Лестницы. Входная группа. Материалы. Двери. Замки. Дизайн

Обнинская АЭС – расположение первой АЭС мира : Россия, Калужская область, город Обнинск – карта АЭС мира ,

Статус: Закрытые АЭС , Закрытые АЭС России

Обнинская АЭС – первая АЭС в мире

27 июня 1954 года произошло важнейшее событие в истории атомных станций дала ток первая в мире АЭС и происходило это всё в городе СССР – Обнинске.

Вспомним историю, как создавалась Обнинская АЭС. Осенью 1949 года СССР провели успешные испытания первой советской ядерной бомбы. Практически сразу же ученые пришли к выводу, что огромную массу атомной энергии можно направить и в мирное русло. 16 мая 1950 года постановление Совета Министров определило строительство опытного реактора крошечной по нынешним временам мощностью в 5 МВт.

В первой АЭС мира использовался водо-водяной реактор с бериллиевым замедлителем со свинцово-висмутовым охлаждением, уран-бериллиевым топливом и промежуточным спектром нейтронов. Все работы проводились под руководством И.В. Курчатова, именем которого впоследствии была названа и город атомщиков – Курчатов. Сам реактор проектировал Н.А. Доллежаль и его группа.

27 июня 1954 года первая в мире АЭС с реактором АМ-1 (Атом мирный) мощностью 5 МВт дала первый ток и сделала атом по-настоящему мирным. Первая атомная станция планеты появилась спустя девять лет после бомбардировок Хиросимы и Нагасаки. Первая АЭС мира и СССР в Обнинске проработала 48 лет. 29 апреля 2002 года реактор первой АЭС в мире был остановлен по экономическим соображениям. На основе работы Обнинской АЭС была пущена первая АЭС СССР промышленного уровня мощности – Белоярская атомная станция , первоначальной мощностью 300 МВт. Для желающих посетить музей Обнинской АЭС свои услуги предлагает домашняя гостиница . В наши дни Обнинская АЭС – одно из самых главных мест паломничества “атомных туристов”.

Современные атомные электростанции широко распространены во всем мире, так как они обладают высокой мощностью и производительностью. Первые атомные электростанции уступали новейшим АЭС по многим характеристикам. Строительство первых АЭС было начато в середине прошлого века.

Запуск первой АЭС в СССР

Разработка плана первой АЭС была начата после успешного испытания первой в СССР атомной бомбы, когда на ядерном реакторе вырабатывался плутоний, а также было организовано производство обогащенного урана. Масштабное обсуждение перспектив и основных проблем запуска ядерных электростанций для получения энергии пришлось на осень 1949 года.

Работы по возведению первой АЭС были запущены в середине 20 века. На протяжении 4-х лет с 1950 по 1954 год была построена первая атомная станция. Первая АЭС была официально введена в действие 27 июня 1954 года на территории Советского союза, в городе Обнинске. Функционирование этой АЭС обеспечивалось благодаря реактору АМ-1, предельная мощность которого составляла всего лишь 5 МВт.

Данная электростанция бесперебойно функционировала на протяжении практически 48 лет. В апреле 2002 года реактор станции был остановлен. Решение об остановке станции было принято ввиду экономических соображений и нецелесообразности ее дальнейшего применения. Обнинская АЭС стала не только первой запущенной, но и первой остановленной атомной электростанцией в России.

Значимость первой АЭС

Первые атомные электростанции в СССР смогли открыть дорогу применению атомной энергии с мирными целями. Эксплуатация самых первых АЭС также позволила накопить инженерный и научный опыт, необходимый для дальнейшего проектирования и возведения более крупных станций.

Возведенная в Обнинске атомная электростанция еще в период строительства трансформировалась в своеобразную школу для подготовки кадров, эксплуатационного персонала и научных сотрудников. Данную роль Обнинская АЭС осуществляла на протяжении нескольких десятилетий в ходе промышленного применения и большого количества проведенных на ней экспериментов.

Первые АЭС в разных странах

Продолжительный опыт эксплуатации первой советской атомной электростанции подтвердил практически все инженерные и технические решения, выдвинутые профессионалами в данной сфере. Это предоставило возможность построить и успешно запустить в 1964 году Белоярскую АЭС, мощность которой достигла 300 МВт.

