Ввэр 1200 бассейн выдержки

Ввэр 1200 бассейн выдержки

2. Сохранить и распечатать маркер:

3. Запустить приложение на мобильном устройстве и направить камеру на распечатанный маркер.

Отличительные особенности технологии ВВЭР:

1. Горизонтальное расположение парогенераторов с большим запасом воды.
2. Шестигранная форма поперечного сечения тепловыделяющих сборок (ТВС).
3. Циркониевый сплав Э110 для тепловыделяющих сборок (ТВС).
4. Бассейн хранения отработавшего ядерного топлива, расположенный внутри защитной оболочки.
5. Двойной контаймент с вентилируемым через фильтры межоболочечным пространством.
6. Ловушка расплава активной зоны с жертвенным материалом.
7. Система пассивного отвода тепла от первого контура.

Технология ВВЭР сочетает в себе надежность давно проверенных инженерных решений сверхнадежные системы безопасности, доработанные с учетом постфукусимских требований.

Основные технические характеристики и преимущества АЭС на базе реакторной технологии ВВЭР-1200:

• Установленная мощность (э.) – 1200 МВт
• Жизненный цикл – 60 лет +
• Коэффициент готовности не ниже 90%
• Цифровая СКУ
• 72 ч автономной работы
• Маневренный блок (диапазон 100-50-100) (опция)
• Топливный цикл: 12-18 месяцев; выгорание топлива до 70 МВт•сут/кг(U)
• Соответствие постфукусимским требованиям безопасности:
  • Сочетание пассивных и активных систем безопасности
  • Высокий уровень внутренней безопасности РУ, основанный на референтных, проверенных и доказанных решениях технологии ВВЭР
  • Сейсмика (SL-2) ≤ 0,3 g

Нашим абсолютным приоритетом является безопасность эксплуатации АЭС. Именно поэтому в нашем энергетическом решении применяется сочетание быстродействующих активных и сверхнадежных пассивных систем безопасности. Технические решения, используемые в ВВЭР-1200, такие как фильтры на выходе из межоболочного вентилируемого пространства, уникальная ловушка расплава с жертвенным материалом и не имеющая аналогов пассивная система отвода тепла позволяет называть ВВЭР-1200 реакторной установкой поколения III+, соответствующей постфукусимским требованиям безопасности.

Кроме того, в рамках своего энергетического предложения ГК «Росатом» предлагает сооружение давно зарекомендовавших себя на рынке АЭС на базе РУ ВВЭР-1000, а также АЭС малой мощности и плавучих энергоблоков.

Источник

ТЕХНОЛОГИИ, ИНЖИНИРИНГ, ИННОВАЦИИ

Измеритель диаметра, измеритель эксцентриситета, автоматизация, ГИС, моделирование, разработка программного обеспечения и электроники, БИМ

Инновационный энергоблок ВВЭР-1200 на Ленинградской АЭС выведен на полную мощность

Инновационный энергоблок № 1 Ленинградской АЭС-2 (с реактором ВВЭР-1200) впервые выведен на полную проектную мощность. Ключевое событие произошло в соответствии с графиком, программой опытно-промышленной эксплуатации и требованиями рабочего технологического регламента. Накануне на блоке завершилась программа комплексных измерений на 90% мощности: проведенные специалистами 8 контрольных измерений показали, что энергоблок работает надежно, безопасно и устойчиво. «Блок стабильно работает на номинальном уровне мощности, и это можно считать очередным трудовым подарком коллектива Ленинградской атомной станции к одному из главных праздников страны — Дню России.

За два с половиной месяца мы успешно прошли все пороги мощности реакторной установки, и увеличение до 100% также произошло в штатном режиме, — подтвердил главный инженер Ленинградской АЭС-2 Александр Беляев. — Сегодня все параметры энергоблока соответствуют эксплуатационным пределам по реактору, турбине, генератору и схеме выдачи мощности.

