Технико экономические характеристики аэс как элементов энергосистем реферат
Обновлено: 05.07.2024
Особенности экономики АЭС в основном связаны с использованием ядерного топлива:
1. Высокая теплотворная способность ядерного топлива приводит к тому, что АЭС потребляет весьма незначительную массу топлива, таким образом на АЭС значительно меньше затраты на транспортную доставку по сравнению с ТЭС;
2. Стоимость топлива, загружаемого в реактор нельзя отнести сразу на себестоимость электрической энергии, так как в активной зоне находится значительно больше топлива, чем в данный момент расходуется на производство электроэнергии, а также топливо выгорает не сразу;
3. Затраты на топливо АЭС покрываются из оборотных средств станции, однако стоимость ядерного топлива составляет основную часть оборотных фондов станции;
4. Топливная загрузка реактора в связи с большой стоимостью и длительностью ее функционирования в процессе эксплуатации относят к долговременным оборотным средствам;
5. Для АЭС характерны значительно большие (в 1,5 раза) капиталовложения, чем в ТЭС, что приводит к существенному увеличению фондоемкости, а также постоянной составляющей годовых затрат на производство электроэнергии на АЭС;
6. Главное отличие АЭС от ТЭС заключается в том, что на АЭС доля топливной составляющей себестоимости составляет 30-40%, а постоянная составляющая достигает 70-80% всей себестоимости.
Для характеристики АЭС и эффективности ее работы используют технико-экономические показатели (ТЭП), аналогичные тем которые приняты в теплоэнергетике. К числу основных показателей относятся:
1. Себестоимость - важнейший экономический показатель работы станции. Она характеризует совокупность затрат в денежном выражении, овеществляемого и живого труда в процессе производства электроэнергии на АЭС.
2. Удельные капиталовложения в строительство АЭС или удельная стоимость установленного киловатта электрической мощности станции - это экономический показатель, влияющий не только на эффективность работы, но также и на конкурентоспособность АЭС по отношению к другим типам электростанций при планировании развития энергетики в том или ином регионе страны. На удельную себестоимость установленного киловатта влияет целый ряд факторов, таких как стоимость и цена основного оборудования, район размещения станции, принятая тепловая схема.
3. Коэффициент полезного действия АЭС - характеризует ее экономичность, совершенство проектных решений и технический уровень эксплуатации. Значение к.п.д. зависит, главным образом, от типа ядерной паро-производительной установки и параметров теплоносителя.
4. Предельный срок эксплуатации АЭС - характеризует надежность и долговечность работы основного оборудования и АЭС в целом.
5. Экономическая эффективность сооружения АЭС - ее показателем в энергетике является минимум приведенных затрат.
6. Глубина выгорания ядерного топлива - характеризует эффективность использования ядерного топлива.
7. Штатный коэффициент - характеризует удельную численность персонала АЭС. Численность персонала зависит от типа ядерной паро-производительной установки, уровня автоматизации технических процессов, принятой системы ремонтно-технического обслуживания.
При калькуляции себестоимости производства электроэнергии на АЭС, определение постоянной составляющей себестоимости практически ничем не отличается от методики расчета, принятой для конденсационных электрических станций. Например, при выборе норматива амортизационных отчислений и учете стоимости, все производственные фонды АЭС разделяют на группы, аналогичные тем, которые приняты для ТЭС (здания и сооружения, оборудование ядерной паропроизводящей установки ЯППУ и системы водоотчиски СВО, турбинное оборудование, вспомогательное тепломеханическое оборудование и трубопроводы, электромеханическое оборудование и распределительные устройства).
Нормируемые проценты амортизационных отчислений на капитальный ремонт устанавливают исходя из срока службы основного оборудования (30 лет), производственных зданий и сооружений (60-65 лет). Для турбоагрегатов и традиционного тепломеханического и электротехнического оборудования на АЭС применяются те же нормы амортизационных отчислений, что и для ТЭС.
Специфичным является оборудование ЯППУ и других радиоактивных контуров. Для этого оборудования, как отмечалось выше, выбор нормативного процента амортизационных отчислений зависит от назначения и условий его эксплуатации. Сложнее обстоит дело с учетом на АЭС переменных затрат и, следовательно, переменной составляющей себестоимости, а это на 90% - затраты на ядерное топливо. На АЭС за основу расчета топливной составляющей принимают принцип постепенного переноса стоимости ядерного топлива на отпускаемую электроэнергию, пропорционально достигнутому выгоранию топлива. Более точно стоимость топлива, находящегося в рассматриваемый момент времени в реакторе, можно оценить по кривым изменения изотопного состава топлива за период кампании. Однако такие углубленные оценки не требуются для практических целей.
