Анализ положения ОАО "СПбАЭП" в отрасли в региональном и глобальном разрезах, тенденций развития атомной отрасли и атомного инжиниринга, анализ конкурентной среды ОАО "СПбАЭП"

Размещено на http://www.allbest.ru/

Анализ положения ОАО «СПбАЭП» в отрасли в региональном и глобальном разрезах, тенденций развития атомной отрасли и атомного инжиниринга, анализ конкурентной среды ОАО «СПбАЭП»



1. Энергетическая отрасль. Индустрия атомной энергетики

Спрос на электроэнергию в индустриальном обществе определяется многообразием источников его потребления, включая:

Промышленность - предприятия, работающие в непрерывном режиме 24 часа в сутки. - предприятия, работающие 8-10 часов по будним дням.

Торговля - большая часть предприятий, работающих по 10-15 часов в сутки.

Общественный транспорт

- работающий в течение дня и вечером.

Дома - отопление или кондиционирование, главным образом в течение дня и вечера. - приготовление пищи (утром и вечером). - изменение уровня подачи воды и потери тепла, особенно в течение ночи.

Из-за больших флуктуаций в потреблении электроэнергии в течение дня, необходимо иметь несколько типов электростанций, покрывающих как базисные и промежуточные, так и пиковые нагрузки. Базисные нагрузки обычно компенсируются крупными электростанциями на уровне их номинальной мощности. В Австралии, например, это тепловые электростанции, работающие на органическом топливе, в то время как в Канаде это комбинация атомных электростанций, гидроэлектростанций и тепловых электростанций. Станции для снабжения промежуточных и пиковых нагрузок должны выравнивать общие нагрузки в сети при нескольких включениях в течение суток. Для этих целей используются различные методы и устройства, включая газовые турбины, паровые котлы, работающие на жидком топливе, гидроэлектростанции. Оборудование для компенсации пиковых нагрузок характеризуется низкой стоимостью основных средств, и относительно высокой стоимостью топлива. Станции же для базисного снабжения электроэнергией разрабатываются таким образом, чтобы минимизировать стоимость топлива, а относительно высокая стоимость основных средств может быть скомпенсирована доходами от производства и продажи энергии в течение нескольких лет. Самую дешевую электроэнергию потребитель получает в том случае, когда возрастание пиковой нагрузки очень мало, и установившийся базисный уровень потребления достаточен для бесперебойных поставок энергии. Однако, любая действующая система энергоснабжения должна учитывать возможные аварийные и профилактические остановки оборудования. Базисные электростанции в Виктории (Австралия), например, составляют более половины всех генерирующих мощностей и производят более 85 процентов полного производства электроэнергии.

Примерно одна третья часть генерирующих мощностей используется для компенсации промежуточных нагрузок в течение суток. Пиковые нагрузки компенсируются имеющимся небольшим резервом энергии в моменты значительного увеличения потребления электроэнергии. Система энергоснабжения в Виктории достаточно типична для многих развитых стран. Стоимость оборудования электростанций пиковой нагрузки, типа газовых турбин, примерно в два раза ниже стоимости базовых станций, работающих на угле. Кроме того, такие станции достаточно быстро строятся и вводятся в эксплуатацию. Однако, стоимость газового топлива намного дороже стоимости угля, затраченного на единицу произведенной энергии. Использование современных газотурбинных установок, имеющих более высокую эффективность, может уменьшить это различие. В местах, где позволяют географические условия местности, можно создавать запасы воды в водохранилищах и использовать ее для производства электроэнергии с помощью гидроэлектростанций для компенсации пиковых нагрузок. Стоимость таких станций может быть столь же низка как и стоимость электростанций, использующих газовое топливо, а их эксплуатация позволит увеличить продолжительность вклада базовых станций в общую нагрузку электрической сети.

Все большее количество стран -- и развитых, и развивающихся, -- сегодня приходят к необходимости начала освоения мирного атома. Сегодня в мире обозначилась тенденция, получившая название «ядерный ренессанс». Самые сдержанные прогнозы говорят о том, что в перспективе 2030 года на планете будет эксплуатироваться до 500 энергоблоков (для сравнения, сейчас их насчитывается 430).

атомный электростанция реактор управление

Рисунок 1

Ежегодно атомные станции в Европе позволяют избежать эмиссии 700 миллионов тонн СО₂, а в Японии -- 270 миллионов тонн СO₂. Действующие АЭС России ежегодно предотвращают выброс в атмосферу 210 млн тонн углекислого газа. По этому показателю наша страна находится лишь на четвертом месте в мире.

Больше всего АЭС (63 АЭС, 104 энергоблока) эксплуатируется в США. На втором месте идет Франция (58 энергоблоков), на третьем -- Япония (50 блоков в эксплуатации). Для сравнения: в России эксплуатируется 10 АЭС (32 энергоблока).

Рисунок 2

Крупнейшая в мире АЭС -- это Kashiwazaki Kariva (Япония) мощностью 8200 МВт (7 реакторов типа BWR установленной мощностью 110--1356 МВт). Cамая крупная в Европе -- это Запорожская АЭС (Украина) мощностью 6000 МВт (6 реакторов ВВЭР-1000). В России наибольшую мощность имеют Балаковская, Ленинградская, Калининская и Курская АЭС (по 4 реактора мощностью 1000 МВт каждый).



Рисунок 3

2010 год стал наилучшим по количеству новых пусков за все десять лет XXI столетия. В строй вошли пять новых блоков: два в Китае (Lingao-3 и Qinshan II-3), по одному в России (энергоблок № 2 Ростовской АЭС), Индии (Rajasthan-6) и Южной Корее (Shin-Kori-1).

База данных PRIS засчитывает блок после подключения его к электрической сети, поэтому Kaiga-4 (синхронизирован с индийской южной энергосистемой 19 января 2011 г.) и Busher-1 (Иран) числятся в ней строящимися. В стадии строительства в мире находятся 65 энергоблоков, причем 43 из них -- в Азии.

В 2010 г. началось строительство сразу 15 энергоблоков: девяти в Китае (на блоке Fuging-3 работы стартовали 31 декабря 2010 г.), двух -- в России, двух -- в Индии, одного -- в Японии и одного -- в Бразилии. Согласно базе данных МАГАТЭ по энергетическим реакторам (PRIS) на начало 2011 года в мире эксплуатировались 442 ядерных энергоблока общей мощностью 375 001 МВт.

