По данным МАГАТЭ, в мире сейчас строятся 52 реактора. Из их числа в 2020 году выбыли в связи с окончанием строительства четыре блока: три — в Китае, по одному — в России, Беларуси, ОАЭ. Добавились три блока: два — в Китае, один — в Турции. Лидер по числу строящихся блоков — Китай с 12 блоками. Следом — Индия, которая строит семь блоков.
Четыре блока — у Южной Кореи, по три — у России и ОАЭ.
Энергоблоки АЭС — ключевое звено производственной цепочки ядерной энергетики. От проектных решений, технико-экономических параметров и планируемых сроков сооружения зависят темпы развития таких взаимосвязанных сегментов, как машиностроение, ядерный топливный цикл, система подготовки строительных и эксплуатационных кадров.
Зачастую реализация капиталоемких, технически и организационно сложных проектов, к которым относятся энергоблоки АЭС, сталкивается с трудностями, из-за которых сроки пусков сдвигаются. Однако глобальный процесс обновления мирового парка АЭС не останавливается. Проектный срок эксплуатации вновь сооружаемых АЭС составит не менее 60−80 лет, и экономический эффект от использования ядерной генерации перевешивает негативные моменты возможных пробуксовок на стадии сооружения.
АЭС в Джизакской области начнут строить в 2023 году
«Какрапар‑3» и «Какрапар‑4»
Тип реактора — PHWR
Чистая мощность — 630 МВт (э)
Начало строительства — 22 ноября 2010 года
Владелец — Nuclear Power Corporation of India
22 июля «Какрапар‑3» в Гуджарате вышел на минимальный критический уровень. Загрузка топлива завершилась в середине марта 2020 года. В настоящее время идут различные испытания, мощность постепенно увеличивается. Блок будет подключен к западной электросети. Изначально предполагалось, что подключение состоится в октябре 2020 года, но пуск снова перенесли.
«Какрапар‑3» — головной блок для серии блоков с реакторами на тяжелой воде под давлением мощностью 700 МВт, разработанный в Индии. Министерство по атомной энергии Индии объявило в январе 2019 года, что страна намерена построить 10 реакторов PHWR собственной конструкции мощностью 700 МВт каждый.
Компоненты и оборудование для реактора, а также строительство станции обеспечили индийские компании.
«Куданкулам‑3»
Тип реактора — PWR (ВВЭР‑1000)
Чистая мощность — 917 МВт (э)
Начало строительства — 28 июня 2017 года
Владелец — Nuclear Power Corporation of India Limited
«Куданкулам‑4»
Тип реактора — PWR (ВВЭР‑1000)
Чистая мощность — 917 МВт (э)
Начало строительства — 23 октября 2017 года
Владелец — Nuclear Power Corporation of India Limited
С ноября 2020 года на «Куданкуламе‑3» ведутся укладка серпентинитового бетона в опорную ферму и сборка фермы упорной. Параллельно на «Куданкуламе‑4» идут укладка серпентинитового бетона в сухую защиту и ее сушка.
«Третий и четвертый кварталы этого года стали на „Куданкуламе“ особенно загруженными. С сентября по декабрь мы каждый месяц отгружаем по две судовые партии. Заказчик, со своей стороны, старается соблюдать график подачи судов для нашего оборудования, понимая, что вскоре оно потребуется на площадке. Благодаря нашим совместным усилиям все необходимое оборудование, а также рабочая документация для обеспечения непрерывности стройки и монтажа находятся на площадке», — рассказал вице-президент АО ИК «АСЭ» по проектам в Индии и перспективным проектам Андрей Лебедев.
В частности, АО «Центральное конструкторское бюро машиностроения» (входит в Росатом) изготовило и отгрузило для машинного зала энергоблока № 3 питательные насосы. Перед отправкой заказчику оборудование прошло испытания на стенде.
АЭС «Куданкулам» проектируется и строится по российскому проекту. Ведет проект Инжиниринговый дивизион Росатома.
PFBR
Тип реактора — FBR
Чистая мощность — 470 МВт (э)
Начало строительства — 23 октября 2004 года
Владелец — Bharatiya Nabhikiya Vidyut Nigam Limited
Индия создает собственный прототип реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, подобный российскому БН‑800.
Процесс задерживается. Министр, курирующий атомную энергетику и космическую промышленность, Джитендра Сингх сообщил в письменном ответе на запрос верхней палаты парламента Индии, что возникли технические проблемы, которые привели к задержке ввода PFBR в эксплуатацию. Проводились различные исследования в области структурной механики, теплогидравлики, испытания компонентов в натрии при высокой температуре, при реакции натрия с водой, гидравлические испытания насосов для натриевого теплоносителя и т. д.
Работы по подключению различных систем, конструкций и оборудования PFBR продолжаются, но за последние три года возникло большое количество технических проблем, проектные недочеты обнаруживаются на каждом этапе строительства. «Все вопросы решаются в тесном сотрудничестве с проектировщиками и экспертами Департамента атомной энергии (DAE)», — отмечается в сообщении министра. Предполагается, что PFBR будет запущен в октябре 2022 года.
«Раджастан‑7»
Тип реактора — PHWR
Чистая мощность — 630 МВт (э)
Начало строительства — 18 июля 2011 года
Владелец — Nuclear Power Corporation of India
«Раджастан‑8»
Тип реактора — PHWR
Чистая мощность — 630 МВт (э)
Начало строительства — 30 сентября 2011 года
Владелец — Nuclear Power Corporation of India
На блоках №№ 7, 8 АЭС «Раджастан», как и на строящихся блоках АЭС «Какрапар», используется индийская технология реакторов на тяжелой воде. По данным WNA, в июле 2016 года владелец проекта заявил, что задержки с поставкой оборудования, включая парогенераторы индийского производства, вызваны, в числе прочего, отказом производителей оборудования поставлять комплектующие на АЭС без возмещения, предусмотренного законом о гражданской ответственности за ущерб от использования ядерных технологий. Новые сроки запуска — март 2022 года и март 2023 года соответственно. Однако с учетом того, что запуск блока «Какрапар‑3», запланированный на октябрь нынешнего года, не состоялся, не исключено, что и блоки на АЭС «Раджастан» будут введены позже.
«Ома»
Тип реактора — ВWR
Чистая мощность — 1328 МВт (э)
Начало строительства — 7 мая 2010 года
Владелец — Electric Power Development Co
АЭС «Ома» интересна тем, что предполагает частичное использование МОХ‑топлива. В настоящее время, по информации владельца и оператора, Electric Power Development Co, блок проходит проверку на соответствие новому стандарту безопасности для атомных электростанций у японского регулятора. Заявку компания подала в декабре 2014 года.
