Генератором энергии на аэс является атомный. Атомная электростанция

В настоящее время ситуация меняется. Сейчас в России действуют десять АЭС. Еще тринадцать АЭС и ACT (атомных станций теплоснабжения) находятся в стадии проектирования, строительства или временно законсервированы. Также Правительством РФ было принято специальное постановление, фактически утвердившее программу строительства новых АЭС до 2010 г. Первоначальный ее этап – модернизация действующих энергоблоков и ввод в эксплуатацию новых, которые должны заменить выбывающие к концу десятилетия блоки Билибинской, Нововоронежской и Кольской АЭС. Были пересмотрены принципы размещения АЭС с учетом потребности района в электроэнергии, природных условий (в частности, достаточное количество воды), плотности населения, возможности обеспечения защиты людей от недопустимого радиационного воздействия при тех или иных аварийных ситуациях. При этом принимается во внимание вероятность возникновения на предполагаемой площади землетрясений, наводнений, наличие близких грунтовых вод. АЭС должны размешаться не ближе 25 км от городов с численностью более 100 тыс. жителей, для ACT – не ближе 5 км; ограничивается суммарная мощность электростанций: АЭС – 8 млн. кВт, ACT – 2 млн. кВт.

Новым в атомной энергетике является создание АТЭЦ и AT С. На АТЭЦ, как и на обычной ТЭЦ, производится и электрическая, и тепловая энергия, а на AT С – только тепловая. Намечалось построить Воронежскую и Горьковскую AT С. АТЭЦ действует в поселке Билибино на Чукотке.

По сравнению с тепловыми и гидроэлектростанциями АЭС обладают рядом преимуществ:

■ АЭС можно строить в любом районе, независимо от его энергетических ресурсов.

■ Атомное топливо отличается большим содержанием энергии (в 1 кг основного ядерного топлива – урана, содержится энергии столько же, сколько в 2500 т угля).

■ В условиях безаварийной работы (в отличие от ТЭС), АЭС не дают выбросов в атмосферу и не поглощают кислород.

Но работа АЭС имеет и негативные последствия:

■ Существуют трудности в захоронении радиоактивных отходов. Для их вывоза со станций сооружаются контейнеры с мощной защитой и системой охлаждения. Захоронение производится в земле на больших глубинах в геологически стабильных пластах.

■ Катастрофические последствия аварий на наших АЭС как следствие несовершенной системы защиты.

■ Тепловое загрязнение водоемов, используемых АЭС.

Таким образом, функционирование АЭС, как объектов повышенной опасности, требует участия государственных органов власти в формировании направлений развития и выделении средств, необходимых для повышения их надёжности.

Мировыми лидерами в производстве ядерной электроэнергии являются: США (836,63 млрд кВт·ч/год), Франция(439,73 млрд кВт·ч/год), Япония (263,83 млрд кВт·ч/год), Россия (160,04 млрд кВт·ч/год), Корея (142,94 млрд кВт·ч/год) и Германия (140,53 млрд кВт·ч/год). В мире действует 441 энергетический ядерный реактор общей мощностью 374,692ГВт, российская компания «ТВЭЛ» поставляет топливо для 76 из них (17 % мирового рынка)

АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ (АЭС), электростанция, на которой для получения электроэнергии используется теплота, выделяющаяся в ядерном реакторе в результате контролируемой цепной реакции деления ядер тяжёлых элементов (в основном 233 U, 235 U, 239 Pu). Теплота, образующаяся в активной зоне ядерного реактора, передаётся (непосредственно либо через промежуточный теплоноситель) рабочему телу (преимущественно водяному пару), которое приводит в действие паровые турбины с турбогенераторами.