2. Принципы работы ядерных реакторов

Основным элементом реактора является активная зона -- конструктивно выделенный объем, куда загружается ядерное топливо и где протекает управляемая цепная реакция. Во время нее уран-235, являющийся основой ядерного топлива, делится медленными (тепловыми) нейтронами, при этом выделяется огромное количество тепла. Оно отводится из активной зоны теплоносителем (в реакторах ВВЭР это обычная вода). Затем с помощью сепараторов, парогенераторов и турбин это тепло преобразуется в электроэнергию. Таким образом, на АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии: ядерная энергия переходит в тепловую, тепловая -- в механическую, механическая -- в электрическую.

Таблица 1

Теплоноситель подаётся циркуляционными насосами в теплообменник (парогенератор), где отдает свое тепло второму контуру теплообмена. Полученный при этом пар под высоким давлением подается на лопатки турбин в машинном зале. Под действием своего давления пар приводит в движение лопасти турбин, которые в свою очередь вращают вал генератора электрической энергии. При вращении вала генератора вырабатывается электрический ток, напряжение которого повышается с помощью трансформатора для последующей доставки потребителям на большие расстояния по линиям электропередач.

После того, как теплоноситель второго контура отдал свою энергию на вращение турбин, он подается в конденсатор, где охлаждается и в виде воды снова подается в парогенератор.

Рисунок 4

3. Безопасность атомной энергетики

АЭС Российской Федерации эксплуатируются надежно и безопасно, что подтверждается результатами регулярных проверок как независимых органов (Ростехнадзора), так и международных организаций (ВАО АЭС и др.) За последние 5 лет на российских АЭС не зафиксировано ни одного серьезного нарушения безопасности, классифицируемого выше нулевого (минимального) уровня по международной шкале ИНЕС. По критерию надежности работы АЭС Россия вышла на второе место в мире среди стран с развитой атомной энергетикой, опередив такие развитые государства, как США, Великобритания и Германия.

Высокая степень безопасности АЭС России обеспечена множеством факторов. Основные из них - это принцип самозащищенности реакторной установки, наличие нескольких барьеров безопасности и многократное дублирование каналов безопасности. Необходимо отметить также применение активных (то есть требующих вмешательства человека и наличия источника энергоснабжения) и пассивных (не требующих вмешательства оператора и источника энергии) систем безопасности. Кроме того, на всех станциях действует культура безопасности на всех этапах жизненного цикла: от выбора площадки (обязательно только в тех в местах, где отсутствуют запрещающие факторы) до вывода из эксплуатации. Во многом благодаря сочетанию этих элементов опыт стабильной эксплуатации водо-водяных реакторов ВВЭР составляет уже более 1400 реакторо-лет.

Рисунок 5

В реакторах ВВЭР применена композиция активной зоны, которая обеспечивает «самозащищенность» реактора или его «саморегулирование». Если поток нейтронов увеличивается, растет температура в реакторе и появляется избыточный пар. Но реакторные установки сконструированы таким образом, что само появление в активной зоне пара приведет к ускоренному поглощению нейтронов и прекращению цепной реакции. Этот эффект специалисты называют отрицательным «коэффициентом» реактивности, как температурным, так и паровым. Таким образом, сама физика ректора обеспечивает самозащищенность на основе естественных обратных связей («отрицательная реактивность»).

Чтобы быстро и эффективно остановить цепную реакцию, нужно «поглотить» выделяемые нейтроны. Для этого используется поглотитель (как правило, карбид бора). Стержни с поглотителем вводятся в активную зону, нейтронный поток поглощается, реакция замедляется и прекращается. Для того, чтобы стержни попали в активную зону при любых условиях, на российских АЭС их подвешивают над реактором и удерживают электромагнитами. Такая схема гарантирует опускание стержней даже при обесточивании энергоблока: электромагниты отключатся и стержни войдут в активную зону просто под действием силы тяжести (без каких-либо дополнительных команд персонала). В этом отличие отечественных проектов от американского, использованного в Японии на АЭС «Фукусима-1» (он предполагал введение стержней снизу).

На российских АЭС в основном применяются двухконтурные схемы, в которых тепло может отводится прямо в воздух без участия каких-либо внешних источников водоснабжения. Двухконтурная схема принципиально более безопасна, чем использованная в Японии одноконтурная, потому что все радиоактивные среды находятся внутри защитной оболочки (контайнмента), а в первом контуре нет пара - риск «оголения» топлива и его перегрева принципиально ниже. Кроме того, реакторы ВВЭР комплектуются 4 парогенераторами, системы отвода тепла многопетлевые, то есть в них обеспечиваются значительные резервы воды.

Если все же подача воды через резервные трубы необходима, на АЭС установлены отдельные насосы «аварийного расхолаживания» (по насосу на каждую трубу).

На российских АЭС с водо-водяными реакторами (ВВЭР) с учетом принципа единичного отказа и возможного необнаруживаемого отказа предусмотрены 3 независимых канала систем безопасности, каждый из которых может выполнить функции всей системы. Системы безопасности рассчитаны на ликвидацию максимальной проектной аварии с разрывом главного циркуляционного трубопровода 1 контура максимального диаметра. Запасы воды также обеспечены многократно: сначала она будет подана из резервных емкостей, установленных в самом энергоблоке, а затем, если этой воды будет все еще недостаточно, вода начнет подаваться из трех дополнительных резервуаров. Питание всех резервных насосов обеспечивается также автономно: каждый будет работать от своего дизель-генератора. Все генераторы располагаются в отдельных строениях, что не допускает их одномоментного выхода из строя. Любой из этих каналов (в случае отказа остальных) обеспечивает полный отвод тепла.

Работа всех этих защитных систем вместе потребуется только в случае максимальной проектной аварии. Все это количество воды, пролитое в реактор, аккумулируется специальной системой сбора и охлаждения. Собранную воду система подаст в активную зону вновь, т.е., как говорят специалисты, будет обеспечена «рециркуляция теплоносителя».

Рисунок 6

Система безопасности современных российских АЭС состоит из четырех барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду. Первый - это топливная матрица, предотвращающая выход продуктов деления под оболочку тепловыделяющего элемента. Второй - сама оболочка тепловыделяющего элемента, не дающая продуктам деления попасть в теплоноситель главного циркуляционного контура. Третий - главный циркуляционный контур, препятствующий выходу продуктов деления под защитную герметичную оболочку. Наконец, четвертый - это система защитных герметичных оболочек (контайнмент), исключающая выход продуктов деления в окружающую среду. Если что-то случится в реакторном зале, вся радиоактивность останется внутри этой оболочки.

