблока (энергоблоки №1, №2 и №3 были остановлены, соответственно, в 1988, 1990 и 2016 гг.). Нововоронежская АЭС-2 сооружается по проекту АЭС-2006 с использованием реакторной установки ВВЭР-1200. Генеральным проектировщиком по сооружению Нововоронежской АЭС-2 выступает АО «Атомэнергопроект», генеральный подрядчиком — объединенная компания АО «НИАЭП» — АО «АСЭ» — АО «Атомэнергопроект». В августе 2016 года инновационный энергоблок поколения 3+ Нововоронежской АЭС был впервые подключен к сети и выдал первые 240 МВт в энергосистему страны. Он имеет улучшенные технико-экономические показатели, обеспечивает абсолютную безопасность при эксплуатации, и полностью соответствует «постфукусимским» требованиям МАГАТЭ. Особенностью таких энергоблоков является большая насыщенность пассивными (способными функционировать даже в случае полной потери электроснабжения и без вмешательства оператора) системами безопасности. Так, на энергоблоке №6 Нововоронежской АЭС применены такие уникальные и не имеющие аналогов в мире системы, как система пассивного отвода тепла от реактора, рекомбинаторы водорода и «ловушка расплава» активной зоны. Энергоблоки поколения «3+» в настоящее время сооружаются в США и Франции. Однако именно российский энергоблок №6 Нововоронежской АЭС стал первым в мире атомным энергоблоком нового поколения, который вышел на этап энергопуска. В промышленную эксплуатацию энергоблок №6 был сдан в феврале 2017 года. Ростовская АЭС Расположение: недалеко от г. Волгодонска, Ростовская область Тип реактора: ВВЭР-1000 Энергоблоков: 3+1 в стадии строительства Год ввода в эксплуатацию: 2001, 2010, 2015Ростовская АЭС расположена на берегу Цимлянского водохранилища, в 13,5 км от Волгодонска. Она является одним из крупнейших предприятий энергетики Юга России, обеспечивающим около 15% годовой выработки электроэнергии в регионе. Энергоблок №2 введен в промышленную эксплуатацию 10 декабря 2010 года. Процесс физического пуска энергоблока №3 Ростовской атомной станции начался 14 ноября 2014 года. В промышленную эксплуатацию блок №3 введён 17 сентября 2015 года Смоленская АЭС Расположение: недалеко от г. Десногорска, Смоленская область Тип реактора: РБМК-1000 Энергоблоков: 3 Год ввода в эксплуатацию: 1982, 1985, 1990Смоленская АЭС — одно из ведущих энергетических предприятий региона, ежегодно она выдает в энергосистему страны порядка 20 млрд киловатт часов электроэнергии (около 13% энергии, вырабатываемой на АЭС России и более 80% от того, что производят энергопредприятия Смоленской области). Она состоит из трёх энергоблоков с реакторами РБМК-1000. В 2007 году станция первой среди АЭС России получила сертификат соответствия системы менеджмента качества международному стандарту ISO 9001:2000. В 2009 г. Смоленская АЭС получила сертификат соответствия системы экологического менеджмента требованиям национального стандарта ГОСТ Р ИСО 14001-2007 и была признана лучшей АЭС России по направлению «Физическая защита». В 2011 году Смоленская АЭС стала победителем в конкурсе «Лучшая АЭС России» по итогам работы за 2010 год и была признана лучшей АЭС по культуре безопасности. В рамках реализации программы по продлению сроков эксплуатации был проведен капитальный ремонт и модернизация энергоблока №1. Смоленская АЭС — крупнейшее градообразующее предприятие области, доля поступлений от нее в областной бюджет составляет более 30%.

news.rambler.ru

АЭС нового поколения. Новая АЭС в России

За минувшие четверть века сменилось несколько поколений не только в нашем обществе. Сегодня строятся АЭС нового поколения. Новейшие российские энергоблоки теперь оснащаются только водо-водяными реакторами поколения 3+. Реакторы этого типа можно без преувеличения назвать самыми безопасными. За всё время работы реакторов ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) не было ни одной серьезной аварии. АЭС нового типа по миру в сумме имеют уже больше 1000 лет стабильной и безаварийной деятельности.

Устройство и работа новейшего реактора 3+

Урановое топливо в реакторе заключено в циркониевые трубки, так называемые тепловыделяющие элементы, или ТВЭЛы. Они составляют реактивную зону самого реактора. Когда происходит извлечение из этой зоны поглотительных стержней, то в реакторе нарастает поток нейтронных частиц, а затем начинается самоподдерживающая цепная реакция деления. При этой связи урана освобождается большая энергия, которая разогревает ТВЭЛы. АЭС, оборудованная ВВЭР, работает по двухконтурной схеме. Сначала сквозь реактор проходит чистая вода, которую подали уже очищенной от разных примесей. Далее она проходит непосредственно через активную зону, где охлаждает и омывает собою ТВЭЛы. Такая вода нагревается, ее температура достигает 320 градусов по Цельсию, чтобы она осталась в жидком состоянии, необходимо ее держать под давлением 160 атмосфер! Потом горячая вода следует в парогенератор, отдавая теплоту. А жидкость второго контура после этого вновь проникает в реактор.

Следующие действия идут в соответствии с привычной нам ТЭЦ. Вода, находящаяся во втором контуре, в парогенераторе превращается, естественно, в пар, газообразное состояние воды вращает турбину. Этот механизм заставляет двигаться электрогенератор, вырабатывающий электроток. Сам реактор и парогенератор находится внутри герметичной бетонной оболочки. В генераторе пара вода первого контура, выходящая из реактора, никаким образом не взаимодействует с жидкостью из второго контура, идущей на турбину. Данная схема работы размещения реактора и парогенератора исключают проникновение радиационных отходов за пределы реакторного зала станции.

Об экономии денежных средств

Новая АЭС в России требует на затраты систем безопасности 40 % от общей стоимости самой станции. Основная доля средств закладывается на автоматику и конструкцию энергоблока, а также на оборудование систем безопасности.

В основу обеспечения безопасности в АЭС нового поколения заложен принцип глубокоэшелонированной защиты, основанной на использовании системы из четырех физических барьеров, препятствующих выходу радиоактивных веществ.

