Скачать

География атомной энергетики РФ

Глава 1. Развитие атомной электроэнергетики

1.1 Преимущества АЭС

1.2 Недостатки АЭС

1.3 Перспективы развития атомной энергетики

Глава 2. Краткая характеристика атомного комплекса РФ

2.1 Действующие АЭС

2.2 Перспективы развития атомной энергетики в РФ

Заключение

Список использованной литературы

Приложение

Введение

Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преимущественно в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева).

В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 Мвт (полная проектная мощность 600 Мвт). В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 Мвт) выдал ток в Свердловскую энергосистему, 2-й блок мощностью 200 Мвт сдан в эксплуатацию в октябре 1967. Отличительная особенность Белоярской АЭС — перегрев пара (до получения нужных параметров) непосредственно в ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычные современные турбины почти без всяких переделок.

В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 Мвт. Себестоимость 1 квт-ч электроэнергии (важнейший экономический показатель работы всякой электростанции) на этой АЭС систематически снижалась: она составляла 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. Первый блок Нововоронежской АЭС был построен не только для промышленного пользования, но и как демонстрационный объект для показа возможностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности и безопасности работы АЭС. В ноябре 1965 в г. Мелекессе Ульяновской области вступила в строй АЭС с водо-водяным реактором «кипящего» типа мощностью 50 Мвт, реактор собран по одноконтурной схеме, облегчающей компоновку станции. В декабре 1969 был пущен второй блок Нововоронежской АЭС (350 Мвт).

За рубежом первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 Мвт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия).Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 Мвт в Шиппингпорте (США).

Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. 2. Тепло, выделяющееся в активной зоне реактора 1, отбирается водой (теплоносителем) 1-го контура, которая прокачивается через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступает в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе, воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образующийся пар поступает в турбину 4.

Наиболее часто на АЭС применяются 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя; 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.

Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным образом накопленным опытом в реакторостроении, а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т.д. В СССР строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.

Глава 1. Развитие атомной электроэнергетики

Факторы развития атомной энергетики:

а) Максимальное использование ресурсов

Известные и вероятные запасы урана должны обеспечить достаточное снабжение ядерным топливом в краткосрочном и среднесрочном плане, даже если реакторы будут работать главным образом с однократными циклами, предусматривающими захоронение отработавшего топлива. Проблемы в топливообеспечении атомной энергетики могут возникнуть лишь к 2030 году при условии развития и увеличения к этому времени атомных энергомощностей. Для их решения потребуются разведка и освоение новых месторождений урана на территории России, использование накопленных оружейного и энергетического плутония и урана, развитие атомной энергетики на альтернативных видах ядерного топлива. Одна тонна оружейного плутония по теплотворному эквиваленту органического топлива при “сжигании” в тепловых реакторах в открытом топливном цикле соответствует 2,5 млрд. куб. м. природного газа.

Приближенная оценка показывает, что общий энергетический потенциал оружейного сырья, с использованием в парке АЭС также реакторов на быстрых нейтронах, может соответствовать выработке 12-14 трлн. киловатт-часов электроэнергии, т.е. 12-14 годовым её выработкам на уровне 1993 года, и сэкономить в электроэнергетике около 3,5 трлн. кубометров природного газа.

Однако по мере роста спроса на уран и уменьшения его запасов, обусловленного необходимостью удовлетворять потребности растущих мощностей атомных станций, возникнет экономическая необходимость оптимального использования урана таким образом, чтобы вырабатывалась вся потенциально содержащаяся в нем энергия на единицу количества руды. Существуют разнообразные способы достижения этого в ходе процесса обогащения и на этапе эксплуатации. В долгосрочном плане потребуются повторное использование наработанных делящихся материалов в тепловых реакторах и внедрение быстрых реакторов-размножителей.

б) Достижение максимальной экономической выгоды

Поскольку затраты на топливо относительно низки, для общей экономической жизнеспособности ядерной энергии весьма важно сокращение суммарных расходов за счет снижения затрат на разработку, выбор площадки, сооружение, эксплуатацию и первоначальное финансирование. Устранение неопределенностей и изменчивости требований лицензирования, особенно перед вводом в эксплуатацию, позволило бы осуществить более прогнозируемые стратегии капиталовложений и финансовые стратегии.

