Здесь можно найти учебные материалы, которые помогут вам в написании курсовых работ, дипломов, контрольных работ и рефератов. Так же вы мажете самостоятельно повысить уникальность своей работы для прохождения проверки на плагиат всего за несколько минут.

ЛИЧНЫЙ КАБИНЕТ 

 

Здравствуйте гость!

 

Логин:

Пароль:

 

Запомнить

 

 

Забыли пароль? Регистрация

Повышение оригинальности

Предлагаем нашим посетителям воспользоваться бесплатным программным обеспечением «StudentHelp», которое позволит вам всего за несколько минут, выполнить повышение оригинальности любого файла в формате MS Word. После такого повышения оригинальности, ваша работа легко пройдете проверку в системах антиплагиат вуз, antiplagiat.ru, РУКОНТЕКСТ, etxt.ru. Программа «StudentHelp» работает по уникальной технологии так, что на внешний вид, файл с повышенной оригинальностью не отличается от исходного.

Результат поиска


Наименование:


реферат Атомные электрические станции

Информация:

Тип работы: реферат. Добавлен: 17.05.13. Год: 2012. Страниц: 21. Уникальность по antiplagiat.ru: < 30%

Описание (план):


 

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ  РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ

«УО» БЕЛОРУССКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ  ЭКОНОМИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ

 

Кафедра технологий

 

 

 

 

 

 

 

 

 

РЕФЕРАТ

 

по дисциплине: Основы энергосбережения

на тему: «Атомные электрические станции»

 

 

 

 

 

 

    Студент

 (подпись)                                   Петрова                              

                                                       (дата)

 

 

    Проверила                                        (подпись)

                                                          (дата)                                        Иванова

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

МИНСК 2011

СОДЕРЖАНИЕ

Введение…………………………………………………………………..........3

1.Типы атомных электростанций. Тепловые схемы АЭС…………………5

2.Устройство работы АЭС…………………………………………………….8

3.Авария на Чернобыльской атомной электростанции (ЧАЭС) и её последствия…………………………………………………………………...12

4.Островецкая АЭС…………………………………………………………..15

Заключение…………………………………………………………………...17

Список использованных источников……………………………………….19

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

ВВЕДЕНИЕ

Формирование биосферы и зарождение жизни на Земле происходило в условиях радиационного воздействия различной природы. После фундаментальных открытий конца 19-ого века – природной радиоактивности и рентгеновских лучей – началось бурное развитие атомной и ядерной физики. После открытия и получения искусственной радиоактивности стала очевидной возможность практического использования атомной энергии. Очередной вехой в этом направлении стало осуществление управляемой цепной реакции деления тяжёлых ядер. На фоне исследования ядерно-физических процессов в научных целях в США было создано атомное оружие, что повлекло за собой безудержную гонку ядерных вооружений. В ряде стран создавалась ядерная промышленность, строились атомные электростанции, и в настоящее время ядерная энергетика стала одной из важнейших характеристик современного мира.

Примечательно то, что  первая в мире атомная электростанция была построена в СССР в 1954 году, в городе Обнинске. Первоначальная её мощность составляла 5 МВт, однако именно Обнинская АЭС положила начало для бурного развития атомной энергетики во всем мире. Запустив первый на планете управляемый атомный реактор, практически была доказана сама возможность получения электроэнергии на основе расцепления урановых ядер. В то время, атомная энергетика являлась своего рода возможностью использования альтернативного топлива, однако очень быстро именно атомные электростанции стали доминировать среди прочих систем получения электроэнергии.

И вот сейчас, более шестидесяти лет спустя, наиболее авторитетные ученые полагают, что перспективным направлением для развития энергосистем в ближайшем обозримом будущем все еще будет оставаться ядерная энергетика, несмотря на возможные опасности связанные с использованием радиоактивных материалов, как основного топлива ядерных энергетических установок. Рост энергопотребления , быстрое исчерпание запасов газа и нефти заставляют мировую общественность уделять всё большее внимание именно ядерной энергетике.

