Обзор всех аэс россии

Содержание

СССР и атомная бомба

С 1942го года в мире началась большая гонка – кто первым изобретет атомную бомбу. Конкурировали Германия, США и Советский Союз. Первыми к финишу пришли в США.

В августе 1945го весь мир увидел атомное оружие в действии. Жертвами показательного выступления стали японские города Хиросима и Нагасаки.

Через 14 дней после бомбардировки Хиросимы и Нагасаки лично Сталиным был подписан указ о создании Специального комитета для руководства всеми работами по использованию атомной энергии. Начальником комитета назначили Лаврентия Берию. Спец. комитет имел неограниченные возможности по привлечению любых ученых из любых отраслей науки для создания ядерного оружия.

Многие ученые, задействованные в атомном проекте СССР, были отозваны из эвакуаций, некоторые демобилизованы из Красной армии, часть исследователей была привезена из послевоенной Германии.

Советская разведка доносила, что в планах США – нанести «пробные» ядерные удары и на территорию Советского Союза. Было ли это правдой, точно никто не скажет, но команде Игоря Курчатова, занимающегося исследованиями атомных реакций, очень настоятельно рекомендовали поторопиться и наконец-то дать в руки СССР атомную бомбу.

В 1946 году в СССР под руководством И. Курчатова был запущен первый в Евразии ядерный реактор, назвали его Ф-1. В нем советские ученые смогли наблюдать первую цепную реакцию распада. Интересно, что Ф-1 состоял из больших графитовых блоков, которые в реакторе играли роль замедлителя. Для строительства реактора потребовалось 430 тонн чистого графита.

Налаживать производство графитовых блоков предстояло одному из Подмосковных заводов, который раньше занимался изготовлением совсем других деталей из совсем другого материала. Как тогда часто было, «Партия сказала – надо, комсомол ответил – есть!» — завод отпирался недолго и быстро переключился на производство блоков для ядерного реактора.

29 августа 1949 года погоня СССР за ядерным оружием успешно закончилась. Взрывали бомбу на Семипалатинском полигоне в Казахстане. Если США скидывали ядерное оружие на вражескую Японию, то в СССР пострадали мирные, и слабо относящиеся к атомной промышленности, казахи. Взрыв был гораздо слабее, чем в Хиросиме и Нагасаки, но пару десятков лет последствия ядерной волны давали о себе знать.

Руководители страны советов вздохнули свободно. Наличие ядерного оружия обеспечивало безопасность и целостность страны. Можно было заняться другими важными делами вроде атомной электроэнергетики.

Курская АЭС

Курская АЭС — вторая АЭС с серийными РБМК, всего на 4 года моложе Ленинградской. Расположена в 40 км от Курска. Она могла стать одной из самых больших АЭС на территории России с шестью энергоблоками РБМК-1000. Но с 1977 по 1986 годы успели достроить и ввести в эксплуатацию лишь 4 (как и на Чернобыльской АЭС). После 1986 года строительство оставшихся двух энергоблоков заморозили. Причем, пятый блок был в очень высокой степени готовности. Его даже подумывали достроить вплоть до 2010-х, но в 2012 году от этой идеи окончательно отказались.

Энергоблоки Курской АЭС

Зато из-за почти полной идентичности и при этом полной радиационной чистоты, ведь на него даже не завозили ядерное топливо, этот пятый блок хорошо подходил для киносъемок фильмов про чернобыльскую аварию. Именно на нем проходили сьемки недавнего фильма Данилы Козловского. Кстати, знаменитый сериал Чернобыль от HBO снимали на другой АЭС с реакторами РБМК – Игналинской, в Литве.

Внутри реакторного зала пятого блока Курской АЭС-2. Фото Lana-Sator.livejournal.com

Сейчас идет строительство Курской АЭС-2. На замену первым двум реакторам РБМК строят два новых энергоблока с реакторами ВВЭР. Но это не обычные ВВЭР-1200, которые построили на других станциях – в Нововоронеже или ЛАЭС-2. Это новый проект ВВЭР-ТОИ — Типовой Оптимизированный и Информатизированный проект. Ранее он назывался ВВЭР-1300. Он чуть мощнее и должен быть более экономически эффективным. Возможно в будущем он придет на смену ВВЭР-1200.

