АЭС России 2020 список и на карте: действующие и строящиеся 06.03.2020 Представлен список атомных электростанций - АЭС России эксплуатируемых, строящихся и выведенных из эксплуатации по данным 1 - Росатом. Крупнейшие АЭС России по мощности одного энергоблока согласно таблице: Курская АЭС-2 (сооружается) - 1255 МВт (Мега Ватт). На 1 января 2020 года в России на 11 действующих АЭС эксплуатируется 38 энергоблоков общей мощностью ~30 ГВт (около 30 000 МВт), из них: • 23 реактора с водой под давлением — 13 ВВЭР-1000 (12 блоков 1000 МВт и 1 блок 1100 МВт), 3 ВВЭР-1200 (1200 МВт), 5 ВВЭР-440 (4 блока 440 МВт и 1 блок 417 МВт), 2 КЛТ-40С (35 МВт); • 13 канальных кипящих реакторов — 10 РБМК-1000 (1000 МВт каждый) и 3 ЭГП-6 (12 МВт каждый); Самый старый реактор - реактор №4 Нововоронежской АЭС ВВЭР-440, введенный в эксплуатацию 28.12.1972 г. (47 лет). На 1 января 2019 года суммарная установленная электрическая мощность атомных электростанций России составляет 11,98 % от установленной мощности электростанций энергосистемы, а доля атомной энергетики в общей выработке объединенных энергетических систем (ОЭС) России в 2018 году составила 18,7 %. Россия обладает полным спектром технологий атомной энергетики от добычи урановых руд до выработки электроэнергии. Осуществляет проектирование, строительство и вывод из эксплуатации атомных энергоблоков. Россия является мировым лидером по обогащению урана, владеет технологиями проектирования и фабрикации ядерного топлива, ведет переработку и утилизацию отработанного ядерного топлива. Занимает второе место среди стран Европы по мощности атомной генерации. В российской атомной отрасли работает свыше 250 000 человек, на более 400 предприятиях (включая АЭС, машиностроительные, производственные и научные предприятия). Источник: [2]. АЭС на карте России: эксплуатируемые, строящиеся и остановленные. Источник: [2].  Карта АЭС России с показателями мощности дозы в постах контроля около станций во времени и др.: russianatom.ru Комментарий к таблице: зеленый цвет - реакторы, введенные в эксплуатацию после 01.01.2010 года. Расшифровки к названиям реакторов (описание - [2])  ВВЭР — (Водо-водяной энергетический реактор) — реактор энергетический, водо-водяной, гетерогенный, корпусной, на тепловых нейтронах, с водой в качестве теплоносителя, замедлителя и отражателя нейтронов. Ядерное топливо — тепловыделяющие сборки (ТВС), состоящие из тепловыделяющих элементов (твэлов), содержащих таблетки из диоксида урана, слабообогащённого по 235-му изотопу. ВВЭР-ТОИ — Типовой Оптимизированный и Информатизированный проект двухблочной АЭС с реактором ВВЭР-1300 (водо-водяной энергетический реактор), выполняемый в современной информационной среде и в соответствии с требованиями ядерной и радиационной безопасности. РБМК — (Реактор большой мощности канальный) — серия энергетических ядерных реакторов, разработанных в Советском Союзе. Реактор РБМК канальный, гетерогенный, графито-водный, кипящего типа, на тепловых нейтронах. Теплоноситель — кипящая вода. БН — (Быстрые нейтроны) - ядерный энергетический реактор с натриевым теплоносителем, относящейся к категории реакторов на быстрых нейтронах с использованием уран-плутониевого мокс-топлива. Применение в реакторе БН-800 уран-плутониевого топлива позволяет не только использовать запасы энергетического плутония, но и утилизировать оружейный плутоний, а также «сжигать» долгоживущие изотопы актиноиды из облучённого топлива тепловых реакторов. Первый и единственный действующий реактор данного типа находится на энергоблоке № 4 Белоярской АЭС в Свердловской области. Кроме своего основного (производственного) назначения, первый действующий реактор БН-800 имеет большое экспериментальное значение - на нем производится окончательная отработка технологии реакторов данного типа, которые предстоит применить в реакторе БН-1200. ЭГП-6 — (Энергетический Гетерогенный Петлевой реактор с 6-ю петлями циркуляции теплоносителя) — энергетический графито-водный гетерогенный реактор канального типа на тепловых нейтронах с естественной циркуляцией, реализующий схему прямого цикла. Её прототипом являются реакторные установки АМ и АМБ. АМБ — (Атом Мирный Большой) - реакторы типа АМБ стали развитием реактора АМ-1 первой в мире Обнинской атомной электростанции. Как и АМ-1 это были кипящие канальные реакторы с графитовым замедлителем и охлаждением водой. Для улучшения энергетических параметров осуществлялся перегрев пара. АМБ-200 отличался измененной компоновкой реактора и отказом от двухконтурной схемы охлаждения, что позволило увеличить его мощность. Эксплуатация энергоблоков позволила отработать технологию для создания более мощных энергоблоков с канальными реакторами, реакторы АМБ стали предшественниками большой серии РБМК, а также ЭГП-6. КЛТ-40 — советский и российский судовой водо-водяной ядерный реактор, разработанный в ОКБМ имени И. И. Африкантова. Изготавливался на Нижегородском машиностроительном заводе. КЛТ-40С: ссылка (pdf).Фото   Увеличить. Нововоронежская АЭС, Пруд-охладитель 5-ого энергоблока. На берегу пруда хорошо виден сам 5-ый энергоблок и градирни для охлаждения 3-его и 4-ого энергоблоков. |
|
|