Рисунок 7

Все российские современные ядерные реакторы типа ВВЭР имеют контайнмент. При этом оболочка рассчитана не только на внешнее воздействие - например, падение самолета, смерч, ураган или взрыв. Контайнмент выдерживает внутреннее давление в 5 кг/см² и внешнее воздействие от ударной волны, создающей давление 30 кПа, и падающего самолета массой 5 тонн. То есть если предположить, что вся поданная в реактор вода превратится в пар и, как в гигантском чайнике, будет давить изнутри на крышку, то оболочка выдержит и это колоссальное давление. Таким образом, купол энергоблока находится как бы в постоянной готовности принять удар изнутри. Для этого оболочка выполнена из «предварительно напряженного бетона»: металлические тросы, натянутые внутри бетонной оболочки, придают дополнительную монолитность конструкции, повышая ее устойчивость.

Объем контайнмента довольно большой - 75 тыс. куб. метров, риск скопления в нем водорода во взрывоопасной концентрации значительно меньше, чем на АЭС «Фукусима-1». В случае аварии для снижения давления пара внутри защитной оболочки установлена «спринклерная система», которая из-под купола блока разбрызгивает раствор бора и других веществ, препятствующих распространению радиоактивности. Там же ставятся рекомбинаторы водорода, не позволяющие этому газу скапливаться и исключающие возможность взрыва.

В частности, одним из элементов «Системы аварийного охлаждения активной зоны» (САОЗ) являются специальные емкости с борной кислотой, находящиеся над реактором. Каждая емкость представляет собой толстостенный (90 миллиметров) сосуд из двухслойной плакированной стали диаметром 3175 мм и объемом 60 кубических метров, работающий под давлением в 60 атмосфер и выше. В случае максимальной проектной аварии - разрыва первого контура охлаждения реактора - содержимое этих емкостей самотеком оказывается внутри активной зоны реактора, и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны. Такого количества раствора достаточно для охлаждения активной зоны до подключения системы аварийного расхолаживания и охлаждения бассейна выдержки.

Принцип глубокоэшелонированной защиты предполагает также наличие такой концепции безопасности, которая предусматривает не только средства предотвращения аварий, но и средства управления последствиями запроектных аварий, обеспечивающих локализацию радиактивных веществ в пределах гермооболочки. К ним относятся системы удаления водорода (с пассивными рекомбинаторами); защиты первого контура от превышения давления; отвода тепла через парогенераторы; отвода тепла от защитной оболочки и устройство локализации расплава (УРЛ, так называемая «ловушка расплава»). Например, система отвода тепла от защитной оболочки обеспечивает долговременный отвод тепла при любых аварийных ситуациях, в том числе и при полном обесточивании АЭС. Что касается устройства локализации расплава, то оно обеспечивает локализацию расплава и исключает возможность его выхода за пределы гермооболочки при любых сценариях. Впервые им была оснащена Тяньваньская АЭС в Китае, построенная по российскому проекту. Оно предусмотрено также и в новом проекте «АЭС-2006». Фактически это холодный тигель, расположенный под реактором, в него производится прием и размещение твердых и жидких составляющих кориума. Его функции - защита шахты реактора от термомеханического воздействия кориума, уменьшение выхода водорода и радионуклидов под защитную оболочку. Обеспечение теплоотвода из кориума к охлаждающей воде. Наличие УЛР позволяет гарантировать, что расплавленное топливо, «упав» в огнеупорный стакан, останется в стабильном состоянии, то есть будет сохранена подкритичность расплава. Кроме того, в ловушке присутствует так называемый «жертвенный материал» - специальный материал из оксидов железа и борной кислоты, позволяющий мгновенно заглушить реакцию.

4. Технические решения проектов АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ

Стечение природных катаклизмов на территории расположения АЭС в России, которые могут повлечь за собой аварию, сопоставимую с аварией на станции «Фукусима-1», невозможно. В настоящее время все российские АЭС находятся в зонах низкой сейсмоопасности. В европейской части нашей страны, на Великорусской плите, которая считается устойчивым массивом, землетрясения либо не происходят вовсе, либо происходят, но с небольшой интенсивностью (не более 5-6 баллов по шкале Рихтера).

Рисунок 8

Предотвращение отказов и нарушений норм безопасной эксплуатации обеспечивается за счет выбора безопасной площадки размещение АЭС, применения консервативных принципов проектирования, наличия система обеспечения качества при выборе площадки, проектировании, строительстве и эксплуатации, а также культуры безопасности. Выбор безопасной площадки предполагает, в частности, определение прогнозируемого уровня сейсмического воздействия, который вычисляется отдельно для каждой площадки и каждого блока. Например, в ходе дополнительных исследований в районе 8-10 балльной сейсмичности могут быть выделены пригодные площадки в пределах 7-балльной зоны сейсмичности и однородных массивов гранитоидов, вдали от эпицентров мелкофокусных землетрясений. При выполнении таких работ в расчет берется уровень сейсмичности максимального расчетного землетрясения (МРЗ), которое может произойти с вероятностью 1 раз в 10 тысяч лет (и не более 8 баллов). Исходя из этого прогноза осуществляется выполнение соответствующих расчетов для строительных конструкций, проектирование всех трубопроводов и оборудования. При необходимости оборудование оснащается гидроамортизаторами.

Действующими нормами запрещено размещать АЭС: на площадках, расположенных непосредственно на активных разломах; на площадках, сейсмичность которых характеризуется интенсивностью максимальных расчетных землетрясений (далее - МРЗ) более 9 баллов по шкале сейсмической активности Медведева-Шпонхойера-Карника; на территории, в пределах которой нахождение АС запрещено природоохранным законодательством.

Наконец, наличие собственных сил и средств ГО и ЧС на каждой АЭС делает максимально оперативным реагирование на нештатные ситуации. Эти подразделения находятся в постоянной готовности и оснащены необходимыми техническими средствами, в том числе резервными источниками питания и резервными насосами. Обычные пожарные машины могут подключаться к любому энергоблоку через специальные штуцеры на корпусах блоков, которые разнесены на разные стороны с тем, чтобы не быть одновременно поврежденными. Существуют специальные штабы по управлению кризисными ситуациями (например, Ситуационно-кризисный центр Росатома и такой же собственный центр ОАО «Концерн Росэнергоатом»), осуществляется планирование мероприятий в случае ЧС, регулярно проводятся соответствующие учения. Такие антикризисные центры в случае необходимости оперативно согласуют свои действия с МЧС РФ и Министерством энергетики РФ. Наконец, существуют также убежища и средства защиты персонала на площадке каждой АЭС.

С точки зрения защиты от террористов, все действующие АЭС надежно охраняются Внутренними войсками МВД России, которые имеют необходимое вооружение, технику и оснащение. Система охраны построена таким образом, что любой террорист (нарушитель) будет задержан на линии охраны. Пронос (провоз) на территорию АЭС запрещенных предметов (оружие, боеприпасы и пр.) невозможен, на всех КПП установлены приборы обнаружения и видеонаблюдения. Таким образом, совершение противоправных действий, которые повлекут тяжкие последствия для жизни и здоровья граждан, маловероятно.