Строительство Курской АЭС-2 с двумя ВВЭР-ТОИ

Кстати, два энергоблока Курской АЭС-2 – это на текущий момент единственные строящиеся в России энергоблоки АЭС, если не брать в расчет замороженную стройку Балтийской АЭС.

Смоленская АЭС

Местоположение данной атомной электростанции – населенный пункт Десногорск на территории Смоленской области. В ее конструкцию вошли 3 энергетических блока на основе реакторов РБМК-1000, последовательно вошедших в строй в 1982, 1985 и 1990 г.г.

В каждом блоке содержится 1 реактор, с производительностью тепла 3200 МВт и 2 турбогенератора по 500 МВт электрической мощности. Таким образом, общая электрическая мощность установки равняется 3000 МВт.

Конструкция ядерных энергоблоков сделана одноконтурной, когда пар для турбин вырабатывается из жидкости, используемой для охлаждения. Каждый реактор оснащается аппаратурой, локализующей аварии, предотвращающей загрязнение окружающей среды радиоактивными материалами.

Атомная электростанция (АЭС)

Плавучая атомная электростанция

Электростанции России (ТЭС, ГЭС, ГАЭС, АЭС)

Аварии на атомных электростанциях

Самые мощные электростанции в мире

Тепловые электростанции (ТЭС)

Принцип работы АЭС

Принцип работы атомной электростанции основан на действии ядерного (иногда называемого атомным) реактора – специальной объёмной конструкции, в которой происходит реакция расщепления атомов с выделением энергии.

Существуют различные виды ядерных реакторов:

  1. PHWR (также имеет название «pressurised heavy water reactor» – «тяжеловодный ядерный реактор»), используемый преимущественно на территории Канады и в городах Индии. В его основе используется вода, формула которой – D2O. Она выполняет функцию как теплоносителя, так и замедлителя нейтронов. Коэффициент полезного действия близится к 29%;
  2. ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). В настоящее время ВВЭР эксплуатируют только в СНГ, в частности, модель ВВЭР-100. Реактор имеет КПД равный 33%;
  3. GCR, AGR (графитоводный). Жидкость, содержащаяся в таком реакторе, выступает в роли теплоносителя. В данной конструкции замедлитель нейтронов – графит, отсюда и название. КПД составляет около 40%.

По принципу устройства реакторы также делят на:

  • PWR (pressurised water reactor) – устроен так, что вода, находящаяся под определенным давлением, замедляет реакции и подает тепло;
  • BWR (сконструирован таким образом, что пар и вода находятся в главной части устройства, не имея водяного контура);
  • РБМК (канальный реактор, имеющий особенно большую мощность);
  • БН (система работает за счет быстрого обмена нейтронами).

Устройство и структура атомной электростанции. Как работает АЭС?

Устройство АЭС

Типичная атомная электростанция состоит из блоков, внутри каждого из которых размещены различные технические приспособления. Самый значимый из таких блоков – комплекс с реакторным залом, обеспечивающий работоспособность всей АЭС. Он состоит из следующих устройств:

  • реактора;
  • бассейна (именно в нем хранят ядерное топливо);
  • машины, перегружающие топливо;
  • БЩУ (щит управления в блоках, с помощью него за процессом деления ядра могут наблюдать операторы).

Помимо прочего, имеется блок с бассейнами для отработанного топлива и специальные блоки, предназначенные для охлаждения (они называются градирнями). Кроме того, для охлаждения применяются распылительные бассейны и природные водоемы.

Принцип работы АЭС

На всех без исключения АЭС существует 3 этапа преобразования электрической энергии:

  • ядерная с переходом в тепловую;
  • тепловая, переходящая в механическую;
  • механическая, преобразовывающаяся в электрическую.

Уран отдает нейтроны, вследствие чего происходит выделение тепла в огромных количествах. Горячая вода из реактора прокачивается насосами через парогенератор, где отдает часть тепла, и снова возвращается в реактор. Поскольку эта вода находится под большим давлением, она остается в жидком состоянии(в современных реакторах типа ВВЭР около 160 атмосфер при температуре ~330 °C). В парогенераторе это тепло передается воде второго контура, которая находится под гораздо меньшим давлением (половина давления первого контура и менее), поэтому закипает. Образовавшийся пар поступает на паровую турбину, вращающую электрогенератор, а затем в конденсатор, где пар охлаждают, он конденсируется и снова поступает в парогенератор. Конденсатор охлаждают водой из внешнего открытого источника воды (например, пруда-охладителя).