в) Достижение максимальной экологической выгоды

Хотя ядерная энергия с точки зрения объемов потребляемого топлива, выбросов и образующихся отходов обладает явными преимуществами по сравнению с нынешними системами, использующими ископаемые виды топлива, дальнейшие меры по смягчению соответствующих экологических проблем могут оказать значительное влияние на отношение общественности.

Поскольку общее влияние ядерного топливного цикла на здоровье людей и окружающую среду невелико, внимание будет направлено на улучшенные методы в области радиоактивных отходов. При этом была бы оказана поддержка целям устойчивого развития и в то же время повышена конкурентоспособность по сравнению с другими источниками энергии, для которых также должны надлежащим образом решаться вопросы отходов. В реакторные системы и в топливные циклы могут быть внесены изменения, сводящие к минимуму образование отходов. Будут вводиться проектные требования по уменьшению количеств отходов и такие методы сокращения объемов отходов, как компактирование.

г) Максимальное повышение безопасности реакторов

Ядерная энергетика в целом имеет отличные показатели безопасности: в эксплуатации находится 433 реактора, работающих в среднем более чем по 20 лет. Однако чернобыльская катастрофа показала, что весьма тяжелая ядерная авария может привести к радиоактивному загрязнению в масштабах страны и региона. Хотя вопросы безопасности и экологии становятся важнейшими для всех источников энергии, многие воспринимают ядерную энергетику как особенно и органически небезопасную. Обеспокоенность по поводу безопасности в сочетании с соответствующими регламентационными требованиями будет в ближайшее время по-прежнему оказывать сильное влияние на развитие ядерной энергетики. В целях снижения масштабов реальных и возможных аварий на установках будет осуществлен ряд подходов. Чрезвычайно эффективные барьеры (такие, как двойные защитные оболочки) снизят вероятность значительных радиологических последствий аварий за пределами площадок до крайне низкого уровня, устраняя необходимость в планах аварийных действий. Повышение характеристик целостности корпуса реактора и реакторных систем также позволит снизить вероятность возникновения последствий на площадке.

Внутренняя безопасность конструкций и технологических процессов на станциях может быть повышена скорее путем включения пассивных функций безопасности, чем активных систем защиты. В качестве жизнеспособного варианта могут появиться высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы, использующие керамическое графитное топливо с высокой теплостойкостью и целостностью, снижающее вероятность выброса радиоактивного материала.

За 40 лет развития атомной энергетики в мире построено около 400 энергоблоков в 26 странах мира с суммарной энергетической модностью около 300 млн. кВт. Основными преимуществами атомной энергетики являются высокая конечная рентабельность и отсутствие выбросов в атмосферу продуктов сгорания (с этой точки зрения она может рассматриваться как экологически чистая), основными недостатками потенциальная опасность радиоактивного заражения окружающей среды продуктами деления ядерного топлива при аварии (типа Чернобыльской или на американской станции Тримайл Айленд) и проблема переработки использованного ядерного топлива (4,10).

1.1 Преимущества АЭС

Остановимся сначала на преимуществах.

Главным преимуществом АЭС перед любыми другими электростанциями является их практическая независимость от источников топлива, т.е. удаленности от месторождений урана и радиохимических заводов. Энергетический эквивалент ядерного топлива в миллионы раз больше, чем органического топлива, и поэтому, в отличие, скажем, от угля, расходы на его перевозку ничтожны. Это особенно важно для европейской части России, где доставка угля из Кузбасса и Сибири слишком дорога. Кроме того, замена выработки электроэнергии на газомазутных (фактически — газовых) ГЭС производством электроэнергии на АЭС — важный способ поддержания экспортных поставок газа в Европу.(4)

