Сколько аэс в ссср

История атомных проектов СССР и России за рубежом

Строящаяся атомная электростанция в Островце, Белоруссия
© Виктор Драчев/ТАСС

3 апреля 2019 г. в Москве президент России Владимир Путин в ходе встречи с президентом Казахстана Касым-Жомартом Токаевым предложил расширить сотрудничество двух стран в энергетической сфере и построить в Казахстане атомную электростанцию по российским технологиям. Редакция ТАСС-ДОСЬЕ подготовила материал о советских и российских атомных проектах за рубежом.

СССР осуществлял работы по возведению АЭС в других странах с начала 1960-х гг. В октябре 1966 г. была введена в эксплуатацию первая такая станция — в г. Райнсберг, ГДР (закрыта в 1990 г.). В 1970-х — начале 1980-х гг. производственные объединения «Атомэнергоэкспорт» и «Зарубежатомэнергострой» вели строительство АЭС в Болгарии, Финляндии, Чехословакии, Венгрии, на Кубе и т. д. Однако в начале 1990-х гг. многие из этих проектов были либо приостановлены, либо полностью закрыты.

В настоящее время зарубежную деятельность в сфере атомной энергетики осуществляют компании и организации, входящие в структуру госкорпорации «Росатом» («Атомстройэкспорт», «Росатом оверсиз», «Русатом энерго интернешнл», «Русатом — международная сеть» и др.).

«Росатом» занимает первое место в мире по числу проектов строительства АЭС за рубежом — 36 энергоблоков в 12 странах (Армения, Бангладеш, Белоруссия, Венгрия, Египет, Индия, Иран, Китай, Нигерия, Турция, Узбекистан, Финляндия). Помимо сооружения АЭС Россия осуществляет экспорт ядерного топлива (РФ занимает 16% мирового рынка) и услуг в области обогащения природного урана, занимается геологоразведкой и добычей урана за рубежом, созданием исследовательских ядерных центров в разных странах и пр. По данным компании, общая стоимость портфеля зарубежных заказов на десятилетний период по итогам 2017 г. превысила 133 млрд долларов США (более поздние данные не опубликованы). По сравнению с 2015 г. он увеличился на 20%.

Армения (Армянская АЭС)

В Армении «Росатом» реализует проект по продлению до 2026 г. срока эксплуатации 2-го энергоблока Армянской АЭС (реактор ВВЭР-440/270). В настоящее время это единственный действующий реактор в стране. Он обеспечивает около 40% потребляемой в республике электроэнергии. Межправительственное соглашение о модернизации станции было подписано в декабре 2014 г. 5 февраля 2015 г. было заключено соглашение о предоставлении Армении государственного экспортного кредита на 270 млн долларов и безвозмездной помощи в 30 млн долларов (выделены в апреле того же года) для финансирования работ по продлению срока эксплуатации АЭС.

В настоящее время «Росатом» осуществляет поставки нового оборудования для модернизации энергоблока и ведет подготовительные работы. Летом 2019 г. реактор будет остановлен. Модернизацию планируется завершить к декабрю 2019 г.

Бангладеш (АЭС «Руппур»)

В ноябре 2011 г. Россия и Бангладеш подписали межправительственное соглашение о сотрудничестве в строительстве первой бангладешской АЭС «Руппур» (на побережье реки Ганг в округе Пабна). Станция будет оснащена двумя энергоблоками с реакторами ВВЭР-1200. В середине декабря 2015 г. был заключен генеральный контракт. Генподрядчиком выступает «Атомстройэкспорт». В начале 2017 г. правительство РФ предоставило Бангладеш государственный кредит в размере 11,38 млрд долларов для финансирования основного этапа сооружения АЭС. Строительство 1-го энергоблока началось 30 ноября 2017 г., 2-го — 14 июля 2018 г. Пуск 1-го блока намечен на 2023 г., второго — на 2024 г.

Белоруссия (Белорусская АЭС)

15 марта 2011 г. Россия и Белоруссия подписали соглашение о сотрудничестве в строительстве первой белорусской АЭС. В июле 2012 г. между российским «Атомстройэкспортом» и белорусским ГУ «Дирекция строительства атомной электростанции» был заключен генконтракт на сооружение двух энергоблоков проекта ВВЭР-1200.. Общая стоимость объекта, согласно расчетам, не должна превысить 11 млрд долларов. На сооружение АЭС РФ предоставила Белоруссии кредит в 10 млрд долларов.