На всех наших станциях после аварии на Чернобыльской АЭС были проведены дополнительные исследования возможных аварийных ситуаций и путей их преодоления. «После Чернобыля мы изменили физику реактора, ужесточили контроль и минимизировали роль человеческого фактора в кризисной ситуации», - говорит заместитель генерального директора Росатома А. Локшин. На всех без исключения станциях была проведена модернизация систем безопасности. Где этого было сделать нельзя, старые реакторы были остановлены, в настоящее время ведутся работы по выводу их из эксплуатации (Белоярская АЭС, Нововоронежская АЭС). В результате на всех действующих станциях нашей страны есть несколько систем, которые включаются одна за другой в случае возникновения ситуации обесточивания, полностью исключая возможность такого развития событий, какое имело место в Японии.

Наконец, на всех российских атомных станциях установлена автоматическая система контроля радиационной обстановки (АСКРО). Она предусматривает наличие датчиков, которые фиксируют уровень радиации вокруг радиационно опасных объектов в режиме реального времени. Показания этих приборов передаются на специальный сайт в Интернете.

Если рассматривать безопасность АЭС, получивших разрешение на продление сроков эксплуатации, то любое подобное продление - это итог масштабной работы по проверке состояния всех систем и конструкционных материалов. При продлении принимается во внимание ресурс оборудования, получаются подтверждения конструкторов, которые обязаны гарантировать безопасность своего объекта сверх проектных сроков. Только при наличии таких гарантий может быть вынесено решение о продлении.

На всех энергоблоках АЭС с реакторами РБМК-1000, БН-600 и ЭГП-6, получивших лицензию Ростехнадзора на продление срока службы сверх проектного, был выполнен комплекс работ по крупномасштабной модернизации и замене оборудования и систем АЭС, обеспечивших достижение уровня современных требований к состоянию безопасности АЭС. В частности, выполненные в составе обосновывающих документов на повышение мощности энергоблоков АЭС с РБМК-1000 вероятностные анализы безопасности (ВАБ) показали, что повышение мощности АЭС с реактором РБМК-1000 до 105% не оказывает влияния на показатели безопасности. В настоящее время получены разрешения Ростехнадзора (изменения в действующую лицензию) и находятся в опытно-промышленной эксплуатации на уровне мощности 105% энергоблоки №№ 1, 2 Курской АЭС.

Однако бесконечно продлением заниматься нельзя, потому что есть фактор старения материалов, кроме того, невозможно на старые реакторы поставить некоторые новые системы безопасности. Поэтому идет работа по строительству новых реакторов. На сооружаемых новых блоках общая стоимость систем безопасности, предотвращающих радиоактивное воздействие на население и окружающую среду при самых неблагоприятных условиях (падение тяжелого самолета, землетрясение, цунами, взрывная волна), составляет около 40% от стоимости энергоблока. И атомщики идут на эти затраты.

Конечная цель - гарантировать, что ни при каком сценарии не будет угрозы выхода радиоактивности за пределы площадки. «Это абсолютное требование для всех АЭС российского дизайна, построенных не только в нашей стране, но и в любой точке планеты», - заявил генеральный директор Росатома С. Кириенко.

5. Виды реакторов

· PWR -- водо-водяной ядерный реактор, энергоблоки строят Westinghouse (сейчас ей владеет Toshiba), General Electric, Areva, Kraftwerk Union (часть Siemens, которая сейчас передана в Areva), Babcock & Wilcox, ABB, Combustion Engineering (компания стала в 80-е частью ABB, а сейчас входит в Westinghouse), Toshiba, Mitsubishi Heavy Industries, Hitachi. Также в некоторых странах существуют «национальные» модели PWR: в России -- ВВЭР (полностью собственная технология, строят подразделения Росатома), в Китае CNP и CPR (основаны на западных технологиях с 30-70% китайского оборудования, строит CNNC, в Южной Корее OPR (технология скопирована с западной, но оборудование в последних блоках полностью своё, строят совместно KEPCO и Doosan Heavy Industries & Construction.

· BWR -- корпусной кипящий реактор, строят те же американские, японские и немецкие компании, что и перечислены выше, а также скандинавская ABB. В Японии функционируют также ABWR, усовершенствованные реакторы этого типа.

· PHWR -- тяжеловодный ядерный реактор. Реакторы этого типа в основном известны под названием CANDU, это национальное канадское направление ядерной энергетики, которое успешно выступает на международном рынке, так как канадцы открыто работают в плане технологий, и топливо для этих реакторов страны, в которых построены PHWR, способны производить самостоятельно, так как оно не требует сложного высокотехнологичного процесса -- обогащения. PHWR также строил Siemens, но в настоящее время действует лишь один немецкий реактор (в Аргентине). Кроме Канады и Германии единственной страной, самостоятельно развившей технологию тяжеловодных реакторов, является Индия, которая строила их только у себя в стране.

· GCR -- газоохлаждаемый реактор. Национальное направление ядерной энергетики Великобритании, которая активно строила модификации Magnox и AGR, однако большинство из них в настоящий момент закрыто. Также несколько реакторов этого типа англичане построили в Италии и Японии, однако все они уже не работают.

· LWGR -- графито-водный ядерный реактор. Исключительно советское направление в реакторостроении, энергоблоки с реакторами этого типа, РБМК и маломощными ЭГП-6 строились только в СССР, последний был пущен в 1990 году. Довольно большое их количество эксплуатируется по настоящее время в России, работавшие на Украине и в Литве энергоблоки были закрыты.

· FBR -- реактор-размножитель на быстрых нейтронах. Реакторы этого типа были разработаны и функционировали в нескольких странах, однако в настоящий момент работает лишь единственный в мире, БН на Белоярской АЭС в России. В США, Франции, Японии и Казахстане реакторы были закрыты, однако в мире имеется большой интерес к этой технологии.