Это преимущество трансформируется в другое: для большинства стран, в том числе и России, производство электроэнергии на АЭС не дороже, чем па пылеугольных и тем более газомазутных ТЭС. Достаточно сказать, что сейчас тарифы на закупку электроэнергии АЭС электрическими сетями на 40 — 50% ниже, чем для ГРЭС различного типа. Особенно заметно преимущество АЭС в части стоимости производимой электроэнергии стало заметно в начале 70-х годов, когда разразился энергетический кризис, и цены на нефть на мировом рынке возросли в несколько раз. Падение цен на нефть, конечно, автоматически снижает конкурентоспособность АЭС. Использование ядерного топлива для производства энергии не требует кислорода и не сопровождается постоянным выбросом продуктов сгорания, что, соответственно, не потребует строительства сооружений для очистки выбросов в атмосферу. Города, находящиеся вблизи атомных станций, являются в основном экологически чистыми зелеными городами во всех странах мира, а если это не так, то это происходит из-за влияния других производств и объектов, расположенных на этой же территории. В этом отношении ТЭС дают совсем иную картину. Анализ экологической ситуации в России показывает, что на долю ТЭС приходится более 25% всех вредных выбросов в атмосферу. Около 60% выбросов ТЭС приходится на европейскую часть и Урал, где экологическая нагрузка существенно превышает предельную. Наиболее тяжелая экологическая ситуация сложилась в Уральском, Центральном и Поволжском районах, где нагрузки, создаваемые выпадением серы и азота, в некоторых местах превышают критические в 2-2,5 раза.

1.2 Недостатки АЭС

К недостаткам ядерной энергетики следует отнести потенциальную опасность радиоактивного заражения окружающей среды при тяжелых авариях типа Чернобыльской. Сейчас на АЭС, использующих реакторы типа Чернобыльского (РБМК), приняты меры дополнительной безопасности, которые, по заключению МАГАТЭ (Международного агентства по атомной энергии), полностью исключают аварию подобной тяжести: по мере выработки проектного ресурса такие реакторы должны быть заменены реакторами нового поколения повышенной безопасности. Тем не менее в общественном мнении перелом по отношению к безопасному использованию атомной энергии произойдет, по-видимому, не скоро. Проблема утилизации радиоактивных отходов стоит очень остро для всего мирового сообщества. Сейчас уже существуют методы остекловывания, битумирования и цементирования радиоактивных отходов АЭС, но требуются территории для сооружения могильников, куда будут помещаться эти отходы на вечное хранение. Страны с малой территорией и большой плотностью населения испытывают серьезные трудности при решении этой проблемы.(4)

1.3 Перспективы развития атомной энергетики

При рассмотрении вопроса о перспективах атомной энергетики в ближайшем и отдаленном будущем необходимо учитывать влияние многих факторов: ограничение запасов природного урана, высокая по сравнению с ТЭС стоимость капитального строительства АЭС, негативное общественное мнение, которое привело к принятию в ряде стран (США, ФРГ, Швеция, Италия) законов, ограничивающих атомную энергетику в праве использовать ряд технологий (например, с использованием Рu и др.), что привел к свертыванию строительства новых мощностей и постепенному выводу отработавших без замены на новые. В то же время наличие большого запаса уже добытого и обогащенного урана, а также высвобождаемого при демонтаже ядерных боеголовок урана и плутония, наличие технологий расширенного воспроизводства (где в выгружаемом из реактора топливе содержится больше делящихся изотопов, чем загружалось) снимают проблему ограничения запасов природного урана, увеличивая возможности атомной энергетики до 200-300 Q. Это превышает ресурсы органического топлива и позволяет сформировать фундамент мировой энергетики на 200-300 лет вперед.

Но технологии расширенного воспроизводства (в частности, реакторы-размножители на быстрых нейтронах) не перешли в стадию серийного производства из-за отставания в области переработки и рецикла (извлечения из отработанного топлива «полезного» урана и плутония). А наиболее распространенные в мире современные реакторы на тепловых нейтронах используют лишь 0,50,6% урана (в основном делящийся изотоп U238, концентрация которого в природном уране 0,7%). При такой низкой эффективности использования урана энергетические возможности атомной энергетики оцениваются только в 35 Q. Хотя это может оказаться приемлемым для мирового сообщества на ближайшую перспективу, с учетом уже сложившегося соотношения между атомной и традиционной энергетикой и постановкой темпов роста мощностей АЭС во всем мире. Кроме того, технология расширенного воспроизводства дает значительную дополнительную экологическую нагрузку.

