Embedded Files
Создано: апрель 2013 - январь 2026
Обновлено: 5 января 2026 года
Обновлено: 11 марта 2026 года
Обновлено: 26 июня 2026 года
Обновлено: 7 сентября 2026 года
Возможны изменения и дополнения
Следующее обновление: январь 2027 года
Светлой памяти друзей, коллег по совместной работе
в атомной энергетике СССР крупных инженеров
АНТОНОВА Бориса Васильевича (слева),
ШАШАРИНА Геннадия Александровича
ПОСВЯЩАЕТСЯ
Ключевые слова: Атомная энергетика. Извлекаемые запасы урана. Атомные электростанции. Парк реакторов. Установленная мощность на 1 января 2026 года. Возрастные характеристики. Региональные аспекты. Авария. Чернобыльская АЭС. Оценки. Крупнейшие АЭС мира
Источники информации: IAEA*, WNA, EIA и другие официальные органы и ведомства
*Информация IAEA о реальном состоянии публикуется с запозданиями. Так, по информации на 2 января 2026 года (обновления парка по состоянию на 1 января 2026 года) реакторы BILIBINO-2, BILIBINO-3 и BILIBINO-4 Билибинской АЭС числились в составе действующих. По информации на март и июнь2026 года выведены из эксплуатации соответственно: 30 ноября, 18 декабря и 29 декабря 2025 года
См. также раздел: Крупнейшие атомные электростанции в мире
Резюме
Чернобыльский синдром и замедление глобального прироста.
Долгосрочный ретроспективный анализ за период 1980–2024 гг. зафиксировал тектоническое влияние аварии 1986 года на динамику развития мирового атомного парка. Введение шестилетнего инвестиционного лага наглядно доказывает лавинообразное сжатие темпов ввода: если в период 1980–1986 гг. установленная мощность АЭС планеты возросла на 142,9 млн кВт, то к интервалу 2004–2012 гг. чистый прирост упал до исторического минимума в 6,2 млн кВт. Высокоразвитые страны Европы и Северной Америки перешли на траекторию плато и планомерного вывода блоков из эксплуатации, полностью сместив вектор ядерного ренессанса в Азиатский регион (Китай, Южная Корея, Индия).
Экспоненциальный закон FOR-зависимости и эффективность LTO.
Совместное фундаментальное исследование с ИИ Gemini 1.5 Pro по верификации операционной надежности реакторов опровергло рыночные мифы о прогрессирующей аварийности стареющего парка. На основании экспериментальных данных NERC (The North American Electric Reliability Corporation) показано существование падающей экспоненты частоты вынужденных остановов (FOR): от пиковых 19,4% в первое десятилетие эксплуатации (период притирки систем) до технологического минимума в 1,4–2,8% к 25–40 годам работы. Высочайшая культура регламентного обслуживания и глубокая притирка узлов обеспечивают удержание стабильного плато КИУМ мирового парка на уровне 90–93%, делая стратегию долгосрочного продления ресурса блоков (LTO) наиболее эффективным экономическим решением цивилизации.
Технологический передел и внерыночный статус подотрасли.
В технологической структуре атомного парка (составившего 398,06 ГВт действующих мощностей на начало 2026 года без учета 23 реакторов в консервационном статусе SO в Японии и Индии) абсолютное лидерство по критерию КИУМ удерживают двухконтурные реакторы под давлением типа PWR/ВВЭР (92,1–93,4%). Одноконтурные кипящие системы (BWR) и тяжеловодные комплексы (PHWR/CANDU) системно уступают им из-за сложности ремонтных циклов и обслуживания парового тракта. Высокая капиталоемкость, длительные сроки сооружения (средневзвешенный мировой показатель — 6,5 лет) и приоритет ядерной безопасности делают АЭС несовместимыми с принципами краткосрочной маржинальности либерализованных рынков электроэнергии, требуя сохранения жесткого государственного контроля и предиктивного планирования.