Что касается Беларуси, то в 1983 году было начато строительство Минской атомной теплоэлектроцентрали мощностью 2 млн.кВт. Планировалось, что она будет на расстоянии 40 км от города Минска. Но затем произошла чернобыльская катастрофа. Тогда в Советском Союзе были пересмотрены нормативы размещения атомных станций. Начали создавать необходимую нормативно-правовую и нормативно-техническую базы, были разработаны требования к размещению атомных станций, которые не имеют аналогов в международной практике. И в целом, после чернобыльской аварии все исследовательские и проектно-конструкторские работы по созданию ядерных ректоров были приостановлены. Однако 15 января 2008 года на заседании Совета Безопасности Республики Беларусь, которое проходило под председательством Главы государства Александра Лукашенко, было принято политическое решение о строительстве в Беларуси собственной атомной электростанции.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

1. ТИПЫ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ. ТЕПЛОВЫЕ СХЕМЫ АЭС

.Все аппараты для преобразования различных видов энергии в электрическую - электростанции можно условно разделить на следующие виды:

    • Тепловые электростанции - они преобразуют различные виды энергии в энергию нагретого теплоносителя (в основном воды), который, в свою очередь, передает свою энергию на турбину, вырабатывающую электрический ток. К этому виду относятся угольные, газовые, атомные электростанции, электростанции, работающие на нефти и ее производных, некоторые виды солнечных.
    • Гидроэлектростанции - преобразовывают энергию движущейся воды в электричество, передавая ее непосредственно на турбину. К ним относятся гидроэлектростанции и приливные электростанции.
    • Электростанции, непосредственно вырабатывающие электричество - солнечные на фотоэлементах, ветряные.

Атомные электростанции относятся к тепловым, так как  в их устройстве имеются тепловыделители, теплоноситель и генератор электрического тока - турбина.

Атомные электрические  станции (АЭС) могут быть конденсационными, теплофикационными (АТЭЦ), а также  атомными станциями теплоснабжения (ACT) и атомными станциями промышленного теплоснабжения (ACПT). Атомные станции сооружаются по блочному принципу как в тепловой, так и в электрической части.

Ядерные реакторы АЭС  классифицируются по различным признакам. По уровню энергии нейтронов реакторы разделяются на два основных класса: тепловые (на тепловых нейтронах) и быстрые (на быстрых нейтронах). По виду замедлителя нейтронов реакторы бывают водными, тяжеловодными, графитовыми, а по виду теплоносителя — водными, тяжеловодными, газовыми, жидко металлическими. Водоохлаждаемые реакторы классифицируются также по конструктивному исполнению: корпусные и

канальные.

С точки зрения организации  ремонта оборудования наибольшее значение для АЭС имеет классификация  по числу контуров. Этот же показатель и определяет тепловую схему АЭС. Число контуров выбирают с учетом требований обеспечения безопасной работы блока при всех возможных аварийных ситуациях. Увеличение числа контуров связано с появлением дополнительных потерь в цикле и соответственно уменьшением КПД АЭС.

В системе любой АЭС  различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочим телом, т.е. средой, совершающей работу, преобразуя тепловую энергию в механическую, является водяной пар. Назначение теплоносителя на АЭС — отводить теплоту, выделяющуюся в реакторе. Если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены, АЭС называют одноконтурной (рис. 1).