В ноябре 2013 г. начались работы по строительству АЭС, недалеко от г. Островец Гродненской области в 130 км к северо-западу от Минска. 1-й энергоблок станции планируется ввести в эксплуатацию в 2019 г., второй — в 2020 г.

Венгрия (АЭС «Пакш»)

В настоящее время на венгерской АЭС «Пакш» (в центре страны), сооруженной в 1983-1987 гг. по советскому проекту, работают четыре энергоблока с реакторами типа ВВЭР. В 2005-2009 гг. «Атомстройэкспорт» осуществил программу продления срока их службы до 2032-2037 гг., их суммарная мощность была увеличена с 1760 до 2000 МВт (производят порядка 50% электроэнергии, потребляемой Венгрией) .

В январе 2014 г. Россия и Венгрия подписали межправительственное соглашение о сотрудничестве в области использования атомной энергии, предусматривающее строительство силами «Росатома» третьей очереди (5-го и 6-го энергоблоков) этой АЭС (проект «Пакш-2»). Контракт на постройку двух блоков ВВЭР-1200 был подписан в декабре 2014 г. госкорпорацией «Росатом» и венгерской энергокомпанией MVM. Стоимость проекта «Пакш-2» оценивается в 12,5 млрд евро. Россия предоставила Венгрии кредит на 10 млрд евро. По словам главы Росатома Алексея Лихачева, сооружение планируется начать в конце 2019 г. или в 2020 г. Введение в действие реакторов намечено на 2026 и 2027 гг.

Египет (АЭС «Эд-Дабаа»)

В ноябре 2015 г. Россия и Египет подписали межправительственное соглашение о строительстве госкорпорацией «Росатом» первой египетской АЭС в составе четырех энергоблоков ВВЭР-1200. АЭС, получившая название «Эд-Дабаа», будет сооружена на северном побережье страны в 3,5 км от Средиземного моря (в районе г. Эль-Аламейн). Стоимость контракта — 30 млрд долларов. Большая его часть будет профинансирована за счет российского кредита (25 млрд). 11 декабря 2017 г. были подписаны акты о начале работ по контрактам. Запуск 1-го энергоблока намечен на 2026 г. Строительство всех четырех блоков АЭС планируется завершить к 2029 г.

Индия (АЭС «Куданкулам»)

В 1998 г. «Росатом» и Индийская корпорация по атомной энергии (Nuclear Power Corporation of India Limited, NPCIL) подписали соглашение о строительстве двух энергоблоков АЭС «Куданкулам» с двумя реакторами ВВЭР-1000 в индийском штате Тамилнад. Они были построены и сданы в эксплуатацию в 2016-2017 гг.

В апреле 2014 г. была достигнута договоренность о сооружении второй очереди АЭС на основе проекта ВВЭР-1000. Его стоимость — около 6,4 млрд долларов (из них 3,4 млрд из российских кредитов). Строительство 3-го блока началось в июне 2017 г., 4-го — в октябре 2017 г. Их ввод в эксплуатацию запланирован на 2020-2021 гг.

1 июня 2017 г. «Атомстройэкспорт» и NPCIL подписали рамочное соглашение по строительству 5-го и 6-го блоков с реакторами ВВЭР-1000. 31 июля 2017 г. стороны заключили контракты на первоочередные проектные работы, рабочее проектирование и поставку основного оборудования для третьей очереди.

Иран (АЭС «Бушер»)

25 августа 1992 г. Россия и Иран подписали два соглашения — о сотрудничестве в мирном использовании атомной энергии и о продолжении строительства иранской АЭС недалеко от г. Бушер на юге страны (начато в 1975 г. западногерманским концерном, прервано в 1979 г. после начала исламской революции). В 1995 г. «Зарубежатомэнергострой » (в н. в. «Атомстройэкспорт») заключил контракт с Организацией по атомной энергии Ирана по достройке и реконструкции 1-го блока АЭС. В сентябре 2011 г. он был подключен к сети, его официальная передача Ирану состоялась в сентябре 2013 г.