Затраты на заработную плату включают в себя зарплату за отработанное время рабочих, непосредственно участвующих в технологическом процессе производства электроэнергии по фонду заработной платы (основная заработная плата) и дополнительную, представляющую собой выплаты, не связанные с рабочим временем.
Расходы по текущему ремонту основных фондов включают основную и дополнительную заработную плату ремонтных рабочих и ИТР по руководству текущим ремонтом, стоимость ремонтных материалов и запасных частей, стоимость услуг сторонних организаций и прочее.
К прочим расходам относятся общестанционные расходы, а также оплате услуг сторонних организаций; оплата по охране труда и технике безопасности: расходы по анализам и испытаниям оборудования, производимым сторонними организациями.
- Свобода размещения АЭС по территории объясняется следующими причинами:
ь размещение АЭС не связано с тепловой нагрузкой, как у ТЭЦ, и створом реки как у ГЭС, главным преимуществом АЭС перед другими электростанциями является их практическая независимость от источников топлива, т.е. от месторождений урана и радиохимических заводов. АЭС более свободны в размещении по сравнению с КЭС, так как энергетический эквивалент ядерного топлива в миллионы раз больше по сравнению с органическим топливом. Высокая энергоемкость ядерного горючего обуславливает небольшой годовой расход топлива на АЭС, что делает ничтожно малыми расходы на его транспорт. Для блока 1000 МВт годовая потребность в ядерном горючем около 100 тонн обогащенного урана, в то время как для КЭС годовой расход составляет более миллиона тонн условного топлива. Учитывая небольшой расход ядерного топлива на АЭС, его можно транспортировать в любой регион страны. В первую очередь АЭС целесообразно размещать в регионах с дефицитным топливно-энергетическим балансом (в Европейской части России);
ь кроме того, замена выработки электроэнергии на ТЭС, работающих на природном газе, производством электроэнергии на АЭС увеличивает экспортные поставки газа;
ь размещение АЭС, также как и КЭС, требует наличия водных ресурсов, необходимых для охлаждения конденсаторов турбин. Расход воды на эти нужды для АЭС больше, чем на КЭС, так как АЭС работает на насыщенном, а не на перегретом паре и при одинаковой мощности турбин на КЭС и АЭС, АЭС расходует циркуляционной воды примерно в 2 раза больше.
- Электрическая мощность АЭС может быть постоянной, так как она не зависит ни от тепловой нагрузки, ни от гидроресурсов, а поэтому ее целесообразно загружать активной мощностью.
- АЭС в силу ряда причин не могут работать в маневренных режимах, т.е. участвовать в покрытии переменной части графика электрической нагрузки. Выработка электрической энергии атомных станций размещается в базовой зоне суточного графика нагрузки, что объясняется техническими и экономическими причинами.
ь Частые разгрузки, остановы реактора невозможны из-за ксенонового и йодного отравления активной зоны, которые не позволяют в течение нескольких часов осуществить пуск реактора. Уменьшить отравление и ускорить ввод в эксплуатацию реакторов возможно увеличив реактивность реакторов, используя для этого горючее с большей степенью обогащения, что увеличивает стоимость горючего и себестоимость электрической энергии.
ь Скорость набора и сброса нагрузки на АЭС не должна превышать 0,4 - 0,7 % от установленной мощности в минуту. При большей скорости набора нагрузки могут трескаться урановые таблетки, возникать термические расширения в ТВЭЛах, что приводит к разгерметизации тепловыделяющих элементов и возникновению аварии.
ь АЭС имеют серьезные ограничения по диапазону изменения нагрузки: энергоблоки АЭС не могут разгружаться (без резкого снижения экономичности и надежности) ниже 60-80 % от установленной мощности блока.
ь Турбины АЭС работают на насыщенном паре и имеют меньшую толщину корпуса по сравнению с турбинами, устанавливаемыми на КЭС, в результате разогрев турбин протекает быстрее. Однако, исходя из условий безопасности, турбины следует разогревать со скоростью 0,3-0,5% от установленной мощности в минуту.