«По состоянию на 31 марта 2020 года было проведено 36 обзорных встреч, влияние землетрясений и цунами — главный предмет оценки. Процесс проверки неуклонно продвигается вперед, Управление по ядерному регулированию проводит инспекции на площадке начиная с 2018 года. После того как проект пройдет процедуры проверки, мы начнем строительство, учитывая ее результаты. Когда строительство будет завершено, мы загрузим топливо в реакторы, проведем тестовые операции, после чего станция заработает. Мы продолжим активно участвовать в процессе проверки, чтобы гарантировать, что АЭС „Ома“ обеспечивает безопасность мирового класса», — приводятся в отчете слова директора бизнес-направления «Ядерная энергетика» Акихито Урасимы.
Строительство устройств для повышения безопасности компания, по данным ее отчета за II квартал 2020 года, планирует начать во второй половине 2022 года, завершить — во второй половине 2027 года. Стоимость возведения — 130 млрд иен ($ 1,25 млрд).
«Симане‑3»
Тип реактора — ВWR
Чистая мощность — 1325 МВт (э)
Начало строительства — 12 октября 2007 года
Владелец — The Chugoku Electric Power Co
Как и «Ома», блок № 3 АЭС «Симане» проходит проверку на соответствие новому стандарту безопасности для АЭС. Обследование строящегося блока «Симане‑3», равно как и построенного «Симане‑2», начатое в феврале прошлого года, проходит без существенных замечаний. «Мы понимаем, что проверки близятся к завершению», отмечается в отчете за 2020 год.
Компания принимает меры для повышения уровня безопасности блока. В частности, она построила искусственный риф в виде отмели в морской зоне перед дамбой «Симане‑3». Отмель также способствует улучшению экосистемы, облегчая попадание солнечного света на морское дно. «Это создает благоприятную среду для размножения и роста рыб, моллюсков и морских водорослей, в том числе эклонии куроме (вид бурых водорослей. — Прим. ред.)», — говорится в отчете компании.
«Шин-Ханул‑1»
Тип реактора — PWR
Чистая мощность — 1340 МВт (э)
Начало строительства — 10 июля 2012 года
Владелец — Korea Hydro and Nuclear Power Co
«Шин-Ханул‑2»
Тип реактора — PWR
Чистая мощность — 1340 МВт (э)
Начало строительства — 19 июня 2013 года
Владелец — Korea Hydro and Nuclear Power Co
По данным владельца и оператора АЭС «Шин-Ханул», KHNP, горячие испытания на блоке № 1 прошли в сентябре 2017 года, на блоке № 2 — в ноябре 2018 года. По данным компании на 31 сентября 2020 года, строительство завершено на 99%. Загрузка топлива на «Шин-Ханул‑1» ожидается в январе 2021 года, на «Шин-Ханул‑2» — в ноябре 2021 года. Начало коммерческой эксплуатации запланировано на июль 2021 и май 2022 годов соответственно.
«Шин-Кори‑5»
Тип реактора — PWR
Чистая мощность — 1340 МВт (э)
Начало строительства — 1 апреля 2017 года
Владелец — Korea Hydro and Nuclear Power Co
«Шин-Кори‑6»
Тип реактора — PWR
Чистая мощность — 1340 МВт (э)
Начало строительства — 20 сентября 2018 года
Владелец — Korea Hydro and Nuclear Power Co
На сайте KHNP отмечается, что установка корпуса реактора на «Шин-Кори‑5» стартовала в ноябре 2019 года. На «Шин-Кори‑6» операция запланирована март 2021 года. Следующий этап — проведение гидравлических испытаний. На блоке № 5 они должны пройти в декабре 2020 года, на блоке № 6 — в марте 2022 года.
По данным на 31 сентября 2020 года, строительство завершено на 60,8%.
«Канупп‑2»
Тип реактора — PWR
Чистая мощность — 1014 МВт (э)
Начало строительства — 20 августа 2015 года
Владелец — Pakistan Atomic Energy Commission
«Канупп‑3»
Тип реактора — PWR
Чистая мощность — 1014 МВт (э)
Начало строительства — 31 мая 2016 года
Владелец — Pakistan Atomic Energy Commission
Блоки К‑2 и К‑3 в пакистанском Карачи — первые зарубежные блоки с использованием реактора «Хуалун». После завершения горячих испытаний в сентябре 2020 года на К‑2 28 ноября 2020 года началась загрузка топлива. Затем начнутся испытания, обеспечивающие безопасность работы станции. Предполагается, что они завершатся в марте 2021 года. По данным CGTN, на К‑3 31 августа 2020 года был установлен внешний защитный купол и завершено строительство основных конструкций АЭС.
Пуск К‑2 запланирован на 2021 год, К‑3 — на 2022 год.
Балтийская АЭС‑1
Тип реактора — PWR (АЭС‑2006)
Чистая мощность — 1109 МВт (э)
Начало строительства — 22 февраля 2012 года
Владелец — концерн «Росэнергоатом»
Концерн «Росэнергоатом» начал консервацию Балтийской атомной электростанции. «Проект Балтийской АЭС не остановлен. Ведутся активные работы по приемке, хранению, переконсервации оборудования. Продолжается проверка качества оборудования, содержания и охраны площадки. Конкурсные процедуры позволили нам существенно, почти вполовину, снизить сумму договора», — объяснил суть консервации еще в 2019 году директор филиала АО «Концерн „Росэнергоатом“» «Дирекция строящейся Балтийской АЭС» Сергей Сухов (цит. по «РИА Новости»).
Проект консервации находится на согласовании в «Росэнергоатоме».
Курская АЭС‑2, блок № 1
Тип реактора — PWR (ВВЭР-ТОИ)
Чистая мощность — 1175 МВт (э)
Начало строительства — 29 апреля 2018 года
Владелец — концерн «Росэнергоатом»
Курская АЭС‑2, блок № 2
Тип реактора — PWR (ВВЭР-ТОИ)
Чистая мощность — 1175 МВт (э)
Начало строительства — 15 апреля 2019 года
Владелец — концерн «Росэнергоатом»
В 2020 году программа замещения грунта объемом 2 млн м 3 перевыполнена на 0,3 млн м 3 , что позволило развернуть работы по сооружению градирни блока № 2, а также вспомогательных зданий и сооружений. По данным на 25 ноября 2020 года, строители приступили к бетонированию нижнего опорного кольца вытяжной башни градирни первого энергоблока.
Это первый элемент в конструктиве башни, который усилит конструкцию в ее нижней части. Следующий этап работ — непрерывное бетонирование оболочки вытяжной башни. После бетонирования градирня достигнет рекордной в России отметки — 179 метров. По графику градирня должна быть возведена к 2024 году.
ПАО «ЗиО-Подольск» отправило для блока № 1 Курской АЭС-2 четыре конденсатосборника первой и второй ступеней.
