Атомная электростанция

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
(перенаправлено с «АЭС»)
Перейти к: навигация, поиск
Страны с атомными электростанциями.      Эксплуатируются АЭС, строятся новые энергоблоки.      Эксплуатируются АЭС, планируется строительство новых энергоблоков.      Нет АЭС, станции строятся.      Нет АЭС, планируется строительство новых энергоблоков.      Эксплуатируются АЭС, строительство новых энергоблоков пока не планируется.      Эксплуатируются АЭС, рассматривается сокращение их количества.      Гражданская ядерная энергетика запрещена законом.      Нет АЭС. .

Атомная станция (АЭС) — ядерная установка, использующая для производства энергии (чаще всего электрической) , ядерный реактор (реакторы), комплекс необходимых сооружений и оборудования.[1]

История[править | править вики-текст]

Попытки использовать управляемую ядерную реакцию для производства электричества начались в 1940-ых годах в нескольких странах. В СССР во второй половине 40-х гг., ещё до окончания работ по созданию первой советской атомной бомбы (её испытание состоялось 29 августа 1949 года), советские учёные приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии, генеральным направлением которого стала электроэнергетика. В 1948 году по предложению И. В. Курчатова и в соответствии с заданием партии и правительства начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии[2].

3 сентября 1948 года впервые удалось запитать электроприборы с помощью электричества, полученного на графитовом реакторе X-10[3][4][5]. В мае 1950 года в городе Обнинске, расположенном в Калужской области, началось строительство Обнинской АЭС. В том же 1950 году в США был создан реактор EBR-I недалеко от города Арко, штат Айдахо. Данный реактор 20 декабря 1951 года в ходе эксперимента выработал пригодное для использования электричество мощностью 800 Вт. После этого мощность реактора была повышена для обеспечения электроэнергией станции, на которой находился реактор. Это даёт право называть данную станцией первой экспериментальной АЭС, но при этом она не была подключена к энергетической сети.

Обнинская АЭС мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 года в СССР. Она стала первой в мире промышленной атомной электростанцией]. В 1958 году была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт, впоследствии полная проектная мощность была доведена до 600 МВт. В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 года генератор 1-й очереди дал ток потребителям. В сентябре 1964 года был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 365 МВт запущен в декабре 1969 года. В 1973 году запущен первый блок Ленинградской АЭС.

За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 году в Колдер-Холле (Великобритания). Через год вступила в строй АЭС (англ.) мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США). В 1959 году свою первую АЭС запустила Франция, 1961 — Германия, 1962 — Канада, 1964 — Швеция, 1966 — Япония, 1969 — Швейцария, 1977 — Южная Корея. В 1976 году начались строительные работы на рекордном за всю историю атомной энергетики числе новых реакторов, 44 единицы. Годом ранее Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) выпустило прогноз, согласно которому к 2000 году суммарная мощность АЭС во всем мире достигнет 4000 ГВт или даже 7000 ГВт. Оценка оказалась завышенной в 10 раз.

В 1979 году произошла серьёзная авария на АЭС Три-Майл-Айленд, после чего США постепенно прекратили строительство атомных реакторов. К идее введения новых ядерных мощностей вернулась администрация Джорджа Буша младшего в начале 2000-ых годов. Существовали планы серийного строительства реакторов третьего поколения, получившие неофициальное название «атомного ренессанса». На 2016 год четыре таких реактора строятся.

В 1984 и 1985 годах рекордное число реакторов было введено в эксплуатацию, 33 единицы в каждом году. В 1986 году — масштабная катастрофа на Чернобыльской АЭС, которая, помимо непосредственных последствий, серьёзно отразилась на всей ядерной энергетике в целом. Она вынудила специалистов всего мира пересмотреть проблему безопасности АЭС и задуматься о необходимости международного сотрудничества в целях повышения безопасности АЭС. Под влиянием чернобыльской катастрофы Италия провела референдум, на котором большинство высказалось за закрытие АЭС страны. К следующему десятилетию Италия прекратила эксплуатировать атомные станции.

