Смоленскя АЭС

Нововоронежскя АЭС

Расположение: Воронежская область г. Нововоронеж
Суммарная мощность 3 блоков: 1880 МВт

Решение о строительстве атомной станции было принято в мае 1957 года.
Сентябрь 1964 г. – энергетический пуск блока;
Декабрь 1964 г. – доведение мощности блока до проектной (210 МВт);
Январь 1966 г. – освоение повышенного уровня мощности (240 МВт);
Декабрь 1969 г. – опробование и работа энергоблока на мощности до 280 МВт.
С пуском 30 сентября 1964 года первого блока Нововоронежской АЭС начался отсчет в истории атомной энергетики нашей страны и стран Европы. Хотя мощность энергоблока, по современным представлениям, была невелика, на уровне того времени это был самый мощный ядерный энергоблок в мире.
1 энергоблок Нововоронежской АЭС, созданный как опытно-промышленный, наглядно продемонстрировал преимущества использования ядерной энергии, надежность и безопасность работы АЭС
30 декабря 1969 г. 2 энергоблок Нововоронежской АЭС был принят в эксплуатацию. Реакторная установка для 2 энергоблока (ВВЭР-365) явилась основой для перехода к строительству серийных блоков с ВВЭР.
В декабре 1971, осуществлен пуск третьего энергоблока.
В 1972 году энергоблок №3 вышел на проектную мощность, а в декабре был произведен энергетический пуск очередного – четвертого блока.

Расположение: Смоленская область г. Десногорск
Суммарная мощность 3 блоков: 3000 МВт

Ежегодно в энергосистему станция выдает, в среднем, 20 млрд кВт•часов электроэнергии, что составляет 13% электроэнергии, вырабатываемой десятью атомными станциями страны.
Сегодня САЭС - крупнейшее градообразующее предприятие Смоленской области, доля поступлений в областной бюджет которого составляет более 30%.
В промышленной эксплуатации на САЭС находится три энергоблока с уран-графитовыми канальными реакторами РБМК-1000 второго и третьего поколения.
Первый энергоблок был введен в эксплуатацию в 1982 году, второй – в 1985 году, третий - в 1990 году.

Схема АЭС с РБМК-1000:

Тепловыделя́ющий элеме́нт (твэл) — главный конструктивный элемент активной зоны гетерогенного ядерного реактора, содержащий ядерное топливо. В твэлах происходит деление тяжелых ядер ²³⁵U, ²³⁹Pu или ²³³U, сопровождающееся выделением тепловой энергии, которая затем передаётся теплоносителю. Твэлы состоят из топливного сердечника, оболочки и концевых деталей. Тип твэла определяется типом и назначением реактора, параметрами теплоносителя. Твэл должен обеспечить надежный отвод тепла от топлива к теплоносителю.

В большинстве современных энергетических реакторов (ВВЭР, РБМК), твэл представляет собой стержень диаметром 9,1—13,5 мм и длиной несколько метров.

Дата добавления: 2014-01-20