И первый и второй контур замкнуты, что снижает вероятность утечки радиации. Размеры конструкций первого контура минимизированы, что также снижает радиационные риски. Паровая турбина и конденсатор не взаимодействуют с водой первого контура, что облегчает ремонт и уменьшает количество радиоактивных отходов при демонтаже станции.

Общая информация

Новости

14 Сентября 2021Ростовская АЭС: более 200 жизнеутверждающих художественных работ передано в медучреждения Волгодонска и сельских районов
Благотворительная акция «От сердца к сердцу-2021», организованная Ростовской АЭС, завершилась торжественной передачей произведений юных художников территории расположения Ростовской АЭС в городские и сельские больницы.

7 Сентября 2021Учёные Южного Федерального университета: радиационный фон в районе Ростовской АЭС находится на нулевом уровне
С 3 по 5 сентября 2021 года на территории расположения Ростовской АЭС прошёл ежегодный экотур с участием учёных, преподавателей и студентов Южного Федерального университета (ЮФУ).

Новости

1 — 2 из 1061

Начало | Пред. |

1

|

След. |
Конец

РОСТОВСКАЯ АЭС

Расположение: близ г. Волгодонска (Ростовская обл.) 

Тип реактора: ВВЭР-1000 

Количество энергоблоков: 4

Ростовская АЭС является одним из крупнейших предприятий энергетики на Юге России. Это самая южная из российских АЭС. Станция обеспечивает около 50% производства электроэнергии в Ростовской области. От Ростовской АЭС электроэнергия по шести ЛЭП-500 поступает в Волгоградскую и Ростовскую области, Краснодарский и Ставропольский края, по двум ЛЭП-220 – в г. Волгодонск.

Ростовская АЭС относится к серии унифицированных проектов АЭС с ВВЭР-1000, удовлетворяющих требованиям поточного строительства. Вся мощность АЭС предназначалась для покрытия потребности объединенной энергосистемы Северного Кавказа.

Полномасштабное строительство Ростовской атомной станции началось в октябре 1979 г. В 1990 г. строительство АЭС было приостановлено, станция переведена в режим консервации. Готовность энергоблока № 1 составила 95%, № 2 – 30 %, сооружена фундаментная плита энергоблока № 3, вырыт котлован для энергоблока № 4. 

В 2000 г. Госатомнадзор России выдал лицензию на продолжение сооружения энергоблока № 1 Ростовской АЭС с реактором ВВЭР-1000, а в 2001 г. – лицензию на эксплуатацию энергоблока. 30 марта 2001 г. осуществлено включение турбогенератора энергоблока № 1 в Единую энергетическую систему России. 

25 декабря 2001 г. – энергоблок принят в промышленную эксплуатацию.

Энергоблок № 2 Ростовской АЭС стал первым российским атомным энергоблоком, сданным в промышленную эксплуатацию после создания Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» и утверждения Правительством Российской Федерации федеральной целевой программы «Развитие атомного энергопромышленного комплекса».

1982 год – начало сооружения. В 1990 году работы были остановлены. 

Февраль 2002 г. – возобновление работ по сооружению энергоблока.

10 декабря 2010 г. – энергоблок принят в промышленную эксплуатацию. 

На энергоблоке № 3 впервые в постсоветской истории российской атомной энергетики был восстановлен метод «поточного строительства» энергоблоков АЭС, обеспечивающий максимально эффективное использование материальных и денежных ресурсов и соблюдение директивных сроков строительства.2009 год – начало сооружения энергоблока № 3.

17 сентября 2015 г. энергоблок принят в промышленную эксплуатацию.

С 2010 года велось строительство энергоблока №4 с реактором ВВЭР-1000. Физический пуск 4-го энергоблока (загрузка ядерного топлива в реактор) состоялся 6 декабря 2017 года, а 1 февраля 2018 г. Президент Российской Федерации Владимир Путин дал старт программе вывода энергоблока №4 Ростовской АЭС на проектную мощность. 