 

 

Рис.1. Тепловая схема  АЭС:

а - одноконтурная; б - двухконтурная; в - трехконтурная; 1 - реактор; 2 - турбина; 3- турбогенератор; 4- конденсационная  установка; 5- конденсатный насос; 6 - система регенеративного подогрева питательной воды; 7 - питательный насос; 8 - парогенератор; 9 - циркуляционный насос контура реактора; 10 - циркуляционный насос промежуточного контура

 

 

Если контуры теплоносителя  и рабочего тела разделены, то АЭС  называют двухконтурной. Соответственно контур теплоносителя называют первым, а контур рабочего тела — вторым. В таких схемах реактор охлаждается теплоносителем, прокачиваемым через него, и парогенератор - главным циркуляционным насосом. Образованный таким образом контур теплоносителя является радиоактивным, но он включает в себя не все оборудование станции, а лишь его часть. Второй контур включает оборудование, которое работает при отсутствии радиационной активности — это упрощает ремонт оборудования. На двухконтурной станции обязателен парогенератор, который разделяет первый и второй контуры.

 Существуют теплоносители,  интенсивно взаимодействующие с  паром и водой. Это может  создать опасность выброса радиоактивных  веществ в обслуживаемые помещения.  Таким теплоносителем является, например, жидкий натрий. Поэтому создают дополнительный (промежуточный) контур, для того чтобы даже в аварийных режимах избежать контакта радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Такие АЭС называют трехконтурными.

При двухконтурной схеме  вода под давлением является теплоносителем и замедлителем нейтронов, а рабочим телом – водяной пар. Реакторы, созданные для работы в таких условиях принято называть водно-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР).

Реакторы канального типа, в которых теплоносителем является вода и пароводяная смесь, а замедлителем графит, применяются на крупных блоках с турбинами насыщенного пара. Эти реакторы принято называть реакторами большой мощности канального типа (РБМК).

Сравнительная характеристика реакторов типа ВВЭР и РБМК представлена в Таблице 1.

 

Таблица 1. 

Основные технико-экономические  характеристики блоков АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК.

 

Показатель

ВВЭР- 440

ВВЭР - 1000

РБМК - 1000

Мощность блока, МВт

440

1000 

1000

Мощность турбогенератора, МВт

220

500

500

Число турбин в блоке, шт

2

2

2

Давление пара перед  турбиной, Мпа

4,32 

5,88

6,46

КПД (нетто), %

29,7

31,7

31,3


 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

2. УСТРОЙСТВО АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

Принцип работы атомной  электростанции очень прост –  это обычное преобразование тепловой энергии в электрическую. Иными словами АЭС работают по тому же принципу, что и обычные тепловые электростанции, с одним лишь отличием – для нагрева воды используется энергия, получаемая при распаде ядер урана.

Источником тепловой энергии в АЭС служит ядерный реактор, в котором протекает управляемая ядерная реакция. Сама реакция протекает по цепному механизму: деление одного ядра самопроизвольно вызывает деление других ядер. Цепная реакция сама себя поддерживает, и может длиться до полного распада всех ядер вещества. А управление сводится лишь к регулированию её скорости и, соответственно, мощности, а также к произвольной её остановке в случае необходимости.

Топливом для атомных электростанций служат вещества, способные, при определенном начальном стимулировании, совершать цепную реакцию расщепления ядер элементов.

В качестве делящегося вещества в настоящее время могут использоваться изотопы урана — уран-235 и уран-238, а также плутоний-239.

Деление атомного ядра может  произойти самопроизвольно или при попадании в него элементарной частицы. Самопроизвольный распад в ядерной энергетике не используется из-за очень низкой его интенсивности.

В ядерном реакторе происходит цепная реакция. Ядра урана или плутония распадаются, при этом образуются два-три ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяется энергия, излучаются гамма-кванты и образуются два или три нейтрона, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией (величина этой энергии должна лежать в определенном диапазоне: более медленная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него). Наибольшее значение в ядерной энергетике имеют нейтроны.

Однако практически  осуществить подобную реакцию не так просто, как кажется на первый взгляд. Дело в том, что нейтроны, высвобожденные при делении ядра могут вызывать деление изотопов урана с массовым числом 235, тогда как в природной руде их содержится лишь 0,7%. Остальные 99,3% приходятся на долю изотопа 238, для деления которого, энергии нейтронов, не хватает. Именно поэтому для функционирования реактора важна критическая масса – это минимальная масса урана, при которой возможно возникновение и протекание цепной реакции. Например, для урана-235 она составляет несколько десятков килограмм, что на самом деле, учитывая низкое его процентное соотношение, не так уж и мало.