Всего на этапе мощности реакторной установки 100% будет проведено 73 измерения, десять из которых уже выполнены и 18 находятся в работе. Стоит также отметить, что часть измерений — предварительные динамические испытания, которые запланировано провести на 100%, специалисты Ленинградской АЭС уже выполнили на 75% мощности, поэтому у нас есть все основания полагать, что предстоящие опробования оборудования и технологических систем также пройдут успешно и завершатся в срок».

Программа заключительных 15-суточных испытаний должна окончательно подтвердить, что оборудование и технологические системы работают в полном соответствии с проектом. После этого новый, сверхмощный энергоблок № 1 ВВЭР-1200 Ленинградской АЭС будет принят в промышленную эксплуатацию. Планируется, что это ключевое для отрасли и России событие произойдет до конца текущего года.По состоянию на 14 июня энергоблок № 1 ВВЭР-1200 Ленинградской АЭС, находящийся на заключительном этапе ввода в эксплуатацию, выдал в единую энергосистему Северо-Запада более 856 миллионов киловатт-часов электроэнергии.

«По предварительным оценкам после его ввода в промышленную эксплуатацию экономический эффект в виде дополнительных налогов в консолидированный бюджет Ленинградской области составит более 3 млрд рублей (в годовом исчислении), — отметил директор ЛАЭС Владимир Перегуда. — Новые мощности уже сейчас обеспечивают высокий уровень энергобезопасности страны, позволяют продолжить реализацию целого ряда крупных региональных инвестиционных проектов, требующих значительного энергопотребления, а также способствуют росту, развитию и укреплению финансовой самостоятельности города Сосновый Бор».

Реактор ВВЭР-1200

Флагманский продукт энергетического решения в составе интегрированного предложения Росатома – эволюционный реакторный дизайн ВВЭР-1200. Он был разработан на основе вариантов реактора ВВЭР-1000, которые строились для зарубежных заказчиков в 1990-е и 2000-е годы: АЭС «Бушер» (Иран), АЭС «Кунданкулам» (Индия), АЭС «Тяньвань» (Китай). Каждый параметр реактора постарались улучшить, а так же внедрить ряд дополнительных систем безопасности, позволяющих снизить вероятность выхода радиации при любых авариях и их сочетаниях за пределы герметичного реакторного отделения – контейнмента. В итоге ВВЭР-1200 отличается повышенной на 20% мощностью при сопоставимых с ВВЭР-1000 размерах оборудования, сроком службы в 60 лет, возможностью маневра мощностью в интересах энергосистемы, высоким КИУМ (90%), возможностью работать 18 месяцев без перегрузки топлива и другими улучшенными удельными показателями.

Научный руководитель проекта – РНЦ «Курчатовский институт» (г. Москва); разработчик – ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск), основной изготовитель – «Атоммаш» (г. Волгодонск). Проект предусматривает выгорание топлива до 70 МВт•сут/кгU. Сейсмика (SL-2) – ≤ 0,3 g. В качестве опций возможно использование тихоходной турбины и маневренного блока (диапазон 100-50-100). Довольно много переделок коснулось внутренних элементов реактора (шахты, выгородки, блока защитных труб, датчиков и т.д.), как в целях предотвращения различных аварий, так и для обеспечения 60-летнего срока службы. В перспективе возможно использование МОКС-топлива.

В технологии ВВЭР используется двухконтурная ядерная паропроизводящая корпусная установка с реактором на тепловых нейтронах, в котором теплоносителем и замедлителем является обычная вода под давлением. Конструкция включает в себя четыре петли охлаждения с парогенератором, главным циркуляционным насосом (ГЦН), компенсатор давления, сбросная и аварийная арматура на паропроводах, емкости системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) реактора. Таким образом, ВВЭР-1200 сочетает в себе надежность давно проверенных инженерных решений с комплексом активных и пассивных систем безопасности, доработанных с учетом «постфукусимских» требований.