Первый барьер

Он представлен в виде прочности самих таблеток с урановым топливом. После так называемого процесса спекания в печи при температуре 1200 градусов таблетки приобретают высокопрочные динамические свойства. Они не разрушается под воздействием высоких температур. Они помещаются в циркониевые трубки, образующие оболочку тепловыделяющих элементов. В один такой тепловыделяющий элемент вводится автоматом более 200 таблеток. Когда они заполняют циркониевую трубку полностью, то робот-автомат вводит пружину, прижимающую их до отказа. Затем автомат откачивает воздух, а потом и вовсе запечатывает ее.

Второй барьер

Представляет собой герметичность оболочки из циркония тепловыделяющих элементов. Оболочка ТВЭЛа выполнена из циркония ядерной чистоты. Она обладает повышенной коррозионной стойкостью, способна сохранять форму при температуре более 1000 градусов. Контроль качества изготовления ядерного топлива проводится на всех этапах его производства. В результате многоступенчатых проверок качества возможность разгерметизации тепловыделяющих элементов крайне низка.

Третий барьер

Выполнен он в виде прочного стального корпуса реактора, толщина которого равна 20 см. Он рассчитан на рабочее давление в 160 атмосфер. Корпус реактора обеспечивает предотвращение выхода продуктов деления под защитную оболочку.

Четвертый барьер

Это герметичная защитная оболочка самого реакторного зала, имеющая еще одно название - контаймент. Он состоит всего из двух частей: внутренняя и внешняя оболочки. Внешняя оболочка обеспечивает защиту от всех внешних воздействий как природного, так и техногенного характера. Толщина внешней оболочки - 80 см высокопрочного бетона.

Внутренняя оболочка с толщиной бетонной стены равна 1 метру 20 см. Ее покрывают сплошным стальным 8-миллиметровым листом. Кроме того, ее стяжку усиливают специальные системы тросов, натянутых внутри самой оболочки. Иными словами, это кокон из стали, который стягивает бетон, усиливая его прочность в три раза.

Нюансы защитного покрытия

Внутренняя защитная оболочка АЭС нового поколения выдерживает давление в 7 килограмм на квадратный сантиметр, а также высокую температуру до 200 градусов Цельсия.

Между внутренней и внешней оболочками существует межоболочное пространство. Оно имеет систему фильтрации газов, которые попадают из реакторного отделения. Мощнейшая железобетонная оболочка сохраняет герметичность при землетрясении в 8 баллов. Выдерживает падение самолёта, вес которого рассчитали до 200 тонн, а также позволяет выдержать экстремальные внешние воздействия, такие как смерч и ураганы, при максимальной скорости ветра 56 метров в секунду, вероятность которых возможна один раз в 10 000 лет. А еще такая оболочка защищает от воздушной ударной волны с давлением во фронте до 30 кПа.

Особенность АЭС поколения 3+

Система из четырех физических барьеров глубокоэшелонированной защиты исключает радиоактивные выбросы за пределы энергоблока в случае чрезвычайных ситуаций. Во всех реакторах ВВЭР существуют пассивные и активные системы безопасности, сочетание которых гарантирует решение трех основных задач, возникающих при аварийной ситуации:

остановка и прекращение ядерных реакций;
обеспечение постоянного отвода тепла от ядерного топлива и самого энергоблока;
предотвращение выхода радионуклидов за пределы контаймента в случае аварийных ситуаций.

ВВЭР-1200 в России и мире

Безопасными стали АЭС нового поколения Японии после аварии на АЭС «Фукусима-1». Японцы тогда решили больше не получать энергию при помощи мирного атома. Однако новое правительство вернулось к ядерной энергетике, так как экономика страны понесла большие убытки. Отечественные инженеры с физиками-ядерщиками начали разрабатывать безопасную АЭС нового поколения. В 2006 году мир узнал о новой сверхмощной и безопасной разработке отечественных ученых.

В мае 2016 года завершилась грандиозная стройка в черноземном регионе и успешное окончание тестирования 6-го энергоблока на Нововоронежской АЭС. Новая система работает стабильно и эффективно! Впервые при возведении станции инженеры спроектировали всего одну и самую высокую в мире градирню для охлаждения воды. В то время как ранее строили две градирни на один энергоблок. Благодаря подобным разработкам удалось сэкономить финансовые средства и сохранить технологии. Еще год на станции будут проводиться работы различного характера. Это необходимо для того, чтобы постепенно ввести в эксплуатацию оставшееся оборудование, так как запускать все и сразу нельзя. Впереди у Нововоронежской АЭС - возведение 7-го энергоблока, оно будет длиться еще два года. После этого Воронеж станет единственным регионом, который реализовал такой масштабный проект. Ежегодно Воронеж посещают различные делегации, изучающие работу атомной электростанции. Такая отечественная разработка оставила позади Запад и Восток в сфере энергетики. Сегодня различные государства хотят внедрить, а некоторые уже используют такие АЭС.

Новое поколение реакторов трудится на благо Китая в Тяньване. Сегодня строятся такие станции в Индии, Беларуси, Прибалтике. В Российской Федерации внедряют ВВЭР-1200 в Воронеже, Ленинградской области. В планах - возвести подобное сооружение в энергетической отрасли в республике Бангладеш и Турецком государстве. В марте 2017 года стало известно, что Чехия активно сотрудничает с «Росатомом» для постройки такой же станции на своей земле. В России планируют возводить АЭС (новое поколение) в Северске (Томская область), Нижнем Новгороде и Курске.

fb.ru

Балаковская АЭС – самая мощная АЭС России (42 фото)

Балаковская АЭС — крупнейший в России производитель электроэнергии — более 30 млрд кВт·ч. ежегодно, что составляет 1/5 часть выработки всех АЭС страны. Среди крупнейших электростанций всех типов в мире занимает 51-ю позицию. Первый энергоблок БалАЭС был включен в Единую энергосистему СССР в декабре 1985 года, четвёртый блок в 1993 году стал первым введённым в эксплуатацию в России после распада СССР.

1. Балаковская АЭС расположена на левом берегу Саратовского водохранилища реки Волги в 10 км северо-восточнее г. Балаково Саратовской обл. приблизительно на расстоянии 900 км юго-восточнее г. Москвы.

Техническое водоснабжение, что чрезвычайно существенно для водо-водяных энергетических реакторов, осуществляется по замкнутой схеме с использованием водохранилища-охладителя, образованного путём отсечения дамбами мелководной части Саратовского водохранилища.