В начале декабря на Курской АЭС‑2, в здании электроснабжения блока № 1, строители завершили бетонирование перекрытия, образующего кровлю сооружения, и перешли к заключительному этапу строительных работ — возведению вентиляционного центра на крыше до отметки 18,2 метра — и отделочным работам.
Кроме того, благодаря слаженной работе коллективов «Трест РосСЭМ» и «ЭСМ» с опережением срока, в ноябре 2020 года, была смонтирована «сухая» защита реактора блока № 2.
«Ситуация на строительной площадке под полным контролем, что позволяет выполнять поставленные задачи качественно и в срок. В настоящее время из 13 ключевых событий, которые должен выполнить Курский филиал АО „ИК АСЭ“ — генеральный подрядчик сооружения Курской АЭС‑2 — выполнено 11. Остальные будут выполнены до конца года», — сообщили нам в пресс-службе АО «ИК АСЭ».
«Моховце‑3», «Моховце‑4»
Тип реактора — PWR (ВВЭР‑440)
Чистая мощность — 440 МВт (э)
Начало строительства — 27 января 1987 года
Владелец — Slovenskе` elektrа`rne
Блок № 3 АЭС «Моховце» готов к вводу в эксплуатацию, заявил, по сведениям словацкого портала teraz. sk, министр экономики Ричард Сулик после посещения электростанции. По словам министра, в обширном отчете Словацкой информационной службы, который он получил в середине сентября 2020 года, отмечались 19 ключевых недостатков и не работающих должным образом компонентов на третьем энергоблоке электростанции. «Из этих 19 пунктов 16 решены, оставшиеся три находятся в стадии решения. Ни эти моменты, ни какие-либо другие не имеют прямого отношения к безопасности эксплуатации ядерного реактора. Большинство из них были связаны со вторым и третьим контурами», — отметил Р. Сулик (цит. по teraz. sk).
Ранее, 2 сентября 2020 года, Управление по ядерному регулированию Словакии (ÚJD) разместило на своем сайте информацию о том, что инспекции, проведенные на площадке, не выявили проблем, которые могли бы помешать вводу в эксплуатацию блока № 3 АЭС «Моховце». В частности, устранены недостатки, выявленные во время гидроиспытаний, оптимизированы настройки параметров устройства и системы.
По словам гендиректора Slovenské elektrárne Бранислава Стричека, решение о загрузке топлива может быть вынесено в конце февраля 2021 года. Если никто его не оспорит, оно вступит в силу через семь недель, так что загрузка состоится в конце апреля 2021 года. Если кто-то оспорит решение, процесс будет отложен еще на три-четыре месяца — до конца июля — начала августа.
Четвертый блок электростанции должен быть введен в эксплуатацию через два года после пуска третьего блока.
«Аккую-1»
Тип реактора — PWR (ВВЭР‑1200)
Чистая мощность — 1114 МВт (э)
Начало строительства — 3 апреля 2018 года
Владелец — Akkuyu Nuclear Joint Stock Company
«Аккую-2»
Тип реактора — PWR (ВВЭР‑1200)
Чистая мощность — 1114 МВт (э)
Начало строительства — 8 апреля 2020 года
Владелец — Akkuyu Nuclear Joint Stock Company
Строительные работы на АЭС «Аккую» идут на трех энергоблоках.
В ноябре 2020 года на строительную площадку АЭС «Аккую» доставлен корпус реактора для первого энергоблока. Ранее на площадку был доставлен комплект парогенераторов для блока № 1 — это важнейшее оборудование первого энергоблока.
На строительстве реакторного здания возводят контурные стены (до отметки +11,75) и внутренние стены обстройки, стены зоны локализации аварий (до отметки +8,14), монтируют контур герметизации. Ранее были завершены работы по бетонированию шахты реактора (до отметки +11,3), установлен в проектное положение второй ярус ВЗО (внутренней защитной оболочки), смонтированы устройство локализации расплава, ферма-консоль и опорная ферма. Стены здания резервного пункта управления блоком возведены до отметки -0,08, вспомогательного реакторного здания — до -0,05, здания турбины — до -0,45. Выполнено бетонирование фундаментной плиты здания электроснабжения нормальной эксплуатации.
На строительстве реакторного здания блока № 2 возводятся контурные стены и внутренние стены обстройки. Уже забетонированы стены кольцевого коридора и шахта реактора (до отметки +0,25), ведется монтаж контура герметизации и первого яруса ВЗО. Завершено устройство фундаментных плит здания резервного пункта управления блоком.
На вспомогательном реакторном здании и здании турбины бетонируют стены до отметки -0,45. Завершается бетонирование фундаментной плиты здания электроснабжения нормальной эксплуатации. В августе на строительную площадку АЭС «Аккую» доставлен важнейший элемент пассивной системы безопасности для второго энергоблока — устройство локализации расплава («ловушка расплава»).
В ноябре 2020 года получена лицензия на сооружение блока № 3. Выдача лицензии позволит приступить к строительству всех объектов реакторного и турбинного зданий блока № 3, важных с точки зрения ядерной безопасности, а также к монтажу систем и оборудования, связанных с ядерной безопасностью. На блоке ведутся работы по устройству бетонных подушек реакторного и вспомогательного зданий, а также зданий турбины и блочной обессоливающей установки. Ограниченное разрешение на строительство блока № 3 было получено 23 июля 2020 года.
«В настоящее время, в рамках полученного ранее ограниченного разрешения, на участке сооружения третьего энергоблока АЭС „Аккую“ завершается бетонная подготовка фундаментных плит реакторного здания и здания турбины, после чего будет осуществлено армирование фундаментных плит, а затем на основании полученной лицензии мы приступим к бетонированию фундамента», — отметил управляющий директор по GR и международному сотрудничеству АО «Аккую Нуклеар» Алексей Фролов.
Получение лицензии на строительство блока № 4 ожидается в середине 2021 года. Заявка на получение лицензии была представлена регулятору 12 мая 2020 года.
Источник: atomicexpert.com
Первая АЭС
Покорение атома и создание Первой в мире АЭС были подготовлены всем предыдущим развитием физики и стали одними из грандиознейших достижений отечественной и зарубежной науки в познании мира и проникновении в тайны природы. Ученые прошли сложнейший путь от опасений, что, занимаясь исследованиями атома, можно невзначай взорвать весь мир, до уверенности, что управляемая цепная ядерная реакция осуществима и может служить во благо человека.
Мощность Первой АЭС, сооруженной на площадке Лаборатории «В», как тогда назывался ГНЦ РФ «Физико-энергетический институт» в Обнинске, была небольшой даже по меркам того времени. Тем не менее для нашей страны ее пуск стал уникальным технологическим достижением. Необычайно велико было и политическое значение этого события – на фоне набиравшей обороты безудержной гонки вооружений еще не оправившаяся после тяжелейшей войны страна находит в себе силы не только создавать ядерное оружие сдерживания, но и предлагает миру альтернативу, ставшую реальным примером созидательного применения атомной энергии.