Сегодня специалистам вполне понятно, что ядерная энергия, в принципе, является единственным реальным и существенным источником обеспечения электроэнергией человечества в долгосрочном плане, не вызывающим такие отрицательные для планеты явления, как парниковый эффект, кислотные дожди и т.д. Как известно, сегодня энергетика, базирующаяся на органическом топливе, то есть на сжигании угля, нефти и газа, является основой производства электроэнергии в мире Стремление сохранить органические виды топлива, одновременно являющиеся ценным сырьем, обязательство установить пределы для выбросов СО; или снизить их уровень и ограниченные перспективы широкомасштабного использования возобновляемых источников энергии все это свидетельствует о необходимости увеличения вклада ядерной энергетики.

Учитывая все перечисленное выше, можно сделать вывод, что перспективы развития атомной энергетики в мире будут различны для разных регионов и отдельных стран, исходя из потребностей и электроэнергии, масштабов территории, наличия запасов органического топлива, возможности привлечения финансовых ресурсов для строительства и эксплуатации такой достаточно дорогой технологии, влияния общественного мнения в данной стране и ряда других причин.

Глава 2. Краткая характеристика атомного комплекса РФ

2.1 Действующие АЭС

Смоленская АС расположена недалеко от западной границы России, в Смоленской области. Ближайшие региональные центры: Смоленск – 150 км, Брянск – 180 км, Москва – 350 км.

На Смоленской АЭС эксплуатируются три энергоблока с реакторами РБМК-1000. Проектом предусматривалось строительство 4-х энергоблоков: сначала 2 блока первой очереди, затем 2 блока второй очереди, но в связи с прекращением в 1986 году строительства четвертого энергоблока вторая очередь осталась незавершенной.

Первая очередь Смоленской АЭС относится ко второму поколению АЭС с реакторами РБМК-1000, вторая очередь - к третьему. Замедлителем нейтронов в реакторах этого типа служит графит, в качестве теплоносителя используется вода. Все энергоблоки оснащены системами локализации аварий, исключающими выброс радиоактивных веществ в окружающую среду даже при самых тяжелых предусмотренных проектом авариях, связанных с полным разрывом трубопроводов контура охлаждения реактора максимального диаметра.

Все оборудование контура охлаждения размещено в герметичных железобетонных боксах, выдерживающих давление до 4,5кгс/см2.

Для конденсации пара в аварийных режимах в составе системы локализации аварий предусмотрен бассейн - барботер, расположенный под реактором, с запасом воды около 3000 м3. Специальные системы обеспечивают надежный отвод тепла от реактора даже при полной потере станцией электроснабжения с учетом возможных отказов оборудования.

Для нужд технического водоснабжения на реке Десна было создано искусственное водохранилище площадью 42 км2, для обеспечения населения хозяйственной и питьевой водой используются подземные воды.

Теплоснабжение промплощадки и города в нормальном режиме обеспечивается от любого энергоблока через специальный промежуточный контур, исключающий попадание активированных веществ в теплосети при повреждениях оборудования. При останове всех трех блоков в работу включается пускорезервная котельная. Энергоблоки с реакторами РБМК-1000 одноконтурного типа. Это означает, что пар для турбин вырабатывается непосредственно из воды, охлаждающей реактор. В состав каждого энергоблока входят: один реактор тепловой мощностью 3200 МВт и два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт каждый. Турбогенераторы установлены в общем для всех трех блоков турбинном зале длиной около 600 м, каждый реактор расположен в отдельном здании. Станция работает только в базовом режиме, ее нагрузка не зависит от изменения потребностей энергосистемы.

Совершенствованию подготовки и переподготовки персонала здесь уделяется много внимания. Учебно-тренировочный центр на Смоленской АС был открыт в 1986 г. В составе центра функционируют полномасштабный тренажер и автоматизированная обучающая система.