15 мая 1989 года на учредительной ассамблее в Москве, было объявлено об официальном образовании Всемирной ассоциации операторов атомных электростанций (англ. WANO), международной профессиональной ассоциации, объединяющей организации, эксплуатирующие АЭС, во всём мире. Ассоциация поставила перед собой амбициозные задачи по повышению ядерной безопасности во всём мире, реализуя свои международные программы[6].

К концу 80-ых годов темпы строительства атомных станций существенно замедлились. В 1996 году доля атомной энергетики во всемирной генерации электричества достигла пика — 17,6 %.

Большое воздействие на атомную энергетику оказала катастрофа на АЭС Фукусима-1, произошедшая в марте 2011 года в Японии. Она возникла в результате воздействия на АЭС сильного землетрясения и последовавшего за ним цунами.

Выработка электроэнергии[править | править вики-текст]

На 2015 год суммарно АЭС мира выработали 2,441 тВт⋅ч энергии, что составило 10,7 % всемирной генерации электричества.

Мировыми лидерами в производстве ядерной электроэнергии на 2015 год являлись[7]:

  • Соединённые Штаты Америки США (798 млрд кВт·ч/год), работает 100 атомных реакторов (~20 % от вырабатываемой электроэнергии).
  • Франция Франция (419 млрд кВт·ч/год), 58 реакторов. (76 % от вырабатываемой электроэнергии).
  • Россия Россия (183 млрд кВт·ч/год), 34 реактора. (18 % от вырабатываемой электроэнергии).
  • Китайская Народная Республика Китай (161 млрд кВт·ч/год), 34 реактора. (3 % от вырабатываемой электроэнергии).
  • Республика Корея Южная Корея (157 млрд кВт·ч/год), 25 реакторов. (32 % от вырабатываемой электроэнергии).
  • Канада Канада (95 млрд кВт·ч/год), 19 реакторов.
  • Германия Германия (86 млрд кВт·ч/год), 8 реакторов.
  • Украина Украина (82 млрд кВт·ч/год), 15 реакторов.
  • Великобритания Великобритания (64 млрд кВт·ч/год), 16 реакторов.
  • Испания Испания (55 млрд кВт·ч/год), 7 реакторов.

Половина всемирной выработки электроэнергии на АЭС приходится на США и Францию.

Крупнейшая АЭС в Европе — Запорожская АЭС[8] в г. Энергодаре (Запорожская область, Украина), строительство которой началось в 1980 году. С 1996 года работают 6 энергоблоков суммарной мощностью 6 ГВт.

Крупнейшая АЭС в мире (по установленной мощности) — АЭС Касивадзаки-Карива (на 2008 год) находится в Японском городе Касивадзаки префектуры Ниигата. Она имеет пять кипящих ядерных реакторов (BWR) и два улучшенных кипящих ядерных реакторов (ABWR), суммарная мощность которых составляет 8,212 ГВт. Однако станция не генерирует электричество с 2011 года. Крупнейшей в мире действующей является канадская АЭС Брюс мощностью 6,2 ГВт.

Современное состояние и перспективы[править | править вики-текст]

Атомные электростанции использует 31 страна. Подавляющее большинство АЭС находятся в странах Европы, Северной Америки, Дальневосточной Азии и на территории бывшего СССР, в то время как в Африке их почти нет, а в Австралии и Океании их нет вообще. В мире действует 402 энергетических ядерных реакторов общей мощностью 348 ГВт[9]. Еще 38 реакторов не производили электричество от 1,5 до 20 лет. Большая часть из них находится в Японии.

Согласно докладу о состоянии индустрии ядерной энергетики[9] на 2016 год в отрасли наблюдается спад. Пик производства ядерной энергии был зафиксирован в 2006 году (2,660 ТВч). Доля ядерной энергетики в глобальном производстве электричества снизилась с 17,6 % в 1996 году до 10,7 % в 2015 году. 164 реактора были закрыты. Средний возраст закрытого реактора составляет 25 лет. Глобально строительство трех реакторов формально продолжается более 30 лет.

За последние 10 лет в мире в эксплуатацию было введено 40 энергоблоков, почти все из них находятся либо в Азии, либо в Восточной Европе. Две трети строящихся реакторов приходятся на Китай, Индию и Россию. КНР осуществляет самую масштабную программу строительства новых АЭС, ещё около полутора десятка стран мира строят АЭС или развивают проекты их строительства.

