Атомные электростанции

была запущена 27 июня 1954 в СССР, в городе Обнинск,

расположенном в Калужской области. В 1958 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 генератор 1-й очереди дал ток потребителям. В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 350 МВт запущен в декабре 1969. В 1973 г. запущена Ленинградская АЭС.

мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 в

Колдер-Холле (Великобритания).Через год вступила в строй АЭС (англ.)русск. мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США)

выработки электрической энергии путём использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной

реакции.
Станции реакции деления
Станции реакции синтеза (еще не существуют)

отпускаемой энергии можно разделить на:
Атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки

только электроэнергии
Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию
Атомные станции теплоснабжения (АСТ), вырабатывающие только тепловую энергию

установленными на них реакторами:
Реакторы на тепловых нейтронах, использующие специальные замедлители

для увеличения вероятности поглощения нейтрона ядрами атомов топлива
Реакторы на лёгкой воде
Графитовые реакторы
Реакторы на тяжёлой воде
Реакторы на быстрых нейтронах
Субкритические реакторы, использующие внешние источники нейтронов
Термоядерные реакторы

посредством электромашинных генераторов, приводимых во вращение паровыми турбинами.
Пар получается

за счет деления изотопов урана или плутония в ходе управляемой цепной реакции, протекающей в ядерном реакторе.
Теплоноситель, циркулирующий через охлаждающий тракт активной зоны реактора, отводит выделяющуюся теплоту реакции и непосредственно либо через теплообменники используется для получения пара, который подается на турбины.

первого контура. Далее теплоноситель подаётся насосами в теплообменник (парогенераторЭнергия, выделяемая

в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель подаётся насосами в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбиныЭнергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель подаётся насосами в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторыЭнергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель подаётся насосами 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.

%
Давление пара перед турбиной - 60,0 атм
Давление в первом контуре

- 160,0 атм
Температура воды:  
        - на входе в реактор - 289 °С
- на выходе из реактора - 324 °С
Диаметр активной зоны - 3,12 м
Высота активной зоны - 3,50 м
Диаметр ТВЭЛа -  9,1 мм
Число ТВЭЛов в кассете - 312
Загрузка урана - 66 т
Среднее обогащение урана -  3,3 - 4,4 %
Среднее выгорание топлива – 40 МВт-сут/кг

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 посёлок Билибино в Заполярье (10 тыс. жителей) и местные горнодобывающие предприятия, а также оборонные реакторы (главной задачей которых является производство плутония)

одним реактором типа ВВЭР-1000Небольшой объём используемого топлива и возможность его

повторного использования после переработки (для сравнения, ежедневно одна только Троицкая ГРЭС мощностью 2000 МВт сжигает за сутки два железнодорожных состава угля);
Высокая мощность: 1000—1600 МВт на энергоблок;
Низкая себестоимость энергии, особенно тепловой.
Возможность размещения в регионах, расположенных вдали от крупных водоэнергетических ресурсов, крупных месторождений угля, в местах, где ограничены возможности для использования солнечной или ветряной электроэнергетики.
При работе АЭС в атмосферу выбрасывается некоторое количество ионизированного газа, однако обычная тепловая электростанция вместе с дымом выводит еще бо́льшее количество радиационных выбросов, из-за естественного содержания радиоактивных элементов в каменном угле.

по переработке и хранению;
Нежелателен режим работы с переменной мощностью

для реакторов, работающих на тепловых нейтронах;
С точки зрения статистики и страхования крупные аварии крайне маловероятны, однако последствия такого инцидента крайне тяжёлые;
Большие капитальные вложения, как удельные, на 1 МВт установленной мощности для блоков мощностью менее 700—800 МВт, так и общие, необходимые для постройки станции, её инфраструктуры, а также в случае возможной ликвидации.

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

Радиационная безопасность регламентируется следующими документами:
Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03)
Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010)
Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций (ПРБ АС-99)
Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)
Федеральный закон «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения».

кВт·ч/год), Франция (439,73 млрд кВт·ч/год), Япония (263,83 млрд кВт·ч/год), Россия

(160,04 млрд кВт·ч/год), Корея (142,94млрд кВт·ч/год) и Германия (140,53 млрд кВт·ч/год). В мире действует 441 энергетический ядерный реактор общей мощностью 374,692 ГВт[1], российская компания «ТВЭЛ» поставляет топливо для 76 из них (17% мирового рынка).