В октябре 1945 года, когда основные усилия ученых и материальные ресурсы были направлены на создание атомной бомбы, член Спецкомитета академик П.Л. Капица писал: «То, что происходит сейчас, когда атомную энергию расценивают первым делом как средство уничтожения людей, так же мелко и нелепо, как видеть главное значение электричества в возможности постройки электрического стула».
Он считал, что «главное значение технического использования атомных процессов это то, что в руки человечеству дан новый могущественный источник энергии». Капица первым поставил перед Спецкомитетом вопрос о необходимости организации работ по мирному использованию атомной энергии. После исключения его из состава Спецкомитета инициатива переходит к президенту АН СССР С.И.
Вавилову, который в апреле 1946 года дает свои предложения по работам в этой области. В их обсуждении и подготовке первых планов участвовали А.Ф. Иоффе, И.В. Курчатов, А.И. Лейпунский, А.И. Алиханов, Н.Н.
Семенов, Ю.Б. Харитон, Д.В. Скобельцын, Г.И. Франк, В.С. Емельянов, Б.С.
Поздняков. В это время впервые упоминаются темы, связанные с атомной энергетикой и проблемой создания энергетических реакторов.
В конце 1946-начале 1947 гг. ученый секретарь НТС ПГУ Б.С. Поздняков на основе выполненных в СССР работ и анализа материалов, опубликованных в зарубежной печати, подготовил записку «Энергосиловые установки на ядерных реакциях». 24 марта 1947 г., рассмотрев ее, НТС, который был в тот период главным координирующим и экспертным органом по всем научно-исследовательским работам в рамках советского «атомного проекта», признает, что «в настоящее время следует приступить к научно-исследовательским и подготовительным проектным работам по использованию энергии ядерных реакций для энергосиловых установок, имея в виду заблаговременно подготовить развитие работ в этом направлении».
Важным для дальнейшего развития событий было и создание в 1946 году Лаборатории «В» МВД СССР – ставшей первой в СССР научно-исследовательской организацией по разработке энергетических реакторов. Уже в 1946-начале 1947 гг. в Лаборатории «В» проводится изучение возможности создания «урановой машины с обогащенным ураном и легкой водой», «дающей энергию в технически применимом количестве». Заместитель начальника 9-го Управления МВД СССР А.И. Лейпунский, курировавший научную работу Лаборатории «В», в начале 1947 года поручает ей «выяснение проблем, связанных с модельными опытами на урановых котлах с бериллием как тормозящим веществом».
К концу 1947 года на основе выполненных работ определены типы энергетических реакторов, по которым планировались предварительные проработки:
– «Агрегат с гелиевым охлаждением на обогащенном уране мощностью до 500 тыс. кВт» – Лаборатория № 2 АН СССР;
– «Агрегат с газовым охлаждением на натуральном или слабо обогащенном уране мощностью до 200 тыс. кВт» – ИФП АН СССР;
– «Агрегат с водяным охлаждением на слабо обогащенном уране мощностью до 300 тыс. кВт» – Лаборатория № 2;
– «Агрегат с торием и обогащенным ураном, с тяжелой водой» – Лаборатория № 3 АН СССР;
– «Агрегат на обогащенном уране с бериллиевым замедлителем и газовым охлаждением мощностью до 500 тыс. кВт» – Лаборатория «В» МВД СССР.
К работам были привлечены проектные и научно-исследовательские организации, ставшие основой будущей кооперации в решении проблем атомной энергетики (НИИХиммаш, ГСПИ-11, ВИАМ, ВТИ, ОКБ «Гидропресс», ЦКТИ, ГИПХ, ЦАГИ, ИФХ, ФХИ, ЭНИН).
По свидетельству С.М. Фейнберга (4 ноября 1949 г.), в 1948-1949 гг. в Лаборатории № 2 (ЛИП АН СССР) велись «изыскания новых типов атомных котлов, предназначенных для производства ядерного горючего из неактивных элементов (уран-238 и торий-232), либо для двигателей», но, как он отмечает, «до последнего времени довлели более первоочередные задачи». И, действительно, до испытания первой атомной бомбы в ведущих организациях работы, прямо не связанные с этой задачей, развивались медленно. Поэтому к концу 1949 года из пяти запланированных в 1947 году к проектированию энергетических установок только по двум, разработку которых вели ИФП и Лаборатория «В», были подготовлены проектные материалы.
Сразу после испытания атомной бомбы в ПГУ по проблеме развития энергетических реакторов обращаются А.И. Лейпунский и С.М. Фейнберг, которые настаивают на срочном рассмотрении подготовленных Лабораторией «В», ИФП и ЛИП АН проектных материалов по энергетическим реакторам.
В октябре 1949 года А.И. Лейпунский, Д.И. Блохинцев, А.Д. Зверев передали руководству ПГУ записку, в которой обращали внимание на необходимость «шире развить работы по различным энергетическим системам с целью их сопоставления и выбора наиболее эффективных путей» и предлагали обсудить этот вопрос на НТС ПГУ для выработки перспективной программы. Они считали возможным начать в Лаборатории «В» работы по реакторам на быстрых и промежуточных нейтронах и др.
С.М. Фейнберг в записке «Атомная энергия для промышленных целей» (4 ноября 1949 года), проанализировав различные варианты использования «атомных двигателей», приходит к выводу, что на данный момент строительство атомных электростанций экономически нецелесообразно, и следует предусмотреть получение электроэнергии на промышленных реакторах. К первоочередным задачам он отнес «разработку конструкции атомного двигателя» для подводных лодок, разработку «схем конструкции атомного двигателя для авиации», «если вопрос стоимости топлива отодвигается на второй план».
18 ноября 1949 года председатель Спецкомитета Л.П. Берия поручает ПГУ дать предложения о «возможности разработки проектов силовых установок и двигателей с применением атомной энергии». А 29 ноября 1949 года НТС ПГУ рассмотрел первые подготовленные в СССР проекты энергетических реакторов:
– опытный реактор Л мощностью 10 тыс. кВт на обогащенном уране с бериллиевым замедлителем и гелиевым охлаждением – Лаборатория «В», ГСПИ-11;
– опытный реактор «Шарик» мощностью 10 тыс. кВт на слабо обогащенном уране с графитовым замедлителем и гелиевым охлаждением – ИФП, ОКБ «Гидропресс».
После анализа экспертных заключений и обсуждения НТС рекомендует для первоочередного строительства проект реактора «Шарик» и принимает решение о продолжении исследований по бериллиевому реактору Л с переносом начала его строительства на более поздний срок. Второе важное решение этого заседания – Лаборатория «В» определяется как база для строительства опытных энергетических установок с объединением некоторых их систем. Однозначно определяется и цель создания этих установок: «изучение вопросов о применении их в первую очередь в качестве судовых двигателей для крупных кораблей и подводных лодок».