Десногорск - город, построенный для обслуживающего персонала АЭС на берегу живописного искусственного водохранилища, созданного на реке Десна. Расположен он в 3 км от АЭС. Население города около 40 тыс. человек. Застроен город девяти и шестнадцатиэтажными домами. Инфраструктура Десногорска обычна для большинства современных российских городов. Десногорцы обеспечены медицинскими учреждениями, телефонной связью, кабельным и спутниковым телевидением, транспортом, предприятиями торговли и бытовых услуг. Кроме АЭС и вспомогательных производств, других крупных промышленных предприятий в городе нет.

Курская АС расположена в 40 км юго-западнее г. Курска на левом берегу реки Сейм.

На АС эксплуатируются четыре энергоблока с канальными реакторами РБМК-1000.

Курская АС является важнейшим узлом Единой энергетической системы России. Основным потребителем является энергосистема "Центр", которая охватывает 19 областей, в основном центральной России. Около 30% электроэнергии, вырабатываемой Курской АЭС, используется для нужд Курской области.

Курская АЭС выдает электроэнергию по 11 линиям электропередачи:

2 линии (110 кВ) - для электроснабжения собственных нужд;

6 линий (330 кВ) - 4 линии для электроснабжения области, 2 для севера Украины;

3 линии (750 кВ) - 1 линия для Старооскольского металлургического комбината, 1 линия для северо-востока Украины, 1 линия для Брянской области.

Курская АЭС - станция одноконтурного типа: пар, подаваемый на турбины, образуется непосредственно в реакторе при кипении проходящего через него теплоносителя. В качестве теплоносителя используется обычная очищенная вода, циркулирующая по замкнутому контуру. Для охлаждения отработанного пара в конденсаторах турбин используется вода из пруда - охладителя. Площадь зеркала пруда - охладителя для четырех блоков - 22 квадратных километра. Источником для восполнения потерь служит р. Сейм. Подпитка осуществляется насосной станцией с четырьмя агрегатами суммарной производительностью 14 кубометров в сек.

В 1986 г. начато сооружение пятого блока третьей очереди АС. Необходимость в нем вызвана потребностями устойчивого электроснабжения Центра России.

Доработанный проект 3-ей очереди Курской АЭС в составе одного энергоблока мощностью 1000 МВт утвержден Минатомом России в декабре 1995 года, его ввод в эксплуатацию намечен на 2006 г.

Калининская атомная станция расположена на севере Тверской области вблизи города Удомля.

С потребителями энергии Калининскую АС связывают три линии электропередачи напряжением 750 кВ (Москва, Санкт-Петербург и Владимир) и две линии напряжением 330 кВ (Тверь).

Современные проектные решения, мероприятия по реконструкции и модернизации устаревшего и отработавшего срок оборудования, высокое профессиональное мастерство персонала являются надежной базой безопасной и эффективной эксплуатации АС.

Строящийся энергоблок №3 имеет 80% готовность. По графику строительства его пуск предусматривается в 2005 г.

Кольская АС расположена за Полярным кругом на берегу озера Имандра.

За период с 1973 по 1984 гг. введены и эксплуатируются четыре энергоблока с реакторами ВВЭР-440:

- два энергоблока с реакторами В-230, ст.№ 1,2

- два энергоблока с реакторами ВВЭР-440 В-213, ст. № 3,4.

Установленная тепловая мощность АЭС составляет 5500 МВт, что соответствует электрической мощности 1760 МВт.

Кольская АЭС поставляет электроэнергию в энергосистемы "Колэнерго" Мурманской области и "Карелэнерго" Республики Карелия. Связь с ЕЭС России осуществляется четырьмя линиями электропередачи напряжением 330 кВ.

Выработка электроэнергии Кольской АЭС составляет около 60 % выработки электроэнергии в Мурманской области.

В 1987 г. на АС организован Учебно-тренировочный центр, который обеспечивает подготовку оперативного персонала реакторного, турбинного, электрического цехов и цеха тепловой автоматики и измерений.

Проект строительства Волгодонской АЭС в составе четырех энергоблоков мощностью 1 млн. кВт каждый утвержден приказом Минэнерго СССР от 12.10.79 № 133пс.