С 21 февраля 2018 года блок №4 находился на этапе «Опытно-промышленная эксплуатация», а 28 сентября 2018 г. он был введен в промышленную эксплуатацию.

Расстояние до города-спутника (г. Волгодонск) – 16 км; до областного центра (г. Ростов-на-Дону) – 250 км.

НОМЕР ЭНЕРГОБЛОКА ТИП РЕАКТОРА УСТАНОВЛЕННАЯ МОЩНОСТЬ, М ВТ ДАТА ПУСКА
1 ВВЭР-1000 1000 30.03.2001
2 ВВЭР-1000 1000 16.03.2010
3 ВВЭР-1000 1000 27.12.2014
4 ВВЭР-1000 1030 01.02.2018
Суммарная установленная мощность 4030 МВт

Балаковская АЭС

Расположение

Типы реакторов: ВВЭР-1000

Энергоблоков: 4

Годы ввода в эксплуатацию: 1985, 1987, 1988, 1993

Балаковская АЭС относится к числу крупнейших и современных предприятий энергетики России, обеспечивая четверть производства электроэнергии в Приволжском федеральном округе.

Ее электроэнергией надежно обеспечиваются потребители Поволжья (76% поставляемой электроэнергии), Центра (13%), Урала (8%) и Сибири (3%).

Она оснащена реакторами ВВЭР (водо-водяные энергетические реакторы корпусного типа с обычной водой под давлением).

Электроэнергия Балаковской АЭС — самая дешевая среди всех АЭС и тепловых электростанций России.

Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) на Балаковской АЭС составляет более 80%.

Станция по итогам работы в 1995, 1999, 2000, 2003, 2005-2009 и 2011-2014 гг. удостаивалась звания «Лучшая АЭС России».

Ленинградская АЭС. Первые РБМК

Теперь перейдем к самым крупным АЭС, с серийными блоками гигаваттной мощности. Начнем по хронологии и с реакторов РБМК.

Ленинградаская АЭС и ее энергоблоки. Графика автора

Именно на реакторах РБМК СССР планировал масштабно развивать атомную энергетику в 1970-е годы для удовлетворения энергодефицита в европейской части страны, поскольку технологию изготовления корпусов гигаваттных ВВЭР осваивать не успевал. А активная зона реактора РБМК собирается как из кубиков, изготовление компонентов для нее было освоено промышленностью. Поэтому, например, ее можно масштабировать и увеличивать. Например, на Игналинской АЭС построили два РБМК мощностью уже 1500 МВт, хотя и в тех же габаритах. Но были проекты и с увеличенной мощностью и активной зоной, до 2400 МВт. Вообще, сам реактор РБМК-1000  — это один из крупнейших в мире реакторов, там только диаметр активной зоны более 11 м.

Верхняя плита реактора РБМК — одного из самых больших реакторов в мире

У РБМК есть ряд преимуществ перед ВВЭР. Например, он не требует остановки для перегрузки топлива, его можно перегружать, отключая отдельные каналы прямо на работающем реакторе.  Из-за этого он позволяет облучать в каналах отдельные сборки-мишени и нарабатывать полезные изотопы, как, например, Co-60, который сейчас и производят на Ленинградской АЭС.

Но есть и ряд недостатков. Это, например, и сложность управления, и отсутствие защитной оболочки-контейнмента, и другие недостатки конструкции, которые не были своевременно устранены из-за гонки масштабного строительства АЭС в СССР в 1970-е и 1980-е. Все это привело к главной трагедии, сделавшей реактор РБМК печально известным на весь мир – Чернобыльской катастрофе. Именно такие реакторы были на этой АЭС. После аварии 1986-года реакторы РБМК доработали и модернизировали, устранив большинство недостатков. Поэтому сегодняшние РБМК все же существенно отличаются от дочернобыльских.

Два энергоблока с ВВЭР-1200 на Ленингрдаской АЭС-2. Один уже сдан (справа), второй строится.

Два энергоблока первой очереди Ленинградской АЭС заработали в 1973 и 1975 годах, они уже отработали по 45 лет и остановлены в 2018 и 2020 годах. Им на смену были построены и синхронно с отключением старых блоков были подключены два новых энергоблока с реакторами ВВЭР-1200. Так что теперь Ленинградская АЭС – единственная российская, где одновременно работают реакторы разных типов – РБМК-1000 и ВВЭР-1200. Кстати, при этом мощность АЭС выросла на 400 МВт, и теперь это самая мощная АЭС России. Сейчас ЛАЭС обеспечивает электроэнергией Ленинградскую область более чем на 50%, а также частично снабжает теплом ближайший город атомщиков — Сосновый бор.