Технические решения, используемые в ВВЭР-1200 – такие как бассейн выдержки отработанного топлива внутри контайнмента, фильтры на выходе из межоболочного вентилируемого пространства, уникальная «ловушка расплава» с жертвенным материалом, не имеющая аналогов пассивная система отвода тепла, – позволяют называть его реакторной установкой поколения III+. Интересны проектные решения системы САОЗ. Это емкости с холодной борной кислотой под давлением. В случае разрыва корпуса или трубопроводов они обеспечивают ввод борной кислоты в реактор, глуша его и обеспечивая охлаждение. Применение этой, а также других систем в комплексе гарантирует высокий уровень внутренней безопасности реакторной установки.

Первый энергоблок с реактором ВВЭР-1200 – энергоблок №6 Нововоронежской АЭС-2 – был включен в энергосистему России в августе 2016 года. Энергоблоки поколения III+ в настоящее время сооружаются в США, Франции и других странах, однако именно шестой энергоблок Нововоронежской АЭС стал первым в мире блоком последнего поколения, который вышел на этап физического пуска и опытно-промышленную эксплуатацию. Там же строится ещё один аналогичный блок. Использовать ВВЭР-1200 планируется также на строящейся Ленинградской АЭС-2 и на Белорусской АЭС (близ г. Островец Гродненской области). Генеральным подрядчиком сооружения всех этих новых энергоблоков является Группа компаний ASE.

Понравилась статья? Тогда поддержите нас, поделитесь с друзьями и заглядывайте по рекламным ссылкам!

Источник

Как эволюционируют реакторы ВВЭР и почему ВВЭР-С – это круто?

До 2021 года ученые «Росатома» создадут обликовый проект реактора со спектральным регулированием – ВВЭР-С. Как следует из материалов на сайте закупок «Росатома», исполнителем выступит ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Что это за технология и почему она считается передовой? Как эволюционируют самые популярные реакторы – ВВЭР? Подготовили подробные FAQ.

ВВЭР были изобретены давно – почему они до сих пор так востребованы?

Реактор с водой под давлением (водо-водяной энергетический, ВВЭР или PWR) – это действительно самый в мире распространенный на сегодня тип реакторов. В СССР первый реактор ВВЭР мощностью 240 МВт был запущен еще в 1964 году, а первой серийной версией стал проект В-320. С тех пор эти реакторы пережили множество модификаций. В 2006 году появились две версии нового проекта «АЭС-2006» с реактором ВВЭР-1200. Он был разработан на основе вариантов реактора ВВЭР-1000, но все ключевые параметры были улучшены: мощность реакторной установки возросла до 1,2 ГВт, срок службы основного оборудования был продлен с 40 до 60 лет, реактор может работать 18 месяцев без перегрузки топлива, его КИУМ – 90%. Этот реактор называют установкой поколения «III+» — он соответствует «постфукусимским» требованиям безопасности. ВВЭР-1200 успешно работает на Нововоронежской и Ленинградской АЭС, ведется строительство таких станций на целом ряде зарубежных площадок.

ВВЭР-1200. А дальше что?

Дальнейшее развитие технологии ВВЭР включает три основных направления. В краткосрочной перспективе будет точечно доработан проект ВВЭР-ТОИ (Типизированный, Оптимизированный, Информатизированный), над которым начали работать еще в 2009 году. У него повышенная мощность (1,3 ГВт) и улучшенные экономические характеристики. Пилотной площадкой для ВВЭР-ТОИ в России стала Курская АЭС-2. Однако на ВВЭР-ТОИ «Росатом» останавливаться не cобирается. Среднесрочная перспектива развития технологии ВВЭР на период до 10 лет — это проект реактора ВВЭР-С со спектральным регулированием. Следующий шаг (долгосрочная перспектива, до 20 лет) — переход на закритические параметры (проект ВВЭР-СКД).

Давайте по порядку. Что это такое – спектральное регулирование?

Это управление реактором за счет изменения водно-уранового соотношения путем введения в активную зону и выведения из нее вытеснителей по ходу топливной кампании. Это позволяет в начале кампании создать более жесткий спектр нейтронов и потратить нейтроны, которые в обычных ВВЭР поглощаются, на наработку новых делящихся материалов. По мере выгорания активной зоны вытеснители извлекаются, вытесняются водой. В конце топливной кампании ВВЭР-С работает уже как обычный ВВЭР.