В то же время в мире существует противоположные тенденции стагнации и даже отказа от ядерной энергетики. Как некоторые лидеры атомной энергетики (США, Франция, Япония), так и некоторые другие страны закрыли ряд АЭС. Италия стала единственной страной, закрывшей все имевшиеся АЭС и полностью отказавшейся от ядерной энергетики. Бельгия, Германия, Испания, Швейцария осуществляют долгосрочную политику по отказу от ядерной энергетики. Литва, Казахстан временно не имеют ядерной энергетики, хотя планируют вместо закрытых АЭС построить новые. Австрия, Куба, Ливия, КНДР, Польша по политическим, экономическим или техническим причинам остановили свои ядерные программы перед пуском своих первых АЭС, начатых строительством, хотя две последние страны планируют строительство АЭС вновь. Ранее отказывалась от атомной энергетики Армения, однако затем её единственная АЭС была пущена в эксплуатацию вновь. Имеющие АЭС Нидерланды, Тайвань, Швеция планировали отказаться от атомной энергетики, хотя пока приостановили такие мероприятия. Также имели ранее, но отказались от программ атомной энергетики не имевшие АЭС Австралия, Азербайджан, Гана, Греция, Грузия, Дания, Ирландия, Латвия, Лихтенштейн, Люксембург, Малайзия, Мальта, Новая Зеландия, Норвегия, Португалия, Филиппины. Перспективы заявленного строительства новых АЭС в случаях некоторых стран также вызывают сомнения.

Прослеживается тенденция к старению ядерных реакторов. Средний возраст действующих реакторов составляет 29 лет. Самый старый действующий реактор находится в Швейцарии, работает в течение 47 лет.

В настоящее время разрабатываются международные проекты ядерных реакторов нового поколения, например ГТ-МГР, которые обещают повысить безопасность и увеличить КПД АЭС.

В 2007 году Россия приступила к строительству первой в мире плавучей АЭС, позволяющей решить проблему нехватки энергии в отдалённых прибрежных районах страны[10]. Строительство столкнулось с задержками. По разным оценкам, первая плавающая АЭС заработает между 2016 и 2019 годами.

Несколько стран, включая США, Японию, Южную Корею, Россию, Аргентину ведут разработки мини-АЭС, с мощностью порядка 10-20 МВт для целей тепло- и электроснабжения отдельных производств, жилых комплексов, а в перспективе — и индивидуальных домов. Предполагается, что малогабаритные реакторы (см., например, Hyperion АЭС) могут создаваться с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества.[11] Строительство одного малогабаритного реактора CAREM25 ведется в Аргентине. Первый опыт использования мини-АЭС имел СССР (Билибинская АЭС).

Классификация[править | править вики-текст]

По типу реакторов[править | править вики-текст]

Атомные электростанции классифицируются в соответствии с типом используемых реакторов:

По виду отпускаемой энергии[править | править вики-текст]

Атомные станции по виду отпускаемой энергии можно разделить на:

  • Атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки электрической энергии. При этом на многих АЭС есть теплофикационные установки, предназначенные для подогрева сетевой воды, используя тепловые потери станции.
  • Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию.

Принцип действия[править | править вики-текст]

Схема работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР)

На рисунке показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).

Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя могут применяться также расплавы металлов: натрий, свинец, эвтектический сплав свинца с висмутом и др. Использование жидкометаллических теплоносителей позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в жидкометаллическом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления.

Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор). Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур, реакторы на быстрых нейтронах — два натриевых и один водяной контуры, перспективные проекты реакторных установок СВБР-100 и БРЕСТ предполагают двухконтурную схему, с тяжелым теплоносителем в первом контуре и водой во втором.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.