Таблица 2

Страна	Эксп.	Стр.	План.	Перс.	Закр.	Эксплуатирующие организации	Типы реакторов	Поставщики топлива
Аргентина	2	1	2	1	0	Nucleoelйctrica Argentina SA	PHWR, CANDU	CONUAR
Армения	1	0	1	0	1	Айкакан атомайин электракаян	ВВЭР	ТВЭЛ
Бангладеш	0	0	2	0	0	--	--	--
Белоруссия	0	0	2	2	0	--	--	--
Бельгия	7	0	0	0	1	Electrabel	PWR	Areva
Болгария	2	2	2	0	4	НЕК ЕАД	ВВЭР	ТВЭЛ
Бразилия	2	1	0	4	0	Eletronuclear	PWR	Siemens
Великобритания	18	0	4	9	27	British Energy	AGR, Magnox, PWR	British Nuclear Fuels
Венгрия	4	0	0	2	0	MVM Group	ВВЭР	ТВЭЛ
Вьетнам	0	0	2	12	0	--	--	--
Германия	9	0	0	0	27	E.ON, EnBW, RWE, Vattenfall	PWR, BWR	Siemens
Египет	0	0	1	1	0	--	--	--
Израиль	0	0	0	1	0	--	--	--
Индия	20	6	17	40	0	Nuclear Power Corporation of India	PHWR, BWR	Nuclear Fuel Complex
Индонезия	0	0	2	4	0	--	--	--
Иордания	0	0	1	0	0	--	--	--
Иран	1	0	2	1	0	NPPD совместно с АСЭ	ВВЭР	ТВЭЛ
Испания	8	0	0	0	2	ANAV, CNAT, Iberdrola, Nuclenor	PWR, BWR	ENUSA, Westinghouse
Италия	0	0	0	10	4	--	--	--
Казахстан	0	0	2	2	1	--	--	--
Канада	18	0	3	3	3	Ontario Power Generation, Bruce Power, Hydro-Quйbec, NB Power	CANDU	Cameco
Китай	15	27	52	120	0	CGNPC, CNNC	PWR, CNP, ВВЭР, CPR, CANDU	Westinghouse, Areva, CNNC, ТВЭЛ
Литва	0	0	1	0	2	--	--	--
Малайзия	0	0	0	1	0	--	--	--
Мексика	2	0	0	2	0	Comisiуn Federal de Electricidad	BWR	General Electric
Нидерланды	1	0	0	1	1	EPZ	PWR	Siemens
ОАЭ	0	0	4	10	0	--	--	--
Пакистан	3	1	1	2	0	PAEC	PWR, CANDU	CNNC, PAEC
Польша	0	0	6	0	0	--	--	--
Россия	32	10	14	30	5	Росэнергоатом	ВВЭР, РБМК, ЭГП-6, БН	ТВЭЛ
Румыния	2	0	2	1	0	Nuclearelectrica	CANDU	FCN
Северная Корея	0	0	0	1	0	--	--	--
Словакия	4	2	0	1	3	Slovenskй elektrбrne	ВВЭР	ТВЭЛ
Словения	1	0	0	1	0	Nuklearna Elektrarna, Krљko	PWR	Westinghouse
США	104	1	6	28	28	25 компаний, крупнейшие: Exelon, Progress Energy, FirstEnergy, Energy Future Holdings, Xcel Energy	PWR, BWR	Areva, Westinghouse, Babcock & Wilcox, General Electric
Таиланд	0	0	0	5	0	--	--	--
Тайвань	6	2	6	0	0	Taiwan Power Company	BWR, PWR,	General Electric, Westinghouse
Турция	0	0	4	4	0	--	--	--
Украина	15	2	2	20	4	Энергоатом	ВВЭР	ТВЭЛ
Финляндия	4	1	0	2	0	TVO, Fortum	BWR, ВВЭР	Westinghouse, ТВЭЛ
Франция	58	1	1	1	12	Йlectricitй de France	PWR	Areva
Чехия	6	0	2	1	0	CEZ Group	ВВЭР	ТВЭЛ
Чили	0	0	0	4	0	--	--	--
Швейцария	5	0	0	3	1	Swissnuclear	PWR, BWR	Westinghouse, General Electric
Швеция	10	0	0	0	3	Vattenfall	BWR, PWR	Westinghouse
ЮАР	2	0	0	6	0	Eskom	PWR	Westinghouse
Южная Корея	21	5	6	0	0	KHNP	PWR, OPR, CANDU	Korea Nuclear Fuel
Япония	50	2	10	5	9	TEPCO, Kyushu, Chubu, Tohoku, Shikoku, KEPCO, Hokuriku, Chugoku, Hokkaido, JAPC	BWR, ABWR, PWR	Toshiba, JFNL, Mitsubishi Heavy Industries, Hitachi, Nuclear Fuel Industries
В мире	433	64	154	342	138

6. Электроэнергетика в России. Планы развития

Несмотря на мировой финансовый кризис 2008-2009 гг., выполнение инвестиционных планов в российской электроэнергетике продолжается. В 2009 году они были скорректированы (в связи с последствиями кризиса и его влиянием на другие отрасли) по срокам и местам строительства.

По данным Минэнерго:

«В 2009 году энергокомпаниями России введено свыше 1400 МВт нового генерирующего оборудования на электростанциях, 14 000 км сетей, 15 000 МВА подстанционных мощностей. Ввод в эксплуатацию новых объектов электроэнергетики, в том числе:

· ВЛ 330 кВ Княжегубская - Лоухи.

· ПС 500 кВ Новокаширская.

· ПС 500 кВ Емелино.

· ПС 500 кВ Муравленковская.

· ПС 500 кВ Пересвет.

Комплексная реконструкция действующих объектов электроэнергетики, в том числе:

· Волгодонская АЭС (в части ОРУ 500 кВ).

· ПС 500 кВ Очаково.

· ПС 500 кВ Тюмень.

· ПС 330 кВ Южная (ОЭС Северо-Запада).

В результате согласованных корректировок общий объем мощности вырос с ранее планированных 25 ГВт до 28 ГВт. Данные изменения в Генеральную схему размещения объектов электроэнергетики до 2030 года уже в основном одобрены Правительством РФ. Для удовлетворения растущего спроса на электроэнергию планируется к 2030 г. ввести 173 ГВт новых генерирующих мощностей (в базовом варианте). В том числе 43,4 ГВт на АЭС; 11,8 ГВт на ГЭС; 112,1 ГВт на ТЭС; 6,1 ГВт с использованием ВИЭ (возобновляемых источников энергии). Ранее к 2020 г. планировался ввод 186,1 ГВт генерирующих мощностей, в скорректированной Генеральной схеме к 2020 г. планируется к вводу 78 ГВт. Суммарная протяженность электрических сетей напряжением 330 кВ и выше к 2030 году должна составить 108 тыс. км (рост на 53 тыс. км), трансформаторная мощность 330 тыс. МВА (рост на 165 тыс. МВА). Указанный объем вводов генерирующих мощностей позволит также реализовать задачу модернизации электроэнергетической отрасли, основная идея которой состоит в выводе из эксплуатации устаревшего генерирующего оборудования с заменой его на новые современные образцы.