Объединенная энергетическая система (ОЭС) Северного Кавказа, в которую включена Волгодонскую АЭС, обеспечивает энергоснабжение 11 субъектов Российской Федерации обшей площадью 431,2 тыс. км с населением 17,7 млн. человек.

В административном отношении площадка АЭС расположена в Дубовском районе Волгодонской области в 13,5 км от г. Волгодонска и в 19 км от г. Цимлянска.

Ближайшие населенные пункты - хутор Харсеев и хутор Подгоренская - расположены вне санитарно-защитной зоны АЭС на расстоянии 3,5 и 5 км.

В зону наблюдения АЭС радиусом 30 км входят части территории четырех административных районов Волгодонской области - Волгодонского, Цимлянского, Дубовского и Зимовниковского с общей численностью населения 227 тыс. человек.

Плотность населения в зоне наблюдения АЭС (радиусом 30 км) составляет 81 чел/км2.

В зоне расположения Волгодонской АЭС наблюдаются пыльные бури продолжительностью 6 дней в году и туманы в течение 50 дней в году преимущественно в холодный период. Среднее количество осадков в данном регионе колеблется от 388 до 428 мм/год при максимальных значениях 434 мм/год.

Природная радиационная обстановка в районе размещения АЭС благополучная.

Площадка АЭС расположена на левом берегу Цимлянского водохранилища, созданного в нижнем течении р. Дон в 1952 г. Площадь зеркала Цимлянского водохранилища при нормальном подпорном уровне 36,0 абс. м составляет 2700 км2, а полный его объем близок к объему среднегодового стока р. Дон и составляет около 24 км3. Расстояние от главных корпусов до Цимлянского водохранилища около 2 км, так как граница водохранилища отделена от промплощадки дамбой водоема-охладителя.

Нововоронежская АС является первенцем освоения энергоблоков с реакторами ВВЭР. Станция расположена в живописной излучине Дона, в 42 км от г. Воронеж.

В пяти километрах от промышленной зоны АС на берегу искусственного водоема располагается благоустроенный город энергетиков - Нововоронеж.

АЭС развивалась на базе несерийных водо-водяных энергетических реакторов корпусного типа с обычной водой под давлением.

Сегодня Нововоронежская АЭС остается надежным источником электрической энергии, полностью обеспечивает потребности Воронежской области.

Станция является не только источником электроэнергии. С 1986 года она на 50% обеспечивает город Нововоронеж теплом.

Билибинская атомная теплоэлектроцентраль - это первенец атомной энергетики в Заполярье, уникальное сооружение в центре Чукотки, обеспечивающее жизнедеятельность горнорудных и золотодобывающих предприятий Чукотки (800 км к югу от Певека, 2000 км к северу от Магадана и 12000 км от Москвы).

Зима длится более 10 месяцев в году, зимняя температура иногда достигает - 55 ОС и зимой круглые сутки темно. Город, окруженный сотнями километров огромных озер, болот, куда добраться можно только по воздуху, или долгая дорога в 2000 км от Магадана. И то это возможно только зимой, когда земля сильно промерзает, на санях, запряженных оленями. Сельская местность, где в изобилии водятся дикие животные: огромные полярные волки, медведи, северные олени, лоси и росомахи.

Билибинская атомная теплоэлектроцентраль сооружена в 1974-1976 гг. и является комбинированным источником электрической и тепловой энергии. Она обеспечивает энергоснабжение промышленных объектов и поселков в автономном режиме.

При разработке и проектировании реакторной установки учитывались наличие вечной мерзлоты и необходимость работы ATЭЦ в изолированной энергосистеме. Станция состоит из четырех однотипных энергоблоков суммарной электрической мощностью 48 МВт с реакторами ЭГП-6 (водно-графитовый гетерогенный реактор канального типа). Прототипами данного типа реактора послужили - реактор первой в мире АЭС в Обнинске и два реактора на Белоярской АЭС.

Реакторы для станции спроектировали в Обнинском ФЭИ. Проект станции разработал Урал ТЭП.