2. На Балаковской АЭС эксплуатируются 4 типовых энергоблока с реакторной установкой, в состав которой входит реактор типа ВВЭР-1000 (Водо-Водяной Энергетический Реактор – 1000 мегаватт электрической мощности, корпусного типа на тепловых нейтронах с легкой водой в качестве замедлителя и теплоносителя) – это наиболее распространенный тип РУ в мире, зарубежный аналог носит аббревиатуру PWR.

3. Масштабы энергоблоков.

Каждый энергоблок состоит из турбинного и реакторного отделений – образуя моноблок. Бесперебойное электропитание каждого энергоблока обеспечивают по три независимых Резервных Дизельных Электрических Станции типа АСД-5600 (РДЭС – мощностью 5,6 мегаватта).

4. Попасть в реакторное отделение энергоблока можно только из санитарно-бытового блока спецкорпуса по переходной эстакаде. В санитарно-бытовом блоке расположены санпропускники для прохода в зону ионизирующих излучений. Здесь персонал станции полностью переодевается в защитную спецодежду. После выхода из санпропускника в Зону контролируемого доступа персонал проходит на щит радиационного контроля к дежурным дозиметристам для получения индивидуальных дозиметров.

5. Внутренняя дверь основного шлюза ГО на отметке +36 метров.

При работе реакторной установки на мощности гермооболочка закрыта – находится под небольшим разряжением. Для доступа оперативного персонала внутрь необходимо пройти процедуру шлюзования. Основной шлюз – сложное устройство, предназначенное для обеспечение прохода внутрь геромообъема с сохранением перепада давлений между гермообъемом и обстройкой реакторного отделения.

6. Центральный зал в гермооболочке ГО 2-го энергоблока.

Гермооболочка выполнена в виде цилиндра внутренним диаметром 45 метров и высотой 52 м, с отметки 13,2 м над уровнем земли, где находится её плоское днище, до отметки 66,35 м, где находится вершина её куполообразного верха.

7. Технологическая схема каждого блока двухконтурная. Первый контур является радиоактивным, в него входит водо-водяной энергетический реактор тепловой мощностью 3000 МВт и четыре циркуляционных петли охлаждения, по которым через активную зону с помощью главных циркуляционных насосов прокачивается теплоноситель — вода под давлением 16 МПа.

8. Спускаемся к реактору.

На Балаковской АЭС используется модернизированный серийный ядерный реактор ВВЭР-1000 с водой под давлением, который предназначен для выработки тепловой энергии за счёт цепной реакции деления атомных ядер. Регулирование мощности реактора осуществляется изменением положения в активной зоне кластеров из стержней с поглощающими элементами, стальными трубками с карбидом бора, а также изменением концентрации борной кислоты в воде первого контура.

9. Ядерный реактор.

Температура воды на входе в реактор равна 289 °C, на выходе — 320 °C. Циркуляционный расход воды через реактор составляет 84000 т/ч.

Нагретая в реакторе вода направляется по четырём трубопроводам в парогенераторы.

10. Парогенератор – это горизонтальный теплообменник с погруженной поверхностью теплообмена, предназначенный для выработки осушенного насыщенного пара с производительностью 1470т/ч. Вода из реактора поступает в коллектор и раздается внутрь на 11 тысяч трубок. Проходя по ним, она отдает тепло котловой воде второго контура и выходит через аналогичный собирающий коллектор на всасывающий патрубок главного циркуляционного насоса (ГЦН). Таким образом, парогенератор является граничным элементом между первым — радиоактивным контуром и вторым – нерадиоактивным.

11. Второй контур — нерадиоактивный, состоит из испарительной и водопитательной установок, блочной обессоливающей установки и турбоагрегата электрической мощностью 1000 МВт. Теплоноситель первого контура охлаждается в парогенераторах, отдавая при этом тепло воде второго контура.

Насыщенный пар, производимый в парогенераторе, с давлением 6,4 МПа и температурой 280 °C подается в сборный паропровод и направляется к турбоустановке, приводящей во вращение электрогенератор.

12. Вид вглубь бокса главного циркуляционного насоса (ГЦН).

Принудительная циркуляция теплоносителя осуществляется за счёт работы четырёх главных циркуляционных насосов ГЦН-195М. Каждый из ГЦН при частоте вращения 1000 об/мин. обеспечивает прокачивание через активную зону реактора 21000 тонн воды в час.

13. Бассейн мокрой перегрузки ядерного топлива.

Для поддержания нормальной работы реактора необходимо выполнять перегрузку топлива. Перегрузка топлива осуществляется частями, в конце борной кампании реактора треть ТВС выгружается и такое же количество свежих сборок загружается в активную зону, для этих целей в гермооболочке имеется специальная перегрузочная машина МПС-1000. Ядерное топливо для Балаковской АЭС производится Новосибирским заводом химконцентратов.

14. Пульт управления перегрузочной машиной МПС-1000.

Один из наиболее эффективных способов увеличения выработки электроэнергии – увеличение продолжительности кампании ядерного реактора, работы в этом направлении велись на Балаковской АЭС многие годы. С улучшением конструкции ядерного топлива переход на 18-месячный топливный цикл стал возможен и в настоящее время постепенно реализуется. Суть заключается в том, что перегрузки топлива стали осуществлять реже, чем раз в год, при полной его реализации перегрузки будут совершаться раз 1,5 года, соответственно реактор дольше работает без остановок, увеличивается его энерговыработка.

15. Для измерения температуры и давления теплоносителя внутри корпуса реактора используют датчики, размещенные нейтронно-измерительных каналах на траверсе блока защитных труб реактора.

16. Дефектоскописты проводят плановый контроль сварных соединений и основного металла.

Всего на станции трудятся около 3770 человек, более 60 % которых имеют высшее или среднее профессиональное образование.

17. Гайковерт главного разъема реактора ВВЭР-1000.

Применение гайковерта обеспечивает герметизацию узла уплотнения одновременной и равномерной вытяжкой шпилек, уменьшает временя на проведение работ по уплотнению и разуплотнению главного разъема реактора, снижает трудозатраты обслуживающего персонал и как следствие их дозовые нагрузи.

18. Для нормального функционирования парогенератора в течение срока службы необходимо производить контроль теплообменной поверхности труб от отложений.

19. Для контроля состояния металла на балаковской АЭС применяется вихретоковый метод контроля (ВТК).

20. Полярный кран под куполом гермооболочки.