 

 

В зависимости от скорости элементарной частицы выделяют два вида нейтронов: быстрые и медленные. Нейтроны разных видов по-разному влияют на ядра делящихся элементов.

  1. Уран-238 делится только быстрыми нейтронами. При его делении выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых нейтрона. Вследствие того, что эти быстрые нейтроны замедляются в веществе урана-238 до скоростей, неспособных вызвать деление ядра урана-238, цепная реакция в уране-238 протекать не может.
  2. В уране-235 цепная реакция протекать может, так как наиболее эффективно его деление происходит, когда нейтроны замедлены в 3-4 раза по сравнению с быстрыми, что происходит при достаточно длинном их пробеге в толще урана без риска быть поглощенными посторонними веществами или при прохождении через вещество, обладающее свойством замедлять нейтроны, не поглощая их.

Поскольку в естественном уране имеется достаточно большое  количество веществ, поглощающих нейтроны (тот же уран-238, который при этом превращается в другой делящийся  изотоп - плутоний-239), то в современных  ядерных реакторах необходимо для замедления нейтронов применять не сам уран, а другие вещества, мало поглощающие нейтроны (например, графит или тяжелая вода).

Графит хорошо замедляет  нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому  при использовании графита в  качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды.

Тяжелая вода очень хорошо замедляет  нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому  при использовании тяжелой воды в качестве замедлителя можно  использовать менее обогащенный  уран, чем при использовании легкой воды. Но производство тяжелой воды очень трудоемко и экологически опасно.

При попадании медленного нейтрона в ядро урана-235 он может быть захвачен этим ядром. При этом произойдет ряд  ядерных реакций, итогом которых  станет образование ядра плутония-239. (Плутоний-239 в принципе может тоже использоваться для нужд ядерной энергетики, но в настоящее время он является одним из основных компонентов начинки атомных бомб.) Поэтому ядерное топливо в реакторе не только расходуется, но и нарабатывается. У некоторых ядерных реакторов основной задачей является как раз такая наработка.

Другим способом решить проблему необходимости  замедления нейтронов является создание реакторов без необходимости  их замедлять - реакторов на быстрых  нейтронах. В таком реакторе основным делящимся веществом является не уран, а плутоний. Уран же (используется уран-238) выступает как дополнительный компонент реакции - от быстрого нейтрона, выпущенного при распаде ядра плутония, произойдет распад ядра урана с выделением энергии и испусканием других нейтронов, а при попадании в ядро урана замедлившегося нейтрона он превратится в плутоний-239, возобновляя тем самым запасы ядерного топлива в реакторе.

Таким образом, в ядерном реакторе должен использоваться либо обогащенный  уран с замедлителем, поглощающем нейтроны, либо необогащенный уран с замедлителем, мало поглощающем нейтроны, либо сплав плутония с ураном без замедлителя.

Данные процессы деления  ядер урана происходят в части ядерного реактора, называемой активной зоной. Там же находится и само топливо. В результате протекания ядерной реакции выделяется огромное количество тепла – это и есть начальная тепловая энергия, преобразующаяся впоследствии в электрическую.

Именно в активной зоне находятся специальные управляющие стержни, о которых упоминалось ранее, позволяющие регулировать скорость протекания реакции. Чаще всего – это графит, бор или кадмий, которые достаточно сильно поглощают нейтроны. Иными словами, чем больше поглощено нейтронов, тем меньше ядер урана делиться, и, соответственно, снижается скорость реакции. Чем глубже погружаются стержни, тем меньше выделяется тепла, и наоборот.