Удачным решением надо считать блокировку технических сооружений в одном здании - главном корпусе станции; а также применение несущего каркаса здания металлоконструкций, что позволило произвести их изготовление на заводах "материка", а на месте в Билибино осуществить монтаж главного корпуса станции на все четыре блока. Все это в условиях Крайнего Севера дало возможность организовать 3-х сменную непрерывную работу станции (включая работу в выходные дни) в помещениях с положительной температурой.

АТЭЦ работает в изолированном Чаун-Билибинском энергоузле и связана с этой системой линией электропередачи длиной 1000 км. В состав энергоузла помимо БиАТЭЦ входит плавучая дизельная электростанция, с поэтическим названием "Северное сияние" (24 МВт) и Чаунская ТЭЦ (30,5 МВт). Общая установленная мощность системы 80 МВт. Но существующие экономические трудности края сократили потребности в электричестве. Поэтому, несмотря на проектную мощность Билибинской АЭС в 48 МВт последние пять лет, её средняя нагрузка составляла 15-25 МВт. Станция способна работать при весьма неравномерном суточном графике нагрузок энергосистемы.

БиАТЭЦ также снабжает теплом прилегающий промышленный комплекс и жилой массив, будучи единственным источником тепловой энергии в районе. Основная доля потребляемой тепловой энергии приходится на коммунально-бытовое потребление многонационального населения края, занятого в основном золотодобычей.

Белоярская АС им. И.В. Курчатова - первенец большой ядерной энергетики СССР. Станция расположена на Урале, в 3-х километровой зоне от станции построен город энергетиков - Заречный.

Строительство первой очереди было начато в 1958 г., а в апреле 1964 г. вступил в строй энергоблок с водографитовым канальным реактором мощностью 100 МВт. Второй энергоблок мощностью 200 МВт был введен в эксплуатацию в 1967 г.

В настоящее время эти энергоблоки выведены из промышленной эксплуатации как выработавшие свой ресурс. Топливо из реакторов выгружено и находится на длительном хранении в специальных бассейнах выдержки, расположенных в одном здании с реакторами. Все технологические системы, работа которых не требуется по условиям безопасности, остановлены. В работе находятся только вентиляционные системы для поддержания температурного режима в помещениях и система радиационного контроля, работа которых обеспечивается круглосуточно квалифицированным персоналом.

В 1980 г. пущен третий энергоблок мощностью 600 МВт с реактором на быстрых нейтронах. Белоярская АС с уникальной реакторной установкой БН-600 наряду с выработкой электроэнергии выполняет функцию воспроизводства ядерного топлива. Это крупнейший в мире энергоблок с реактором на быстрых нейтронах, который успешно эксплуатируется до настоящего времени. Опыт эксплуатации реактора БН-600 позволил развить новое направление в реакторостроении - создание реакторов-воспроизводителей с жидкометаллическими теплоносителями.

Планируется запуск энергоблока №4 с реактором БН-800 в 2009 году.

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

В составе первой очереди АЭС эксплуатируются четыре энергоблока с модернизированными реакторами ВВЭР-1000 (модификация В-320), установленной электрической мощностью по 1000 МВт каждый. А также комплекс вспомогательных зданий и сооружений, необходимых для нормального функционирования энергоблоков АЭС, включая жилой фонд и объекты соцкультбыта.

Вторая очередь включает в себя два энергоблока с установленной электрической мощностью по 1000 МВт каждый, с соответствующим расширением вспомогательных объектов первой очереди. В декабре 1990 года строительство второй очереди было приостановлено в связи с необходимостью доработки проекта в части экологического обоснования безопасности и воздействия на окружающую среду и обоснования достаточности мер по обеспечению безопасности персонала АЭС и населения, проживающего в районе размещения АЭС, в случае запроектных аварий.

В настоящее время концерном "Росэнергоатом" совместно с Балаковской АЭС разрабатываются мероприятия, направленные на получение - в соответствии с действующим законодательством - необходимых разрешений на возобновление строительства 5-го энергоблока, имеющего высокую степень строительной готовности. Достройка этого энергоблока включена в программу развития атомной отрасли.