В 2009 году общий объем вводов генерирующих мощностей составил 1 524,3 МВт, в том числе энергокомпаниями с государственным участием - 481 МВт, частными энергокомпаниями - 1 044 МВт. Ввод мощностей, предусмотренных ДПМ, в 2009 году составил 289 МВт. В 2009 году государственными электросетевыми компаниями было введено 10 934 км сетей и 16 272 МВА подстанционных мощностей.

По итогам 2010 года введено в эксплуатацию:

генерирующих мощностей в объеме 3,2 ГВт, в том числе ТЭС - 2 114 МВт, АЭС - 1 000 МВт, ГЭС - 100 МВт;

трансформаторных мощностей - 18 279 МВА;

сетей электропередач - 17 965 км.

В 2011 г. Минэнерго России планирует ввести уже 6,3 ГВт генерирующей мощности, 38904 МВА трансформаторной мощности и 21073 км сетей электропередач.

Исполнение инвестиционных программ за 2010 год государственными энергетическими компаниями составило 542 млрд. рублей - 94% от плана годовой программы.

Объем согласованных и утвержденных инвестиционных программ государственных энергетических компаний на 2011 год составляет 807 млрд. руб., что на 48% больше объема 2010 года (542 млрд. руб.)»

Огромную роль в развитии энергосистемы России и мира играет атомная энергетика.

7. Структура атомной энергетики Российской Федерации

На сегодняшний день в нашей стране эксплуатируется 10 атомных электростанций (в общей сложности 32 энергоблока установленной мощностью 24,2 ГВт), которые вырабатывают около 16% всего производимого электричества. При этом в Европейской части России доля атомной энергетики достигает 30%, а на Северо-Западе -- 37%. Организационно все АЭС являются филиалами ОАО «Концерн «Росэнергоатом» (входит в состав подконтрольного Госкорпорации «Росатом» ОАО «Атомэнергопром»), который является второй в Европе энергетической компанией по объему атомной генерации, уступая лишь французской EDF, и первой по объему генерации внутри страны.

АЭС России вносят заметный вклад в борьбу с глобальным потеплением. Благодаря их работе ежегодно предотвращается выброс в атмосферу 210 млн тонн углекислого газа. Всего же мировая атомная энергетика предотвращает образование 3,4 млрд тонн СО₂: около 900 млн тонн в США, 1,2 млрд тонн -- в Европе, 440 млн тонн -- в Японии, 90 млн тонн -- в Китае.

Приоритетом эксплуатации АЭС является безопасность. С 2004 года на российских АЭС не зафиксировано ни одного серьезного нарушения безопасности, классифицируемых по международной шкале ИНЕС выше нулевого (минимального) уровня. Неуклонно сокращается число внеплановых отключений АЭС от сети и внеплановых остановов работы реакторов -- по этому показателю Росэнергоатом занимает второе место в мире, опережая США, Англию и Францию. Радиационный фон в районах расположения АЭС не превышает установленных норм и соответствует природным значениям, характерным для соответствующих местностей.

Важной задачей в сфере эксплуатации российских АЭС является повышение коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) уже работающих станций. Для решения первой задачи ОАО "Концерн «Росэнергоатом» была разработана специальная программа повышения КИУМ, рассчитанная до 2015 года. В результате ее выполнения будет получен эффект, равноценный вводу в эксплуатацию четырёх новых атомных энергоблоков (эквивалент 4,5 ГВт установленной мощности). В 2006--2008 годы за счет того, что КИУМ вырос с 76% до 80,9%, был обеспечен существенный рост выработки.

8. Действующие АЭС

Рисунок 9. Балаковская АЭС

Расположение: близ г. Балаково (Саратовская обл.) Типы реакторов: ВВЭР-1000

Энергоблоков: 4

Годы ввода в эксплуатацию: 1985, 1987, 1988, 1993

Балаковская 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 и 2005-2007 гг. удостаивалась звания «Лучшая АЭС России».



Рисунок 10. Белоярская АЭС

Расположение: близ г. Заречный (Свердловская обл.)

Типы реакторов: АМБ-100/200, БН-600

Энергоблоков: 3 (2 - выведены из эксплуатации) + 1 в стадии строительства Годы ввода в эксплуатацию: 1964, 1967, 1980

Это первая АЭС большой мощности в истории атомной энергетики страны, и единственная с реакторами разных типов на площадке. Именно на Белоярской АЭС эксплуатируется единственный в мире мощный энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-600 (№ 3). 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 80-е годы были выведены из эксплуатации. Блок № 4 с реактором БН-800 планируется сдать в эксплуатацию в 2014 году.

Рисунок 11. Билибинская АЭС



Расположение: близ г. Билибино (Чукотский автономный округ) Типы реакторов: ЭГП-6

Энергоблоков: 4

Годы ввода в эксплуатацию: 1974 (2), 1975, 1976

Станция производит около 75% электроэнергии, вырабатываемой в изолированной Чаун-Билибинской энергосистеме (на эту систему приходится около 40% потребления электроэнергии в Чукотском АО). 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.

Рисунок 12. Калининская АЭС

Расположение: близ г. Удомля (Тверская обл.) Тип реактора: ВВЭР-1000

Энергоблоков: 3 + 1 в стадии строительства Год ввода в эксплуатацию: 1984, 1986, 2004

В составе Калининской атомной станции три действующих энергоблока с водо-водяными энергетическими реакторами ВВЭР-1000 мощностью 1000 МВт (эл.) каждый. Строительство энергоблока № 4 ведется с 1984 года. В 1991 году сооружение блока было приостановлено, в 2007 году оно возобновилось. Функции генерального подрядчика на строительстве энергоблока осуществляет ОАО «Нижегородская инжиниринговая компания «Атомэнергопроект» (ОАО «НИАЭП»).

Рисунок 13. Кольская АЭС

Расположение: близ г. Полярные Зори (Мурманская обл.) Тип реактора: ВВЭР-440

Энергоблоков: 4

Год ввода в эксплуатацию: 1973, 1974, 1981, 1984

Кольская 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 4 энергоблока с реакторами типа ВВЭР-440 проектов В-230 (блоки №№ 1, 2) и В-213 (блоки №№ 3, 4). Генерируемая мощность -- 1760 МВт. В 1996-1998 гг. признавалась лучшей атомной станцией России.

Рисунок 14. Курская АЭС



Расположение: близ г. Курчатов (Курская обл.) Тип реактора: РБМК-1000

Энергоблоков: 4

Год ввода в эксплуатацию: 1976, 1979, 1983, 1985

Курская 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, 2), в 2008-2009 гг. -- блоки второго поколения (№№ 3, 4). В настоящее время Курская АЭС демонстрирует высокий уровень безопасности и надежности.