В Британии самая первая АЭС была официально запущена только в октябре 1956 года. За пределами территории Советского союза данный объект стал первой станцией промышленного предназначения в своей категории. Мощность построенной в британском населенном пункте Колдер-Холл электростанции составляла 46 МВт на момент запуска. Несколькими годами позднее началось строительство еще нескольких крупных атомных электростанций.

На территории Соединенных Штатов первая АЭС начала свою работу в 1957 году. Электростанция мощностью 60 МВт расположилась в американском штате Шиппингпорт. США остановили возведение реакторов в 1979 году после глобальной аварии на АЭС Три-Майл-Айленд. Сооружение двух новых реакторов на основе прежней станции запланировано только на 2017 год.

Произошедшая в 1986 году крупная оказала серьезное воздействие на мировую и заставила пересмотреть ряд сопутствующих вопросов. Эксперты из разных стран активно начали решать проблему безопасности и задумались о важности международного взаимодействия с целью обеспечения максимальной безопасности АЭС.

На сегодняшний день в таких странах, как Индия, Канада, Россия, Индия, Корея, Китай, США и Финляндия, активно прорабатываются и внедряются программы дальнейшего развития атомной энергетики. В современных условиях, во всем мире на этапе возведения находятся 56 реакторов и еще 143 реактора предполагается соорудить до 2030 года.

Преимущества и недостатки использования АЭС

Во всем мире постоянно возрастает. При этом рост потребления увеличивается более ускоренными темпами, чем выработка энергии, а практическое применение современных перспективных технических решений в данной области по многим причинам начнется через несколько лет. Решением данной проблемы становится совершенствование ядерной энергетики и возведение новых атомных электростанций. Можно выделить следующие преимущества эксплуатации атомных электростанций:

1. Высокая энергоемкость используемого топливного ресурса. При полноценном выгорании один килограмм урана выделяет количество энергии, сопоставимое с результатом сжигания около 50 тонн нефти, либо вдвое больше тонн каменного угля
2. Способность вторичного применения ресурса после переработки. Расщепленный уран, в отличие от отходов органического топлива, может быть повторно использован для выработки энергии. Дальнейшее развитие атомных электростанций предполагает полноценный переход на замкнутый цикл, что поможет обеспечить отсутствие образования каких-либо вредных отходов
3. Атомная станция не способствует образованию парникового эффекта. Каждый день атомные электростанции помогают избежать эмиссии около 600 миллионов тонн углекислого газа. Действующие на территории России АЭС каждый год задерживают поступление в окружающую среду более 200 миллионов тонн углекислого газа
4. Абсолютная независимость от местонахождения источников топлива. Большая удаленность атомной электростанции от месторождения урана никак не влияет на возможность ее функционирования. Энергетический эквивалент ядерного ресурса во много раз больше, в сравнении с органическим топливом, и расходы на его транспортировку минимальны
5. Невысокая стоимость использования. Для большого числа стран выработка электроэнергии при помощи АЭС не затратнее, чем на других типах электростанций

Несмотря на большое количество положительных сторон эксплуатации атомных электростанций, существует несколько проблем. Основной недостаток заключается в тяжких последствиях аварийных ситуаций, для предотвращения которых электростанции оснащаются довольно сложными системами безопасности с большими запасами и резервированием. Таким образом обеспечивается исключение повреждения центрального внутреннего механизма даже при масштабной аварии.

Большой проблемой для эксплуатации АЭС также является их уничтожение после выработки ресурсов. Стоимость их ликвидации может достигать 20% от всех затрат на их сооружение. Кроме того, по техническим соображениям для атомных электростанций является нежелательным функционирование в маневренных режимах.

Первые атомные электростанции в мире позволили сделать большой шаг в усовершенствовании ядерной энергетики. В современных условиях в России около 17% электроэнергии вырабатывается именно при помощи АЭС. По причине выгоды эксплуатации АЭС многие страны приступают к строительству новых реакторов и рассматривают их как перспективный источник электроэнергии.