ь В случае изменения режима работы АЭС топливная составляющая себестоимости электроэнергии при неизменной глубине выгорания ядерного топлива практически не меняется:
где G - топливная загрузка реактора, т U;
Цтопл - цена ядерного топлива, руб.т U;
Nт - тепловая мощность реактора, МВт;
? нетто АЭС - КПД АЭС нетто;
Тк - кампания реактора, годы;
В - глубина выгорания ядерного горючего, МВт•сутт. урана;
J - энергонапряженность ядерного горючего, тыс. МВт(т)т. урана.
На АЭС высока доля постоянной составляющей себестоимости электроэнергии, которая с уменьшением числа часов использования установленной мощности АЭС увеличивается. В результате переменный режим работы АЭС ведет к росту себестоимости электроэнергии и утрате конкурентоспособности АЭС на оптовом рынке энергии и мощности.
ь Структура затрат на производство электрической энергии на АЭС обратна структуре затрат на КЭС:
Поскольку на атомных станциях постоянные затраты значительно выше чем на КЭС, при уменьшении выработки на АЭС и КЭС на одинаковую величину, себестоимость на АЭС увеличивается значительнее, и АЭС утрачивает конкурентоспособность по сравнению с КЭС. Исходя из вышесказанного, атомным станциям в целях сохранения их экономичности следует задавать в графике нагрузки энергосистемы более равномерный режим по сравнению с режимом работы мощных блоков КЭС.
- Длительность пребывания ядерного горючего в активной зоне реактора и принципиальная невозможность полного использования, что объясняется особенностями протекающего в реакторе ядерного процесса. Ядерное горючее производят из природного урана, состоящего из смеси неделящегося изотопа урана 238 U (более 99 %) и делящегося изотопа 235 U (0,71 %), который соответственно и представляет собой ядерное горючее. Для работы реакторов АЭС требуется обогащенный уран: для реакторов на тепловых нейтронах до 2-4% по изотопу 238 U; для реакторов на быстрых нейтронах до 90%. Длительность пребывания ядерного горючего в активной зоне реактора называется кампанией реактора. При обогащении ядерного горючего до 2-4% она составляет 2-4 года.
- На АЭС ядерное горючее не только "сжигается", но и воспроизводится. Чтобы тепловая мощность реактора оставалась неизменной, необходимо поглощать излишнее количество нейтронов, образующихся в процессе деления ядерного горючего. Эта функция выполняется специальными поглотителями, замедлителями и частично изотопом 238 U, в результате получается искусственное ядерное горючее 239 Pu, способное делиться под воздействием быстрых нейтронов. Коэффициент воспроизводства ядерного горючего для реакторов на тепловых нейтронах - 60-70 %, для реакторов на быстрых нейтронах более 100%. Кроме того, отработавшее в реакторе ядерное горючее содержит частично невыгоревший 235 U, который после извлечения на регенерационных заводах снова возвращается в топливный цикл АЭС, что позволяет предположить, что цена ядерного горючего должна возрастать в меньшей степени по сравнению с ростом цен на органическое топливо.
- По мере выгорания ядерного горючего мощность реактора снижается. Для поддержания постоянной мощности АЭС необходимо производить перегрузку ядерного горючего. На водографитовых реакторах перегрузка ядерного горючего производится " на ходу " без остановки реактора, на ВВЭР на остановленном реакторе. Свежие тепловыделяющие элементы перегружаются из зоны низких нейтронных потоков в зоны высоких потоков, где они "дожигаются". За период компании реактора первоначальная топливная загрузка ядерного горючего полностью заменяется свежими ТВЭЛами.
- В активной зоне реактора и на площадке АЭС в бассейнах выдержки сосредотачивается большая масса ядерного горючего, стоимость которого составляет до 25% от капитальных затрат в электростанцию.
Атомная энергетика является одним из основных мировых источников энергообеспечения.
К настоящему времени атомная энергетика успешно преодолела кризис и смогла продемонстрировать свою жизнеспособность, экологическую привлекательность и возможность безопасного и конкурентоспособного обеспечения энергопотребностей общества.
В отличие от электростанций, работающих на органическом топливе, АЭС не выбрасывают в атмосферу загрязняющих веществ, которые негативно влияют на здоровье людей, являются причиной образования смога и разрушительно воздействуют на озоновый слой, способствуя глобальному потеплению.
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
Прикрепленные файлы: 1 файл
Энергосбережение реф.doc
МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ
по дисциплине: Основы энергосбережения
1.Типы атомных электростанций. Тепловые схемы АЭС…………………5
3.Авария на Чернобыльской атомной электростанции (ЧАЭС) и её последствия………………………………………………… ………………. 12
Список использованных источников……………………………………….19
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.