Структура установленной мощности электростанций (179 стран)* на конец 2024 года, МВт(%)
Атомная электростанция; АЭС: Электростанция, преобразующая энергию деления ядер атомов в электрическую энергию или в электрическую и тепловую энергию ( 30, ГОСТ 19431-2023)
Классификатор атомных электростанций
В соответствии с данными PRIS IAEA на 1 января 2026 года*:
В эксплуатации 412 реакторов со статусом OP (без учета 23 реакторов со статусом SO, в том числе Индия - 4 реактора и Япония - 19 реакторов) установленной мощностью-брутто - 398059 МВт;
Общее число атомных электростанций в мире с реакторами со статусом OP - 171 АЭС; со статусом OP и SO - 178 АЭС
Справочно:
За период с 01.01.1951 по 01.01.2026 было начато строительством всего 720 реакторов установленной мощностью-брутто 608851 МВт
Статусы реакторов*:
OP - Operational (Действующий); UC - Under Construction (Строящийся); SO - Suspended Operation (Приостановленный в эксплуатации)**
DC - Decommissioning Completed (Вывод из эксплуатации завершен); ; PS -Permanent Shutdown (Выведенный из эксплуатации);
**Краткое пояснение: Реактор считается в состоянии приостановленной эксплуатации, если он был остановлен на длительный период (обычно более одного года) и есть намерение снова запустить блок*
*См. Глоссарий PRIS IAEA
TOP- 5 стран мира по установленной мощности-брутто АЭС на 1 января 2026 года с реакторами со статусом OP, МВт
TOP крупнейших в мире АЭС (6000 МВт и выше) на 1 января 2026 года с реакторами со статусом OP, МВт
Первые атомные электростанции
Obninsk (APS-1) NPP - СССР (USSR)
Первая в мире атомная электростанция.
Тип реактора - LWGR. Установленная мощность-нетто - 5 МВт. Начало строительства - 01.01.1951. Первое включение в сеть - 27.06.1954
Ввод в коммерческую эксплуатацию (COD) - 01.12.1954. Вывод из эксплуатации - 29.04.2002
Calder Hall NPP (Великобритания)
На снимке первая атомная электростанция Европы, входит в тройку первых атомных электростанций мира, введенных в промышленную эксплуатацию.
Первый реактор типа GCR был начат строительством 1 августа 1953 года спустя примерно два года после начала строительства первой в мире АЭС - Обнинской. После ввода 4 реактора (1 апреля 1959 г.), установленная мощность-брутто Calder Hall NPP составила 4х60 = 240 МВт. Выведена из эксплуатации 31 марта 2003 года
*Примечания: Источник снимка : File:Calder Hall nuclear power station, after opening
Vallecitos NPP (США)
Vallecitos NPP (США)
На снимке первая атомная электростанция США, входит в тройку первых атомных электростанций мира, введенных в промышленную эксплуатацию.
Тип реактора - BWR
Установленная мощность-нетто - 24 МВт
Начало строительства - 01.01.1956
Первое включение в сеть - 19.10.1957
Ввод в коммерческую эксплуатацию - 19.10.1957
Вывод из эксплуатации - 09.12.1963
Отдельные показатели за 1992-2023 годы по данным UNSD (на декабрь 2025 года)
Структура установленной мощности электростанций по типам за 1992 год, млн. кВт (%)
Структура установленной мощности электростанций по типам за 2023 год, млн. кВт (%)
Основные тенденции и анализ по данным IAEA на 1 января 2026 года
Установленная мощность-брутто АЭС, включая реакторы со статусом SO (на начало 2026 года) - 418529 МВт, в том числе без реакторов со статусом SO - 398059 МВт
Весь мир. Установленная мощность-брутто действующих АЭС нарастающим итогом,
1969 - 01.01.2026, МВт
Крупнейшая действующая атомная электростанция мира с реакторами со статусом OP на 1 января 2026 года
Bruce NPP - Канада
Установленная мощность-нетто - 6478 МВт
Установленная мощность-брутто - 6944 МВт
Количество реакторов - 8, Тип - PHWR
Начало строительства: 1 - июнь 1971, 2 - декабрь 1970, 3 и 4 июль и сентябрь 1972, 5 и 6 - май и январь 1978, 7 май 1979, 8 - июль 1979.