Атомная станция теплоснабжения[править | править вики-текст]

Россия — одна из немногих стран, где серьёзно рассматриваются варианты строительства атомных станций теплоснабжения. Объясняется это тем, что в России существует централизованная система водяного отопления зданий, при наличии которой целесообразно применять атомные станции для получения не только электрической, но и тепловой энергии. Первые проекты таких станций были разработаны ещё в 70-е годы XX века, однако из-за наступивших в конце 80-х гг экономических потрясений и жёсткого противодействия общественности, до конца ни один из них реализован не был. Исключение составляют Билибинская АЭС небольшой мощности, снабжающая теплом и электричеством город Билибино в Заполярье (5453[12] чел.) и местные горнодобывающие предприятия, а также оборонные реакторы (главной задачей которых является производство плутония):

Было также начато строительство следующих АСТ на базе реакторов, в принципе аналогичных ВВЭР-1000:

Строительство всех трёх АСТ было остановлено во второй половине 1980-х или начале 1990-х годов.

В настоящий момент (2006) концерн «Росэнергоатом» планирует построить плавучую АСТ для Архангельска, Певека и других заполярных городов на базе реакторной установки КЛТ-40, используемой на атомных ледоколах. Есть вариант малой необслуживаемой АСТ на базе реактора «Елена», и передвижной (железнодорожным транспортом) реакторной установки «Ангстрем».

На Украине от АЭС отапливается ряд городов, в том числе Энергодар, отапливаемый самой большой АЭС в Европе.

Достоинства и недостатки[править | править вики-текст]

Главное преимущество — практическая независимость от источников топлива из-за небольшого объёма используемого топлива. Например 54 тепловыделяющих сборки общей массой 41 тонна на один энергоблок с реактором ВВЭР-1000 в 1—1,5 года (для сравнения, Троицкая ГРЭС мощностью 2000 МВт сжигает за сутки два железнодорожных состава угля). Расходы на перевозку ядерного топлива, в отличие от традиционного, минимальны. В России это особенно важно в Европейской части, так как доставка угля из Сибири слишком дорога.

Огромным преимуществом АЭС является её относительная экологическая чистота. На ТЭС суммарные годовые выбросы вредных веществ, в которые входят сернистый газ, оксиды азота, оксиды углерода, углеводороды, альдегиды и золовая пыль, на 1000 МВт установленной мощности составляют от примерно 13 000 тонн в год на газовых и до 165 000 тонн на пылеугольных ТЭС. Подобные выбросы на АЭС возникают в редких случаях задействования резервных дизельный генераторов. ТЭС мощностью 1000 МВт потребляет 8 миллионов тонн кислорода в год для окисления топлива, АЭС же не потребляют кислорода[14].

Кроме того, больший удельный (на единицу произведенной электроэнергии) выброс радиоактивных веществ даёт угольная станция. В угле всегда содержатся природные радиоактивные вещества, при сжигании угля они практически полностью попадают во внешнюю среду. При этом удельная активность выбросов ТЭС в несколько раз выше, чем для АЭС[15][16].

Единственный фактор, в котором АЭС уступают в экологическом плане традиционным КЭС — тепловое загрязнение, вызванное большими расходами технической воды для охлаждения конденсаторов турбин, которое у АЭС несколько выше из-за более низкого КПД (не более 35 %). Однако этот фактор важен для водных экосистем, а современные АЭС в основном имеют собственные искусственно созданные водохранилища-охладители или вовсе охлаждаются градирнями. Также некоторые АЭС отводят часть тепла на нужды отопления и горячего водоснабжения городов, что снижает непродуктивные тепловые потери.

Существуют действующие и перспективные проекты по использованию «лишнего» тепла в энергобиологических комплексах (рыбоводство, выращивание устриц, обогрев теплиц и пр.). Кроме того, в перспективе возможно осуществление проектов комбинирования АЭС с ГТУ, в том числе в качестве «надстроек» на существующих АЭС, которые могут позволить добиться аналогичного с тепловыми станциями КПД[17][18][19][20].

Для большинства стран, в том числе и России, производство электроэнергии на АЭС не дороже, чем на пылеугольных и тем более газомазутных ТЭС. Особенно заметно преимущество АЭС в стоимости производимой электроэнергии во время так называемых энергетических кризисов, начавшихся с начала 70-х годов. Падение цен на нефть автоматически снижает конкурентоспособность АЭС.