Чем ВВЭР-С лучше обычного ВВЭР?

У этой технологии целый ряд преимуществ. Во-первых, при сохранении той же мощности, что и у обычных ВВЭР, ВВЭР-С позволит улучшить показатели использования топлива за счет сокращения расхода природного урана на 30%. Во-вторых, ВВЭР-С будет способен эффективно работать на 100% загрузке MOX-топливом (тогда как нынешние реакторы ВВЭР загружаются MOX-топливом только наполовину). В-третьих, в ВВЭР-С можно будет отказаться от циркония в составе ядерного топлива — это позволит уйти от потенциального риска пароциркониевой реакции, при которой образуется водород и возникает угроза взрыва (именно это случилось на АЭС «Фукусима-1» в Японии). Кроме того, по словам экспертов «Росатома», капитальные затраты на строительство блоков с ВВЭР-С должны быть на 10–15 % ниже по сравнению с затратами на блоки с ВВЭР-1200.

Идем дальше. Что такое ВВЭР-СКД?

ВВЭР-СКД – реактор с закритическими параметрами (СКД – сверхкритическое давление). Он позволит повысить КПД блоков АЭС с 36 % до 45–46 % и сможет сам воспроизводить топливо для себя. Пока главная проблема – нет материалов, способных с учетом фактора радиации выдержать температуру пара 550-600 С и давление до 240 атмосфер.

Какой статус у этого проекта?

Сейчас над сверхкритическим реактором работают многие страны. Росатом принял решение о присоединении к работам по сверхкритическим реакторам в рамках международной кооперации Generation IV. Вклад России составит порядка 2 млн евро ежегодно. Причем эти средства участники будут расходовать на собственные исследования, а результаты окажутся доступны всем. Вложения Росатома в рамках Generation IV будут направлены на работы по материаловедению, изучению теплофизических свойств веществ при переходе на сверхкритические параметры. Советник генерального директора ГК «Росатом» Владимир Асмолов считает, что что ВВЭР-СКД может появиться через 20–25 лет.

Источник

Ввэр 1200 бассейн выдержки

• 

Крупнейший проект в истории российско-турецких отношений

АЭС «Аккую» – первая АЭС в Турции. Проект открывает новые перспективы для взаимодействия России и Турции и предоставляет возможности для обмена технологиями и опытом.

Безопасность АЭС

Проектные решения станции АЭС «Аккую» отвечают всем национальным требованиям Турецкой Республики по обеспечению безопасности, современным требованиям мирового ядерного сообщества, закрепленным в нормах безопасности МАГАТЭ, публикациях Международной консультативной группы по ядерной безопасности, требованиям EUR.

Энергия для жизни

В рамках проекта открываются значительные возможности для турецких поставщиков.
Локализация проекта может достичь порядка 40%.

Технологии и безопасность

Преимущества российских технологий

АЭС «Аккую» – серийный проект атомной электростанции на базе проекта Нововоронежской АЭС-2 (Россия, Воронежская область). Проект предусматривает 4 энергоблока, мощностью 1200 Мвт каждый. Серийное производство и успешная эксплуатация данной технологии (Нововоронежская АЭС, Ленинградская АЭС-2) подтверждают их надежность.

Российская Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» обладает более чем 70-летним опытом работы на международном энергетическом рынке и занимает 1 место в мире по величине портфеля зарубежных проектов (36 энергоблоков на разных стадиях реализации в 12 странах); Госкорпорация обеспечивает 17% мирового рынка ядерного топлива.

Госкорпорация «Росатом» занимает 2 место в мире и 1 место в России по объемам генерации атомной электроэнергии, 2 место в мире по запасам урана и 4 место по объему его добычи.