Именно образование  тепловой энергии и есть суть цепной реакции. Тепло из реактора выводится  при помощи определенных теплоносителей, которыми, в зависимости от типа атомной электростанции, могут выступать вода, металлический натрий или некоторые газы. Они отбирают в активной зоне тепло, и переносят его в специальные теплообменники, попутно охлаждая реактор. Эта система и есть первый контур.

Далее вступает в действие второй контур АЭС. В теплообменнике (парогенераторе) нагревается вода, образующийся в результате этого пар передается на лопасти турбины, которая через специальную систему приводит в действие генераторы, непосредственно вырабатывающие электричество. Электричество в свою очередь передаётся потребителям. Пруд-охладитель используется для охлаждения воды реакторов атомной электростанции.

Схема устройства АЭС с реакторам типа ВВЭР представлена на рис. 2

 

Рис. 2. Устройство АЭС  с реактором типа ВВЭР. 1 - СУЗ (система управления и защиты), т.е. стержни, 2 – топливо, 3 – корпус реактора, 4 – парогенератор, 5 – турбина, 6 – генератор, 7 – трансформатор, 8 – отпуск энергии потребителю, 9 – пруд-охладитель, 10 – циркуляционный насос, 11- конденсатор, 12 – питательный насос, 13 - ГЦН (главный циркуляционный насос).

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

3. АВАРИЯ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

(ЧАЭС) И ЕЁ ПОСЛЕДСТВИЯ

25 апреля 1986 г четвёртый  блок ЧАЭС предполагалось остановить  для планового ремонта, во время  которого была запланирована  проверка работы регулятора магнитного  поля одного из двух турбогенераторов.

В результате человеческой невнимательности мощность реактора резко упала (до 30 МВт вместо запланированных 700-1000 МВт). По правилам эксплуатации в такой ситуации следовало «заглушить» реактор. Персонал, напротив, попытался поднять мощность реактора. К 1 часу мощность удалось поднять только до 200 МВт. Однако в 1ч 03 мин, несмотря на возникшие трудности, персонал начал подготовку к эксперименту. В результате необдуманных до конца действий реакция ускорилась, повыситься температура активной зоны, что привело к увеличению скорости нейтронов и к расширению материалов в реакторе. В результате система перестала быть саморегулирующейся.

Последняя попытка стабилизировать  ситуацию была предпринята в 1 ч 23 мин 40 с.: начальник смены дал команду нажать кнопку АЗ – 5 (сигнал максимальной аварийной защиты, по которому в зону немедленно вводятся все стержни-поглотители нейтронов).  Когда по этой команде все стержни-поглотители двинулись вниз, концы «вытеснителей» воды, находящиеся под стержнями-поглотителями, вытеснили из каналов находившуюся там (внизу активной зоны) воду. Произошёл практически мгновенный скачок парообразования и мощности. Стержни остановились, пройдя 2 -3 метра. Оператор отключил удерживающие их муфты, чтобы стержни упали под действием собственной тяжести. Но они уже не шевелились. В 1 ч 23 мин 43 с стал положительным общий мощностной коэффициент реактивности. Начался саморазгон реактора. В 1 ч 23 мин 44 с мощность цепной реакции в 100 раз превысила номинальную. Давление в каналах многократно возросло. Это и был момент первого взрыва. Давление пара разрушило часть каналов и ведущие от них паропроводы над реактором. После этого давление упало, вода вновь потекла по контуру охлаждения. Но затем из-за бурного выделения газов давление вновь подскочило и накрывавшая активную зону металлическая плита массой более тысячи тонн приподнялась. Разрушились все каналы и оборвались все уцелевшие трубопроводы над плитой. В 1 ч 23 мин 46 с воздух устремился в активную зону и раздался новый взрыв, как считают, в результате образования смеси газов O2 с H2 и CO. Разрушилось перекрытие реакторного зала, около 1/4 графита и часть топлива были выброшены наружу. Раскалённые обломки упали на крышу машинного зала и в другие места, образовав более 30 очагов пожара. В 1 ч 30 мин по сигналу тревоги на место аварии выехали пожарные части.