При разуплотнении и течах первого контура происходит испарение воды, что сопровождается ростом давления под куполом гермообъема. Для снижения давления пара в него разбрызгивается холодная вода.

21. Измерение загрязненности спецодежды в санитарном шлюзе.

В помещениях обстройки реакторного отделения организованы специальные посты дополнительного дозиметрического контроля и санитарной обработки – саншлюзы. Персонал, выходящий из зоны производства работ или расположения технологического оборудования, проходит обязательный дозиметрический контроль и при необходимости – отмывку и обработку одежды и кожных покровов для предотвращения распространения радиоактивного загрязнения в более чистые помещения постоянного пребывания персонала.

22. Блочный щит управления.

Персонал ведет весь технологический процесс (управляет оборудованием и контролирует работу автоматики) с блочного щита управления (БЩУ).

23. Условно БЩУ поделен на три зоны ответственности. Первая зона находится в непосредственном оперативном ведении начальника смены блока и включает системы энергоснабжения и панели систем безопасности, вторая зона – в оперативном ведении ведущего инженера по управлению реактором – с неё осуществляется контроль работы реактора, основного оборудования первого контура и технологических систем реакторного отделения. Третья зона – в ведении ведущего инженера по управлению турбиной.

24. Ведущий инженер по управлению турбиной одного из энергоблоков.

25. На БЩУ одного энергоблока контролируется свыше 19 000 параметров.

26. Весь пар, вырабатываемый четырьмя парогенераторами энергоблока, объединяется и подается на турбину.

27. Машинный зал с турбогенератором.

Паровая турбина конденсационная, одновальная, четырёхцилиндровая (один цилиндр высокого давления, три – низкого давления).

Номинальная мощность 1000МВт, частота вращения 1500 оборотов в минуту.

28. Начальное давление в корпусе 60 атмосфер, температура пара 274 градуса.

На одном валу с турбиной закреплен генератор марки ТВВ-1000, генерируемое напряжение 24000 вольт.

29. Старший машинист в обходе на турбине.

30. Выдача электричества.

Электрооборудование АЭС в целом мало отличается от оборудования тепловых электростанций, за исключением повышенных требований к надёжности.

31. Выдача мощности Балаковской АЭС осуществляется через шины ОРУ-220/500 кВ в объединённую энергосистему Средней Волги. Эти шины являются узловыми в энергосистеме и связывают Саратовскую энергосистему с Ульяновской, Самарской, Волгоградской и Уральской.

32. Водоем-охладитель площадью 24,1 км² — источник циркуляционного водоснабжения АЭС.

33. Здесь живут белый амур и толстолобик, необходимые для естественного биологического очищения и поддержания качества воды пруда–охладителя.

34. Вода из охладителя по открытым подводящим каналам поступает к четырём блочным насосным станциям (БНС), располагающимся на его берегу. Эти насосные станции обеспечивают технической водой неответственных потребителей.

35. Для технического водоснабжения ответственных потребителей (оборудования, в том числе и аварийного, перерыв в водоснабжении которого не допускается в любых режимах работы) используется специальная замкнутая оборотная система, включающая в себя брызгальные бассейны.

36. Охлаждение воды происходит за счет разбрызгивания, что увеличивает площадь теплообмена.

37. Химводоподготовка.

На щите химводоочистки размещены приборы контроля и органы управления элементов, обеспечивающих процессы очистки и обессоливания воды, дозирование реагентов при водоподготовке и пр.

38. Аналитическая лаборатория предназначена для обеспечения высокой достоверности при проведении химического анализа, для обработки и накопления баз данных по химическим режимам работы энергоблоков.

39. Лаборатория оборудована ионным хроматографам, рентгеновским кристалл-дифракционным спектрометром, титратором влаги, оптическим эмиссионным спектрометром с индуктивно связанной плазмой и т.д.

Благодарю пресс-службу Балаковской АЭС за помощь в создании репортажа!

Другие статьи:

nlo-mir.ru

Крупнейшая атомная электростанция России | Наука и жизнь

Балаковская АЭС — крупнейший в России производитель электроэнергии — более 30 млрд кВт·ч ежегодно, что составляет 1/5 часть выработки всех атомных электростанций страны. Среди крупнейших электростанций всех типов в мире занимает 51-ю позицию. Первый энергоблок БалАЭС был включен в Единую энергосистему СССР в декабре 1985 года, четвёртый блок в 1993 году стал первым введённым в эксплуатацию в России после распада СССР.

Фотографии и текст Славы Степанова

2. На Балаковской АЭС эксплуатируются 4 типовых энергоблока с реакторной установкой, в состав которой входит реактор электрической мощностью 1 000 мегаватт.

3. Масштабы энергоблоков можно оценить «с вертолета». Каждый энергоблок состоит из турбинного и реакторного отделений, образуя моноблок. Бесперебойное электропитание каждого энергоблока обеспечивают по три независимых Резервных Дизельных Электрических Станции мощностью 5,6 мегаватт.

4. Высота верхней отметки купола энергоблока — 67,5 метров. Герметичная оболочка является локализующей системой безопасности и предназначена для предотвращения выхода радиоактивных веществ при тяжёлых авариях с разрывом крупных трубопроводов первого контура и удержания в зоне локализации аварии среды с высоким давлением и температурой. Она имеет цилиндрическую форму и состоит из предварительно напряжённого железобетона толщиной 1,2 метра.

5. Попасть в реакторное отделение энергоблока можно только из санитарно-бытового блока спецкорпуса по переходной эстакаде. В санитарно-бытовом блоке расположены санпропускники для прохода в зону ионизирующих излучений. Здесь персонал станции полностью переодевается в защитную спецодежду. После выхода из санпропускника в Зону контролируемого доступа персонал проходит на щит радиационного контроля к дежурным дозиметристам для получения индивидуальных дозиметров.

6. Внутренняя дверь основного шлюза ГО на отметке +36 метров. При работе реакторной установки на мощности гермооболочка закрыта — находится под небольшим разряжением. Для доступа оперативного персонала внутрь необходимо пройти процедуру шлюзования. Основной шлюз — сложное устройство, предназначенное для обеспечение прохода внутрь с сохранением перепада давлений.

7. Центральный зал в гермооболочке ГО 2-го энергоблока. Гермооболочка выполнена в виде цилиндра внутренним диаметром 45 метров и высотой 52 м, с отметки 13,2 м над уровнем земли, где находится её плоское днище, до отметки 66.35 м, где находится вершина её куполообразного верха.