В этот же день происходит другое и несколько неясное по своим побудительным причинам событие – после заседания НТС собирается совещание в узком составе (И.В. Курчатов, А.П. Александров, Н.А. Доллежаль, Б.С. Поздняков), на котором обсуждается сообщение Н.А. Доллежаля «О проектах реакторов с графитом». Речь шла о разработке по заданию А.П.
Александрова (в то время директора ИФП) предварительного проекта реактора для энергетических целей на обогащенном до 4,5 % уране (около 1 т), природном уране (15-20 т) и тории (10-20 т).
Совещание рекомендовало включить в план на 1950 год проект промышленного реактора АВ «с одновременным использованием тепла для энергетических целей и производством плутония» и проект «реактора на обогащенном уране с небольшими габаритами только для энергетических целей общей мощностью по тепловыделению в 300 единиц, эффективной мощностью около 50 единиц» с графитом и водным теплоносителем. Это первое упоминание о реакторе АМ – реакторе будущей Первой АЭС. Были также даны указания о срочном проведении физических расчетов и экспериментальных исследований по этим реакторам.
Позднее И.В. Курчатов и А.П. Завенягин объясняли выбор реактора АМ для первоочередного строительства тем, «что в нем может быть более чем в других агрегатах, использован опыт обычной котельной практики: общая относительная простота агрегата облегчает и удешевляет строительство».
Немногим сложнее самовара
В конце 1949-начале 1950 гг. в ЛИПАН под руководством И.В. Курчатова проводятся физические расчеты и другие проработки, а в НИИХиммаш под руководством Н.А. Доллежаля – разработка предварительного проекта «корабельного реактора». «Корабельный реактор» – это реактор на обогащенном уране высоконапряженного типа применительно к корабельной энергосиловой установке с мощностью паровой турбины около 25000 кВт, с графитом и охлаждением водой.
11 февраля 1950 года на совещании у начальника ПГУ Б.Л. Ванникова проект «корабельного реактора» оценивается как исходный и принимается решение в обоснование этого проекта построить на территории Лаборатории «В» «экспериментальную установку полупромышленного типа (установка АМ) мощностью по тепловыделению в 30 тыс. кВт и 5 тыс. кВт по паровой турбине, использующую обогащенный до 3-5 % уран в количестве 300 кг для этого реактора с графитовым замедлителем и водяным охлаждением». Это решение, как считали участники совещания, обосновано ограниченностью «ресурсов расщепляющихся материалов», а также тем, что важнейшей задачей первого периода является «принципиальное подтверждение […] практической возможности преобразования тепла ядерных реакций атомных установок в механическую и электрическую энергии». Таким образом, в отдельную опытную установку АМ была выделена энергетическая составляющая «корабельного реактора».
Проектирование новых типов реакторов требовало значительного расширения знаний в различных областях науки и техники. Знания по нейтронной физике в 1948 году были весьма ограничены. Сечения урана-235, урана-238 и конструкционных материалов были известны с погрешностью 10 % и только для тепловых нейтронов; резонансное поглощение исследовано только для урана-238, притом для сплошных блоков. Методы расчета коэффициента использования тепловых нейтронов были развиты лишь для простейших ячеек; выгорание урана и накопление плутония исследованы для коротких кампаний.
До начала проектирования энергетических реакторов предстояло исследовать глубокое выгорание ядерного горючего. Вопрос о влиянии структуры активной зоны на критическую массу и на распределение плотности потока нейтронов был только сформулирован, и ответ на него еще нужно было получить. Предстояло разработать систему компенсации большого начального запаса реактивности, необходимого для работы энергетического реактора, и выяснить ее влияние на распределение плотности потока нейтронов в реакторе.
Необходимо было разработать тепловыделяющий элемент – основную и наиболее ответственную конструкцию в реакторе, которая позволила бы обеспечить надежный нагрев теплоносителя до температур, по крайней мере, 250-300°С без опасного разрушения твэлов и выделения радиоактивных продуктов деления в первый контур и помещения АЭС. Каких-либо обоснованных опытом рекомендаций по возможной конструкции твэлов и композиции ядерного топлива, способных работать при высоких температурах, в то время дать было нельзя.
Требовалось также обеспечить химическую совместимость и размерную стабильность будущей композиции ядерного топлива с оболочкой твэла при температуре выше 300°С в условиях интенсивного нейтронного излучения и изменения состава топлива в процессе выгорания в течение длительного времени.
Надежных методов оценки изменения свойств материалов под облучением, кинетики взаимодействия горючего с оболочкой, достоверных данных об изменении размеров (так называемом распухании) ядерного топлива в зависимости от выгорания и многих других технически важных для прогнозирования надежной работы твэлов данных в то время в распоряжении разработчиков не было.
В результате проработок и анализа научных и технических данных, имевшихся к тому времени, в феврале 1950 года был выпущен подписанный И.В. Курчатовым, Н.А. Доллежалем и С.М. Фейнбергом отчет, содержавший предварительные проектные материалы по энергетическому уран-графитовому реактору с водяным охлаждением. Физические расчеты были выполнены П. Э. Немировским, а инженерные – П.И.
Алещенковым.
В выводах отчета утверждалось, что создание уран-графитового реактора с водяным охлаждением для использования тепла ядерной реакции в энергетических целях представляется реальным, и предлагалось разработать и соорудить экспериментальный реактор-прототип со следующими характеристиками: тепловая мощность реактора 30 МВт, мощность на валу турбины 5 МВт, обогащение урана 3–5 %.
16 мая 1950 года постановлением СМ СССР был принят план работ по созданию на площадке Лаборатории «В» опытной энергетической установки с тремя реакторами на обогащенном уране-235: уран-графитовый реактор с водяным охлаждением, уран-графитовый реактор с газовым охлаждением и уран-бериллиевый реактор с газовым охлаждением или охлаждением расплавленным металлом. 29 июля 1950 года Н.А. Доллежаль был утвержден «руководителем работ по разработке новых типов энергетических и силовых атомных установок», Д.И. Блохинцев – его заместителем по физическим вопросам, Б.М. Шолкович – по инженерным вопросам.
В декабре 1950 года был выпущен эскизный проект реактора и теплосиловой установки для энергетической части Первой АЭС. В нем тепловая мощность реактора была принята равной 30 МВт, диаметр активной зоны 1,5 м, кампания реактора на номинальной мощности – 120-140 суток. Согласно расчетам, загрузка топлива определялась в 500-600 кг, а его обогащение подлежало дальнейшему уточнению при разработке технического проекта реактора в зависимости от выбора окончательной конструкции и композиции тепловыделяющих элементов.