Когда и где была построена первая в мире атомная электростанция?
Первая в мире атомная электростанция (АЭС) была построена в СССР через десять лет после бомбардировки Хиросимы. В этой работе принимали участие практически те же специалисты, что и в создании советской атомной бомбы - И. Курчатов, Н. Доллежаль, А. Сахаров, Ю. Харитон и другие. Строить первую АЭС решено было в Обнинске - здесь уже имелся вполне работоспособный турбогенератор мощностью 5000 кВт. Непосредственно строительством АЭС руководила Обнинская физико-энергетическая лаборатория, основанная в 1947 г. В 1950 г. технический совет из нескольких предложенных вариантов выбрал реактор, разработанный НИИ Химмаш, которым руководил Н. Доллежаль. 27 июня 1954 г. первая в мире АЭС дала промышленный ток. В настоящее время она уже не работает, служит своеобразным музеем. Но опыт, полученный при ее сооружении, был, затем использован при сооружении других, более мощных и совершенных атомных энергоблоков. Атомные электростанции ныне работают не только в нашей стране, но и в США, Франции, Японии и многих других странах.

Что представлял из себя первый реактор мирного назначения?
Принцип действия и устройство реактора разработчикам реактора стали ясны еще в середине 1940-х ГГ.: В металлический корпус помещались графитовые блоки с каналами для урановых блоков и регулирующих стержней - поглотителей нейтронов. Общая масса урана должна была достигать критической, при которой начиналась поддерживаемая цепная реакция деления атомов урана. При этом в среднем на каждую тысячу возникших нейтронов несколько штук вылетали не мгновенно, в момент деления, а чуть позднее и вылетали уже из осколков. Существование этих так называемых запаздывающих нейтронов оказалось решающим для возможности осуществления управляемой цепной реакции.
Хотя общее количество запаздывающих нейтронов составляет всего 0,75%, именно они существенно (примерно в 150 раз) замедляют скорость нарастания нейтронного потока и тем самым облегчают задачу регулирования мощности реактора. За это время, манипулируя поглощающими нейтроны стержнями, можно вмешаться в ход реакции, замедлить ее или ускорить. Кроме того, как выяснилось» поток нейтронов в значительной степени разогревал всю массу реактора, так что его еще иногда называют «атомным котлом».
Эта схема послужила основой для создания первого реактора для атомной электростанции. При строительстве за основу была взята конструкция промышленного реактора. Только вместо урановых стержней предусматривались урановые тепловыводящие элементы - твэлы. Разница между ними заключалась в том, что вода обтекала стержень снаружи, твэл же представлял собой двухстенную трубку. Между стенками располагался обогащенный уран, а по внутреннему каналу протекала вода. Чтобы она не вскипела и не превратилась в пар тут же в твэлах - а это могло вызвать ненормальную работу реактора - вода должна была находиться под давлением в 100 атм. Из коллектора горячая радиоактивная вода текла по трубам в теплообменник-парогенератор, после чего, пройдя через циркулярный насос, возвращалась в коллектор холодной воды. Этот ток назывался первым контуром. Вода (теплоноситель) циркулировала в нем по замкнутому кругу, не выходя наружу. Во втором контуре вода выступала в роли рабочего тела. Здесь она была нерадиоактивна и безопасна для окружающих. Нагревшись в теплообменнике до 190 "С и превратившись в пар с давлением 12 атм., она подводилась к турбине, где и производила свою полезную работу. Покинувший турбину пар должен был конденсироваться и снова направляться в парогенератор. КПД всей энергетической установки составлял 17%.
На АЭС также была тщательно продумана система управления протекающими в реакторе процессами, созданы устройства для автоматического и ручного дистанционного управления регулирующими стержнями, для аварийной остановки реактора, приспособления для замены твэлов.

Атомная электростанция (АЭС)

электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор (см. Ядерный реактор). Тепло, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обычных тепловых электростанциях (См. Тепловая электростанция) (ТЭС), преобразуется в электроэнергию. В отличие от ТЭС, работающих на органическом топливе, АЭС работает на ядерном горючем (См. Ядерное горючее) (в основном 233 U, 235 U. 239 Pu). При делении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается 22 500 квт ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного топлива. Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущих потребностей в топливе. Кроме того, необходимо учитывать всё увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологических целей мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений органического топлива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относит увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, которая уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда промышленных стран мира.

Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения (рис. 1 ) мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преимущественно в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева).