В ноябре 2014 г. был подписан контракт на сооружение второй очереди АЭС — 3-го и 4-го энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000. Стоимость их строительства составила около 10 млрд долларов, финансовое обеспечение взял на себя иранский заказчик — Nuclear Power Production and Development Company of Iran (NPPD). Генподрядчиком является «Атомстройэкспорт». Церемония закладки первого камня состоялась в сентябре 2016 г. В октябре 2017 г. был дан старт строительно-монтажным работам на котловане основных зданий второй очереди станции. Планируется, что в эксплуатацию 2-й и 3-й блоки будут введены в 2024 г. и 2026 г. соответственно.

Китай (Тяньваньская АЭС)

В 1992 г. РФ и Китай подписали межправительственное соглашение о совместном строительстве АЭС в провинции Цзянсу (на востоке КНР). В декабре 1997 г. между «Атомстройэкспортом» и Цзянсуской корпорацией ядерной энергетики (Jiangsu Nuclear Power Corporation, JNPC) было заключено соглашение о возведении первой очереди Тяньваньской АЭС, состоящей из двух энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000. Пуск 1-го энергоблока состоялся в декабре 2005 г., 2-го — в сентябре 2007 г.

В марте 2010 г. «Атомстройэкспорт» и JNPC подписали рамочный контракт на строительство второй очереди Тяньваньской АЭС (3-го и 4-го энергоблоков) на основе проекта ВВЭР-1000. Работы по возведению 3-го блока начались в декабре 2012 г., 6 марта 2018 г. он был принят в коммерческую эксплуатацию и передан Китаю. К строительству 4-го энергоблока приступили в сентябре 2013 г. 22 декабря 2018 г. состоялся его ввод в коммерческую эксплуатацию.

8 июня 2018 г. «Атомстройэкспорт» и CNNC подписали рамочный, 6 ноября — исполнительный, а 11 марта 2019 г. — генеральный контракт о сооружении 7-го и 8-го блоков Тяньваньской АЭС (5-й и 6-й блоки Китай строит по собственному проекту).

Китай (АЭС «Сюйдапу»)

8 июня 2018 г. «Атомстройэкспорт» и китайская корпорация CNNC подписали протокол о сотрудничестве, а также рамочный контракт о сооружении двух энергоблоков АЭС «Сюйдапу» в провинции Ляонин на северо-востоке КНР. Планируется их оснащение двумя реакторами ВВЭР-1200. Строительство профинансирует китайская сторона. Ввод в эксплуатацию намечен на 2027-2028 гг. 11 марта 2019 г. «Атомстройэкспорт» и предприятия CNNC подписали контракт на технический проект 3-го и 4-го блоков.

Нигерия

В 2009 г. было подписано российско-нигерийское соглашение о сотрудничестве в сфере мирных атомных технологий. В мае 2016 г. и октябре 2017 г. были подписаны соглашения, касающиеся строительства первой АЭС в стране и центра ядерных технологий с исследовательским реактором. Площадки, стоимость и типы энергоблоков еще не определены.

Турция (АЭС «Аккую»)

12 мая 2010 г. Россия и Турция заключили межправительственное соглашение о строительстве первой турецкой АЭС «Аккую» в провинции Мерсин на юго-востоке страны. Документ предусматривает сооружение четырех энергоблоков с реакторами ВВЭР-1200. Проект реализуется по модели «строй-владей-эксплуатируй» (Build-Own-Operate), которая до сих пор не использовалась при строительстве атомных электростанций. Заказчиком работ, а также владельцем атомной станции, включая выработанную электроэнергию, стала российская проектная компания «Аккую нуклеар» (Akkuyu Nuclear). В настоящее время почти 100% ее акций владеют компании «Росатома». 3 апреля 2018 г. состоялась церемония закладки фундамента станции. Предполагается, что 1-й энергоблок будет введен в эксплуатацию к 2023 г. Общая стоимость проекта оценивается в 22 млрд долларов.