В начале 1951 года по итогам рассмотрения эскизного проекта реактора и технологической схемы установки было выдано задание проектной организации на разработку окончательной тепловой схемы атомной электростанции, выбор основного и вспомогательного оборудования, циркуляционных насосов, парогенераторов, компенсаторов давления и т.п., а также на разработку строительно-монтажных чертежей АЭС.
Документация на первоочередные строительные работы разрабатывалась уже в 1950 году. При этом в целях ускорения разработка велась исходя из требования достаточного резервирования площадей и мощностей вспомогательных систем, которые должны были обеспечить возможные варианты схемы и оборудования в рамках предварительно утвержденных основных характеристик.
В начале 50-х годов перед руководителями Лаборатории «В» стоял вопрос о дальнейшем развитии института. Из воспоминаний Д.И. Блохинцева: «И.В.
Курчатов предложил передать дальнейшую разработку этого реактора и сооружение на его основе атомной электростанции институту в Обнинске… это вызвало серьезные дискуссии относительно выбора пути дальнейшего развития в Обнинске энергетических реакторов. Что развивать: высокотемпературные реакторы на тепловых нейтронах с замедлителем из окиси бериллия?
Реакторы с металлическим охлаждением? Или последовать предложению И.В. Курчатова, которое было весьма умеренным? Пар с давлением 12 атм в обычной теплоэнергетике был уже пройденным этапом… Я и мой заместитель по науке А.К. Красин поддерживали предложение И.В.
Курчатова. А.И. Лейпунский же считал такое решение неправильным». Лейпунский полагал, что это отвлечет силы от работы над более эффективными реакторами и отстаивал кардинальное направление развития ядерной энергетики, хотя и оказывал помощь при создании Первой АЭС.
По предложению И. В. Курчатова в середине 1951 года научно-техническое руководство проектом сооружения Первой АЭС было передано Физико-энергетическому институту. В июне 1951 года по постановлению СМ СССР ответственными за сооружение АЭС назначаются руководители Лаборатории «В» Д.И. Блохинцев (научное руководство) и П.И. Захаров (строительство).
Тогда же все проектные материалы по АМ передаются из ЛИП АН в Лабораторию «В». Таким образом, с этого времени Лаборатория «В» становится и заказчиком, и научным руководителем всех последующих разработок по проекту Первой АЭС. Главным конструктором реактора остается НИИХиммаш, общий проект АЭС разрабатывается Ленинградским ГСПИ-11 под руководством А.И. Гутова, парогенераторы – ОКБ «Гидропресс» под руководством Б.М. Шолковича.
Блохинцев писал: «…принципиальная схема атомной электростанции чрезвычайно проста, можно сказать, что она немногим сложнее самовара… в этой видимой простоте схемы заключено большое коварство… Сперва все казалось очень просто, но вскоре мы поняли, что проект был в стадии лишь первой ясности. Предстояла огромная работа… Количество проблем, которые предстояло решить, нарастало по мере углубления в работу над реактором».
Проектные материалы по реактору АМ были переданы Лаборатории «В» без технических решений по целому ряду важнейших проблем, в частности, по твэлам. Видимо, поэтому на письме зам. директора ЛИП АН И.Н. Головина о передаче документов («Пересылаю Вам все имеющиеся у нас проектные материалы по АМ») над словом «все» стоит знак вопроса, выражающий недоумение Д.И. Блохинцева. Вот почему окончательный проект АЭС отличался от первоначального, и основная разработка его была проведена Лабораторией «В».
Главная идея проекта реактора АМ состояла в применении трубчатого твэла, в котором поток воды для теплосъема движется внутри трубки, а уран находится снаружи и должен иметь надежный тепловой контакт со стенкой трубки. Создание такого твэла (как признавал и сам главный конструктор реактора АМ Н.А. Доллежаль) было наиболее трудной проблемой. Тепловыделяющие элементы – самая напряженная конструкция в реакторе – должны работать в условиях большой плотности энерговыделения (до 1 кВт/см3 топлива) под воздействием нейтронного потока плотностью до 5 1013 нейтрон/см2.сек. Согласно расчетам, для надежной работы реактора необходимо было обеспечить отвод выделяющегося в твэле тепла так, чтобы температура урана не превышала 450° С.
Источник: www.biblioatom.ru
Первая атомная электростанция в Мире. История атомной энергетики
В какой стране появилась первая в мире АЭС? Кто и как создавал первопроходца в области атомной энергетики? Сколько АЭС в мире? Какая ядерная станция считается самой большой и мощной? Хотите узнать?
Мы обо всем расскажем!
Предпосылки к созданию первой в мире АЭС
Изучение реакции атомов велось с начала 20го века во всех развитых странах мира. О том, что людям удалось подчинить себе энергию атома, первыми заявили в США, когда 6 августа 1945 года провели испытания, сбросив атомную бомбу, на японские города Хиросима и Нагасаки. Параллельно велось изучение применения атома в мирных целях. Разработки такого рода были и в СССР.
Именно в СССР появилась первая в мире АЭС. Ядерный потенциал был использован не в военных, а в мирных целях.
Еще в 40е Курчатов говорил о необходимости мирного изучения атома в целях извлечения его энергии на благо людей. Но попытки создания атомной энергетики прерывал Лаврентий Берия, в те годы именно он курировал проекты изучения атома. Берия считал, что атомная энергия может быть сильнейшим оружием в мире, способным сделать СССР непобедимой державой. Ну, собственно по поводу сильнейшего оружия он не ошибался…
После взрывов в Херосиме и Нагасаке в СССР началось усиленное изучение ядерной энергетики. Ядерное оружие в тот момент было гарантом безопасности страны. После испытаний советского ядерного оружия на Семипалатинском полигоне, в СССР началось активное развитие ядерной энергетики. Ядерное оружие уже было создано и испытано, можно было сосредоточиться на использовании атома в мирных целях.
Как создавалась первая в мире АЭС?
Для атомного проекта СССР в 1945 — 1946 годах были созданы 4 лаборатории ядерной энергетики. Первая и четвертая в Сухуми, вторая – в Снежинске и третья вблизи станции Обнинская в Калужской области, называлась она лаборатория В. Сегодня это физико-энергетический институт им. Лейпуцкого.
Первая в мире АЭС называлась Обнинской.
Она создавалась с участием немецких физиков, которых после окончания войны добровольно — принудительно выписывали из Германии для работы в атомных лабораториях Союза, точно так же с немецкими учеными поступали и в США. Одним из прибывших был физик-ядерщик Хайнс Позе, который какое-то время возглавлял Обнинскую лабораторию В. Так что своим открытием первая атомная станция обязана не только советским, но и немецким ученым.
Разрабатывалась первая в мире АЭС в Курчатовской лаборатории №2 и в «НИИхиммаше» под руководством Николая Доллежаля. Доллежаль был назначен главным конструктором ядерного реактора будущей АЭС. Создавали первую АЭС мира в Обнинской лаборатории В, все работы курировал сам Игорь Васильевич Курчатов, которого считали «отцом атомной бомбы», а теперь хотели сделать и отцом ядерной энергетики.