Мне дважды доводилось бывать на ЛАЭС-2, поэтому я видел новые энергоблоки и в строящемся виде, и тут же впервые побывал на уже работающем энергоблоке с ВВЭР-1200. 

Атомные электростанции России

Балаковская АЭС

Расположена рядом с городом Балаково, Саратовской области, на левом берегу Саратовского водохранилища. Состоит из четырёх блоков ВВЭР-1000, введённых в эксплуатацию в 1985, 1987, 1988 и 1993 годах.

Балаковская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Ежегодно она вырабатывает более 30 миллиардов кВт•ч электроэнергии. В случае ввода в строй второй очереди, строительство которой было законсервировано в 1990-х, станция могла бы сравняться с самой мощной в Европе Запорожской АЭС.

Белоярская АЭС

Белоярская АЭС расположена в городе Заречный, в Свердловской области, вторая промышленная атомная станция в стране (после Сибирской).

На станции были сооружены четыре энергоблока: два с реакторами на тепловых нейтронах и два с реактором на быстрых нейтронах.

В настоящее время действующими энергоблоками являются 3-й и 4-й энергоблоки с реакторами БН-600 и БН-800 электрической мощностью 600 МВт и 880 МВт соответственно.

БН-600 сдан в эксплуатацию в апреле 1980 — первый в мире энергоблок промышленного масштаба с реактором на быстрых нейтронах.

БН-800 сдан в промышленную эксплуатацию в ноябре 2016 г. Он также является крупнейшим в мире энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах.

Билибинская АЭС

Расположена рядом с городом Билибино Чукотского автономного округа. Состоит из четырёх блоков ЭГП-6 мощностью по 12 МВт, введённых в эксплуатацию в 1974 (два блока), 1975 и 1976 годах.

Вырабатывает электрическую и тепловую энергию.

Калининская АЭС

Калининская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Расположена на севере Тверской области, на южном берегу озера Удомля и около одноимённого города.

Состоит из четырёх энергоблоков, с реакторами типа ВВЭР-1000, электрической мощностью 1000 МВт, которые были введены в эксплуатацию в 1984, 1986, 2004 и 2011 годах.

4 июня 2006 года было подписано соглашение о строительстве четвёртого энергоблока, который ввели в строй в 2011 году.

Кольская АЭС

Кольская АЭС расположена рядом с городом Полярные Зори Мурманской области, на берегу озера Имандра.

Состоит из четырёх блоков ВВЭР-440, введённых в эксплуатацию в 1973, 1974, 1981 и 1984 годах.
Мощность станции — 1760 МВт.

Курская АЭС

Курская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Расположена рядом с городом Курчатов Курской области, на берегу реки Сейм.

Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1976, 1979, 1983 и 1985 годах.

Мощность станции — 4000 МВт.

Ленинградская АЭС

Ленинградская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Расположена рядом с городом Сосновый Бор Ленинградской области, на побережье Финского залива.

Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1973, 1975, 1979 и 1981 годах.

Мощность станции — 4 ГВт. В 2007 году выработка составила 24,635 млрд кВт•ч.

Нововоронежская АЭС

Расположена в Воронежской области рядом с городом Воронеж, на левом берегу реки Дон. Состоит из двух блоков ВВЭР.

На 85 % обеспечивает Воронежскую область электрической энергией, на 50 % обеспечивает город Нововоронеж теплом.

Мощность станции (без учёта Нововоронежской АЭС-2) — 1440 МВт.

Ростовская АЭС

Расположена в Ростовской области около города Волгодонск. Электрическая мощность первого энергоблока составляет 1000 МВт, в 2010 году подключен к сети второй энергоблок станции.

В 2001—2010 годах станция носила название «Волгодонская АЭС», с пуском второго энергоблока АЭС станция была официально переименована в Ростовскую АЭС.

В 2008 году АЭС произвела 8,12 млрд кВт-час электроэнергии. Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) составил 92,45 %. С момента пуска (2001) выработала свыше 60 млрд кВт-час электроэнергии.