8. Технологическая схема каждого блока двухконтурная. Первый контур является радиоактивным, в него входит водо-водяной энергетический реактор тепловой мощностью 3 000 МВт и четыре циркуляционных петли охлаждения, по которым через активную зону с помощью главных циркуляционных насосов прокачивается теплоноситель — вода под давлением 16 МПа.

9. Спускаемся к реактору. На Балаковской АЭС используется модернизированный серийный ядерный реактор ВВЭР-1000 с водой под давлением, который предназначен для выработки тепловой энергии за счёт цепной реакции деления атомных ядер.

10. Ядерный реактор. Температура воды на входе в реактор равна 289 °C, на выходе — 320 °C. Циркуляционный расход воды через реактор составляет 84 000 т/ч. Нагретая в реакторе вода направляется по четырём трубопроводам в парогенераторы.

11. Парогенератор — это горизонтальный теплообменник, предназначенный для выработки осушенного насыщенного пара с производительностью 1 470 т/ч. Вода из реактора поступает в коллектор и раздается внутрь на 11 тысяч трубок.

12. Второй контур — нерадиоактивный, состоит из испарительной и водопитательной установок, блочной обессоливающей установки и турбоагрегата электрической мощностью 1 000 МВт. Теплоноситель первого контура охлаждается в парогенераторах, отдавая при этом тепло воде второго контура.

13. Вид вглубь бокса главного циркуляционного насоса (ГЦН). Каждый из ГЦН при частоте вращения 1 000 об/мин. обеспечивает прокачивание через активную зону реактора 21 000 тонн воды в час.

14. Бассейн мокрой перегрузки ядерного топлива. Для поддержания нормальной работы реактора необходимо выполнять перегрузку топлива. Ядерное топливо для Балаковской АЭС производится Новосибирским заводом химконцентратов.

Все операции с отработанным ядерным топливом (ОЯТ) выполняются дистанционно под 3-х метровым слоем борированной воды. В отработавших ТВС содержится большое количество продуктов деления урана. Ядерное топливо имеет свойство саморазогреваться до больших температур и является высокорадиоактивным, поэтому его хранят 3-4 года в бассейнах с определённым температурным режимом под слоем воды, защищающим персонал от ионизирующего излучения. По мере выдержки уменьшается радиоактивность топлива и мощность его остаточного тепловыделения. Обычно через 3 года, когда саморазогрев ТВС сокращается до 50-60 °C, его извлекают и отправляют для хранения, захоронения или переработки.

15. Один из наиболее эффективных способов увеличения выработки электроэнергии – увеличение продолжительности кампании ядерного реактора, работы в этом направлении велись на Балаковской АЭС многие годы. С улучшением конструкции ядерного топлива переход на 18-месячный топливный цикл стал возможен и в настоящее время постепенно реализуется. Суть заключается в том, что перегрузки топлива стали осуществлять реже, чем раз в год, при полной его реализации перегрузки будут совершаться раз 1,5 года, соответственно реактор дольше работает без остановок.

16. Для измерения температуры и давления теплоносителя внутри корпуса реактора используют датчики, размещенные нейтронно-измерительных каналах на траверсе блока защитных труб реактора.

17. Дефектоскописты проводят плановый контроль сварных соединений и основного металла. Всего на станции трудятся около 3 770 человек, более 60 % которых имеют высшее или среднее профессиональное образование.

18. Гайковерт главного разъема реактора ВВЭР-1000.

19. Для нормального функционирования парогенератора в течение срока службы необходимо производить контроль теплообменной поверхности труб от отложений.

20. Для контроля состояния металла на балаковской АЭС применяется вихретоковый метод контроля (ВТК).

21. Полярный кран под куполом гермооболочки.

22. Измерение загрязненности спецодежды в санитарном шлюзе. Персонал, выходящий из зоны производства работ или расположения технологического оборудования, проходит обязательный дозиметрический контроль и при необходимости — отмывку и обработку одежды и кожных покровов для предотвращения распространения радиоактивного загрязнения.

23. Блочный щит управления.

24.

25. Здесь контролируется свыше 19 000 параметров.

26. Весь пар, вырабатываемый четырьмя парогенераторами энергоблока, объединяется и подается на турбину.

27. Машинный зал с турбогенератором.

28.

29. Начальное давление в корпусе 60 атмосфер, температура пара 274 градуса. На одном валу с турбиной закреплен генератор, генерируемое напряжение — 24 000 вольт.

30.

31. Старший машинист в обходе на турбине.

32.

33. Выдача электричества. Электрооборудование АЭС в целом мало отличается от оборудования тепловых электростанций, за исключением повышенных требований к надёжности.

34. Выдача мощности Балаковской АЭС осуществляется в объединённую энергосистему Средней Волги.

35. Эти шины являются узловыми в энергосистеме и связывают Саратовскую энергосистему с Ульяновской, Самарской, Волгоградской и Уральской.

36. Здесь живут белый амур и толстолобик, необходимые для естественного биологического очищения и поддержания качества воды пруда–охладителя.

37.

38. Брызгальные бассейны.

39. Охлаждение воды происходит за счет разбрызгивания, что увеличивает площадь теплообмена.

40. Аналитическая лаборатория предназначена для обеспечения высокой достоверности при проведении химического анализа, для обработки и накопления баз данных по химическим режимам работы энергоблоков.

41 Лаборатория.

42. Обсуждается строительство второй очереди станции, состоящие из пятого и шестого энергоблока той же конструкции, что и уже действующие на станции.

43.

Сен 30, 2015

zhizninauka.info

Атомные электростанции России. Первая атомная электростанция :: SYL.ru

Производство электроэнергии с использованием цепной ядерной реакции в Советском Союзе впервые произошло на Обнинской АЭС. По сравнению с сегодняшними гигантами первая атомная электростанция имела всего лишь 5 МВт мощности, а самая большая в мире на сегодняшний день действующая АЭС "Касивадзаки-Карива" (Япония) - 8212 МВт.

Обнинская АЭС: от пуска до музея

Советские ученые во главе с И. В. Курчатовым по окончании военных программ сразу приступили к созданию атомного реактора с целью использования тепловой энергии для преобразования ее в электричество. Первая атомная электростанция была разработана ими в кратчайшие сроки, и в 1954 году состоялся пуск промышленного ядерного реактора.