В результате аварии из разрушенного реактора было выброшено в атмосферу  большое количество радионуклидов. Выбросы радиоактивных веществ  продолжались с 26 апреля по 6 мая 1986 года. В соответствии с метеорологической  обстановкой радиоактивное облако распространялось в северо-восточном, северном и северо-западном направлениях в зависимости от высоты радиоактивных облаков, направления и скорости ветра на этих высотах. Загрязнение радионуклидами по этой причине оказалось неравномерным. Наибольшему загрязнению подверглись ряд областей Беларуси, Украины и России. Для ликвидации очага аварии, предотвращения концентрирования расплавленного топлива и недопущения создания тем самым условий для протекания цепной реакции в первые же дни после аварии шахту реактора стали забрасывать с вертолётов нейтронопоглощающими, теплоотводящими, фильтрующими и противопожарными материалами. В результате принятых мер мощность выброса радионуклидов начала снижаться, но после 2 мая вынос радиоактивных продуктов из реактора начал опять нарастать. Это было обусловлено разогревом ядерного топлива в результате тепловыделения при его радиоактивном распаде. Благодаря принятым экстренным мерам 6 мая выброс радиоактивных продуктов резко снизился и практически завершился к концу мая.

Чернобыльская авария оказала  воздействие на все сферы общественной жизни и производства Беларуси. Из общего потребления исключены значительные природные ресурсы – плодородные  пахотные земли, леса, полезные ископаемые. Существенно изменились условия  функционирования объектов производственного и социального назначения, расположенных на загрязнённых радионуклидами территориях. Отселение жителей из загрязнённых радионуклидами районов привело к прекращению деятельности многих предприятий и объектов социальной сферы. Республика понесла большие потери и продолжает нести убытки от снижения объёмов производства, неполной окупаемости средств, вложенных в хозяйственную деятельность. Существенны потери топлива, сырья и материалов.

По оценкам общая  сумма социально-экономического ущерба от аварии на ЧАЭС за 1986-2015 гг. в Республике Беларусь составит 235 млрд. долларов США. Это равно почти 32 госбюджетам Беларуси доаварийного 1985 года. Беларусь была объявлена зоной экологического бедствия.

В  структуре общего ущерба преобладающее место занимают мероприятия по преодолению и минимизации негативных последствий Чернобыльской катастрофы. Это непосредственные расходы на преодоление последствий катастрофы и обеспечение безопасной жизнедеятельности различных отраслей народного хозяйства на территориях, загрязнённых радионуклидами. К ним также относятся расходы по компенсации последствий катастрофы. В среднем за весь анализируемый 30-летний период их доля в общей сумме социально-экономического ущерба составляет 81,6 % (191,7 млрд. долларов США) (табл. 2).

 

 

 

Таблица 2.

Суммарный социально-экономический  ущерб Республики Беларусь от катастрофы на ЧАЭС

(млрд. долларов США)

 

Периоды

Виды ущерба

Итого

Прямые и косвенные  потери

Упущенная выгода

Дополнительные затраты

1986-1990

14,3

1,4

13,3

29,0

1991-1995

5,0

2,0

43,0

50,0

1996-2000

7,3

2,9

50,8

61,0

2001-2015

3,0

7,4

84,5

95,0

1986-2015

29,6

13,7

191,7

235


 

Из отраслей народного  хозяйства наиболее сильно пострадало сельское хозяйство. Радиоактивному загрязнению  подверглись более 1,8 млн. га с/х угодий (около 22 %), из которых 264 • 103 га полностью исключены из хозяйственного оборота. В этих районах расположено 3210 сельских населённых пунктов, в которых проживает 774,4 тысячи человек, или 23,5 % всего сельского населения Беларуси. Ликвидировано 54 колхоза и госхоза. Пострадали предприятия по переработке мяса, молока, картофеля, льна, по заготовке и переработке хлебопродуктов.