Смоленская АЭС

Расположена рядом с городом Десногорск Смоленской области. Станция состоит из трёх энергоблоков, с реакторами типа РБМК-1000, которые введены в эксплуатацию в 1982, 1985 и 1990 годах.

В состав каждого энергоблока входят: один реактор тепловой мощностью 3200 МВт и два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт каждый.

Типы ядерных реакторов

То, как работает АЭС, зависит от того, как именно работает ее атомный реактор. Сегодня есть два основных типа реакторов, которые классифицируются по спектру нейронов: Реактор на медленных нейтронах, его также называют тепловым.

Для его работы используется 235й уран, который проходит стадии обогащения, создания урановых таблеток и т.д. Сегодня реакторов на медленных нейтронах подавляющее большинство. Реактор на быстрых нейтронах.

За этими реакторами будущее, т.к. работают они на уране-238, которого в природе пруд пруди и обогащать этот элемент не нужно. Минус таких реакторов только в очень больших затратах на проектирование, строительство и запуск. Сегодня реакторы на быстрых нейтронах работают только в России.

Теплоносителем в реакторах на быстрых нейтронах выступает ртуть, газ, натрий или свинец.

Реакторы на медленных нейтронах, которыми сегодня пользуются все АЭС мира, тоже бывают нескольких типов.

Организация МАГАТЭ (международное агентство по атомной энергетике) создало свою классификацию, которой пользуются в мировой атомной энергетике чаще всего. Так как принцип работы атомной станции во многом зависит от выбора теплоносителя и замедлителя, МАГАТЭ базировали свою классификацию на этих различиях.

  1. PWR (pressurized water reactors) — водо-водяной реактор (реактор с водой под давлением). В странах СНГ такие реакторы называют аббревиатурой ВВЭР. В качестве теплоносителя и замедлителя в них используется обычная вода. Водо-водяные реакторы самые распространенные в мире (около 62% от всех реакторов). Водо-водяные реакторы дешевы и удобны, т.к. вода не воспламеняется, не затвердевает, и ее использование относительно безопасно.
  2. BWR (boiling water reactor) — кипящий реактор или кипящий водо-водяной реактор. Принцип действия АЭС на таком реакторе очень похож на то, как работает АЭС на ВВЭР. Кипящий реактор также использует обычную воду, его особенность в только том, что пар генерируется сразу в активной зоне. В водо-водяном реакторе сначала нагревается вода, которая позже, спустя несколько этапов, переводится в пар, в кипящих реакторах тепло сразу отдается кипящей воде, которая мгновенно становится горячим паром.Кипящие реакторы достаточно распространены, их 20% от всех атомных реакторов мира.
  3. LWGR (light water graphite reactor) — графито-водный реактор, ГВР, ВРГ или уран-графитовый реактор. В качестве замедлителя в таком типе реактора используется графит, в качестве теплоносителя – обычная вода. Схема работы АЭС, запущенной впервые в мире, основывалась на графито-водном реакторе. Сегодня такие реакторы используют редко, большинство из них расположены в России.
  4. PHWR (pressurised heavy water reactor) — тяжеловодный реактор. В таких реакторах в качестве теплоносителя и замедлителя используется тяжелая вода (D2O), по-другому ее называют тяжеловодородной водой или оксидом дейтерия.

С химической точки зрения оксид дейтерия идеальный замедлитель и теплоноситель, т.к. ее атомы наиболее эффективно взаимодействуют с нейтронами урана по сравнению с другими веществами. Попросту говоря, свою задачу тяжелая вода выполняет с минимальными потерями и максимальным результатом. Однако ее производство стоит денег, в то время как обычную «легкую» и привычную для нас воду использовать куда проще.

Первая электростанция в мире

Самая первая центральная электростанция, the Pearl Street, была сдана в эксплуатацию 4 сентября 1882 года в Нью-Йорке.

Станция была построена при поддержке Edison Illuminating Company, которую возглавлял Томас Эдисон.

На ней были установлены несколько генераторов Эдисона общей мощностью свыше 500 кВт.

Станция снабжала электроэнергией целый район Нью-Йорка площадью около 2,5 квадратных километров.