АЭС в принципе является аналогом обычной тепловой электростанции (ТЭС), в которой вместо топки парового котла используется ядерный реактор. Однако при сходстве принципиальных термодинамических схем ядерных и тепловых энергоустановок между ними есть и существенные различия. Основными из них являются экологические и экономические преимущества АЭС перед ТЭС: АЭС не нуждаются в кислороде для сжигания топлива; они практически не загрязняют окружающую среду сернистыми и другими газами; ядерное топливо имеет значительно более высокую теплотворную способность (при делении 1 г изотопов U или Pu высвобождается 22500 кВтч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 3000 кг каменного угля), что резко сокращает его объёмы и расходы на транспортировку и обращение; мировые энергетические ресурсы ядерного топлива существенно превышают природные запасы углеводородного топлива. Кроме того, применение в качестве источника энергии ядерных реакторов (любого типа) требует изменения тепловых схем, принятых на обычных ТЭС, и введения в структуру АЭС новых элементов, например, биологической защиты (смотри Радиационная безопасность), системы перегрузки отработанного топлива, бассейна выдержки топлива и др. Передача тепловой энергии от ядерного реактора к паровым турбинам осуществляется посредством теплоносителя, циркулирующего по герметичным трубопроводам, в сочетании с циркуляционными насосами, образующими, так называемый реакторный контур или петлю. В качестве теплоносителей применяют обычную и тяжёлую воду, водяной пар, жидкие металлы, органические жидкости, некоторые газы (например, гелий, углекислый газ). Контуры, по которым циркулирует теплоноситель, всегда замкнуты во избежание утечки радиоактивности, их число определяется в основном типом ядерного реактора, а также свойствами рабочего тела и теплоносителя.

На АЭС с одноконтурной схемой (рис., а) теплоноситель является также и рабочим телом, весь контур радиоактивен и потому окружён биологической защитой. При использовании в качестве теплоносителя инертного газа, например гелия, который не активируется в нейтронном поле активной зоны, биологическая защита необходима только вокруг ядерного реактора, поскольку теплоноситель не радиоактивен. Теплоноситель - рабочее тело, нагреваясь в активной зоне реактора, затем поступает в турбину, где его тепловая энергия преобразуется в механическую и далее в электрогенераторе — в электрическую. Наиболее распространены одноконтурные АЭС с ядерными реакторами, в которых теплоносителем и замедлителем нейтронов служит вода. Рабочее тело образуется непосредственно в активной зоне при нагревании теплоносителя до кипения. Такие реакторы называют кипящими, в мировой ядерной энергетике они обозначаются как BWR (Boiling Water Reactor). В России получили распространение кипящие реакторы с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем - РБМК (реактор большой мощности канальный). Перспективным считается использование на АЭС высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (с гелиевым теплоносителем) - ВТГР (HTGR). Кпд одноконтурных АЭС, работающих в закрытом газотурбинном цикле, может превышать 45-50%.

При двухконтурной схеме (рис., б) нагретый в активной зоне теплоноситель первого контура передаёт в парогенераторе (теплообменнике) тепловую энергию рабочему телу во втором контуре, после чего циркуляционным насосом возвращается в активную зону. Первичным теплоносителем может быть вода, жидкий металл или газ, а рабочим телом вода, превращающаяся в водяной пар в парогенераторе. Первый контур радиоактивен и окружается биологической защитой (кроме тех случаев, когда в качестве теплоносителя используется инертный газ). Второй контур обычно радиационно безопасен, поскольку рабочее тело и теплоноситель первого контура не соприкасаются. Наибольшее распространение получили двухконтурные АЭС с реакторами, в которых первичным теплоносителем и замедлителем служит вода, а рабочим телом - водяной пар. Этот тип реакторов обозначают как ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор (PWR - Power Water Reactor). Кпд АЭС с ВВЭР достигает 40%. По термодинамической эффективности такие АЭС уступают одноконтурным АЭС с ВТГР, если температура газового теплоносителя на выходе из активной зоны превышает 700 °С.

Трёхконтурные тепловые схемы (рис., в) применяют лишь в тех случаях, когда необходимо полностью исключить контакт теплоносителя первого (радиоактивного) контура с рабочим телом; например, при охлаждении активной зоны жидким натрием его контакт с рабочим телом (водяным паром) может привести к крупной аварии. Жидкий натрий как теплоноситель применяют только в ядерных реакторах на быстрых нейтронах (FBR - Fast Breeder Reactor). Особенность АЭС с реактором на быстрых нейтронах состоит в том, что одновременно с выработкой электрической и тепловой энергии они воспроизводят делящиеся изотопы, пригодные для использования в тепловых ядерных реакторах (смотри Реактор-размножитель).