В начале 1951 года проект АЭС находился только на стадии разработки, но здание под атомную станцию уже начали строить. Тяжелые конструкции из железа и бетона, которые невозможно переделать или расширить, уже существовали, а ядерный реактор все еще не был до конца спроектирован. Позже у строителей появится еще одна головная боль – вставить ядерную установку в уже готовое здание.
Интересно то, что первая АЭС в мире проектировалась так, что в ТВЭЛы – тонкие трубки, которые помещаются в ядерную установку, помещались не урановые таблетки, как сегодня, а урановый порошок, из сплавов урана и молибдена. Первые 512 ТВЭЛов для запуска АЭС были сделаны на заводе в городе Электросталь, каждый из них проходил проверку на прочность, делали это вручную. В ТВЭЛ заливалась горячая вода нужной температуры, по покраснению трубки, ученые определяли, выдерживает ли металл высокую температуру. В первых партиях ТВЭЛов было очень много бракованных изделий.
Интересные факты о первой в мире АЭС
- Обнинская атомная станция, первая АЭС в СССР, была снабжена ядерным реактором, который назвали АМ. Сначала расшифровывали эти буквы как «атом морской», т.к. планировали использовать установку и на атомных подводных лодках, но позже выяснилось, что конструкция слишком большая и тяжелая для подводной лодки и АМ стали расшифровывать как «атом мирный».
- Первая в мире АЭС была построена в рекордно короткие сроки. С момента начала стройки до сдачи ее в эксплуатацию прошло всего 4 года.
- По проекту первая атомная станция стоила 130 миллионов рублей. В пересчете на наши деньги это около 4х миллиардов рублей. Именно такую сумму выделили на ее проектировку и строительство.
Запуск первой в мире АЭС
Пуск первой в мире атомной электростанции состоялся 9 мая 1954 года, работала АЭС в холостом режиме. 26 июня 1954 она дала первый электрический ток, был осуществлен энергетический пуск.
Какую мощность выдавала первая атомная станция в СССР? Всего 5 МВт – на такой небольшой мощности работала первая атомная электростанция.
Мировое сообщество восприняло новость о том, что первая в мире АЭС была запущена, с гордостью и ликованием. Впервые в мире человек использовал энергию атома в мирных целях, это открывало большие перспективы и возможности для дальнейшего развития энергетики. Физики-ядерщики мира называли запуск Обнинской станции началом новой эры.
За время работы, первая АЭС в мире множество раз выходила из строя, приборы внезапно ломались и давали сигнал для аварийной остановки ядерного реактора. Интересно, что по инструкции, для нового запуска реактора необходимо 2 часа, но работники станции научились заново запускать механизм за 15-20 минут.
Такая быстрая реакция была необходима. И не, потому что подачу электроэнергии не хотелось прекращать, а потому что первая АЭС в мире стала своего рода выставочным экспонатом и почти ежедневно туда приезжали зарубежные ученые, изучавшие работу станции. Показать, что механизм не работает – значит получить большие проблемы.
Последствия запуска первой в мире АЭС
На Женевской конференции 1955 года советские ученые объявили, о том, что впервые в мире построили промышленную атомную станцию. После доклада зал аплодировал физикам стоя, даже несмотря на то, что аплодисменты были запрещены правилами собрания.
После того, как первая атомная электростанция была запущена, начались активные исследования в области применения ядерных реакций. Появились проекты атомных автомобилей и самолетов, энергию атомов даже собирались применять в борьбе с вредителями зерна и для стерилизации медицинских материалов.
Обнинская АЭС стала своеобразным толчком к открытию атомных станций по всему миру. Изучая ее модель, можно было проектировать новые станции и совершенствовать их работу. Кроме того, используя схемы работы АЭС был спроектирован атомный ледокол и усовершенствована атомная подводная лодка.
Первая атомная станция проработала 48 лет. В 2002 году ее ядерный реактор остановили. Сегодня на территории Обнинской АЭС существует своеобразный музей атомной энергетики, который с экскурсиями посещают как рядовые школьники, так и известные личности. К примеру, недавно на Обнинскую АЭС приезжал английский принц Майкл Кентский. В 2014 году первая атомная электростанция отпраздновала свое 60летие.
Открытие АЭС мира
Первая АЭС в СССР стала началом длинной цепи открытий новых АЭС мира. Новые атомные станции использовали все более усовершенствованные и мощные ядерные реакторы. Атомная электростанция мощностью 1000МВт стала привычным явлением в современном мире электроэнергетики.
Первая АЭС в мире работала с графито-водным ядерным реактором. После многие страны стали экспериментировать с устройством ядерных реакторов и изобрели новые их типы.
- В 1956 году открылась первая в мире АЭС с газоохлаждаемым реактором – АЭС Калдер-холл в США.
- В 1958 году в США открыли АЭС Шиппингпорт, но уже с водо-водяным реактором.
- Первая атомная электростанция с кипящим ядерным реактором – АЭС Дрезден, открытая в США В 1960.
- В 1962 году канадцы построили атомную станцию с тяжеловодным реактором.
- А в 1973 свет узрел Шевченковскую АЭС, построенную в СССР – это первая атомная электростанция с реактором-размножителем.
Атомная энергетика сегодня
Сколько атомных станций в мире? 192 атомных станции. Сегодня карта АЭС мира охватывает 31 страну. Во всех странах мира существуют 450 энергоблоков, еще 60 энергоблоков находятся на стадии строительства. Все атомные станции мира имеют общую мощность в 392 082 МВт.
Атомные электростанции в мире сосредоточены в основном в США, Америка является лидером по установленной мощности, однако в этой стране на долю атомной энергетики приходится лишь 20% всей энергосистемы. 62 АЭС США дают общую мощность в 100 400 МВт.
Второе место по установленной мощности занимает лидер АЭС в Европе – Франция. Ядерная энергетика в этой стране является национальным приоритетом и занимает 77% доли от всей добычи электроэнергии. Всего во Франции 19 атомных станций общей мощностью 63 130 МВт.
Во Франции также находится АЭС с самыми мощными в мире реакторами. На атомной станции Сиво работают два водо-водяных энергоблока. Мощность каждого из них – 1561 МВт. Настолько сильными реакторами не может похвастаться ни одна АЭС мира.
Третье место в рейтинге самых «продвинутых» стран в атомной энергетике занимает Япония. Именно в Японии находится самая мощная АЭС в мире по общему количеству вырабатываемой на АЭС энергии.
Первая АЭС в России
Вешать ярлык «первая АЭС в России» на Обнинскую АЭС было бы неправильно, т.к. над ее созданием трудились советские ученые, приехавшие со всего СССР и даже из-за его пределов. После распада Союза в 1991 году все атомные мощности стали принадлежать тем уже независимым странам, на территории коих они находились.