Станция сгорела дотла в 1890году, сохранилась только одна динамо-машина, которая сейчас находится в музее the Greenfield Village, Мичиган.

30 сентября 1882 года заработала первая гидроэлектростанция the Vulcan Street в штате Висконсин. Автором проекта был Г.Д. Роджерс, глава компании the Appleton Paper & Pulp.

На станции был установлен генератор с мощностью приблизительно 12.5 кВт. Электричества хватало на дом Роджерса и на две его бумажные фабрики.

Электростанция Gloucester Road. Брайтон был одним из первых городов в Великобритании с непрерывным электроснабжением.

В 1882 году Роберт Хаммонд основал компанию Hammond Electric Light , а 27 февраля 1882 года он открыл электростанцию Gloucester Road.

Станция состояла из динамо щетки, которая использовалась, чтобы привести в действие шестнадцать дуговых ламп.

В 1885 году электростанция Gloucester была куплена компанией Brighton Electric Light. Позже на этой территории была построена новая станция, состоящая из трех динамо щеток с 40 лампами.

Электростанция Зимнего дворца

В 1886 году в одном из внутренних дворов Нового Эрмитажа была построена электростанция.

Автором проекта выступил техник дворцового управления Василий Леонтьевич Пашков.

Электростанция была крупнейшей во всей Европе, не только на момент постройки, но и на протяжении последующих 15 лет.

Ранее для освещения Зимнего дворца использовались свечи, с 1861 года начали использовать газовые светильники. Так как электролампы имели большее преимущество, были начаты разработки по внедрению электроосвещения.

Прежде чем здание было полностью переведено на электричество, освещении при помощи ламп использовали для освещения дворцовых зал во время рождественских и новогодних праздников 1885 года.

9 ноября 1885 года, проект строительства «фабрики электричества» был одобрен императором Александром III. Проект включал электрификацию Зимнего дворца, зданий Эрмитажа, дворовой и прилегающей территории в течение трех лет до 1888 года.

Была необходимость исключить возможность вибрации здания от работы паровых машин, размещение электростанции предусмотрели в отдельном павильоне из стекла и металла. Его разместили во втором дворе Эрмитажа, с тех пор называемом «Электрическим».

Как выглядела станция

Здание станции занимало площадь 630 м², состояло из машинного отделения с 6 котлами, 4 паровыми машинами и 2 локомобилями и помещения с 36 электрическими динамо-машинами. Общая мощность достигала 445 л.с.

Было предложено три режима освещения:
  • полное (праздничное) включать пять раз в году (4888 ламп накаливания и 10 свечей Яблочкова);
  • рабочее – 230 ламп накаливания;
  • дежурное (ночное) – 304 лампы накаливания.
    Станция потребляла около 30 тыс. пудов (520 т) угля в год.

Безопасность

Список радиационных аварий в мире, начатый 12 декабря 1952 года (Чок-Риверская лаборатория) по 8 августа 2019 (полигон ВМФ России «Нёнокса»), включает в себя 22 инцидента. Кроме того, зафиксировано 7 случаев радиоактивного загрязнения местности.

Вопросы безаварийной эксплуатации на предприятиях ядерной энергетики, правильного обращения с отходами, отработавшим установленный срок топливом, проблемы консервации, ликвидации объектов атомной военной и промышленной отрасли стали в настоящее время очень актуальными.

Контроль деятельности опасных производственных объектов (к числу которых относится АЭС) осуществляет Ростехнадзор. В его распоряжении имеется целый ряд регламентирующих состояние безопасности документов.

2018-2019 годы вывели «Росатом» в число лидеров экологической безопасности. В этом нет ничего удивительного, так как ядерная энергетика всегда являлась самой экологически чистой сферой производства энергоресурсов. Ведётся работа по созданию более безопасных реакторов, размещения АЭС в сейсмоустойчивых зонах. На госкорпорацию возложена обязанность организовать ликвидацию химического оружия, построить комплексы по утилизации чрезвычайных отходов.

Безопасность

Объекты использования атомной энергии (в том числе ядерные установки, пункты хранения ядерных материалов и радиоактивных веществ, пункты хранения радиоактивных отходов) в соответствии со статьёй 48.1 ГрК РФ относятся к особо опасным объектам.

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. НП-001-15
  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 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».