Госкорпорация «Росатом» сотрудничает со многими странами мира и внедряет передовые решения для удовлетворения всех потребностей ядерной отрасли в области безопасности. В сферу деятельности Госкорпорации «Росатом» входит также выпуск оборудования и изотопной продукции для нужд ядерной медицины, проведение научных исследований, материаловедение, суперкомпьютеры и программное обеспечение, производство различной ядерной и неядерной инновационной продукции. Стратегия Госкорпорации «Росатом» заключается в развитии проектов генерации чистой энергии, включая ветроэнергетику. Госкорпорация «Росатом» объединяет свыше 300 предприятий и организаций.

ВВЭР-1200

Флагманский продукт энергетического решения Госкорпорации «Росатом» – эволюционный реакторный дизайн ВВЭР-1200. Он был разработан на основе вариантов реактора ВВЭР-1000, которые строились для зарубежных заказчиков в 1990-е и 2000-е годы: АЭС «Бушер» (Иран), АЭС «Кунданкулам» (Индия), АЭС «Тяньвань» (Китай). Каждый параметр реактора постарались улучшить, а также внедрить ряд дополнительных систем безопасности, позволяющих снизить вероятность выхода радиации при любых авариях и их сочетаниях за пределы герметичного реакторного отделения.

В итоге ВВЭР-1200 отличается:

— сроком службы в 60 лет,

— возможностью маневра мощностью,

— высоким коэффициентом использования установленной мощности (90%),

— возможностью работать 18 месяцев без перегрузки топлива,

— другими улучшенными удельными показателями.

В технологии ВВЭР используется двухконтурная ядерная паропроизводящая корпусная установка с реактором на тепловых нейтронах. Теплоносителем и замедлителем является обычная вода под давлением.

Конструкция включает в себя четыре петли охлаждения с парогенератором, главным циркуляционным насосом (ГЦН), компенсатором давления, сбросной и аварийной арматурой на паропроводах, емкостями системы аварийного охлаждения активной зоны реактора.

Таким образом, ВВЭР-1200 сочетает в себе надежность давно проверенных инженерных решений с комплексом активных и пассивных систем безопасности, доработанных с учетом «постфукусимских» требований.

Технические решения, используемые в ВВЭР-1200, а именно:

— бассейн выдержки отработанного топлива внутри герметичной оболочки,

— фильтры на выходе из межоболочного вентилируемого пространства,

— уникальная «ловушка расплава» с жертвенным материалом,

— не имеющая аналогов пассивная система отвода тепла, – позволяют называть его реакторной установкой поколения III+.

Системы безопасности АЭС

Система безопасности современных российских АЭС состоит из четырех барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду:

Первый барьер – это топливная матрица, предотвращающая выход продуктов деления под оболочку тепловыделяющего элемента.

Второй барьер – оболочка тепловыделяющего элемента, не дающая продуктам деления попасть в теплоноситель главного циркуляционного контура.

Третий барьер – главный циркуляционный контур, препятствующий выходу продуктов деления под защитную герметичную оболочку.

Четвертый барьер – это система защитных герметичных оболочек (контайнмент), исключающая выход продуктов деления в окружающую среду. Если что-то случится в реакторном зале, вся радиоактивность останется внутри этой оболочки. Все российские современные ядерные реакторы типа ВВЭР имеют контайнмент. При этом оболочка рассчитана не только на внешнее воздействие – например, падение самолета, смерч, ураган или взрыв. Контайнмент выдерживает внутреннее давление в 5 кг/см2 и внешнее воздействие от ударной волны, создающей давление 30 кПа, и падающего самолета массой 5 тонн. Объем контайнмента – 75 тыс. куб. метров, риск скопления в нем водорода во взрывоопасной концентрации значительно меньше, чем на АЭС «Фукусима-1». В случае аварии для снижения давления пара внутри защитной оболочки установлена спринклерная система, которая из-под купола блока разбрызгивает раствор бора и других веществ, препятствующих распространению радиоактивности. Там же ставятся рекомбинаторы водорода, не позволяющие этому газу скапливаться и исключающие возможность взрыва.