Высвобождение потенциала, как промышленного, так и профессионального, после создания и испытания ядерного вооружения позволило И. В. Курчатову заняться порученной ему проблемой получения электричества путем освоения тепловыделений при протекании управляемой ядерной реакции. Технические решения по созданию ядерного реактора были освоены еще при пуске самого первого опытного уран-графитового реактора Ф-1 в 1946 году. На нем была проведена первая цепная ядерная реакция, подтверждены практически все теоретические наработки за последнее время.

Для промышленного реактора нужно было найти конструктивные решения, связанные с непрерывной работой установки, съемом тепла и подачи его на генератор, циркуляцией теплоносителя и защитой его от радиоактивного загрязнения.

Коллективом лаборатории № 2, возглавляемой И. В. Курчатовым, совместно с НИИхиммаш под руководством Н. А. Доллежаля были проработаны все нюансы сооружения. Физику Е. Л. Фейнбергу была поручена теоретическая разработка процесса.

Пуск реактора (достижение критических параметров) был произведен 9 мая 1954 года, 26 июня этого же года атомная электростанция подключена в сеть, а уже в декабре выведена на проектную производительность.

После того как Обнинская АЭС безаварийно проработала как промышленная электростанция почти 48 лет, она была остановлена в апреле 2002 года. В сентябре этого же года закончена выгрузка ядерного топлива.

Еще во время работы на АЭС приезжало множество экскурсий, станция работала как учебный класс для будущих ядерщиков. Сегодня на ее базе организован мемориальный музей атомной энергетики.

Первая зарубежная АЭС

Атомные электростанции по примеру Обнинской не сразу, но начали создаваться за рубежом. В США решение о строительстве своей атомной электростанции было принято лишь в сентябре 1954 года, и только в 1958 году состоялся пуск АЭС "Шиппингпорт" в Пенсильвании. Мощность атомной электростанции "Шиппингпорт" составила 68 МВт. Зарубежные эксперты называют ее первой коммерческой атомной электростанцией. Строительство атомных электростанций достаточно дорого, АЭС обошлась казне США в 72,5 млн долларов.

Через 24 года, в 1982-м, станция была остановлена, к 1985 году было выгружено топливо и начат демонтаж этого огромного сооружения весом 956 тонн для последующего захоронения.

Предпосылки создания мирного атома

После открытия деления ядер урана немецкими учеными Отто Ганом и Фрицем Штрассманом в 1938 году начали проводиться исследования цепных реакций.

До начала Второй мировой войны исследования физиков-ядерщиков не скрывались правительствами, не создавалось закрытых лабораторий, отчеты конференций, семинаров печатались в научных изданиях и были доступны каждому заинтересованному ученому. Советский Союз принимал участие во всех международных конференциях, ученые выезжали в другие страны не только с докладами, но и для совместной работы.

Теоретические расчеты цепных реакций с обоснованием двух путей развития (взрыв и управляемая реакция) были сделаны Я. Б. Зельдовичем и Ю. Б. Харитоном. Для проведения дальнейших практических исследований необходимо было перестраивать (в некоторых случаях создавать заново) промышленность.

Мощности маленького циклотрона, размещенного в стенах Радиевого института в Ленинграде, не позволяли проводить нужные эксперименты. Для исследования самой физики ядра необходимы были не просто запасы урановой руды, но и выделение изотопа урана-235. Нужны были замедлители для ядерной реакции – чистый графит или тяжелая вода.

И. В. Курчатов, подталкиваемый А. Б. Иоффе, совместно с Ю. Б. Харитоном составили записку в Президиум Академии наук о ядерной проблематике и важности работ в этом направлении. И. В. Курчатов работал в это время в ЛФТИ (Ленинградском физико-техническом институте), возглавляемом А. Б. Иоффе, над проблемами физики ядра.

В ноябре 1938 года по результатам изучения проблемы и после выступления И. В. Курчатова на Пленуме АН (Академии наук) была составлена записка в Президиум АН об организации работ в СССР по физике атомного ядра. В ней прослеживается обоснование обобщения всех разрозненных лабораторий и институтов в СССР, принадлежащих разным министерствам и ведомствам, занимающихся, по сути, одной проблематикой.

Приостановка работ по физике ядра

Часть из этих организационных работ удалось сделать еще до ВОВ, но основные подвижки начали происходить только с 1943 года, когда И. В. Курчатову было предложно возглавить атомный проект.

После 1 сентября 1939 года начал постепенно образовываться своеобразный вакуум вокруг СССР. Это не тотчас почувствовали ученые, хотя агенты советской разведки сразу стали предупреждать о засекречивании форсирования работ по изучению ядерных реакций в Германии и Великобритании.

Великая Отечественная война немедленно внесла коррективы в работу всех ученых страны, в том числе и физиков-ядерщиков. Уже в июле 1941 года ЛФТИ был эвакуирован в Казань. И. В. Курчатов стал заниматься проблемой разминирования морских судов (защиты от морских мин). За работы по этой тематике в условиях военного времени (три месяца на судах в Севастополе до ноября 1941-го, когда город был почти полностью в осаде), за организацию в Поти (Грузия) службы размагничивания он был награжден Сталинской премией.

После тяжелого простудного заболевания по приезде в Казань только к концу 1942 года И. В. Курчатов смог вернуться к теме ядерной реакции.

Атомный проект под руководством И. В. Курчатова

В сентябре 1942 года И. В. Курчатову было всего 39 лет, по возрастным меркам науки он был молодым ученым рядом с Иоффе и Капицей. Именно в это время состоялось назначение Игоря Васильевича на пост руководителя проекта. Все атомные электростанции России и плутониевые реакторы этого периода создавались в рамках атомного проекта, которым до 1960 года руководил Курчатов.

С точки зрения сегодняшнего дня невозможно представить, что именно тогда, когда 60% промышленности было разрушено на оккупированных территориях, когда основное население страны работало для фронта, руководством СССР было принято решение, предопределившее развитие ядерной энергетики в будущем.

После оценки донесений разведки о положении дел с работами по физике атомного ядра в Германии, Великобритании, США Курчатову стал ясен размах отставания. Он начал собирать по стране и действующим фронтам ученых, которых можно было задействовать в вопросах создания ядерного потенциала.