* Данная работа не является научным трудом, не является выпускной квалификационной работой и представляет собой результат обработки, структурирования и форматирования собранной информации, предназначенной для использования в качестве источника материала при самостоятельной подготовки учебных работ.
Общие положения. Атомные электростанции (АЭС) – это по существу тепловые электростанции, которые используют тепловую энергию ядерных реакций.
Возможность использования ядерного топлива, в основном урана 235U, в качестве источника теплоты связана с осуществлением цепной реакции деления вещества и выделением при этом огромного количества энергии. Самоподдерживающаяся и регулируемая цепная реакция деления ядер урана обеспечивается в ядерном реакторе. Ввиду эффективности деления ядер урана 235U при бомбардировке их медленными тепловыми нейтронами пока преобладают реакторы на медленных тепловых нейтронах. В качестве ядерного горючего используют обычно изотоп урана 235U, содержание которого в природном уране составляет 0,714 %; основная масса урана – изотоп 238U(99,28%). Ядерное топливо используют обычно в твердом виде. Его заключают в предохранительную оболочку. Такого рода тепловыделяющие элементы называют твэлами, их устанавливают в рабочих каналах активной зоны ректора. Тепловая энергия, выделяющиеся при реакции деления, отводится из активной зоны реактора с помощью теплоносителя, который прокачивают под давлением через каждый рабочий канал или через всю активную зону. Наиболее распространенным теплоносителем является вода, которую тщательно очищают.
Реакторы с водяным теплоносителем могут работать в водном или паровом режиме. Во втором случае пар получается непосредственно в активной зоне реактора.
При деление ядер урана или плутония образуются быстрые нейтроны, энергия которых велика. В природном или слабообогащенном уране, где содержание 235U невелико, цепная реакция на быстрых нейтронах не развивается. Поэтому быстрые нейтроны замедляются до тепловых (медленных) нейтронов. В качестве замедлителей могут используют вещества, которые содержат элементы с малой атомной массой, обладающие низкой поглощающей способностью по отношению к нейтронам. Основными замедлителями являются вода, тяжелая вода, графит.
В настоящее время наиболее освоены реакторы на тепловых нейтронах. Такие реакторы конструктивно проще и легче управляемы по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах. Однако перспективным направлением является использование реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного горючего – плутония; таким образом может быть использована большая часть 238U.
На атомных станциях России используют ядерные реакторы следующих основных типов:
РБМК (реактор большой мощности, канальный) – реактор на тепловых нейтронах, водо-графитовый;
ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) – реактор на тепловых нейтронах, корпусного типа;
БН – реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем.
Единичная мощность ядерных энергоблоков достигла 1500 Мвт. В настоящее время считается, что единичная мощность энергоблока АЭС ограничивается не столько техническими соображениями, сколько условиями безопасности при авариях с реакторами.
Действующие в настоящее время АЭС по технологическим требованиям работают главным образом в базовой части графика нагрузки энергосистемы с продолжительностью использования установленной мощности 6500 … 7000 ч/год
Схемы АЭС. Технологическая схема АЭС зависит от типа реактора, вида теплоносителя и замедлителя, а также от ряда других факторов. Схема может быть одноконтурной, двухконтурной и трехконтурной. На рисунке 1 в качестве примера представлена (1 – реактор; 2 – парогенератор; 3 – турбина; 4 – трансформатор; 5 – генератор; 6 – конденсатор турбины; 7 – конденсатный (питательный) насос; 8 – главный циркулярный насос.) двухконтурная схема АЭС для электростанции с реактором типа ВВЭР. Видно, что это схема близка к схеме КЕС, однако вместо парогенератора на органическом топливе здесь используется ядерная установка.
Атомные электростанции так же, как и КЕС, строятся по блочному принципу как в тепломеханической, так и в электрической части.
Ядерное топливо обладает очень высокой теплотворной способностью (1кг 235U заменяет 2 900 т угля), поэтому АЭС особенно эффективно в районах, бедных топливными ресурсами, на пример в европейской части России.
Атомные электростанции выгодно оснащать энергоблоками большой мощностью. Тогда по своим технико-экономическим показателям они не уступают КЕС, а в ряде случаев и превосходят их. В настоящее время разработаны реакторы электрической мощностью 440 и 1000 МВт типа ВВЭР, а так же 1000 и 1500 МВт типа РБМК. При этом энергоблок формируется следующим образом: реактор сочетается с двумя турбоагрегатами (реактор ВВЭР-440 и два турбоагрегата по 220 МВт; реактор ВВЭР-1000 и два турбоагрегата по 500 МВт; реактор РБМК-1500 и два турбоагрегата по 750 МВт) или с турбоагрегатом одинаковой мощности (реактор 1000 МВт и турбоагрегат 1000 МВт единичной мощности).