Пострадали лесное хозяйство, строительный комплекс, транспорт (дорожное хозяйство и железные дороги), предприятия  связи, водные ресурсы. Огромный урон нанесла авария социальной сфере. При этом наиболее сильно пострадало жилищное хозяйство, рассредоточенное по всей территории, подвергшейся радиоактивному загрязнению.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

4. ОСТРОВЕЦКАЯ АЭС

Атомная электростанция в Беларуси будет строиться на Островецкой площадке в Гродненской области. Этот выбор сделан по результатам изучения трех площадок - Островецкой, Краснополянской и Кукшиновской. Комиссия одобрила заключение изыскательских организаций. Подписаны соответствующие документы. Это протокол заседания Государственной комиссии по выбору места размещения земельного участка для строительства АЭС и акт выбора места размещения земельного участка для строительства АЭС в Островецком районе.

Как было сказано ранее, политическое решение о строительстве в Беларуси собственной атомной электростанции было принято 15 января 2008 года на заседании Совета Безопасности Республики Беларусь, которое проходило под председательством Главы государства Александра Лукашенко. А 15 марта 2011 года в Минске на заседании Совмина Союзного государства было подписано белорусско-российское межправсоглашение о сотрудничестве в строительстве на территории Беларуси АЭС.

Беларусь планирует  ввести в эксплуатацию два блока  АЭС мощностью 1,2 тыс.МВт каждый. Первый блок должен быть введен в 2017 году, второй - в 2018 году.

По оценке специалистов, строительство АЭС в Беларуси позволит экономить около $1 млрд. в  год на закупках газа. Такие расчеты  сделаны исходя из ожидаемых цен  на природный газ для Беларуси в будущем. В настоящее время выдвинуто 4 основных преимущества строительства АЭС в Беларуси. Кроме экономии средств на закупках газа это снижение затрат на производство электроэнергии, сокращение закупок природного газа на 3-3,5 млрд.куб.м в год, а также сокращение выбросов парникового газа на 10-12 млн.т в год. После 2017 года в результате строительства первого блока АЭС затраты на производство электроэнергии в Беларуси снизятся ориентировочно на 60-70%.

Сырьем для атомной  электростанции служит природный уран. По расчетам, к 2020 году цена на природный газ будет раз в 12 выше, чем на ядерное топливо. Предположительно, на станциях, использующих органический вид топлива, топливная составляющая в себестоимости производства тепловой и электрической энергии составляет от 70% до 80%. На АЭС топливная составляющая будет до 20% в себестоимости производства энергии. Из них только 8% будет приходиться непосредственно на природный уран, остальную часть составят расходы на его переработку, обогащение и последующую переработку отходов. Поэтому удорожание газа будет значительно больше отражаться на себестоимости электроэнергии, нежели удорожание урана.

Первая атомная электростанция в Беларуси будет сооружаться  по российскому проекту АЭС-2006, разработанному ОАО "Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "Атомэнергопроект" (входит в российскую госкорпорацию "Росатом"). Сейчас на Островецкой площадке в Гродненской области ведутся подготовительные работы, идет строительство автомобильной и железной дорог, создается производственная база. АЭС будет состоять из двух энергоблоков суммарной мощностью до 2,4 тыс.МВт. Генподрядчик строительства белорусской АЭС российское ЗАО "Атомстройэкспорт" подтвердило готовность запуска первого энергоблока АЭС в 2017 году. Второй блок АЭС планируется запустить в 2018 году.

В феврале 2008 г. в Беларуси начала работу миссия МАГАТЭ по вопросам обучения персонала для будущей  АЭС. Принято решение о формировании национальной системы подготовки специалистов для ядерной энергетики.


и т.д.................


Перейти к полному тексту работы


Скачать работу с онлайн повышением уникальности до 90% по antiplagiat.ru, etxt.ru


Смотреть полный текст работы бесплатно


Смотреть похожие работы


* Примечание. Уникальность работы указана на дату публикации, текущее значение может отличаться от указанного.