Нехватка урана, графита, тяжелой воды, отсутствие циклотрона не остановили ученого. Работы, как теоретические, так и практические, возобновились в Москве. Высокий уровень секретности был определен ГКО (Государственным комитетом обороны). Для наработки оружейного плутония был построен реактор («котел» по терминологии самого Курчатова). Велись работы по обогащению урана.

Отставание от США в период с 1942 по 1949 год

2 сентября 1942 года в США, на первом в мире ядерном реакторе, была осуществлена управляемая ядерная реакция. В СССР к этому времени, кроме теоретических наработок ученых и данных разведки, не было практически ничего.

Становилось ясно, что догнать США в короткое время страна не сможет. Подготовить (сберечь) кадры, создать предпосылки к быстрому освоению процессов по обогащению урана, созданию ядерного реактора по производству оружейного плутония, восстановить работу заводов по производству чистого графита – это задачи, которые нужно было сделать за военное и послевоенное время.

Протекание ядерной реакции связано с выделением колоссального количества тепловой энергии. Ученые США – первые создатели атомной бомбы использовали это как дополнительный поражающий эффект при взрыве.

Атомные электростанции мира

На сегодняшний день ядерная энергетика хоть и вырабатывает колоссальное количество электроэнергии, но распространена в ограниченном количестве стран. Связано это с огромными капиталовложениями при возведении АЭС, начиная с геологоразведки, строительства, создания защиты и заканчивая обучением сотрудников. Окупаемость может произойти через десятки лет при условии постоянной, непрекращающейся работы станции.

Целесообразность строительства АЭС определяется, как правило, правительствами стран (естественно, после рассмотрения различных вариантов). В условиях развития промышленного потенциала, при отсутствии собственных внутренних запасов энергоносителей в больших количествах или их дороговизны предпочтение отдается строительству АЭС.

К концу 2014 года атомные реакторы работали в 31 стране мира. Строительство атомных электростанций начато в Белоруссии и ОАЭ.

№ п/п	Страна	Кол-во работающих АЭС	Кол-во работающих реакторов	Генерируемая мощность
1	Аргентина	2	2	1023
2	Армения	1	1	408
3	Бельгия	2	7	5758
4	Бразилия	1	2	1990
5	Болгария	1	2	2000
6	Великобритания	8	16	9203
7	Венгрия	1	4	2000
8	Германия	8	9	12709
9	Индия	7	21	4980
10	Иран	1	1	1000
11	Испания	5	7	7395
12	Канада	4	19	14398
13	Китай	11	23	18819
14	Мексика	1	2	1464
15	Нидерланды	1	1	515
16	Пакистан	2	3	787
17	Россия	10	33	25242
18	Румыния	1	2	1300
19	Словакия	2	4	1844
20	Словения	1	1	727
21	США	60	100	98036
22	Тайвань	3	6	5178
23	Украина	4	15	13835
24	Финляндия	2	4	2820
25	Франция	19	58	66177
26	Чехия	2	6	3892
27	Швейцария	4	5	3430
28	Швеция	3	10	9769
29	Южная Корея	6	24	21442
30	ЮАР	1	2	1880
31	Япония	16	48	44408
Итого		190	438	384429

Атомные электростанции России

На сегодняшний день в РФ работают десять атомных электростанций.

Название АЭС	Количество работающих блоков	Тип реакторов	Установленная мощность, МВт
Балаковская	4	ВВЭР-1000	4000
Белоярская	2	БН-600, БН-800	1400
Билибинская	4	ЭГП-6	48
Калининская	4	ВВР-1000	4000
Кольская	4	ВВЭР-440	1740
Курская	4	РБМК-1000	4000
Ленинградская	4	РБМК-1000	4000
Нововоронежская	3	ВВЭР-440, ВВЭР-1000	1880
Ростовская	3	ВВЭР-1000/320	3000
Смоленская	3	РБМК-1000	3000

Сегодня атомные электростанции России входят в Госкорпорацию «Росатом», объединившую все структурные подразделения отрасли от добычи-обогащения урана и производства ядерного топлива до эксплуатации и сооружения атомных электростанций. По генерируемой атомными электростанциями мощности Россия находится на втором месте в Европе после Франции.

Атомная энергетика в Украине

Атомные электростанции Украины построены во времена Советского Союза. Совокупная установленная мощность украинских АЭС сравнима с российскими.

Название АЭС	Количество работающих блоков	Тип реакторов	Установленная мощность, МВт
Запорожская	6	ВВЭР-1000	6000
Ровенская	4	ВВЭР-440,ВВЭР-1000	2880
Хмельницкая	2	ВВЭР-1000	2000
Южно-Украинская	3	ВВЭР-1000	3000

До распада СССР атомная энергетика Украины была интегрирована в единую отрасль. В постсоветский период до событий 2014 года на Украине работали промышленные предприятия, выпускающие комплектующие и для российских АЭС. В связи с разрывом промышленных отношений между РФ и Украиной задержаны запланированные на 2014 и 2015 годы пуски энергоблоков, строящихся в России.

Атомные электростанции Украины работают на ТВЭЛах (тепловыделяющих элементах с ядерным топливом, где происходит реакция деления ядер), изготовляющихся в РФ. Желание Украины перейти на американское топливо чуть не привело в 2012 году к аварии на Южно-Украинской АЭС.

К 2015 году госконцерн «Ядерное топливо», в состав которого входит Восточный горно-обогатительный комбинат (добыча урановой руды), пока не смог организовать решение вопроса о производстве собственных ТВЭЛов.

Перспективы атомной энергетики

После 1986 года, когда произошла авария на Чернобыльской АЭС, во многих странах были остановлены атомные электростанции. Повышение уровня безопасности вывело атомную энергетику из состояния стагнации. До 2011 года, когда произошла авария на японской АЭС "Фукусима-1" в результате цунами, атомная энергетика развивалась стабильно.

На сегодняшний день постоянные (как мелкие, так и крупные) аварии на атомных электростанциях будут тормозить принятие решений о строительстве или расконсервации установок. Отношение населения Земли к проблеме получения электроэнергии путем ядерной реакции можно определить как настороженно-пессимистичное.

www.syl.ru

Самые крупные АЭС в мире: описание и фото

В современном мире атомная электроэнергия крайне важна для реализации экономического потенциала стран, именно с её помощью обеспечивается от 2,6% всей потребляемой человеком энергии. В 31 стране работает в данный момент более 190 атомных электростанций, отличающихся по типу реактора и по его энергетической мощности. Новые энергетические блоки и ядерные реакторы АЭС готовятся к запуску, а также десятки новых электростанций в процессе строительства (например, атомная электростанция ОАЭ – Брака). Ниже представлены крупнейшие среди эксплуатируемых атомных электростанций во всем мире, энергетическая мощь которых на сегодняшний день обладает самым высоким показателем по сравнению с остальными АЭС.