Турбины АЭС обычно работают на насыщенном или слабоперегретом паре. При использовании турбин, работающих на перегретом паре, насыщенный пар для повышения температуры и давления пропускают через активную зону реактора (по особым каналам) либо через специальный теплообменник - пароперегреватель, работающий на углеводородном топливе. Термодинамическая эффективность цикла АЭС тем выше, чем выше параметры теплоносителя, рабочего тела, которые определяются технологическими возможностями и свойствами конструкционных материалов, применяемых в контурах охлаждения АЭС.

На АЭС большое внимание уделяют очистке теплоносителя, поскольку имеющиеся в нём естественные примеси, а также продукты коррозии, накапливающиеся в процессе эксплуатации оборудования и трубопроводов, являются источниками радиоактивности. Степень чистоты теплоносителя во многом определяет уровень радиационной обстановки в помещениях АЭС.

АЭС практически всегда строят вблизи потребителей энергии, т.к. расходы на транспортировку ядерного топлива на АЭС, в отличие от углеводородного топлива для ТЭС, мало влияют на себестоимость вырабатываемой энергии (обычно ядерное топливо в энергетических реакторах заменяют на новое один раз в несколько лет), а передача как электрической, так и тепловой энергии на большие расстояния заметно повышает их стоимость. АЭС сооружают с подветренной стороны относительно ближайшего населённого пункта, вокруг неё создают санитарно-защитную зону и зону наблюдения, где проживание населения недопустимо. В зоне наблюдения размещают контрольно-измерительную аппаратуру для постоянного мониторинга окружающей среды.

АЭС - основа ядерной энергетики. Главное их назначение - производство электроэнергии (АЭС конденсационного типа) или комбинированное производство электроэнергии и тепла (атомные теплоэлектроцентрали - АТЭЦ). На АТЭЦ часть отработавшего в турбинах пара отводится в так называемые сетевые теплообменники для нагревания воды, циркулирующей в замкнутых сетях теплоснабжения. В отдельных случаях тепловая энергия ядерных реакторов может использоваться только для нужд теплофикации (атомные станции теплоснабжения - ACT). В этом случае нагретая вода из теплообменников первого-второго контуров поступает в сетевой теплообменник, где отдаёт тепло сетевой воде и затем возвращается в контур.

Одно из преимуществ АЭС по сравнению с обычными ТЭС - их высокая экологичность, сохраняющаяся при квалифицированной эксплуатации ядерных реакторов. Существующие барьеры радиационной безопасности АЭС (оболочки твэлов, корпус ядерного реактора и т.п.) предотвращают загрязнение теплоносителя радиоактивными продуктами деления. Над реакторным залом АЭС возводится защитная оболочка (контеймент) для исключения попадания в окружающую среду радиоактивных материалов при самой тяжёлой аварии - разгерметизации первого контура, расплавлении активной зоны. Подготовка персонала АЭС предусматривает обучение на специальных тренажёрах (имитаторах АЭС) для отработки действий, как в штатных, так и в аварийных ситуациях. На АЭС имеется ряд служб, обеспечивающих нормальное функционирование станции, безопасность её персонала (например, дозиметрический контроль, обеспечение санитарно-гигиенических требований и др.). На территории АЭС создают временные хранилища для свежего и отработанного ядерного топлива, для жидких и твёрдых радиоактивных отходов, появляющихся при её эксплуатации. Всё это приводит к тому, что стоимость установленного киловатта мощности на АЭС более чем на 30% превышает стоимость киловатта на ТЭС. Однако стоимость отпускаемой потребителю энергии, выработанной на АЭС, ниже, чем на ТЭС, из-за очень малой доли в этой стоимости топливной составляющей. Вследствие высокой экономичности и особенностей регулирования мощности АЭС обычно используют в базовых режимах, при этом коэффициент использования установленной мощности АЭС может превышать 80%. По мере увеличения доли АЭС в общем энергетическом балансе региона они могут работать и в манёвренном режиме (для покрытия неравномерностей нагрузки в местной энергосистеме). Способность АЭС работать длительное время без смены топлива позволяет использовать их в удалённых регионах. Разработаны АЭС, компоновка оборудования которых основана на принципах, реализуемых в судовых ядерных энергетических установках (смотри Атомоход). Такие АЭС можно разместить, например, на барже. Перспективны АЭС с ΒΤΓΡ, вырабатывающих тепловую энергию для осуществления технологических процессов в металлургическом, химическом и нефтяном производствах, при газификации угля и сланцев, в производстве синтетического углеводородного топлива. Срок эксплуатации АЭС 25-30 лет. Вывод АЭС из эксплуатации, демонтаж реактора и рекультивация её площадки до состояния «зелёной лужайки» - сложное и дорогостоящее организационно-техническое мероприятие, осуществляемое по разрабатываемым в каждом конкретном случае планам.