Узбекистан

29 декабря 2017 г. Россия и Узбекистан заключили межправительственное соглашение о сотрудничестве в области использования атомной энергии в мирных целях. Соглашение о строительстве первой в Узбекистане АЭС было подписано 7 сентября 2018 г. Планируется, что она будет иметь два энергоблока с реакторами типа ВВЭР-1200. Площадка под станцию еще не определена. Приоритетными являются местности около Тудакульского водохранилища в центральной части страны и рядом с озером Айдаркуль в северо-восточной части. Планируемая дата начала строительства — 2022 г. По словам главы Агентства по развитию атомной энергетики Узбекистана Джурабека Мирзамахмудова, 1-й блок может быть запущен в 2028 г., второй — через 18 месяцев.

Финляндия (АЭС «Ханхикиви»)

В декабре 2013 г. между компанией «Русатом оверсиз» (ныне — «Русатом энерго интернешнл»; компания Госкорпорации «Росатом») и финской фирмой «Фенновойма» (Fennovoima) был подписан контракт на строительство в Финляндии одноблочной АЭС «Ханхикиви» (в Пюхяйоки, область Похьойс-Похьянмаа в центральной части страны) с реактором ВВЭР-1200. Доля «Росатома» в этом проекте составляет 34%. Его общая стоимость оценивается примерно в 7 млрд евро. В 2016 г. начались подготовительные работы на площадке АЭС. Ожидается, что строительство АЭС начнется в 2021 г., введение в строй запланировано на 2028 г.

Цепная реакция

Когда в 1950-х годах Советский Союз начал строить первую атомную электростанцию, мало кто представлял, насколько она изменит жизнь людей, промышленность, науку и медицину. В наши дни атомные технологии дают не только экологичный и безопасный источник электроэнергии, но позволяют покорять безлюдные территории вечной мерзлоты, осваивать космос и спасать жизни миллионов людей. «Лента.ру» рассказывает о том, как первая атомная электростанция повлияла на мир и почему эта отрасль имеет исключительное значение для России.

Секретный завод

Советская атомная промышленность ведет отсчет своего рождения от 20 августа 1945 года, когда Государственный комитет обороны СССР принял решение о создании Первого Главного Управления для руководства всеми работами по урану. Причем еще до начала испытаний атомной бомбы советские ученые задумались о мирном применении атомной энергии и начали исследовать возможность строительства электростанции на ядерном топливе.

Строительство началось в 1950 году под Москвой в условиях строжайшей секретности, чтобы не привлекать внимание потенциальных противников.

По словам руководителя музейной группы отраслевого мемориального комплекса «Первая в мире АЭС» Инны Мохиревой, Сталин выделил на проект всего год, как и на другие стратегические объекты. Но даже четыре года, за которые построили Обнинскую АЭС — рекордный срок, так как опыта строительства подобных сооружений ни у кого в мире не было. При этом аналогичные разработки велись и в США — в 1951-м в городе Арко штата Айдахо создали исследовательский реактор EBR-I, вырабатывающий всего 800 ватт электроэнергии. Лабораторный опыт позволил зажечь несколько лампочек.

«Все понимали, что подобные разработки интересуют конкурентов с Запада, поэтому здания станции и лаборатории возводились по типу гражданской застройки, в стиле сталинского ампира, чтобы не привлекать внимание с воздуха», — Инна Мохирева.

Привлеченным для строительства осужденным говорили, что они копают котлован под некий «секретный завод». Интересно, что параллельно со строительством АЭС в Москве возводили главный корпус МГУ, и власти отдали приоритет объекту в Обнинске, поэтому часть строителей перебросили в Калужскую область.

В результате спустя четыре года — в мае 1954 года — был запущен реактор, а в июне того же года Обнинская атомная электростанция дала первый промышленный ток в систему Мосэнерго, открыв дорогу использованию атомной энергии в мирных целях. Однако с мощностью в 5 мегаватт она не играла серьезной роли в энергообеспечении страны. Пуск первой в мире АЭС, подключенной к электросети, был стратегической задачей и впоследствии она стала базой для новейших разработок.

Энергия распада ядра

В основе работы обычного ядерного реактора лежит выделение энергии при распаде радиоактивных изотопов — как правило, урана. Высвобождающиеся при распаде ядер нейтроны запускают цепной механизм реакций в соседних атомах, что обеспечивает поддержание непрерывной работы установки.