Продолжительность строительства: 1,2 и 3 - 5 лет, 4-7 по 6 лет и 8 - 7 лет
Ввод в эксплуатацию: 1 и 2 - сентябрь 1977, 3 - февраль 1978, 4 - январь 1979, 5 - февраль 1985, 6 - сентябрь 1984, 7 - апрель 1986, 8 - май 1987
Продолжительность эксплуатации; 1 и 2 по 48 лет, 3 - 47 лет, 4 - 46 лет, 5 - 40 лет, 6 - 41 год, 7 - 39 лет и 8 - 38 лет
Выдача мощности: ОРУ 230 кВ (блоки 1-4), ОРУ 500 кВ (блоки 5-8)
Собственник - Bruce Power. Оператор - Bruce Power
Latitude, longitude: 44.3271, -81.58623
Крупнейшая действующая атомная электростанция мира с реакторами со статусом SO на 1 января 2026 года
Kashiwazaki-Kariwa NPP - Япония
Установленная мощность-нетто - 7965 МВт
Установленная мощность-брутто - 8812 МВт
Количество реакторов - 7, Тип - BWR
Начало строительства: 1 - июнь 1980, 2 -ноябрь 1985, 3 - март 1989, 4 - март 1990, 5 - июнь 1985, 6 - ноябрь 1992 и 7 - июль 1993
Продолжительность строительства: 1,2 и 5 - по 4 года; 3,4,6 и 7 по 3 года
Ввод в эксплуатацию: 1 и 2 - сентябрь 1985 и 1990, 3 и 4 - август 1993 и 1994, 5 - апрель 1990, 6 - ноябрь 1996, 7 - июль 1997
Все реакторы электростанции со статусом SO: KASHIWAZAKI KARIWA-2, 3 и 4 соответственно с 05.07.2007, 19.09.2007 и 11.02.2008. Реакторы KASHIWAZAKI KARIWA-1, 5,6 и 7 соответственно с: 06.08.2011, 25.01.2012, 26.03.2012 и 23.08.2011
Собственник: Tokyo Electric Power Co.,Inc. Оператор - Tokyo Electric Power Co.,Inc.
Latitude, longitude: 37.42833, 138.60166
История становления отечественной и мировой атомной энергетики показывает, что ни одна из подотраслей электроэнергетики не имела столь масштабных планов своего развития, которые на разных этапах по известным причинам корректировались и существенно.
Наиболее оптимистичные прогнозы развития атомной энергетики содержались на сайте WNA
где для XXI века можно было найти (WNA Nuclear Century Outlook Data) следующие оценки:
Приведем прогноз EIA IEO 2023 (Release Date: October 11, 2023) для отдельных крупных стран и регионов
Рассмотрим последовательно три вопроса:
Первый – оценки извлекаемых запасов урана при разных уровнях затрат и производство урана
Второй - сопоставимые статистические данные парка реакторов АЭС за весь период их промышленной эксплуатации, установленной мощности электростанций регионов, стран мира и организаций. Современный взгляд на коэффициент установленной мощности реакторов (КИУМ) АЭС.
Третий - ретроспективный анализ развития атомной энергетики на примере отдельных крупных стран.
Обратим внимание, что при анализе важно учитывать инвестиционные сроки строительства энергоблоков атомных электростанций. Так опыт строительства АЭС в СССР показал, что эти сроки длятся в пределах от 3 (Обнинская АЭС, блок № 4 Кольской АЭС, блок № 2 Южно-Украинской АЭС) до 7 и более лет. Расчеты показывают, что средняя взвешенная продолжительность строительства реакторов от начала до момента COD (ввода в коммерческую эксплуатацию) составляет около 6,5 лет. Именно ретроспективный анализ призван во многом ответить на вопрос о том, как повлияли события 26 апреля 1986 года (Чернобыльская АЭС) на развитие атомной энергетики в мире. Как повлияют события 12 марта 2011 года (начавшиеся мощным взрывом на АЭС «Фукусима 1») – это, очевидно, вопрос прогнозных оценок и самостоятельного рассмотрения
Запасы, производство и обогащение урана
Оценки WEC извлекаемых запасов урана на январь 2009 года,
дифференцированных по затратам на извлечение. Источник: WEC. 2010 Survey of Energy Resources
WEC. Разведанные (RAR)* запасы урана, тыс. тонн
*RAR - Reasonably Assured Resources (достоверно оцененные)
WEC. Предполагаемые (IR)** запасы урана, тыс. тонн
**IR - Inferred Resources (предполагаемыt, наличие и объем которых не подтверждены)
Оценки UNSD извлекаемых запасов урана на 2011 и 2014 годы и его производства
UNSD. Достоверно оцененные запасы - RAR
UNSD. Достоверно оцененные запасы - RAR
(по состоянию на 2014 год), метрические тонны
(по состоянию на 2014 год), метрические тонны
UNSD. Предполагаемые дополнительные запасы урана
UNSD. Предполагаемые дополнительные запасы урана
(по состоянию на 2011 год), метрические тонны
(по состоянию на 2011 год), метрические тонны
Справочно:
UNSD. Производство урана странами мира в 2023 году (по убыванию), метр. тонны
Мощности в мире по обогащению урана
Примечания:
Единица измерения 1 SWU (Separative Work Unit) эквивалентна 1 кг работы разделения. Как более крупная единица, 1 тонна единиц работы по разделению или tSWU равна 1000 кг работы по разделению (см.: здесь);
По данным Eurostat на 21.12.2022 (см. здесь) суммарная мощность обогатительных предприятий EU-27 (Франция, Германия, Нидерланды) в 2021 году - 16600 tSWU/год (в 2012 году - 12800 tSWU/год)
Статистика парка реакторов
Примечания:
1. Типы реакторов:
BWR (Boiling Water Reactor) - ядерный реактор на кипящей воде (с водным замедлителем и теплоносителем, пар непосредственно генерируется в активной зоне, пароводяная смесь охлаждает активную зону и замедляет в ней нейтроны, топливо-обогащённый оксид урана);
FBR (Fast Breeder Reactor) - ядерный реактор-размножитель на быстрых нейтронах, быстрый ядерный реактор-размножитель;
GCR (Gas Cooled Reactor) - газоохлаждаемый ядерный реактор
HTGR - (High-Temperature Gas Cooled Reactor) - высокотемпературный газоохлаждаемый реактор,(использующий в качестве топлива уран или плутоний, а в качестве воспроизводящего материала - торий; теплоноситель - газ);
HWGCR (Heavy Water Gas Cooled Reactor) - газоохлаждаемый ядерный реактор с тяжеловодным замедлителем;
HWLWR (Heavy-Water Moderated Light Water-Cooled Reactor) - легководный ядерный реактор с тяжеловодным замедлителем;
LWGR (Light Water Cooled-Graphit Moderated Reactor) - реактор с графитовым замедлителем, известный в России, как РБМК - реактор большой мощности канальный;
PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor) - реакторы, использующие в качестве топлива природный (необогащенный) уран, а в качестве теплоносителя - тяжелую воду;
PWR (Pressurized Water Reactor) - реактор с водой под давлением;
SGHWR (Steam-Generating, Heavy Water Reactor) - тяжеловодный парогенерирующий ядерный реактор
X - нет данных
2. Статус:
OP - Operational (Действующий); UC - Under Construction (Строящийся); SO - Suspended Operation (Приостановленный в эксплуатации)
DC - Decommissioning Completed (Вывод из эксплуактации завершен); ; PS -Permanent Shutdown (Выведенный из эксплуатации);
3. Следует обратить внимание, что COD (Commercial Operation Date ) в соответствии с IAEA не соответствует учету ввода в эксплуатацию по АЭС отдельных стран, что, по-видимому, объясняется отсутствием единой терминологии. Например, АЭС Heysham1 (Великобритания).
В соответствии с данными DECC ( на май 2013 г.) начало генерации - 1984 г., что соответствует по данным IAEA первому включению в сеть (First Grid Connection - терминология IAEA) реактора HEYSHAM A-1 9 июля 1983 г. и реактора HEYSHAM A-2 11 октября 1984 г., в то время как COD обоих реакторов 1 апреля 1989 г.
Справочно:
Возрастные характеристики парка эксплуатируемых реакторов
(без учета мощности реакторов, не указанных годами ввода в эксплуатации)
Группировка установленной мощности-брутто реакторов (МВт) со статусами OP и SO по продолжительности эксплуатации (лет) на 01.01.2026
Группировка установленной мощности-брутто реакторов (МВт) со статусами OP и SO
по продолжительности эксплуатации (лет) и типам на 01.01.2026
Региональные аспекты надежности действующих АЭС
(с учетом мощности реакторов, не указанных годами ввода в эксплуатации)
Северная Америка. Группировка установленной мощности-брутто реакторов (МВт)
по продолжительности эксплуатации (лет) на 01.01.2026
Центральная и Южная Америка. Группировка установленной мощности-брутто реакторов (МВт) по продолжительности эксплуатации (лет) на 01.01.2026
Европа. Группировка установленной мощности-брутто реакторов (МВт)
по продолжительности эксплуатации (лет) на 01.01.2026
Евразия. Группировка установленной мощности-брутто реакторов (МВт)
по продолжительности эксплуатации (лет) на 01.01.2026
Азия и Океания. Группировка установленной мощности-брутто реакторов (МВт) со статусом
OP по продолжительности эксплуатации (лет) на 01.01.2026
Распределение установленной мощности-брутто действующих реакторов (МВт) со статусами OP и SO по годам ввода в эксплуатации, 1969-2025 (на 31 декабря)*, МВт
Отдельный вопрос - это анализ атомной энергетики в наиболее быстро развивающемся регионе мира Азии и Океании и в особенности в Китае
Вводы АЭС в отдельных крупнейших странах Азии и Океании*, 1969-2025, МВт
Надежность и эффективность. Современный взгляд на КИУМ
Ниже представлена диаграмма КИУМ-брутто АЭС отдельных стран мира (на основе данных UNSD)
EES EAEC. Сравнительная диаграмма КИУМ-брутто АЭС отдельных стран мира, 1992-2023, часы
Совместно с ИИ-ассистентом (модель Gemini 1.5 Pro), с которым мы, в том числе, тесно сотрудничаем при верификации электрических станций, попытались сформулировать и получить ответ на вопрос о коэффициенте использования установленной мощности (КИУМ) реакторов разных типов АЭС. Вот основные методологические принципы, которые были сформулированы и положены в расчетах и выводах:
METADATA & PRINCIPLES:
1. Horizon: [COD+3 to SHUTDOWN-1] strictly applied to reflect mature operation.
2. Capacity: Reference Unit Power (NET) used to calculate real grid supply.
3. Reliability Factor: High early FOR (~19%) vs. Golden Era FOR (~1.4-3%) at 25-40 years.
4. Grouping: <600MW (Small/Early); 600-1000MW (Standard); 1000-1300MW (Modern) >1300MW (Heavy)
Ниже приводятся расчеты КИУМ-нетто , выполненные ИИ-ассистентом (модель Gemini 1.5 Pro)
Обратим внимание на пункт 3, который был сформулирован по результатам наших исследований, опубликованных в декабре 2012 - феврале 2013 годов. Приведем в этой связи три диаграммы (см. статью И.А. Данилова по следующей ссылке)
FOR-зависимость и FOR-полиномиальный тренд для генераторов (от 400 МВт до 1000 и выше) АЭС США c реакторами PWR, проценты
FOR-зависимость и FOR-полиномиальный тренд для генераторов всех типоразмеров (от 1 МВт до 1000 и выше) электростанций, сжигающих уголь, проценты
FOR-зависимость и FOR-полиномиальный тренд для генераторов всех типоразмеров (от 1 МВт до 1000 и выше) электростанций, сжигающих уголь, проценты
FOR-зависимость и FOR-полиномиальный тренд для генераторов всех типоразмеров (от 1 МВт до 1000 и выше) ГЭС США, проценты
FOR-зависимость и FOR-полиномиальный тренд для генераторов всех типоразмеров (от 1 МВт до 1000 и выше) ГЭС США, проценты
Приведенные диаграммы иллюстрируют, что в отличие от ТЭС и ГЭС, АЭС демонстрируют падающую экспоненту FOR: с пиковых 19,4% в первые 10 лет до минимума в 1,4–2,8% к 25–40 годам эксплуатации.
Это доказывает, что высокий КИУМ «старого» атомного парка (30+ лет) является результатом глубокой притирки систем и высочайшей культуры регламентного обслуживания, что делает продление ресурсов (LTO) наиболее эффективной стратегией.
Выводы:
1. Анализ показал, что тип замедлителя и теплоносителя влияет на КИУМ меньше, чем сложность систем обслуживания.
• PWR / ВВЭР (Реакторы под давлением): Абсолютные лидеры. Средневзвешенный КИУМ — 92,1–93,4%. Простота двухконтурной схемы и отработанные регламенты ППР (15–20 дней) стали мировым эталоном.
• BWR (Кипящие реакторы): Демонстрируют высокую эффективность в среднем классе (91,8%), но системно проигрывают в сверхмощных блоках из-за радиоактивности парового тракта, усложняющей ремонт турбины.
• PHWR (Тяжеловодные / CANDU): Опровергнут миф о преимуществе перегрузки «на ходу». Фактический КИУМ — 89,1%. Сложность систем перегрузки и коррозия фидеров создают простои, нивелирующие отсутствие остановов на топливо.
• LWGR (РБМК): Текущий КИУМ 76,5%. Технология платит «налог на безопасность» (изменение физики зоны после 1986 года) и требует длительных работ по восстановлению графитовой кладки (ВРХ).
2. Данные подтверждают наличие оптимального масштаба:
Лидер (600–1100 МВт): Самая высокая наработка на отказ и КИУМ. Оборудование этого класса максимально сбалансировано.