АЭС Касивадзаки-Карива (8212 МВт)

Самая крупная в мире атомная электростанция, возведенная в 1985 году, располагается в Японии в городе Касивадзаки. АЭС имеет 5 ядерных реакторов типа BWR (кипящий водо-водяной реактор) и 2 реактора типа ABWR (кипящие ядерные реакторы 3-го поколения), общая мощность которых составляет 8212 МВт. Это самый высокий показатель во всем мире. Именно на этой станции впервые были построены реакторы типа ABWR. Мощность одной только этой крупнейшей станции превосходит почти вдвое общую мощность всех рабочих АЭС, находящихся в Чехии или Индии, и более чем в 4 раза превосходит мощность АЭС в Венгрии, но из-за частых землетрясений Касивадзаки-Карива периодически приостанавливает свою работу для проведения восстановительных работ.

АЭС Брюс в Канаде (6232 МВт)

Крупнейшая станция во всей Канаде и Северной Америке с 8-ю реакторами типа CANDU (тяжеловодный водо-водяной ядерный реактор, производимый Канадой) обладает суммарной мощностью в 6232 МВт, что делает её второй в мире самой крупной АЭС после японской Касивадзаки-Карива. Эта действующая АЭС находится в городке Брюс Каунти в провинции Онтарио, функционируя с 1976 года. Из-за аварий на некоторых реакторах станция несколько раз закрывалась, но в итоге всегда возвращалась к работе.

Запорожская АЭС (6000 МВт)

ЗАЭС, начавшая работу с декабря 1984 года, располагается в городе Энергодар в Запорожской области на Украине. Это третья самая крупная в мире активная АЭС на сегодняшний день. Мощность 6-ти реакторов типа ВВЭР-1000 (энергетический водо-водяной реактор) на данный момент составляет в совокупности 6000 МВт. По последним данным, это не только самая крупная АЭС на Украине, но и в Европе, а в марте этого года станция признана первой в мире АЭС, выработавшей больше 1 триллиона кВтч электроэнергии с первого дня эксплуатации.

АЭС Ханул (под названием Ульчин до 2013 года – 5881 МВт)

Действующая АЭС Ханул находится в Южной Корее недалеко от города Кенсан-Пукто. Мощность в 5 881 МВт вырабатывается с помощью 6 энергоблоков — 4 работающих реактора типа OPR-1000 и 2 типа CP1 (и те, и другие относятся к водо-водяным PWR). Это крупнейшая АЭС в стране, начавшая свою работу в 1988 году. Правительством Южной Кореи было принято решение увеличить мощность станции, поэтому в мае 2012 года началось строительство ещё двух энергоблоков с использованием реакторов типа APR-1400, мощность которых 1350 МВт у каждого. Примерное окончание работы планируется по одному энергоблоку в 2017-ом году, по второму – в 2018-ом.

АЭС Ханбит (предыдущее название Йонван – 5875 МВт)

Атомная электростанция Ханбит, также располагающаяся в Южной Корее недалеко от города Йонван, в честь которого она и получила своё первоначальное название, является действующей на данный момент. АЭС Ханбит находится всего в 350 км от Сеула, столицы страны. Переименование в 2013 году связано с многочисленными просьбами населения, в частности, от рыбаков, которых не устраивало, что их товар ассоциируют с радиацией от атомной электростанции. Станция функционирует с 1986 года, суммарная мощность двух её реакторов типа WF и четырех типа OPR (водо-водяные ядерные реакторы PWR) равна 5 875 МВт, что всего на 6 МВт уступает АЭС Ханул.

АЭС Гравелин (5706 МВт)

Французская станция Гравелин – самая мощная и крупная в стране, шестая в мире и вторая в Европе по производимой энергии в 5706 МВт 6-ю энергоблоками с реакторами типа CP1 (относящимися к PWR). Станция находится в северной части страны, начав работу своего первого реактора в 1980-ом году. Вода для технических нужд всех реакторов доставляется прямо из Северного моря.

АЭС Палюэль (5528 МВт)

Ещё одна АЭС во Франции с совокупной мощностью четырех ядерных реакторов с водой под давлением типа P4 — 5528 МВт. Палюэль расположена в Верхней Нормандии, доставка воды для охлаждения реакторов доставляется прямиком из Ла-Манша. Реактор данной станции считается одним из самых крупных в мире. Первый энергоблок Палюэль начал работу в 1984 году. Это вторая крупнейшая станция из трех во Франции.

АЭС Каттеном (5448 МВт)

На границе с Бельгией, Люксембургом и Германией с 1986-го года начала своё функционирование французская атомная электростанция с четырьмя водо-водяными атомными реакторами типа P’4 и суммарной мощностью в 5448 МВт. Каттеном находится в регионе Лотарингия, в северо-восточной Франции. Для охлаждения реакторов станция берет воду из реки Мозель, а также из искусственного озера рядом с АЭС, специально созданного для этих целей. Вырабатываемая мощность станции более чем в 3,5 раза больше всей мощности АЭС Аргентины и Армении вместе взятых.

АЭС Охи (4494 МВт)

После произошедшего в Японии со станциями Фукусима-1 и Фукусима-2 все АЭС были закрыты для проведения проверок и работ по улучшению технической стороны, и именно Охи была первой ядерной электростанцией, начавшей снова функционировать. Четыре реактора типа W 4-loop (реакторы с водой под давлением) достигают мощности в 4494 МВт. Первый реактор станции начал работу ещё в 1977-ом году. АЭС Охи, находящаяся в префектуре Фукуи, признана самой надежной и отвечающей правилам безопасности в Японии. На данный момент Охи является второй мощной станцией в стране, хотя до недавнего времени на втором месте была Фукусима-1 (4700 МВт).

Атомная энергия давно считается доступным и надежным источником электроэнергии. Более того, исследователи считают, что атомная энергетика мира продолжит развиваться, и в будущем каждый человек на планете будет жить в стране со своей собственной атомной электроэнергией. Именно поэтому сейчас она становится главным направлением в развитии мировой экономики.

vivareit.ru