Первая в мире действующая АЭС мощностью 5000 кВт пущена в России в 1954 году в г. Обнинск. В 1956 году вступила в строй АЭС в Колдер-Холле в Великобритании (46 МВт), в 1957 - АЭС в Шиппингпорте в США (60 МВт). В 1976 пущена первая в мире АТЭЦ - Билибинская (Чукотский автономный округ). Массовое строительство крупных экономичных АЭС началось во 2-й половине 1960-х годов. Однако после аварии (1986) на Чернобыльской АЭС привлекательность ядерной энергетики заметно снизилась, а в ряде стран, имеющих достаточные собственные традиционные топливно-энергетические ресурсы или доступ к ним, строительство новых АЭС фактически прекратилось (Россия, США, Великобритания, ФРГ). К началу 21 века во всём мире действовало около 440 ядерных реакторов суммарной мощностью более 300 ГВт, в том числе около 110 реакторов - в США, свыше 55 - во Франции, 50 - в Японии, 35 - в Великобритании, 29 - в России. Установленная мощность крупных АЭС достигает нескольких тысяч мегаватт; например, в России - Ленинградская (4000 МВт, 1981), Курская (4000 МВт, 1986), Нововоронежская (2455 МВт, 1980), Смоленская (2000 МВт, 1985), Калининская (2000 МВт, 1986) атомные электростанции.

Лит.: Маргулова Т. Х. Атомные электрические станции. 5-е изд. М., 1994; Стерман Л. С. Тепловые и атомные электрические станции. 3-е изд. М., 2004.

3.1 Принцип действия атомных электростанций

Атомные электростанции могут быть одноконтурными, двухконтурными и трёхконтурными. Чем больше контуров, тем труднее и разнообразнее принцип работы. В настоящее время широкое применение по сравнению с другими получили атомные электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе. Они получили аббревиатуру ВВЭР.

Схема работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе

На данной схеме представлен принцип работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе. Энергия, выделяемая в ядерном реакторе, передаётся теплоносителю первого контура - воде. Затем эта вода поступает в теплообменник – парогенератор, где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

В работе же самого реактора на данной схеме присутствует компенсатор давления и графитовые стержни. Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Графитовые стержни опускаются на определённую глубину, чтобы контролировать ядерные реакции. Графит является хорошим материалом для поглощения лишних нейтронов.

3.2 Ядерное топливо

Характерной особенностью ядерного топлива является тот факт, что оно не может быть израсходовано в реакторе полностью, как расходуется обычное химическое топливо. Химическое топливо, как правило, сжигается в топке до конца, и возможность протекания химическое реакции практически не зависит от количества, вступающего в реакцию. Ядерная же цепная реакция не может идти, если количество топлива в реакторе меньше определенного значения, называемого критической массой. Однако даже само наличие критической массы ядерного топлива не говорит о том, что реакция будет протекать. Выгорать может лишь та часть топлива, которая загружается в реактор сверх критической массы. Таким образом, ядерное топливо в количестве, равном критической массе, служит своеобразным катализатором процесса, обеспечивает возможность протекания реакции, не участвуя в ней. Естественно, что топливо в количестве, составляющем критическую массу, физически неотделимо в реакторе от выгорающего топлива. В тепловыделяющих элементах, загружаемых в реактор, с самого начала помещается топливо, как для создания критической массы, так и для выгорания.