Связь Балаковской АЭС с Единой энергетической системой России осуществляется пятью линиями электропередачи напряжением 220 кВ и пятью линиями электропередачи напряжением 500 кВ. Станция вносит весомый вклад в энергоснабжение многих областей страны, отпуская свою электроэнергию в сети 10-ти базовых АО-энерго. По основным регионам продукция станции распределяется следующим образом:

Таблица 1

Распределение продукции станции

В состав каждого энергоблока Балаковской АЭС входит следующее основное оборудование:

водо-водяной энергетический корпусной реактор типа ВВЭР-1000 (В-320) производственного объединения "Атоммаш";

турбоустановка типа К-1000-60/1500-2 производственного объединения атомного турбостроения "Харьковский турбинный завод" с номинальной мощностью 1000 МВт и частотой вращения 1500 об./мин.;

генератор типа ТВВ-1000-4 производственного объединения “Электросила” (г. Санкт-Петербург) мощностью 1000 МВт и напряжением 24 кВ.

Тепловая мощность реактора составляет 3000 МВт. Унифицированный моноблок размещен в отдельном корпусе АЭС, состоящем из реакторного отделения, машинного зала, деаэраторной этажерки с помещениями электротехнических устройств. Корпуса энергоблоков ориентированы к водоему-охладителю - источнику циркуляционного водоснабжения АЭС. Между водоемомом-охладителем и корпусами энергоблоков размещены блочные насосные станции, трубопроводы технического водоснабжения и автомобильные дороги. Общая площадь, занимаемая Балаковской АЭС, составляет 487,4 га.

Ленинградская АЭС расположена в 80 км западнее города Санкт-Петербурга на побережье Финского залива в г. Сосновый Бор.

Начало строительства Ленинградской АЭС — сентябрь 1967 года.

Генеральный подрядчик — Северное управление строительства.

Станция включает в себя 4 энергоблока электрической мощностью 1000 МВт каждый.

На Ленинградской АЭС установлены водо-графитовые реакторы РБМК-1000 канального типа на тепловых нейтронах. Первый блок введен в эксплуатацию в 1973 году, четвертый — в 1981 году.

Проектная годовая выработка электроэнергии — 28 млрд. кВт·ч.

На собственные нужды потребляется 8,0 — 8,5% от выработанной электроэнергии.

За время эксплуатации Ленинградская АЭС выработала всеми энергоблоками суммарно более 649 млрд. кВт·ч электроэнергии. Средний коэффициент использования установленной мощности по работающим блокам за период эксплуатации 1973-2004 год составляет соответственно: блок 1 — 66,6%, блок 2 — 71,3%, блок 3 — 69,3%, блок 4 — 70,6%, в целом по станции на. — 69,4%.

2.2 Перспективы развития атомной энергетики в РФ

Энергетический сектор российской промышленности, как известно, находится на пороге кризиса. Чтобы избежать кризиса федеральное правительство реализует ряд действий, среди которых особое внимание привлекает разработка новой Энергетической стратегии, и как часть её, разработка Генеральной схемы размещения новых электрических мощностей на перспективу до 2020 г.

Этот документ включает в себя планы строительства новых электростанций: атомных, гидроэнергетических и тепловых. Условно этот документ можно разделить на две части: атомную, за разработку которой отвечает Федеральное агентство по атомной энергии, и неатомную, которой занимается РАО «ЕЭС России». 19 апреля 2007 года «Дорожная карта» должна быть представлена на утверждение в федеральное правительство.

Целевые показатели атомной части "Дорожной карты" должны вывести атомную энергетику на уровень 30% в электрическом балансе к 2030 году. Для достижения этой цели обсуждается возможность строительства АЭС, как на площадках действующих АЭС, так и на новых территория. Поскольку список новых площадок отсутствует в открытом доступе, его приходится формировать, пользуясь информацией из различных, в том числе неофициальных источников.

Правительство РФ 19 апреля приняло за основу генеральную схему размещения объектов электроэнергетики до 2020 г.

Генеральная схема предполагает максимальное увеличение доли атомной генерации, гидрогенерации и угольной энергетики в общем объеме выработки электроэнергии в стране и сокращение доли газовой генерации. С 2009 года, согласно схеме, планируется вводить по одному энергоблоку АЭС, с 2012 года — по два энергоблока, с 2015