Рисунок 15. Ленинградская АЭС

Расположение: близ г. Сосновый Бор (Ленинградская обл.) Тип реактора: РБМК-1000

Энергоблоков: 4 + 2 в стадии строительства

Год ввода в эксплуатацию: 1973, 1975, 1979, 1981

ЛАЭС была первой в стране станцией с реакторами РБМК-1000. Она была построена в 80 км западнее Санкт-Петербурга, на берегу Финского залива. На АЭС эксплуатируются 4 энергоблока электрической мощностью 1000 МВт каждый. В настоящий момент сооружается вторая очередь станции (см. Ленинградская АЭС-2 ниже).



Рисунок 16. Нововоронежская АЭС

Расположение: близ г. Нововоронеж (Воронежская обл.)

Тип реактора: ВВЭР различной мощности

Энергоблоков: 3 (еще 2 выведены из эксплуатации) Год ввода в эксплуатацию: 1964, 1969, 1971, 1972, 1980

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, 4 -- реакторами ВВЭР-440, энергоблок № 5 -- реактором ВВЭР-1000. В настоящее время в эксплуатации находятся три энергоблока (энергоблоки №№ 1,2 были остановлены в 1988 и 1990 гг.). Нововоронежская АЭС-2 сооружается по проекту АЭС-2006 с использованием реакторной установки ВВЭР-1200. Генеральным подрядчиком по сооружению Нововоронежской АЭС-2 выступает ОАО «Атомэнергопроект» (г. Москва).

Рисунок 17. Ростовская АЭС



Расположение: близ г. Волгодонска (Ростовская обл.) Тип реактора: ВВЭР-1000

Энергоблоков: 2 + 2 в стадии строительства

Год ввода в эксплуатацию: 2001, 2009

Ростовская АЭС распложена 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. С момента пуска энергоблок № 1 выработал свыше 63,04 млрд кВт.ч. 18 марта 2009 года состоялся пуск в эксплуатацию энергоблока № 2.

Рисунок 18. Смоленская АЭС

Расположение: близ г. Десногорска (Смоленская обл.) Тип реактора: РБМК-1000

Энергоблоков: 3

Год ввода в эксплуатацию: 1982, 1985, 1990

Смоленская АЭС -- одно из ведущих энергетических предприятий Северо-Западного региона России. Она состоит из трёх энергоблоков с реакторами РБМК-1000. Станция сооружена в 3 км от города-спутника Десногорск, на юге Смоленской области. В 2007 году она первой среди АЭС России получила сертификат соответствия системы менеджмента качества международному стандарту ISO 9001:2000. САЭС -- крупнейшее градообразующее предприятие Смоленской области, доля поступлений от нее в областной бюджет составляет более 30%.

Выведенные из эксплуатации:

Обнинская АЭС

Первая в мире АЭС. Была запущена в 1954 году и остановлена в 2002 году. В настоящее время на базе станции создается музей.

Таблица 3. АЭС России: сводная таблица

Станция	Блок	Тип реакто-ра	Статус	Расположение	Номинальная электрическая мощность, МВт	Дата ввода в эксплуатацию
Обнинская АЭС	№1	АМ	Выведен из эксплуатации	г. Обнинск, Калужская обл.	5	26.06.1954
Балаковская АЭС	№1	ВВЭР-1000	В эксплуатации	г. Балаково, Саратовская обл.	1000	28.12.1985
	№2	ВВЭР-1000	В эксплуатации		1000	08.10.1987
	№3	ВВЭР-1000	В эксплуатации		1000	25.12.1988
	№4	ВВЭР-1000	В эксплуатации		1000	04.11.1993
Балтийская АЭС	№1	ВВЭР-1200	Сооружается	г. Неман, Калининградская обл.	1200
	№2	ВВЭР-1200	Сооружается		1200
Белоярская АЭС	№1	АМБ-100	Выведен из эксплуатации	г. Заречный, Свердловская обл.	100	26.04.1964
	№2	АМБ-200	Выведен из эксплуатации		200	29.12.1967
	№3	БН-600	В эксплуатации		600	08.04.1980
	№4	БН-800	Сооружается		800
Билибинская АЭС	№1	ЭГП-6	В эксплуатации	г. Билибино, Чукотский АО	12	12.01.1974
	№2	ЭГП-6	В эксплуатации		12	30.12.1974
	№3	ЭГП-6	В эксплуатации		12	22.12.1975
	№4	ЭГП-6	В эксплуатации		12	27.12.1976
Калининская АЭС	№1	ВВЭР-1000	В эксплуатации	г. Удомля, Тверская обл.	1000	09.05.1984
	№2	ВВЭР-1000	В эксплуатации		1000	03.12.1986
	№3	ВВЭР-1000	В эксплуатации		1000	16.12.2004
	№4	ВВЭР-1000	Сооружается		1000
Кольская АЭС	№1	ВВЭР-440	В эксплуатации	г. Полярные Зори, Мурманская обл.	440	29.06.1973
	№2	ВВЭР-440	В эксплуатации		440	08.12.1974
	№3	ВВЭР-440	В эксплуатации		440	24.03.1981
	№4	ВВЭР-440	В эксплуатации		440	11.10.1984
Курская АЭС	№1	РБМК-1000	В эксплуатации	г. Курчатов, Курская обл.	1000	19.12.1976
	№2	РБМК-1000	В эксплуатации		1000	28.01.1979
	№3	РБМК-1000	В эксплуатации		1000	17.10.1983
	№4	РБМК-1000	В эксплуатации		1000	02.12.1985
	№5	РБМК-1000	Законсервирован		1000
Ленинградская АЭС	№1	РБМК-1000	В эксплуатации	г. Сосновый Бор, Ленинградская обл.	1000	21.12.1973
	№2	РБМК-1000	В эксплуатации		1000	11.07.1975
	№3	РБМК-1000	В эксплуатации		1000	07.12.1979
	№4	РБМК-1000	В эксплуатации		1000	09.02.1981
Ленинградская АЭС-2	№1	ВВЭР-1200	Сооружается	г. Сосновый Бор, Ленинградская обл.	1200
	№2	ВВЭР-1200	Сооружается		1200
Нововоронежская АЭС	№1	...

Подобные документы

• Анализ тенденций, факторов развития и перспективных направлений атомной отрасли в Российской Федерации

  Теоретические основы атомной отрасли, ее сущность и особенности. Тенденции и факторы развития атомной отрасли в Российской Федерации за 2000–2010 года. Анализ современного состояния атомной отрасли и перспективные направления развития отрасли в России.
  
  курсовая работа [74,2 K], добавлен 24.02.2012
  

• География атомной энергетики РФ

  История и перспективы развития атомной электроэнергетики. Основные типы атомных электростанций (АЭС), анализ их преимуществ и недостатков, а также особенности выбора для них реактора. Характеристика атомного комплекса РФ и действующих АЭС в частности.
  