Кроме обязательного существования критической массы есть еще одна характерная особенность использования ядерного топлива, связанная с физическими условиями, в которых оно находится в реакторе. Под действием интенсивного ядерного излучения, высокой температуры и, в особенности, в результате накопления продуктов деления происходит постепенное ухудшение физико-механических, а также ядерно-физических свойств смеси топлива и сырья. Топливо, образующее критическую массу, становится непригодным для дальнейшего использования. Его приходится периодически извлекать из реактора и заменять свежим. Извлеченное топливо для восстановления первоначальных свойств должно подвергаться регенерации. В общем случае – это трудоемкий, длительный и дорогой процесс.

3.3 Достоинства и недостатки атомных электростанций

Главным преимуществом атомных электростанций по сравнению с другими является практическая независимость от источников топлива из-за небольшого объема используемого топлива, а также возможность использовать его снова после специальной переработки. Расходы на перевозку ядерного топлива, в отличие от традиционного, ничтожны. Атомные электростанции имеют высокую мощность и относительно небольшую себестоимость энергии. При этом по сравнению с другими электростанциями она производит минимальные выбросы вредных веществ в атмосферу. Так же у атомных электростанций привязка к условиям минимальна. По этой причине она может быть построена в любом районе, независимо от удаленности от мест добычи полезных ископаемых.

Для наглядности сравним атомные электростанции с другими. Тепловые электростанции в ближайшем будущем столкнутся с проблемой ограниченностью запасов органического топлива, особенно нефти и природного газа. Известно, что тепловые электростанции выбрасывают в атмосферу такие вредные вещества, как сернистый газ, оксиды азота, оксид углерода и бензопирен. Тепловая электростанция, работающая на угле, выбрасывает сернистого газа почти в два раза больше, чем электростанция, работающая на нефти, и в сто раз больше, чем электростанция, работающая на газе. Вредные выбросы ведут к появлению озоновых дыр, загрязнению окружающей среды, а соответственно опасны для человека, поскольку они приводят к болезням сердца, эмфиземе, хроническому бронхиту. Ко всему выше перечисленному следует добавить, что ни у нас в стране, ни за рубежом не внедрены в массовом порядке устройства для отчистки от серы самого топлива или выбрасываемых в атмосферу газов. В итоге можно сказать, что тепловые электростанции выбрасывают в атмосферу огромное количество вредных веществ, и отчистка от этих выбросов обходится довольно дорого. Гидроэлектростанции требуют наличие водных ресурсов, следовательно, для более выгодной выработки электроэнергии, как с экономической, так и с физической точки зрения, их место расположения находится возле крупных водоемов. Для своей работы они требуют больших экономических затрат, и способствуют разрушению биосферы и природной среды Земли. Ветряные электростанции узко ограничены своим местом положения. Главными критериями их постройки являются открытые возвышенные места и ветер, необходимой скорости. Обобщив можно сказать, что помимо сильной зависимости места нахождения, они ветряные электростанции вырабатывают относительно небольшую энергию. Добыча энергии солнца требует огромных затрат.

К недостаткам атомных электростанций относится опасность радиоактивного топлива, утилизация которого требует существенных затрат, и потенциальная опасность последствий в случае серьезных аварий. Помимо больших вложений на утилизацию радиоактивного топлива, большие затраты идут на обустройство системы безопасности в случае аварии или утечки.

3.4 Система безопасности атомных электростанций

Совокупность технологического оборудования и реализованного на нем технологического процесса называется технологическим объектом. Основным требованием, предъявляемым к технологическому процессу на атомных электростанциях, является обеспечение безопасности и надежности ее работы. В совокупности вопросов безопасности следует различать два аспекта: обеспечение в пределах атомных электростанций безопасности обслуживающего персонала, знающего о наличии опасности и специально обученного для работы на атомных электростанциях; и обеспечение безопасности населения и окружающей среды вне пределов атомных электростанций, как при нормальной эксплуатации, так и при возможных авариях. Под надежностью понимается уменьшение числа аварийных остановок, возможность сохранения частичной мощности блока при возникновении аварий в основном технологическом оборудовании и быстрый набор полной нагрузки после аварийной остановки или снижения мощности. В соответствии с этими требованиями выполняются системы безопасности на атомных электростанциях. Выходу радиоактивных продуктов при нормальной эксплуатации препятствуют три барьера: сама топливная матрица, оболочки тепловыделяющих элементов и границы первого контура. Эти системы в сочетании с системами управления и защиты реактора обеспечивают ограничение распространения радиоактивности пределами контура охлаждения реактора. Однако разработка аварийных систем защиты этим не ограничивается: все реакторы должны иметь системы, с помощью которых можно надежно удерживать в пределах атомных электростанций выбросы радиоактивных веществ даже в случае таких событий, как землетрясение, наводнение, ураган, и при возможных повреждениях внутри системы.