После распада СССР независимой России в наследство достались 28 ядерных ректоров общей мощностью 20 242 МВт. С момента обретения независимости россияне открыли еще 7 энергоблоков общей мощностью 6 964 МВт.
Сложно определить, где была открыта первая АЭС в России, т.к. в основном российские ядерщики открывают новые реакторы в уже имеющихся атомных станциях. Единственная станция, все энергоблоки которой были открыты в независимой России – Ростовская АЭС, она то и может носить название «первая АЭС в России».
Первая АЭС в России проектировалась и строилась еще во времена СССР, в 1977 были начаты строительные работы, в 1979 был окончательно утвержден ее проект. Да, мы ничего не перепутали, работы на Ростовской АЭС начинались раньше, чем ученые доделали итоговый проект. В 1990 году строительство было заморожено, и это при том, что 1й блок станции был готов на 95%.
Возобновили строительство Ростовской АЭС только в 2000 году. В марте 2001 первая АЭС в России официально начала работать, правда, пока с одним ядерным реактором вместо планирующихся четырех. В 2009 начал работать второй энергоблок станции, в 2014 – третий. В 2015 году первая атомная станция независимой России обзавелась 4м энергоблоком, который, к слову, еще не достроен и не введен в эксплуатацию.
Первая АЭС в России находится в Ростовской области недалеко от города Волгодонска.
АЭС США
Если первая атомная станция в СССР появилась в 1954 году, то ядерными станциями Америки карта АЭС пополнилась только в 1958. Учитывая непрекращающееся соревнование Советского Союза и США в области энергетики, (да и не только энергетики) 4 года являлись серьезным отставанием.
Первая АЭС США — АЭС Шиппингпорт в Пенсильвании. Первая АЭС в СССР имела мощность всего в 5МВт, американцы пошли дальше, и Шиппингпорт имела уже 60МВт мощности.
Активное строительство АЭС США продолжалось до 1979 года, тогда случилась авария на станции Три-Майл-Айленд, из-за ошибок работников станции расплавилось ядерное топливо. Устраняли аварию на этой АЭС США целых 14 лет, на это ушло более миллиарда долларов. Авария на Три-Майл-Айленд на время приостановила разработку ядерной энергетики в Америке. Однако сегодня в США находится наибольшее количество АЭС в мире.
По состоянию на июнь 2016 карта атомных станций США включает в себя 100 ядерных реакторов, общей мощностью 100,4 ГВт. На стадии строительства находятся еще 4 реактора общей мощностью 5ГВт. Атомные станции США вырабатывают 20% всей электроэнергии в этой стране.
Самая мощная АЭС США на сегодня – АЭС Пало Верде, она может обеспечить электроэнергией 4 миллиона человек и дать мощность в 4 174МВт. Кстати, АЭС США Пало Верде входит и в топ «Крупнейшие атомные электростанции мира». Там эта ядерная станция на 9м месте.
Крупнейшие АЭС мира
Атомная электростанция мощностью 1000Вт когда-то казалась недосягаемой вершиной ядерной науки. Сегодня карта АЭС мира включает в себя огромных гигантов атомной энергетики мощностями под 6, 7, 8 тысяч мегаватт. Какие они, самые крупные атомные электростанции в мире?
К самым большим и мощным АЭС в мире сегодня относят:
- АЭС Палюэль во Франции. Эта атомная станция работает на 4х энергоблоках, общая мощность которых составляет 5 528МВт.
- Французская АЭС Гравлин. Эта АЭС на севере Франции считается самой большой и мощной в своей стране. На этой АЭС работают 6 реакторов общей мощностью в 5 460МВт.
- АЭС Ханбит (другое название Йонгван) находится на юго-западе Южной Кореи на побережье Желтого моря. 6 ее ядерных реакторов дают мощность в 5 875 МВт. Интересно, что переименовали АЭС Йонгван в Ханбит по просьбе рыбаков местечка Йонгван, где находится станция. Продавцы рыбы не хотели, чтобы их продукция ассоциировалась во всем мире с атомной энергетикой и радиацией. Это снижало им прибыль.
4. АЭС Ханул (ранее – АЭС Хульчин) тоже южнокорейская атомная электростанция. Примечательно, что АЭС Ханбит, она превосходит всего в 6МВт. Таким образом, мощность станции Ханул составляет 5 881 МВт.
5. Запорожская АЭС — самая мощная АЭС в Европе, Украине и на всем постсоветском пространстве. Находится эта станция в городе Энергодар. 6 ядерных реакторов дают мощность в 6000 МВт. Строить Запорожскую АЭС начали еще в 1981 году, в 1984 году ее ввели в эксплуатацию. Сегодня эта станция генерирует пятую часть всей электроэнергии Украины и половину всей атомной энергии страны.
Самая мощная АЭС в мире
АЭС Касивадзаки-Карива – такое замысловатое название носит самая мощная АЭС. Она эксплуатирует 5 кипящих ядерных реакторов и два улучшенных кипящих ядерных реактора. Их суммарная мощность составляет 8 212 МВт (для сравнения, мы знаем, что первая АЭС в мире была мощностью всего в 5МВТ). Строилась самая мощная АЭС мира с 1980 по 1993 год. Вот несколько интересных фактов об этой атомной станции.
- В результате мощного землетрясения в 2007 году Касивадзаки-Карива получила множество различных повреждений, опрокинулись несколько ёмкостей с отходами низкой радиоактивности, произошла утечка радиоактивной воды в море. Из-за землетрясения повредились фильтры АЭС и радиоактивная пыль вышла за пределы станции.
- Общий ущерб от землетрясения в Японии 2007 года оценивается в 12 с половиной миллиардов долларов. Из них 5,8 миллиардов убытков «забрала» на ремонт самая мощная АЭС мира Касивадзаки-Карива.
- Интересно, что до 2011 года самой мощной АЭС можно было назвать другую японскую атомную станцию. Фукусима 1 и Фукусима 2 по сути являлись одной атомной мощностью и вместе вырабатывали 8 814МВт.
- Большая общая мощность АЭС совсем не значит, что в ней используются сильнейшие ядерные реакторы. Максимальная мощность одного из реакторов на Касивадзаки-Карива – 1315 МВт. Большой итоговой мощности станция добивается за счет того, что работают в ней 7 ядерных реакторов.
С того момента, как открылась первая АЭС в мире прошло больше 60ти лет. За это время атомная энергетика шагнула далеко вперед, разработав новые типы ядерных реакторов и в тысячи раз увеличив мощность атомных станций. Сегодня атомные станции мира – это огромная энергетическая империя, все более развивающаяся с каждым днем. Мы уверены, что состояние АЭС мира сегодня – это далеко не предел. За ядерной энергетикой большое и светлое будущее.
Источник: chernobylguide.com