Затраты на строительство АЭС по оценкам, составленным на основе реализованных в 2000-х годах проектов, ориентировочно равны 2300 $ за кВт электрической мощности, эта цифра может снижаться при массовости строительства (для ТЭС на угле 1200 $, на газе — 950 $)[21]. Прогнозы на стоимость проектов, осуществляемых в настоящее время, сходятся на цифре 2000 $ за кВт (на 35 % выше, чем для угольных, на 45 % — газовых ТЭС)[22].

Главный недостаток АЭС — тяжелые последствия аварий, для исключения которых АЭС оборудуются сложнейшими системами безопасности с многократными запасами и резервированием, обеспечивающими исключение расплавления активной зоны даже в случае максимальной проектной аварии[14]. В то же время в мире эксплуатируются реакторы, не имеющие важных систем безопасности, требовавшихся стандартами безопасности 1970-ых годов.

Серьёзной проблемой для АЭС является их ликвидация после выработки ресурса, по оценкам она может составить до 20 % от стоимости их строительства[14].

По ряду технических причин для АЭС крайне нежелательна работа в манёвренных режимах, то есть покрытие переменной части графика электрической нагрузки[14].

Выбросы[править | править вики-текст]

Любая работающая АЭС оказывает влияние на окружающую среду по четырём направлениям:

  • газообразные (в том числе радиоактивные) выбросы в атмосферу;
  • выбросы большого количества тепла;
  • распространение вокруг АЭС жидких радиоактивных отходов.
  • Создание так называемых атомоградов.

В процессе работы реактора АЭС суммарная активность делящихся материалов возрастает в миллионы раз. Количество и состав газоаэрозольных выбросов радионуклидов в атмосферу зависит от типа реактора, продолжительности эксплуатации, мощности реактора, эффективности газо- и водоочистки. Газоаэрозольные выбросы проходят сложную систему очистки, необходимую для снижения их активности, а затем выбрасываются в атмосферу через высокую трубу, предназначенную для снижения их температуры.

Основные компоненты газоаэрозольных выбросов — радиоактивные инертные газы, аэрозоли радиоактивных продуктов деления и активированных продуктов коррозии, летучие соединения радиоактивного йода[23]. В общей сложности в реакторе АЭС из уранового топлива образуются посредством деления атомов около 300 различных радионуклидов, из которых более 30 могут попасть в атмосферу[24]. Среди них:

Изотоп Период полураспада
иод-129 16 млн лет
углерод-14 5730 лет
цезий-137 30 лет
тритий 12,3 года
криптон 10,6 лет
иод-131 8 суток
ксенон-133 5,27 суток
иод-133 20,8 часа
аргон-41 1.82 часа
криптон-87 78 мин
ксенон-138 17 мин
азот-16 7,35 сек

Возникшие газы через микротрещины ТВЭЛов (в реакторе ВВЭР-1000 находится 48 тыс. ТВЭЛов), а также в процессе извлечения ТВЭЛов в ходе их периодической замены, попадают в теплоноситель. Согласно статистике один из 5000 ТВЭЛов имеет какие-то серьёзные повреждения оболочки, облегчающие попадание продуктов деления в теплоноситель. Эксплуатационным регламентом российских АЭС допускается наличие до 1 % ТВЭЛов с поврежденной защитной оболочкой.

Реактор типа ВВЭР образует в год около 40000 Ки газообразных радиоактивных выбросов. Большинство из них удерживается фильтрами или быстро распадаются, теряя радиоактивность. При этом реакторы типа РБМК дают на порядок больше газообразных выбросов, чем реакторы типа ВВЭР. Среднесуточный выброс радиоактивных газов и аэрозолей на Курской АЭС в 1981-90 и Смоленской в 1991-92 достигал 600—750 Ки/сут. В среднем в сутки на территории России газообразные выбросы АЭС составляли до 1993 г. около 800 Ки (за год — около 300 тыс. Ки).

Большая часть радиоактивности газоаэрозольных выбросов генерируется короткоживущими радионуклидами и без ущерба для окружающей среды распадается за несколько часов или дней. Кроме обычных газообразных выбросов время от времени АЭС выбрасывает в атмосферу небольшое количество радионуклидов — продуктов коррозии реактора и первого контура, а также осколков деления ядер урана. Они прослеживаются на несколько десятков километров вокруг любой АЭС[25].