В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 Мвт (полная проектная мощность 600 Мвт ). В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 Мвт ) выдал ток в Свердловскую энергосистему, 2-й блок мощностью 200 Мвт сдан в эксплуатацию в октябре 1967. Отличительная особенность Белоярской АЭС - перегрев пара (до получения нужных параметров) непосредственно в ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычные современные турбины почти без всяких переделок.

В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 Мвт. Себестоимость 1 квт-ч электроэнергии (важнейший экономический показатель работы всякой электростанции) на этой АЭС систематически снижалась: она составляла 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. Первый блок Нововоронежской АЭС был построен не только для промышленного пользования, но и как демонстрационный объект для показа возможностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности и безопасности работы АЭС. В ноябре 1965 в г. Мелекессе Ульяновской области вступила в строй АЭС с водо-водяным реактором (См. Водо-водяной реактор) «кипящего» типа мощностью 50 Мвт, реактор собран по одноконтурной схеме, облегчающей компоновку станции. В декабре 1969 был пущен второй блок Нововоронежской АЭС (350 Мвт ).

За рубежом первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 Мвт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия).Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 Мвт в Шиппингпорте (США).

Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. 2 . Тепло, выделяющееся в активной зоне (См. Активная зона) реактора 1, отбирается водой (теплоносителем (См. Теплоноситель)) 1-го контура, которая прокачивается через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступает в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе, воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образующийся пар поступает в турбину 4.

Наиболее часто на АЭС применяются 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя; 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.

Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным образом накопленным опытом в реакторостроении, а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. д. В СССР строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.

В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создаётся тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих элементов (См. Тепловыделяющий элемент) (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее, допустимой температурой собственно ядерного горючего, а также свойствами тенлоносителя, принятого для данного типа реактора. На АЭС, тепловой реактор которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и температурой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур - пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева (рис. 3 ). В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сгорания.

При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, т. е. ТВЭЛы выгорают. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшие ТВЭЛы переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.

К реактору и обслуживающим его системам относятся: собственно реактор с биологической защитой (См. Биологическая защита), Теплообменник и, Насос ы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура циркуляционного контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

В зависимости от конструктивного исполнения реакторы имеют отличительные особенности: в корпусных реакторах (См. Корпусной реактор) ТВЭЛы и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах (См. Канальный реактор) ТВЭЛы, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в специальных трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух. Такие реакторы применяются в СССР (Сибирская, Белоярская АЭС и др.).

Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реактор окружают биологической защитой, основным материалом для которой служат бетон, вода, серпентиновый песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герметичным. Предусматривается система контроля мест возможной утечки теплоносителя, принимают меры, чтобы появление неплотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружающей местности. Оборудование реакторного контура обычно устанавливают в герметичных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслуживаются. Радиоактивный воздух и небольшое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС специальной системой вентиляции, в которой для исключения возможности загрязнения атмосферы предусмотрены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС следит служба дозиметрического контроля.

При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система расхолаживания имеет автономные источники питания.

Наличие биологические защиты, систем специальной вентиляции и аварийного расхолаживания и службы дозиметрического контроля позволяет полностью обезопасить обслуживающий персонал АЭС от вредных воздействий радиоактивного облучения.

Оборудование машинного зала АЭС аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличительная особенность большинства АЭС - использование пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабоперегретого.

При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливают сепарирующие устройства. Иногда необходимо применение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В связи с тем что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоносителя. На двухконтурных АЭС с высокими параметрами пара подобные требования к оборудованию машинного зала не предъявляются.

В число специфичных требований к компоновке оборудования АЭС входят: минимально возможная протяжённость коммуникаций, связанных с радиоактивными средами, повышенная жёсткость фундаментов и несущих конструкций реактора, надёжная организация вентиляции помещений. На рис. показан разрез главного корпуса Белоярской АЭС с канальным графито-водным реактором. В реакторном зале размещены: реактор с биологической защитой, запасные ТВЭЛы и аппаратура контроля. АЭС скомпонована по блочному принципу реактор - турбина. В машинном зале расположены турбогецераторы и обслуживающие их системы. Между машинным и реакторным залами размещены вспомогательное оборудование и системы управления станцией.