По мере развития и усложнения технологических процессов во всех областях техники, все большее применение находят автоматические устройства, способные воспринимать контролируемые величины и вырабатывать на их основе управляющие воздействия без участия человека или при минимальном его участии. Из всех функций автоматических систем управлений безопасности наиболее ответственной является аварийная защита реактора, так как ее действиями при аварийных ситуациях определяется ядерная безопасность самой атомной электростанции. Аварийная защита реактора должна осуществлять автоматическое снижение мощности или полную остановку реактора каждый раз, когда контролируемые параметры в ядерной энергетической установке достигают своего критического значения. Действие аварийной защиты реактора осуществляется соответствующим движением исполнительных органов. Обычно это движение происходит с различными скоростями в зависимости от ситуации. На первых этапах развития атомной энергетики преобладала экстренная остановка реактора при любых, даже незначительных отказов технологического оборудования. Однако по мере накопления опыта эксплуатации атомных энергоблоков, требования к количеству аварийных сигналов и к скорости остановки блоков смягчилась. Так помимо быстродействующей аварийной защиты появились более слабые защиты, позволяющие медленно снижать мощность реактора. Введение таких защит позволило более экономично эксплуатировать энергоблоки.

Аварийная защита должна составляться так, чтобы любое повреждение какого-либо элемента не сказалась на работе других элементов.

Авария с потерей теплоносителя и выхода его за пределы атомной электростанции является самой крупной по своим последствиям. Таким примером является Чернобыльская авария.

3.5 Проектирование и построение атомных электростанций

Строительство атомных электростанций планируется, главным образом, в таких районах, где ощущается недостаток запасов органического топлива, а доставка его из удаленных месторождений экономически не выгодна. Транспортировка же ядерного топлива требует незначительных затрат. Так же на выбор площадки влияют следующие факторы: близость к источнику водоснабжения, благоприятный рельеф, благоприятное качество грунта, низкий уровень грунтовых вод, достаточные размеры территории, климатические и сейсмические характеристики района. При проектировании атомных электростанций анализируется каждый из перечисленных факторов в отдельности и в совокупности с другими.

Одним из важнейших факторов является расположение вблизи мощного водного источника, поскольку атомная станция – крупный водопользователь. Потребление незначительное, а использование воды велико, то есть вода в основном возвращается в источник водоснабжения. Площадка, на которой будет осуществляться построение не должна иметь больших неровностей. Наиболее благоприятными считаются такие площадки, которые имеют ровную поверхность с уклоном не более 0,5-1,0 %. При наличии больших неровностей потребуется планировка территории и выполнение значительного объема работ. От качества грунта зависит стоимость строительства подземных сооружений, их устойчивость и долговечность. Строительство электростанций на слабых грунтах требует применения искусственных оснований в виде свай или сплошной железобетонной плиты. Площадка по возможности не должна затапливаться грунтовыми и паводковыми водами. Под такой критерий подходят площадки с глубиной уровня грунтовых вод не менее пяти метров от поверхности земли. Этот фактор имеет немаловажное значение, потому что хранилища радиоактивных отходов сооружаются под землей. Площадка должна иметь размеры, достаточные для размещения не только объектов электростанции, но и необходимой санитарной зоны. Для атомных электростанций санитарный режим составляет 4-6 км. На территории этой зоны не допускается сельскохозяйственное землепользование, проживание людей и наличие предприятий, связанных с производством продуктов питания. Атомные электростанции располагаются с подветренной стороны по отношению к населенным пунктам. В зонах сейсмической активности строительство категорически запрещено. От установленной мощности электростанции и типа основных агрегатов зависят ее размеры.