Безопасность атомных электростанций[править | править вики-текст]

Надзор за безопасностью российских АЭС осуществляет Ростехнадзор.

Охрана труда регламентируется следующими документами:

  1. Правила охраны труда при эксплуатации тепломеханического оборудования и тепловых сетей атомных станций ОАО «Концерн Энергоатом». СТО 1.1.1.02.001.0673-2006

Ядерная безопасность регламентируется следующими документами:

  1. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97 (ПНАЭ Г-01-011-97)
  2. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АС-89 (ПНАЭ Г — 1 — 024 — 90)

Радиационная безопасность регламентируется следующими документами:

  1. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03)
  2. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010)
  3. Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций (ПРБ АС-99)
  4. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)
  5. Федеральный закон «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения».

Срок эксплуатации и износ оборудования[править | править вики-текст]

Срок эксплуатации атомных электростанций оценивается в 30-40 лет, однако срок эксплуатации устанавливается правительством конкретной страны. В России безопасный срок эксплуатации АЭС 40 и более лет[26]. Эксплуатация некоторых реакторов РБМК продлена до 45 лет. Де-юре ограничений нет, но де-факто под замену старым строятся новые реакторы. Типичный пример ЛАЭС-2, которая строится в Сосновом Бору под замену отработавшей своё ЛАЭС-1. В США обычно операторы АЭС получают лицензию на эксплуатацию нового реактора в течение 40 лет. Позднее операторы могут запрашивать продление лицензии до 60 лет. Несколько десятков таких разрешений уже предоставлены[27]. В 2016 году подан первый запрос на продление лицензии до 80 лет[28]. Средний возраст американских реакторов составляет 35,6 лет. Во Франции предельный срок эксплуатации не установлен. АЭС раз в 10 лет проходят инспекцию, по результатам которой выдается продление лицензии при соответствии стандартам безопасности. Средний возраст реакторов Франции — 29 лет. Орган ядерной безопасности Франции (Autorité de sûreté nucléaire) заявил о намерении предоставлять разрешение эксплуатировать реакторы свыше 40 лет. В соответствии с новыми правилами ядерной безопасности Японии операторы АЭС могут просить разрешение продолжить эксплуатацию реактора свыше 40 лет. Правительственное агентство должно либо разрешить, либо запретить эксплуатацию[29][9].

Наиболее старые работающие реакторы:

Производство водорода[править | править вики-текст]

Правительством США принята Атомная водородная инициатива. Ведутся работы (совместно с Южной Кореей) по созданию атомных реакторов нового поколения, способных производить в больших количествах водород. INEEL (Idaho National Engineering Environmental Laboratory) прогнозирует, что один энергоблок атомной электростанции следующего поколения будет производить ежедневно водород, эквивалентный 750000 литрам бензина.

Финансируются исследования возможностей производства водорода на существующих атомных электростанциях.

Термоядерная энергетика[править | править вики-текст]

Ещё более интересной, хотя и относительно отдалённой перспективой выглядит использование энергии ядерного синтеза. Термоядерные реакторы, по расчётам, будут потреблять меньше топлива на единицу энергии, и как само это топливо (дейтерий, литий, гелий-3), так и продукты их синтеза не радиоактивны и, следовательно, экологически безопасны.

В настоящее время при участии России, США, Японии и Евросоюза на юге Франции в Кадараше ведётся строительство международного экспериментального термоядерного реактора ITER.

См. также[править | править вики-текст]

Примечания[править | править вики-текст]