Принцип глубокоэшелонированной защиты предполагает наличие средств управления последствиями запроектных аварий, обеспечивающих локализацию радиоактивных веществ в пределах герметичной оболочки. К ним относятся:

— системы удаления водорода (с пассивными рекомбинаторами);

— системы защиты первого контура от превышения давления;

— системы отвода тепла через парогенераторы;

— системы отвода тепла от защитной оболочки (обеспечивает долговременный отвод тепла при любых аварийных ситуациях, в том числе и при полном обесточивании АЭС);

— ловушка расплава – емкость, расположенная под реактором и заполненная веществом, которое позволяет мгновенно заглушить реакцию (обеспечивает локализацию расплава и исключает возможность его выхода за пределы герметичной оболочки при любых сценариях).

Обеспечение безопасности эксплуатации реакторов

В реакторах ВВЭР применена композиция активной зоны, которая обеспечивает «самозащищенность» реактора или его «саморегулирование».

Если поток нейтронов увеличивается, растет температура в реакторе и повышается паросодержание. Но реакторные установки сконструированы таким образом, что повышение паросодержания в активной зоне приведет к ускоренному поглощению нейтронов и прекращению цепной реакции. Этот эффект специалисты называют отрицательным «коэффициентом» реактивности.

Для быстрой и эффективной остановки цепной реакции нужно «поглотить» выделяемые нейтроны. В качестве поглотителя используется, как правило, карбид бора. Стержни с поглотителем вводятся в активную зону, нейтронный поток поглощается, реакция замедляется и прекращается. Для того, чтобы стержни попали в активную зону при любых условиях, на российских АЭС их подвешивают над реактором и удерживают электромагнитами. Такая схема гарантирует опускание стержней даже при обесточивании энергоблока: электромагниты отключатся и стержни входят в активную зону под действием силы тяжести (без каких-либо дополнительных команд персонала). В этом отличие отечественных проектов от американского, использованного в Японии на АЭС «Фукусима-1» (стержни вводились снизу).

Таким образом, сама физика ректора обеспечивает самозащищенность на основе естественных обратных связей («отрицательная реактивность»).

На российских АЭС в основном применяются двухконтурные схемы, в которых тепло может отводиться прямо в воздух без участия внешних источников водоснабжения. Двухконтурная схема принципиально более безопасна, чем использованная в Японии одноконтурная, потому что все радиоактивные среды находятся внутри защитной оболочки (контайнмента), а в первом контуре нет пара – риск «оголения» топлива и его перегрева принципиально ниже. Кроме того, реакторы ВВЭР комплектуются четырьмя парогенераторами, системы отвода тепла многопетлевые, то есть в них обеспечиваются значительные резервы воды. Если подача воды через резервные трубы необходима, на АЭС установлены отдельные насосы аварийного расхолаживания (по насосу на каждую трубу).

На российских АЭС с водо-водяными реакторами (ВВЭР) предусмотрены три независимых канала систем безопасности, каждый из которых может выполнить функции всей системы.

Системы безопасности рассчитаны на ликвидацию максимальной проектной аварии.

Запасы воды также обеспечены многократно: сначала она будет подана из резервных емкостей, установленных в самом энергоблоке, а затем, если этой воды будет все еще недостаточно, вода начнет подаваться из трех дополнительных резервуаров.

Питание всех резервных насосов обеспечивается автономно: каждый работает от отдельного дизель-генератора. Все генераторы располагаются в отдельных строениях, что не допускает их одномоментного выхода из строя.

Любой из этих каналов (в случае отказа остальных) обеспечивает полный отвод тепла.

Работа всех этих защитных систем вместе потребуется только в случае максимальной проектной аварии. Все количество воды, пролитое в реактор, аккумулируется специальной системой сбора и охлаждения. Собранную воду система подаст в активную зону вновь, то есть будет обеспечена рециркуляция.

Принцип выработки электроэнергии

Принцип выработки электроэнергии на АЭС похож на обычную тепловую электростанцию:

— Ядерный реактор при помощи энергии, полученной при делении урана, нагревает воду первого контура.

— Нагретая вода поступает в парогенератор, где происходит ее теплообмен с водой второго контура.