Перспективными являются АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, которые могут использоваться для получения теплоты и электроэнергии, а также я для воспроизводства ядерного топлива. Реактор типа БН имеет активную зону (рисунок 2, а),
Схема выполнения активной зоны реактора где происходит ядерная реакция с выделением потока быстрых нейтронов. Эти нейтроны воздействуют на элементы из 238U, который обычно в ядерных реакциях не применяется, и превращают его в плутоний 239Pu, который может быть впоследствии использован на АЭС в качестве ядерного топлива. Теплота ядерной реакции отводится жидким натрием и используется для выработки электроэнергии.
Схема АЭС с реактором типа БН (рис 2, б-) Технологическая Схема – ( 1 – реактор; 2 – теплообменник первого контура; 3 – теплообменник (барабан) второго контура; 4 – паровая турбина; 5 – повышающий трансформатор; 6 – генератор; 7 – конденсатор; 8,9,10 – насосы) трехконтурная, в двух из них используется жидкий натрий ( в контуре реактора и промежуточном). Жидкий натрий бурно реагирует с водой и водяным паром. Поэтому, чтобы избежать при авариях контакта радиоактивного натрия первого контура с водой или водяным паром, выполняют второй (промежуточный) контур, теплоносителем в котором является нерадиоактивный натрий. Рабочим телом третьего контура являются вода и водяной пар.
В настоящее время в эксплуатации находятся ряд энергоблоков типа БН, из них наиболее крупный БН-600.
Атомные электростанции не имеют выбросов дымовых газов и не имеют отходов в виде золы и шлаков. Однако удельные тепловыделения в охлаждающую воду у АЭС больше, чем ТЕС, вследствие большего удельного расхода пара, а следовательно, и больших удельных расходов охлаждающей воды. Поэтому на большинстве новых АЭС предусматривается установка градирен, в которых теплота от охлаждающей воды отводится в атмосферу.
Особенностью АЭС является необходимость захоронения радиоактивных отходов. Это делается в специальных могильниках, которые исключают возможность воздействия радиации на людей.
Чтобы избежать влияния возможным радиоактивных выбросов АЭС на людей при авариях, принимают специальные меры по повышению надежности оборудования (дублирование системы безопасности и др.), а вокруг станции создают санитарно-защитную зону.
Применение атомной энергии позволяет расширить энергетические ресурсы, способствуя этим сохранению ресурсов органического топлива, снизить стоимость электрической энергии, что особенно важно для районов, удельных от источников топлива, снизить загрязнение атмосферы, разгрузить транспорт, занятый перевозкой топлива, помочь в снабжение электроэнергией и теплотой производств, использующих новые технологии (например, занятых опреснением морской воды и расширением ресурсов пресной воды).
Что касается загрязнения, то при использование АЭС отпадает проблема нехватки кислорода среде, которая характерна для тепловой электростанции по причине его использования для горения органического топлива. Отсутствует выброс с дымовыми газами золы. В связи с проблемой борьбы с загрязнением воздушной среды важно отметить целесообразность внедрения также атомных ТЭЦ, так как ТЭЦ обычно располагаются вблизи тепловых потребителей, промышленных узлов и крупных населенных пунктов, где чистота среды особенно необходима.
При работе АЭС, не потребляющих органическое топливо (уголь, нефть, газ), в атмосферу не выбрасываются окислы серы, азота, углекислый газ. Это позволяет снизить парниковый эффект, ведущий к глобальному изменению климата.
Во многих странах атомные станции уже вырабатывают более половины электроэнергии (во Франции – около 75%, в Бельгии – около 65%), в России только 15%.
Уроки аварии на Чернобыльской АЭС (в апреле 1986 г.) потребовали существенно (во много раз) повысить безопасность АЭС и заставили отказаться от строительства АЭС в густонаселенных и сейсмоактивных районах. Тем не менее с учетом экологической ситуации атомную энергетику следует рассматривать как перспективную.
В России на АЭС стабильно вырабатывалось около 120 млрд кВт•ч электрической энергии в год.
По данным Росэнергоатома, будет наблюдаться дальнейшие развитие атомной энергетики как по мощности АЭС, так и по количеству вырабатываемой электрической энергии на АЭС России.
Читайте также: