Анализ положения ОАО «СПбАЭП» в отрасли в региональном и глобальном разрезах, тенденций развития атомной отрасли и атомного инжиниринга,

Анализ положения ОАО «СПбАЭП» в отрасли в региональном и  глобальном разрезах, тенденций развития атомной отрасли и атомного инжиниринга, анализ конкурентной среды ОАО «СПбАЭП»

Содержание:

1. Обзор состояния и тенденций в отрасли
2. Эконономическая и социальная значимость Предприятия.
3. Виды выпускаемой продукции
4. Анализ положения в отрасли
5. Анализ внешней среды макроуровня
6. Анализ внешней среды микроуровня.
7. Анализ внешней среды микроуровня.
8. SWOT-анализ:
9. Проведение реструктуризации.

Энергетическая отрасль. Индустрия атомной энергетики.

Мировой и российский опыт.

Спрос на электроэнергию в индустриальном обществе определяется многообразием источников его потребления, включая:

Промышленность 
- предприятия, работающие в непрерывном режиме 24 часа в сутки. 
- предприятия, работающие 8-10 часов по будним дням.

Торговля 
- большая часть предприятий, работающих по 10-15 часов в сутки

Общественный транспорт

- работающий  в течение дня и вечером.

Дома 
- отопление или кондиционирование, главным образом в течение дня и вечера. 
- приготовление пищи (утром и вечером). 
- изменение уровня подачи воды и потери тепла, особенно в течение ночи.

Из-за больших флуктуаций в потреблении электроэнергии в течение дня, необходимо иметь несколько типов электростанций, покрывающих как базисные и промежуточные, так и пиковые нагрузки. Базисные нагрузки обычно компенсируются крупными электростанциями на уровне их номинальной мощности. В Австралии, например, это тепловые электростанции, работающие на органическом топливе, в то время как в Канаде это комбинация атомных электростанций, гидроэлектростанций и тепловых электростанций. Станции для снабжения промежуточных и пиковых нагрузок должны выравнивать общие нагрузки в сети при нескольких включениях в течение суток. Для этих целей используются различные методы и устройства, включая газовые турбины, паровые котлы, работающие на жидком топливе, гидроэлектростанции. Оборудование для компенсации пиковых нагрузок характеризуется низкой стоимостью основных средств, и относительно высокой стоимостью топлива. Станции же для базисного снабжения электроэнергией разрабатываются таким образом, чтобы минимизировать стоимость топлива, а относительно высокая стоимость основных средств может быть скомпенсирована доходами от производства и продажи энергии в течение нескольких лет. Самую дешевую электроэнергию потребитель получает в том случае, когда возрастание пиковой нагрузки очень мало, и установившийся базисный уровень потребления достаточен для бесперебойных поставок энергии. Однако, любая действующая система энергоснабжения должна учитывать возможные аварийные и профилактические остановки оборудования. Базисные электростанции в Виктории (Австралия), например, составляют более половины всех генерирующих мощностей и производят более 85 процентов полного производства электроэнергии. Примерно одна третья часть генерирующих мощностей используется для компенсации промежуточных нагрузок в течение суток. Пиковые нагрузки компенсируются имеющимся небольшим резервом энергии в моменты значительного увеличения потребления электроэнергии. Система энергоснабжения в Виктории достаточно типична для многих развитых стран. Стоимость оборудования электростанций пиковой нагрузки, типа газовых турбин, примерно в два раза ниже стоимости базовых станций, работающих на угле. Кроме того, такие станции достаточно быстро строятся и вводятся в эксплуатацию. Однако, стоимость газового топлива намного дороже стоимости угля, затраченного на единицу произведенной энергии. Использование современных газотурбинных установок, имеющих более высокую эффективность, может уменьшить это различие. В местах, где позволяют географические условия местности, можно создавать запасы воды в водохранилищах и использовать ее для производства электроэнергии с помощью гидроэлектростанций для компенсации пиковых нагрузок . Стоимость таких станций может быть столь же низка как и стоимость электростанций, использующих газовое топливо, а их эксплуатация позволит увеличить продолжительность вклада базовых станций в общую нагрузку электрической сети.

Все большее количество стран — и развитых, и развивающихся, — сегодня приходят к необходимости начала освоения мирного атома. Сегодня в мире обозначилась тенденция, получившая название «ядерный ренессанс». Самые сдержанные прогнозы говорят о том, что в перспективе 2030 года на планете будет эксплуатироваться до 500 энергоблоков (для сравнения, сейчас их насчитывается 430).

              Ежегодно атомные станции в  Европе позволяют избежать эмиссии 700 миллионов тонн СО2, а в Японии — 270 миллионов тонн СO2. Действующие АЭС России ежегодно предотвращают выброс в атмосферу 210 млн тонн углекислого газа. По этому показателю наша страна находится лишь на четвертом месте в мире.

Больше всего АЭС (63 АЭС, 104 энергоблока) эксплуатируется в США. На втором месте идет Франция (58 энергоблоков), на третьем — Япония (50 блоков в эксплуатации). Для сравнения: в России эксплуатируется 10 АЭС (32 энергоблока).

На схеме изображены объемы атомной энергии в суммарном объеме производимой энергии в странах, использующих АЭС.

Крупнейшая в мире АЭС — это Kashiwazaki Kariva (Япония) мощностью 8200 МВт (7 реакторов типа BWR установленной мощностью 110—1356 МВт). Cамая крупная в Европе — это Запорожская АЭС (Украина) мощностью 6000 МВт (6 реакторов ВВЭР-1000). В России наибольшую мощность имеют Балаковская, Ленинградская, Калининская и Курская АЭС (по 4 реактора мощностью 1000 МВт каждый).

2010 год  стал наилучшим по количеству  новых пусков за все десять  лет XXI столетия. В строй вошли  пять новых блоков: два в Китае (Lingao-3 и Qinshan II-3), по одному в России (энергоблок № 2 Ростовской АЭС), Индии (Rajasthan-6) и Южной Корее (Shin-Kori-1).

             База данных PRIS засчитывает блок  после подключения его к электрической  сети, поэтому Kaiga-4 (синхронизирован  с индийской южной энергосистемой 19 января 2011 г.) и Busher-1 (Иран) числятся  в ней строящимися. 
В стадии строительства в мире находятся 65 энергоблоков, причем 43 из них — в Азии.

В 2010 г. началось строительство сразу 15 энергоблоков: девяти в Китае (на блоке Fuging-3 работы стартовали 31 декабря 2010 г.), двух — в России, двух — в Индии, одного — в Японии и одного — в Бразилии. 
Согласно базе данных МАГАТЭ по энергетическим реакторам (PRIS) на начало 2011 года в мире эксплуатировались 442 ядерных энергоблока общей мощностью 375 001 МВт.

Принципы работы ядерных реакторов

Основным элементом реактора является активная зона — конструктивно выделенный объем, куда загружается ядерное топливо и где протекает управляемая цепная реакция. Во время нее уран-235, являющийся основой ядерного топлива, делится медленными (тепловыми) нейтронами, при этом выделяется огромное количество тепла. Оно отводится из активной зоны теплоносителем (в реакторах ВВЭР это обычная вода). Затем с помощью сепараторов, парогенераторов и турбин это тепло преобразуется в электроэнергию. Таким образом, на АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии: ядерная энергия переходит в тепловую, тепловая — в механическую, механическая — в электрическую.

Теплоноситель подаётся циркуляционными насосами в теплообменник (парогенератор), где отдает свое тепло второму контуру теплообмена. Полученный при этом пар под высоким давлением подается на лопатки турбин в машинном зале. Под действием своего давления пар приводит в движение лопасти турбин, которые в свою очередь вращают вал генератора электрической энергии. При вращении вала генератора вырабатывается электрический ток, напряжение которого повышается с помощью трансформатора для последующей доставки потребителям на большие расстояния по линиям электропередач.

После того, как теплоноситель второго контура отдал свою энергию на вращение турбин, он подается в конденсатор, где охлаждается и в виде воды снова подается в парогенератор.

Безопасность атомной энергетики

АЭС Российской Федерации эксплуатируются надежно и безопасно, что подтверждается результатами регулярных проверок как независимых органов (Ростехнадзора), так и международных организаций (ВАО АЭС и др.) За последние 5 лет на российских АЭС не зафиксировано ни одного серьезного нарушения безопасности, классифицируемого выше нулевого (минимального) уровня по международной шкале ИНЕС. По критерию надежности работы АЭС Россия вышла на второе место в мире среди стран с развитой атомной энергетикой, опередив такие развитые государства, как США, Великобритания и Германия. 

Высокая степень безопасности АЭС России обеспечена множеством факторов. Основные из них – это принцип самозащищенности реакторной установки, наличие нескольких барьеров безопасности и многократное дублирование каналов безопасности. Необходимо отметить также применение активных (то есть требующих вмешательства человека и наличия источника энергоснабжения) и пассивных (не требующих вмешательства оператора и источника энергии) систем безопасности. Кроме того, на всех станциях действует культура безопасности на всех этапах жизненного цикла: от выбора площадки (обязательно только в тех в местах, где отсутствуют запрещающие факторы) до вывода из эксплуатации. Во многом благодаря сочетанию этих элементов опыт стабильной эксплуатации водо-водяных реакторов ВВЭР составляет уже более 1400 реакторо-лет.

В реакторах ВВЭР применена композиция активной зоны, которая обеспечивает «самозащищенность» реактора или его «саморегулирование». Если поток нейтронов увеличивается, растет температура в реакторе и появляется избыточный пар. Но реакторные установки сконструированы таким образом, что само появление в активной зоне пара приведет к ускоренному поглощению нейтронов и прекращению цепной реакции. Этот эффект специалисты называют отрицательным «коэффициентом» реактивности, как температурным, так и паровым. Таким образом, сама физика ректора обеспечивает самозащищенность на основе естественных обратных связей («отрицательная реактивность»).

Чтобы быстро и эффективно остановить цепную реакцию, нужно «поглотить» выделяемые нейтроны. Для этого используется поглотитель (как правило, карбид бора). Стержни с поглотителем вводятся в активную зону, нейтронный поток поглощается, реакция замедляется и прекращается. Для того, чтобы стержни попали в активную зону при любых условиях, на российских АЭС их подвешивают над реактором и удерживают электромагнитами. Такая схема гарантирует опускание стержней даже при обесточивании энергоблока: электромагниты отключатся и стержни войдут в активную зону просто под действием силы тяжести (без каких-либо дополнительных команд персонала). В этом отличие отечественных проектов от американского, использованного в Японии на АЭС «Фукусима-1» (он предполагал введение стержней снизу).

На российских АЭС в основном применяются двухконтурные схемы, в которых тепло может отводится прямо в воздух без участия каких-либо внешних источников водоснабжения. Двухконтурная схема принципиально более безопасна, чем использованная в Японии одноконтурная, потому что все радиоактивные среды находятся внутри защитной оболочки (контайнмента), а в первом контуре нет пара - риск «оголения» топлива и его перегрева принципиально ниже. Кроме того, реакторы ВВЭР комплектуются 4 парогенераторами, системы отвода тепла многопетлевые, то есть в них обеспечиваются значительные резервы воды.

Если все же подача воды через резервные трубы необходима, на АЭС установлены отдельные насосы «аварийного расхолаживания» (по насосу на каждую трубу).

На российских АЭС с водо-водяными реакторами (ВВЭР) с учетом принципа единичного отказа и возможного необнаруживаемого отказа предусмотрены 3 независимых канала систем безопасности, каждый из которых может выполнить функции всей системы. Системы безопасности рассчитаны на ликвидацию максимальной проектной аварии с разрывом главного циркуляционного трубопровода 1 контура максимального диаметра. Запасы воды также обеспечены многократно: сначала она будет подана из резервных емкостей, установленных в самом энергоблоке, а затем, если этой воды будет все еще недостаточно, вода начнет подаваться из трех дополнительных резервуаров. Питание всех резервных насосов обеспечивается также автономно: каждый будет работать от своего дизель-генератора. Все генераторы располагаются в отдельных строениях, что не допускает их одномоментного выхода из строя. Любой из этих каналов (в случае отказа остальных) обеспечивает полный отвод тепла.

Работа всех этих защитных систем вместе потребуется только в случае максимальной проектной аварии. Все это количество воды, пролитое в реактор, аккумулируется специальной системой сбора и охлаждения. Собранную воду система подаст в активную зону вновь, т.е., как говорят специалисты, будет обеспечена «рециркуляция теплоносителя».

Система безопасности современных российских АЭС состоит из четырех барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду. Первый – это топливная матрица, предотвращающая выход продуктов деления под оболочку тепловыделяющего элемента. Второй – сама оболочка тепловыделяющего элемента, не дающая продуктам деления попасть в теплоноситель главного циркуляционного контура. Третий - главный циркуляционный контур, препятствующий выходу продуктов деления под защитную герметичную оболочку. Наконец, четвертый – это система защитных герметичных оболочек (контайнмент), исключающая выход продуктов деления в окружающую среду. Если что-то случится в реакторном зале, вся радиоактивность останется внутри этой оболочки.

 Все российские современные ядерные реакторы типа ВВЭР имеют контайнмент. При этом оболочка рассчитана не только на внешнее воздействие – например, падение самолета, смерч, ураган или взрыв. Контайнмент выдерживает внутреннее давление в 5 кг/см2 и внешнее воздействие от ударной волны, создающей давление 30 кПа, и падающего самолета массой 5 тонн. То есть если предположить, что вся поданная в реактор вода превратится в пар и, как в гигантском чайнике, будет давить изнутри на крышку, то оболочка выдержит и это колоссальное давление. Таким образом, купол энергоблока находится как бы в постоянной готовности принять удар изнутри. Для этого оболочка выполнена из «предварительно напряженного бетона»: металлические тросы, натянутые внутри бетонной оболочки, придают дополнительную монолитность конструкции, повышая ее устойчивость.

Объем контайнмента довольно большой – 75 тыс. куб. метров, риск скопления в нем водорода во взрывоопасной концентрации значительно меньше, чем на АЭС «Фукусима-1». В случае аварии для снижения давления пара внутри защитной оболочки установлена «спринклерная система», которая из-под купола блока разбрызгивает раствор бора и других веществ, препятствующих распространению радиоактивности. Там же ставятся рекомбинаторы водорода, не позволяющие этому газу скапливаться и исключающие возможность взрыва.

В частности, одним из элементов «Системы аварийного охлаждения активной зоны» (САОЗ) являются специальные емкости с борной кислотой, находящиеся над реактором. Каждая емкость представляет собой толстостенный (90 миллиметров) сосуд из двухслойной плакированной стали диаметром 3175 мм и объемом 60 кубических метров, работающий под давлением в 60 атмосфер и выше. В случае максимальной проектной аварии – разрыва первого контура охлаждения реактора – содержимое этих емкостей самотеком оказывается внутри активной зоны реактора, и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны. Такого количества раствора достаточно для охлаждения активной зоны до подключения системы аварийного расхолаживания и охлаждения бассейна выдержки.

Принцип глубокоэшелонированной защиты предполагает также наличие такой концепции безопасности, которая предусматривает не только средства предотвращения аварий, но и средства управления последствиями запроектных аварий, обеспечивающих локализацию радиактивных веществ в пределах гермооболочки. К ним относятся системы удаления водорода (с пассивными рекомбинаторами); защиты первого контура от превышения давления; отвода тепла через парогенераторы; отвода тепла от защитной оболочки и устройство локализации расплава (УРЛ, так называемая «ловушка расплава»). Например, система отвода тепла от защитной оболочки обеспечивает долговременный отвод тепла при любых аварийных ситуациях, в том числе и при полном обесточивании АЭС. Что касается устройства локализации расплава, то оно обеспечивает локализацию расплава и исключает возможность его выхода за пределы гермооболочки при любых сценариях. Впервые им была оснащена Тяньваньская АЭС в Китае, построенная по российскому проекту. Оно предусмотрено также и в новом проекте «АЭС-2006». Фактически это холодный тигель, расположенный под реактором, в него производится прием и размещение твердых и жидких составляющих кориума. Его функции - защита шахты реактора от термомеханического воздействия кориума, уменьшение выхода водорода и радионуклидов под защитную оболочку.обеспечение теплоотвода из кориума к охлаждающей воде. Наличие УЛР позволяет гарантировать, что расплавленное топливо, «упав» в огнеупорный стакан, останется в стабильном состоянии, то есть будет сохранена подкритичность расплава. Кроме того, в ловушке присутствует так называемый «жертвенный материал» – специальный материал из оксидов железа и борной кислоты, позволяющий мгновенно заглушить реакцию.

Технические решения проектов АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ

Стечение природных катаклизмов на территории расположения АЭС в России, которые могут повлечь за собой аварию, сопоставимую с аварией на станции «Фукусима-1», невозможно. В настоящее время все российские АЭС находятся в зонах низкой сейсмоопасности. В европейской части нашей страны, на Великорусской плите, которая считается устойчивым массивом, землетрясения либо не происходят вовсе, либо происходят, но с небольшой интенсивностью (не более 5-6 баллов по шкале Рихтера).

Предотвращение отказов и нарушений норм безопасной эксплуатации обеспечивается за счет выбора безопасной площадки размещение АЭС, применения консервативных принципов проектирования, наличия система обеспечения качества при выборе площадки, проектировании, строительстве и эксплуатации, а также культуры безопасности. Выбор безопасной площадки предполагает, в частности, определение прогнозируемого уровня сейсмического воздействия, который вычисляется отдельно для каждой площадки и каждого блока. Например, в ходе дополнительных исследований в районе 8-10 балльной сейсмичности могут быть выделены пригодные площадки в пределах 7-балльной зоны сейсмичности и однородных массивов гранитоидов, вдали от эпицентров мелкофокусных землетрясений. При выполнении таких работ в расчет берется уровень сейсмичности максимального расчетного землетрясения (МРЗ), которое может произойти с вероятностью 1 раз в 10 тысяч лет (и не более 8 баллов). Исходя из этого прогноза осуществляется выполнение соответствующих расчетов для строительных конструкций, проектирование всех трубопроводов и оборудования. При необходимости оборудование оснащается гидроамортизаторами.

Действующими нормами запрещено размещать АЭС: на площадках, расположенных непосредственно на активных разломах;  на площадках, сейсмичность которых характеризуется интенсивностью максимальных расчетных землетрясений (далее – МРЗ) более 9 баллов по шкале сейсмической активности Медведева-Шпонхойера-Карника; на территории, в пределах которой нахождение АС запрещено природоохранным законодательством.

Наконец, наличие собственных сил и средств ГО и ЧС на каждой АЭС делает максимально оперативным реагирование на нештатные ситуации. Эти подразделения находятся в постоянной готовности и оснащены необходимыми техническими средствами, в том числе резервными источниками питания и резервными насосами. Обычные пожарные машины могут подключаться к любому энергоблоку через специальные штуцеры на корпусах блоков, которые разнесены на разные стороны с тем, чтобы не быть одновременно поврежденными. Существуют специальные штабы по управлению кризисными ситуациями (например, Ситуационно-кризисный центр Росатома и такой же собственный центр ОАО «Концерн Росэнергоатом»), осуществляется планирование мероприятий в случае ЧС, регулярно проводятся соответствующие учения. Такие антикризисные центры в случае необходимости оперативно согласуют свои действия с МЧС РФ и Министерством энергетики РФ. Наконец, существуют также убежища и средства защиты персонала на площадке каждой АЭС.

С точки зрения защиты от террористов, все действующие АЭС надежно охраняются Внутренними войсками МВД России, которые имеют необходимое вооружение, технику и оснащение. Система охраны построена таким образом, что любой террорист (нарушитель) будет задержан на линии охраны. Пронос (провоз) на территорию АЭС запрещенных предметов (оружие, боеприпасы и пр.) невозможен, на всех КПП установлены приборы обнаружения и видеонаблюдения. Таким образом, совершение противоправных действий, которые повлекут тяжкие последствия для жизни и здоровья граждан, маловероятно.

На всех наших станциях после аварии на Чернобыльской АЭС  были проведены дополнительные исследования возможных аварийных ситуаций и путей их преодоления. «После Чернобыля мы изменили физику реактора, ужесточили контроль и минимизировали роль человеческого фактора в кризисной ситуации», - говорит заместитель генерального директора Росатома А. Локшин. На всех без исключения станциях была проведена модернизация систем безопасности. Где этого было сделать нельзя, старые реакторы были остановлены, в настоящее время ведутся работы по выводу их из эксплуатации (Белоярская АЭС, Нововоронежская АЭС). В результате на всех действующих станциях нашей страны есть несколько систем, которые включаются одна за другой в случае возникновения ситуации обесточивания, полностью исключая возможность такого развития событий, какое имело место в Японии.

Наконец, на всех российских атомных станциях установлена автоматическая система контроля радиационной обстановки (АСКРО). Она предусматривает наличие датчиков, которые фиксируют уровень радиации вокруг радиационно опасных объектов в режиме реального времени. Показания этих приборов передаются на специальный сайт в Интернете.

Если рассматривать безопасность АЭС, получивших разрешение на продление сроков эксплуатации, то любое подобное продление – это итог масштабной работы по проверке состояния всех систем и конструкционных материалов. При продлении принимается во внимание ресурс оборудования, получаются подтверждения конструкторов, которые обязаны гарантировать безопасность своего объекта сверх проектных сроков. Только при наличии таких гарантий может быть вынесено решение о продлении.

На всех энергоблоках АЭС с реакторами РБМК-1000, БН-600 и ЭГП-6, получивших лицензию Ростехнадзора на продление срока службы сверх проектного, был выполнен комплекс работ по крупномасштабной модернизации и замене оборудования и систем АЭС, обеспечивших достижение уровня современных требований к состоянию безопасности АЭС. В частности выполненные в составе обосновывающих документов на повышение мощности энергоблоков АЭС с РБМК-1000 вероятностные анализы безопасности (ВАБ) показали, что повышение мощности АЭС с реактором РБМК-1000 до 105% не оказывает влияния на показатели безопасности. В настоящее время получены разрешения Ростехнадзора (изменения в действующую лицензию) и находятся в опытно-промышленной эксплуатации на уровне мощности 105% энергоблоки №№ 1, 2 Курской АЭС.

Однако бесконечно продлением заниматься нельзя, потому что есть фактор старения материалов, кроме того, невозможно на старые реакторы поставить некоторые новые системы безопасности. Поэтому идет работа по строительству новых реакторов. На сооружаемых новых блоках общая стоимость систем безопасности, предотвращающих радиоактивное воздействие на население и окружающую среду при самых неблагоприятных условиях (падение тяжелого самолета, землетрясение, цунами, взрывная волна), составляет около 40% от стоимости энергоблока. И атомщики идут на эти затраты.

Конечная цель – гарантировать, что ни при каком сценарии не будет угрозы выхода радиоактивности за пределы площадки. «Это абсолютное требование для всех АЭС российского дизайна, построенных не только в нашей стране, но и в любой точке планеты», - заявил генеральный директор Росатома С. Кириенко.

Виды реакторов

• PWR — водо-водяной ядерный реактор, энергоблоки строят Westinghouse  (сейчас ей владеет Toshiba), General Electric, Areva, Kraftwerk Union  (часть Siemens, которая сейчас передана в Areva), Babcock & Wilcox , ABB, Combustion Engineering  (компания стала в 80-е частью ABB, а сейчас входит в Westinghouse), Toshiba, Mitsubishi Heavy Industries, Hitachi. Также в некоторых странах существуют «национальные» модели PWR: в России — ВВЭР (полностью собственная технология, строят подразделения Росатома), в Китае CNP и CPR (основаны на западных технологиях с 30-70% китайского оборудования, строит CNNC , в Южной Корее OPR (технология скопирована с западной, но оборудование в последних блоках полностью своё, строят совместно KEPCO  и Doosan Heavy Industries & Construction .
• BWR — корпусной кипящий реактор, строят те же американские, японские и немецкие компании, что и перечислены выше, а также скандинавская ABB. В Японии функционируют также ABWR, усовершенствованные реакторы этого типа.
• PHWR — тяжеловодный ядерный реактор. Реакторы этого типа в основном известны под названием CANDU, это национальное канадское направление ядерной энергетики, которое успешно выступает на международном рынке, так как канадцы открыто работают в плане технологий, и топливо для этих реакторов страны, в которых построены PHWR, способны производить самостоятельно, так как оно не требует сложного высокотехнологичного процесса — обогащения. PHWR также строил Siemens, но в настоящее время действует лишь один немецкий реактор (в Аргентине). Кроме Канады и Германии единственной страной, самостоятельно развившей технологию тяжеловодных реакторов, является Индия, которая строила их только у себя в стране.
• GCR — газоохлаждаемый реактор. Национальное направление ядерной энергетики Великобритании, которая активно строила модификации Magnox  и AGR , однако большинство из них в настоящий момент закрыто. Также несколько реакторов этого типа англичане построили в Италии и Японии, однако все они уже не работают.
• LWGR — графито-водный ядерный реактор. Исключительно советское направление в реакторостроении, энергоблоки с реакторами этого типа, РБМК и маломощными ЭГП-6 строились только в СССР, последний был пущен в 1990 году. Довольно большое их количество эксплуатируется по настоящее время в России, работавшие на Украине и в Литве энергоблоки были закрыты.
• FBR — реактор-размножитель на быстрых нейтронах. Реакторы этого типа были разработаны и функционировали в нескольких странах, однако в настоящий момент работает лишь единственный в мире, БН на Белоярской АЭС в России. В США, Франции, Японии и Казахстане реакторы были закрыты, однако в мире имеется большой интерес к этой технологии.