— Пар второго контура из парогенератора поступает в турбину, которая приводит в движение генератор.

— Электрогенератор вырабатывает электроэнергию, которая по линиям электропередач поступает к потребителям.

Экологическая безопасность атомной энергогенерации

Сегодняшние технологии позволяют обеспечить безопасность атомной энергетики для окружающей среды и людей, живущих в непосредственной близости от АЭС. АЭС не будет угрожать безопасности сельскохозяйственных культур и водной среде. Следует отметить, что штрафы за загрязнение окружающей среды вокруг АЭС выше, чем на других источниках получения электричества. Поэтому экологическая обстановка вокруг атомной станции гораздо лучше, чем в других регионах, так как за этим постоянно следят специалисты различных организаций. Вблизи сооружений АЭС возможно расположение туристических зон отдыха и пляжей. В этом случае нет риска для здоровья людей. В качестве примера можно привести АЭС «Ванделос II» в Испании, рядом с которой спокойно отдыхают и купаются люди.

В отличие от тепловых электростанций атомные технологии:

— не потребляют кислорода,

— не выбрасывают в атмосферу и водоемы вредные химические вещества,

— существенно экономят расходование органического топлива, запасы которого ограничены.

Тепловые электростанции (ТЭС) появились в конце 19-ого века почти одновременно в России, США и Германии, а вскоре и в других странах. Размещение электростанций зависит от топливно-энергетических ресурсов и потребителей энергии, поэтому тепловые электростанции, работающие на малокалорийном топливе размещаются в районах топливных баз, так как такое топливо не выгодно далеко перевозить. Если же электростанции используют высококалорийное топливо, такое как природный газ, который выдерживает дальние перевозки, они строятся ближе к местам потребления электроэнергии. Тепловая энергетика оказывает огромное влияние на окружающую среду, загрязняет воду и атмосферный воздух. Так, для работы угольной электростанции ежегодно требуется 1 млн. тонн угля, 150 млн. кубических метров воды и 30 млрд. кубических метров воздуха.

Атомные станции не загрязняют природу. Радиационное воздействие АЭС на окружающую среду и население гораздо меньше по сравнению с электростанциями на нефти, угле и мазуте, которые выбрасывают вредные продукты сгорания в атмосферу. Во всём мире атомная энергетика позволяет уменьшить выброс углекислого газа на 3 млрд. тонн в год. Лидером в этом отношении являются страны Европы, где действующие атомные станции позволяют предотвратить выброс до 1 млрд. тонн углекислого газа ежегодно.

Атомная электростанция – предприятие замкнутого технологического цикла. Это означает, что все используемое топливо остается внутри АЭС. Используемая для охлаждения вода не подвергается химическому, физическому или радиологическому воздействию.

В отличие от возобновляемых источников энергии (солнечный свет, ветер, энергия воды) атомные технологии сохраняют земельные пространства.

Мировой объем выделяемого углекислого газа составляет около 32 млрд тонн в год и продолжает расти. Прогнозируется, что к 2030 году объем выделяемого углекислого газа превысит 34 млрд тонн в год. Решением проблемы может стать активное развитие ядерной энергетики, одной из самых молодых и динамично развивающихся отраслей глобальной экономики. Все большее количество стран сегодня приходят к необходимости начала освоения мирного атома.

Установленные мощности мировой атомной энергетики составляют 397 гигаватт. Если бы вся эта мощность генерировалась за счет угольных и газовых источников, то в атмосферу ежегодно выбрасывалось бы дополнительно около 2 млрд тонн углекислого газа. По оценкам межправительственной группы экспертов по изменению климата, все бореальные леса (таежные леса, расположенные в северном полушарии) ежегодно поглощают около 1 млрд тонн СО2, а все леса планеты – 2,5 млрд тонн углекислоты. То есть, если за критерий взять влияние на уровень СО2 в атмосфере, атомная энергетика соизмерима с «экологической мощностью» всех лесов планеты.

В чем преимущества ядерной энергетики?

Огромная энергоемкость используемого топлива

1 килограмм урана с обогащением до 4%, используемого в ядерном топливе, при полном выгорании выделяет энергию, эквивалентную сжиганию примерно 100 тонн высококачественного каменного угля или 60 тонн нефти.

Повторное использование

Расщепляющийся материал (уран-235) выгорает в ядерном топливе не полностью и может быть использован снова после регенерации (в отличие от золы и шлаков органического топлива). В перспективе возможен полный переход на замкнутый топливный цикл, что означает практически полное отсутствие отходов.

Снижение «парникового эффекта

Интенсивное развитие ядерной энергетики можно считать одним из средств борьбы с глобальным потеплением. К примеру, атомные станции в Европе ежегодно позволяют избежать эмиссии 700 миллионов тонн СО2. Действующие АЭС России ежегодно предотвращают выброс в атмосферу около 210 млн тонн углекислого газа. По этому показателю Россия находится на четвертом месте в мире.

Развитие экономики

Строительство АЭС обеспечивает экономический рост, появление новых рабочих мест: 1 рабочее место при сооружении АЭС создает более 10 рабочих мест в смежных отраслях. Развитие атомной энергетики способствует росту научных исследований, объемов производства и экспорта высокотехнологичной продукции.

Многие ведущие экономики мира сделали выбор в пользу атомных технологий, как, например, экологически благополучная Франция, где производство электроэнергии на АЭС превышает 70% от всей выработки, а на расстоянии менее 200 километров от Парижа эксплуатируются 6 АЭС. В Испании на расстоянии менее 200 километров от Мадрида эксплуатируются 3 АЭС. АЭС «Брэдвелл» находится на расстоянии 70 километров от Лондона.

Задачи и мероприятия в области экологической безопасности АЭС

Экологическая безопасность на всех этапах создания АЭС – главный принцип и основное условие развития атомной отрасли.

В рамках реализации проектов атомных электростанций определены приоритетные задачи в области экологической безопасности:

— Соблюдение всех действующих законов, норм и правил Турецкой Республики, Российской Федерации и международных организаций: МАГАТЭ, EUR;

— Своевременное получение необходимых разрешительных документов на реализацию проекта АЭС «Аккую» в соответствующих учреждениях Турецкой Республики;

— Безусловное выполнение всех требований и норм безопасной эксплуатации АЭС;

— Постоянное проведение экологического мониторинга на АЭС «АККУЮ» и на прилегающих территориях;

— Публикация ежегодного отчета по экологической безопасности;

— Регулярное информирование населения о фактах влияния АЭС на здоровье персонала, населения и окружающую среду.

Для контроля состояния окружающей среды при реализации проекта предусмотрен целый комплекс природоохранных мероприятий:

— Мелиорация и рекультивация нарушенных при строительстве земель;

— Защита от попадания радиоактивных и химических отходов в окружающую среду в условиях нормальной эксплуатации объекта;

— Организация выброса воздуха из помещений с высокой степенью очистки от радиоактивных продуктов;

— Исключение попадания радионуклидов в окружающую среду с водой;

— Надежное хранение отходов без контакта с окружающей средой;

— Исключение нерадиоактивных выбросов загрязняющих природу веществ;

— Постоянный комплексный экологический мониторинг окружающей среды.

Для контроля экологической обстановки вокруг АЭС «Аккую» будут созданы специально оборудованные посты для проведения постоянного экологического мониторинга, который включает в себя следующие направления:

• гидрологические наблюдения;
• метеорологические;
• наблюдения за уровнем, температурой и химическим составом наземных и подземных вод;
• сейсмометрические;
• наблюдения за осадкой фундаментов и деформациями сооружений;
• наблюдения за современными движениями земной коры и гравитационным полем;
• радиационные наблюдения;
• мониторинг здоровья населения.

Проект сооружения АЭС «Аккую» реализуется с соблюдением всех вышеперечисленных приоритетных задач и мероприятий с целью обеспечения безопасной и надежной эксплуатации АЭС при минимальном воздействии на окружающую среду, население и персонал.

Источник