Экономичность АЭС определяется её основными техническими показателями: единичная мощность реактора, кпд, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэффициент использования установленной мощности АЭС за год. С ростом мощности АЭС удельные капиталовложения в неё (стоимость установленного квт ) снижаются более резко, чем это имеет место для ТЭС. В этом главная причина стремления к сооружению крупных АЭС с большой единичной мощностью блоков. Для экономики АЭС характерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30-40% (на ТЭС 60-70%). Поэтому крупные АЭС наиболее распространены в промышленно развитых районах с ограниченными запасами обычного топлива, а АЭС небольшой мощности - в труднодоступных или отдалённых районах, например АЭС в пос. Билибино (Якутская АССР) с электрической мощностью типового блока 12 Мвт. Часть тепловой мощности реактора этой АЭС (29 Мвт ) расходуется на теплоснабжение. Наряду с выработкой электроэнергии АЭС используются также для опреснения морской воды. Так, Шевченковская АЭС (Казахская ССР) электрической мощностью 150 Мвт рассчитана на опреснение (методом дистилляции) за сутки до 150 000 т воды из Каспийского моря.

В большинстве промышленно развитых стран (СССР, США, Англия, Франция, Канада, ФРГ, Япония, ГДР и др.) по прогнозам мощность действующих и строящихся АЭС к 1980 будет доведена до десятков Гвт. По данным Международного атомного агентства ООН, опубликованным в 1967, установленная мощность всех АЭС в мире к 1980 достигнет 300 Гвт.

В Советском Союзе осуществляется широкая программа ввода в строй крупных энергетических блоков (до 1000 Мвт ) с реакторами на тепловых нейтронах. В 1948-49 были начаты работы по реакторам на быстрых нейтронах для промышленных АЭС. Физические особенности таких реакторов позволяют осуществить расширенное воспроизводство ядерного горючего (коэффициент воспроизводства от 1,3 до 1,7), что даёт возможность использовать не только 235 U, но и сырьевые материалы 238 U и 232 Th. Кроме того, реакторы на быстрых нейтронах не содержат замедлителя, имеют сравнительно малые размеры и большую загрузку. Этим и объясняется стремление к интенсивному развитию быстрых реакторов в СССР. Для исследований по быстрым реакторам были последовательно сооружены экспериментальные и опытные реакторы БР-1, БР-2, БР-З, БР-5, БФС. Полученный опыт обусловил переход от исследований модельных установок к проектированию и сооружению промышленных АЭС на быстрых нейтронах (БН-350) в г. Шевченко и (БН-600) на Белоярской АЭС. Ведутся исследования реакторов для мощных АЭС, например в г. Мелекессе построен опытный реактор БОР-60.

Крупные АЭС сооружаются и в ряде развивающихся стран (Индия, Пакистан и др.).

На 3-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (1964, Женева) было отмечено, что широкое освоение ядерной энергии стало ключевой проблемой для большинства стран. Состоявшаяся в Москве в августе 1968 7-я Мировая энергетическая конференция (МИРЭК-VII) подтвердила актуальность проблем выбора направления развития ядерной энергетики на следующем этапе (условно 1980-2000), когда АЭС станет одним из основных производителей электроэнергии.

Лит.: Некоторые вопросы ядерной энергетики. Сб. ст., под ред. М. А. Стыриковича, М., 1959; Канаев А. А., Атомные энергетические установки, Л., 1961; Калафати Д. Д., Термодинамические циклы атомных электростанций, М.-Л., 1963; 10 лет Первой в мире атомной электростанции СССР. [Сб. ст.], М., 1964; Советская атомная наука и техника. [Сборник], М., 1967; Петросьянц А. М., Атомная энергетика наших дней, М., 1968.

С. П. Кузнецов.

Большая советская энциклопедия. - М.: Советская энциклопедия . 1969-1978 .

Синонимы :

Смотреть что такое "Атомная электростанция" в других словарях:

Электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую энергию. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор. Синонимы: АЭС См. также: Атомные электростанции Электростанции Ядерные реакторы Финансовый словарь… … Финансовый словарь

- (АЭС) электростанция, на которой ядерная (атомная) энергия преобразуется в электрическую. На АЭС тепло, выделяющееся в ядерном реакторе, используется для получения водного пара, вращающего турбогенератор. 1 я в мире АЭС мощнностью 5 МВт была… … Большой Энциклопедический словарь