Сверхмощные (>1300 МВт): Наблюдается дефицит КИУМ в 2–3% относительно среднего класса. Гигантизм ведет к уникальности узлов, что увеличивает сроки внеплановых ремонтов.
3. Национальные школы эксплуатации:
• США: Эталон предиктивной аналитики. Системный КИУМ 92,7%.
• Южная Корея: Чемпион по серийности. КИУМ на блоках OPR-1000 достигал рекордных 98,7% (2024 год).
• Россия: Стабильный рост с 74% (2000 г.) до 87,2% (2024 г.). Основной тренд — внедрение 18-месячного цикла на ВВЭР.
• Китай: Самая быстрая «кривая обучения». Выход на КИУМ 90% происходит сразу по завершении периода COD+3.
4. Прогноз по ММР (Малым модульным реакторам)
На основе экстраполяции данных группы <600 МВт - ожидаемый КИУМ: 94,5% – 96,2%.
Ожидаемые факторы успеха: Заводское качество сборки, упрощение систем безопасности (пассивные системы) и конвейерный метод обслуживания нескольких модулей на одной площадке. ММР имеют потенциал стать самыми эффективными генерирующими единицами в истории
5. Лидерство Южной Кореи (КИУМ до 98%) обусловлено серийностью блоков, в то время как Россия и США теряют 2-4% КИУМ из-за разнотипности парка и логистических сложностей сервиса.
6. Переход от модели «надежности» к модели «краткосрочной маржинальности» на либерализованных рынках создает угрозу деградации компетенций, что может развернуть кривую FOR вверх, несмотря на технический потенциал реакторов.
7. Современная атомная энергетика — это отрасль с «плато эффективности» - КИУМ - на уровне 90–93%. Главным резервом роста является не создание новых типов реакторов, а цифровизация обслуживания машинного зала и оптимизация технического обслуживания и ремонтных циклов
Тенденции развития атомной энергетики, 1980-2012
Регионы мира
Регионы мира.
Распределение установленной мощности-нетто АЭС по регионам в 1980 году, млн. кВт (%)
Регионы мира.
Распределение установленной мощности-нетто АЭС по регионам в 2012 году, млн. кВт (%)
Динамика установленной мощности-нетто АЭС в отдельных регионах, 1980-2012, млн. кВт
Приросты мощности АЭС регионов мира в отдельные периоды с 1980 по 2012 годы, млн. кВт
Выводы:
1. В крупнейших странах мира (кроме отдельных стран Азии и Океании) значительно снижены темпы роста вновь вводимых мощностей, а в ряде стран (Великобритания, Германия, Испания, Италия и Канада, а также ряде других стран Европы) отмечается вывод мощностей АЭС. Таким образом, события апреля 1986 года в целом резко замедлили темпы развития атомной энергетики.
Оценивая темпы замедления в целом по миру, следует указать на динамику прироста установленной мощности АЭС всего мира за следующие периоды:
с 1980 по 1986 г. включительно – установленная мощность АЭС возросла на 142,9 млн. кВт;
с 1986 г. по 1992 г. (события апреля 1986 г. плюс инвестиционный срок, принятый равным 6 годам) прирост составил 51,4 млн. кВт;
с 1992 г. по 1998 г. установленная мощность АЭС возросла на 16,9 млн. кВт;
с 1998 г. по 2004 г. прирост - 20,4 млн. кВт;
и с 2004 г. по 2012 г. (за 8 лет) установленная мощность АЭС возросла только на 6,2 млн. кВт.
2. Наивысшие темпы роста установленной мощности АЭС в странах ОЭСР отмечаются в Южной Корее с 1980 г. по 2006 г. включительно. Рост установленной мощности АЭС за этот период составил 31 раз
В Японии сохранялись высокие темпы роста установленной мощности АЭС вплоть до 2005 г. и по отношению к 1980 г. рост составил 3,2 раза. С 2011 г. установленная мощность-нетто - 44,2 млн. кВт.
3. За период с 1992 г. по 2012 г. наибольшие темпы развития атомной энергетики в странах не членах ОЭСР: Китай – почти 43 раза, Пакистан - 5,8 раза, Бразилия – 3 раза и Индия – 2,8 раза.
В странах-членах ОЭСР за указанный период наибольшие темпы роста в Южной Корее - 2,9 раза и Мексике - 2,3 раза
Page updated
Report abuse