  курсовая работа [701,2 K], добавлен 02.11.2009
  

• Ядерный реактор

  Прообраз ядерного реактора, построенный в США. Исследования в области ядерной энергетики, проводимые в СССР, строительство атомной электростанции. Принцип действия атомного реактора. Типы ядерных реакторов и их устройство. Работа атомной электростанции.
  
  презентация [810,8 K], добавлен 17.05.2015
  

• Новые системы безопасности атомной электростанции "ВВЭР-ТОИ"

  Основные технико-экономические показатели энергоблока атомной электростанции. Разработка типового оптимизированного и информатизированного проекта двухблочной электростанции с водо-водяным энергетическим реактором ВВЭР-1300. Управление тяжелыми авариями.
  
  реферат [20,6 K], добавлен 29.05.2015
  

• Атомные электростанции

  Физические основы ядерной энергетики. Основы теории ядерных реакторов - принцип вырабатывания электроэнергии. Конструктивные схемы реакторов. Конструкции оборудования атомной электростанции (АЭС). Вопросы техники безопасности на АЭС. Передвижные АЭС.
  
  реферат [62,7 K], добавлен 16.04.2008
  

• Атомные электростанции

  Атомные электростанции (АЭС)–тепловые электростанции, которые используют тепловую энергию ядерных реакций. Ядерные реакторы, используемые на атомных станциях России: РБМК, ВВЭР, БН. Принципы их работы. Перспективы развития атомной энергии в РФ.
  
  анализ книги [406,8 K], добавлен 23.12.2007
  

• Ядерная энергетика

  Мировой опыт развития атомной энергетики. Развитие атомной энергетики и строительство атомной электростанции в Беларуси. Общественное мнение о строительстве АЭС в республике Беларусь. Экономические и социальные эффекты развития атомной энергетики.
  
  реферат [33,8 K], добавлен 07.11.2011
  

• Развитие атомной энергетики

  Мировой опыт развития атомной энергетики. Испытание атомной бомбы. Пуск первой АЭС опытно-промышленного назначения. Чернобыльская авария и ее ущерб людям и народному хозяйству страны. Масштабное строительство атомных станций. Ресурсы атомной энергетики.
  
  курсовая работа [43,7 K], добавлен 15.08.2011
  

• Мировая атомная энергетика

  Описания отрасли энергетики, занимающейся производством электрической и тепловой энергии путём преобразования ядерной энергии. Обзор работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным реактором. Вклад ядерной энергетики Украины в общую выработку.
  
  реферат [430,1 K], добавлен 28.10.2013
  

• Электростанции

  Производство электрической энергии. Основные виды электростанций. Влияние тепловых и атомных электростанций на окружающую среду. Устройство современных гидроэлектростанций. Достоинство приливных станций. Процентное соотношение видов электростанций.
  
  презентация [11,2 M], добавлен 23.03.2015
  

• Особенности стационарной атомной энергетики

  Разработка концепции развития топливно-энергетического комплекса Украины. Производство электроэнергии в 2012 году. Основные типы электростанций. Структура суточного энергопотребления промышленного энергорайона. Специфика использования атомной энергетики.
  
  контрольная работа [169,3 K], добавлен 20.02.2015
  

• Особенности размещения и развития атомной энергетики РФ. Противоречия, перспективы

  Состояние атомной энергетики. Особенности размещения атомной энергетики. Долгосрочные прогнозы. Оценка потенциальных возможностей атомной энергетики. Двухэтапное развитие атомной энергетики. Долгосрочные прогнозы. Варианты структуры атомной энергетики.
  
  курсовая работа [180,7 K], добавлен 13.07.2008
  

• Атомная энергия

  Атомная энергия. Мощность Преобразование энергии. Ее виды и источники. История развития атомной энергетики. Радиационная безопасность атомных станций с опредленными типами реакторов. Модернизация и продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС.
  
  реферат [203,5 K], добавлен 24.06.2008
  

• Разработка программы по развитию нетрадиционной энергетики в России (Камчатский край)

  Значение электроэнергетики в экономике России. Анализ потребления энергии в Камчатском крае. Спрос на электроэнергию по изолированным узлам региона. Анализ изношенности оборудования тепловых электростанций. Проблемы возведения мини атомных электростанций.
  
  курсовая работа [3,8 M], добавлен 28.05.2014
  

• Атомные и океанские электростанции

  Схема работы атомных электростанций. Типы и конструкции реакторов. Проблема утилизации ядерных отходов. Принцип действия термоядерной установки. История создания и разработка проекта строительства первой океанской электростанции, перспективы применения.
  
  реферат [27,0 K], добавлен 22.01.2011
  

• Деятельность плавучей атомной электростанции

  Основные задачи и положения проекта плавучей атомной электростанции. Характеристика реакторной установки. Преимущества, недостатки и опасность станции. Объективные обстоятельства актуальности процесса развития атомной генерации малой и средней мощности.
  
  курсовая работа [26,4 K], добавлен 09.06.2014
  

• Современное состояние и тенденции развития электроэнергетики России

  Значение электроэнергетики в экономике Российской Федерации, ее предмет и направления развития, основные проблемы и перспективы. Общая характеристика самых крупных тепловых и атомных, гидравлических электростанций, единой энергосистемы стран СНГ.
  
  контрольная работа [24,3 K], добавлен 01.03.2011
  

• Устойчивость и безопасность ядерных энергетических установок

  Основные предпосылки быстрого роста ядерной энергетики. Устройство энергетических ядерных реакторов. Требования к конструкциям активной зоны и ее характеристики. Основные требования к безопасности атомных станций с реакторами ВВЭР нового поколения.
  
  курсовая работа [909,2 K], добавлен 14.11.2019
  

• Атомная энергетика

  История развития атомной энергетики. Типы ядерных энергетических реакторов. Переработка и хранение ядерных отходов. Проблема эксплуатационной безопасности. Оценка состояния на сегодняшний день и перспективы её развития. Строительство АЭС в Беларуси.
  
  курсовая работа [41,8 K], добавлен 12.10.2011
  

• Белорусская АЭС

  Факторы, которыми обусловлена целесообразность развития в Республике Беларусь атомной энергетики. Технические параметры электростанции. Социально-экономические последствия намеченной деятельности. Расчетные сроки ввода энергоблоков Белорусской АЭС.
  
  доклад [326,2 K], добавлен 06.12.2013
  

• главная
• рубрики
• по алфавиту
• вернуться в начало страницы
• вернуться к началу текста
• вернуться к подобным работам