  1. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций содержат следующее формальное определение АЭС: Атомная станция — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор (реакторы) и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимыми работниками (персоналом), предназначенная для производства электрической энергии.
  2. http://www.minatom.ru/News/Main/view?id=2137&idChannel=81
  3. Graphite Reactor (31 October 2013).
  4. Graphite Reactor Photo Gallery (31 October 2013).
  5. First Atomic Power Plant at X-10 Graphite Reactor (31 October 2013).
  6. ВАО АЭС. Московский Региональный Центр
  7. Top 10 Nuclear Generating Countries — Nuclear Energy Institute
  8. Запорожская АЭС
  9. 1 2 3 http://www.worldnuclearreport.org/IMG/pdf/20160713MSC-WNISR2016-S%26C-LR-EN.pdf The World Nuclear Industry Status Report 2016
  10. Андрей Жуков. В Петербурге запущена первая в мире плавучая АЭС (рус.). РБК daily (30 июня 2010). Проверено 4 октября 2010. Архивировано из первоисточника 23 августа 2011.
  11. Портативная АЭС Hyperion появилась в продаже
  12. Численность населения Российской Федерации по муниципальным образованиям на 1 января 2016 года
  13. Реактор АДЭ-2 ФГУП «ГХК» остановлен 15 апреля 2010 г. в 12.00 по красноярскому времени(недоступная ссылка — история). Горно-химический комбинат (Железногорск) (15 апреля 2010). Проверено 18 октября 2010.
  14. 1 2 3 4 под ред.проф.А.Д.Трухния. Основы современной энергетики / под общ.ред. чл.-корр.РАН Е.В.Аметистова. — М.: Издательский дом МЭИ, 2008. — Т. 1. — С. 174—175. — 472 с. — ISBN 978 5 383 00162 2.
  15. Часто задаваемые вопросы. Атомэнергопром. Проверено 9 сентября 2010. Архивировано из первоисточника 23 августа 2011.
  16. П.Шомполов. Выбросы АЭС на практике в сотни раз меньше допустимых. energyland.ru (14 августа 2009). Проверено 9 сентября 2010. Архивировано из первоисточника 23 августа 2011.
  17. Е.А.Бойко. Сточные воды ТЭЦ и их очистка. — Красноярск: Красноярский государственный технический университет, 2005. — С. 4—7. — 11 с.
  18. Тепловое загрязнение. Большая Энциклопедия Нефти Газа. Проверено 4 октября 2010. Архивировано из первоисточника 23 августа 2011.
  19. В.И.Басов, М.С.Доронин, П.Л.Ипатов, В.В.Каштанов, Е.А.Ларин, В.В.Северинов, В.А.Хрусталёв, Ю.В.Чеботаревский. Региональная эффективность проектов АЭС / Под общ.ред.П.Л.Ипатова. — М.: Энергоатомиздат, 2005. — С. 195—196. — 228 с. — ISBN 5 283 00796 0.
  20. Е.Д.Домашев, А.Ю.Зенюк, В.А.Рейсиг, Ю.М.Колесниченко Некоторые подходы к решению проблемы продления ресурса энергоблоков АЭС Украины // Промышленная теплотехника. — Национальная академия наук Украины, 2001. — Т. 23, № 6. — С. 108—112.
  21. Фаворский О.Н. Об энергетике России в ближайшие 20-30 лет // Вестник Российской академии наук. — 2007. — Т. 77, вып. 2. — С. 121-127. — ISSN 0869-5873.
  22. Томас С. Экономика ядерной энергетики. Фонд Генриха Бёлля (12-05). Проверено 6 мая 2012. Архивировано из первоисточника 30 мая 2012.
  23. Комплексная система очистки газоаэрозольных выбросов АЭС. — Обнинск-3: ЗАО «Прогресс-Экология», 2008.
  24. Яблоков А.В. Миф об экологической чистоте атомной энергетики/ Масштабы газо-аэрозольных выбросов АЭС. — М.: Учебно-методический коллектор «Психология», 2001. — С. 13—18. — 137 с.
  25. Бекман И.Н. Ядерная индустрия: Курс лекций/ Предотвращение загрязнения окружающей среды выбросами АЭС. — М.: Химичесский факультет МГУ. — С. 2—4. — 26 с.
  26. Новые разработки в атомной промышленности. О продлении срока эксплуатации блока атомной электростанции
  27. Almost all U.S. nuclear plants require life extension past 60 years to operate beyond 2050 — U.S. Energy Information Administration (EIA)
  28. Exelon Will Seek License to Run Nuclear Plant for 80 Years — Bloomberg
  29. http://www.worldnuclearreport.org/-2014-.html The World Nuclear Industry Status Report 2014

Ссылки[править | править вики-текст]