Первый в истории ядерный взрыв был произведен летом 1945 году в пустыне Аламогордо в США. Спустя четыре года атомную бомбу на Семипалатинском полигоне впервые испытал СССР.

Советский Союз, разрушенный войной, не жалел ресурсов и денег на «Изделие 501», потому что после американской атомной бомбардировки японских городов Хиросима и Нагасаки встал вопрос о безопасности нашей страны. Первый план удара по СССР «Пинчер» (клещи) появился в 1946 году и предполагал сброс 50 атомных бомб на 20 советских городов. Для проведения ядерных исследований и их реализации привлекались специалисты из послевоенной Германии. При этом в США не ожидали, что в СССР атомная бомба появится так скоро — по их оценкам, Советский Союз должен был обзавестись ядерным оружием не раньше 1952 года.

Только после решения оборонных задач, советские ученые получили возможность использовать ядерные технологии в мирных целях. Наиболее перспективным применение ядерных технологий считается в электроэнергетике, где мирный атом обеспечивает доступ к практически универсальному источнику энергии. Важнейшим условием развития таких технологий является безопасность.

«Лично я убежден в том, что человечество нуждается в ядерной энергии. Она должна развиваться, но при абсолютных гарантиях безопасности», — говорил академик Андрей Сахаров.

Советская атомная энергетика: «THROUGH THE NEVER»

Атомная энергетика, как и другие области производства, после распада советского союза переживала не лучшие времена. Статья о том, как она зарождалась, развивалась и благодаря чему пережила время разрухи.

30 октября 1996 года во ВНИИТФ имени Е. И. Забабахина прозвучал выстрел. Владимир Зиновьевич Нечай, директор всероссийского института, покончил с жизнью после того, как не смог выбить коллективу погашение долгов по оборонному заказу.

В предсмертной записке было написано [25]: «Прошу провести поминки за счет не выданной мне зарплаты…»

Владимир Зиновьевич Нечай

Страны, службе которой он отдал жизнь, больше не было. Не было и финансирования.

Работники многих отраслей оказались без зарплаты. Атомная энергетика не стала исключением. После окончания эпохи смутного времени кадровые потери для отрасли были катастрофичны. Не очень было понятно, кто будет восстанавливать отрасль.

Рынок атомной промышленности поделили США, Япония и Франция. Казалось, что это смертный приговор советскому мирному атому. Но из этого кризиса удалось выбраться. Не в последнюю очередь благодаря богатейшему наследию атомной промышленности СССР, о котором сейчас и поговорим.

I. Укрощение молний

Пожалуй, для человека абсолютно нормально вначале стремиться к силе разрушительной, а уже потом переходить к силе созидательной. И до, и во время Второй Мировой Войны в Советском Союзе не было возможности выделить на работу по атомной тематике достаточное количество ресурсов. Стране нужна была сталь, нужны были танки, нужно было оружие века текущего, которым можно было побеждать здесь и сейчас.

Это, отчасти, и стало причиной того, что Манхэттенский Проект сильно опередил атомный проект СССР. В то время, когда работа в Британии и США шла полным ходом, исследования в Советском Союзе не обладали необходимым масштабом.

Начиная с распоряжения ГКО № 2352 от 28 сентября 1942 года «Об организации работ по урану» велась подготовительная работа. Советская сторона внимательно следила за успехами заокеанских коллег. Спешно шел поиск месторождений урана, которых бы было достаточно для запуска реакторов. Разведанных запасов на просторах СССР не хватало для быстрого создания ядерной бомбы. Позднее были открыты месторождения в Казахстане, Узбекистане, Киргизии и Забайкалье. Но в конце войны разведанные запасы все еще были недостаточны. Огромный вклад в дело создания атомной бомбы сделали месторождения в Германии и Чехии. Они обеспечили порядка 60% поставок для советского атомного проекта[24].

Успешно проведенное Соединенными Штатами первое полигонное испытание ядерного устройства ”Тринити” и последующее боевое применение бомб ”Малыш” и ”Толстяк” стали одновременно и доказательством реализуемости новой технологии, и катализатором работ над собственным ядерным оружием в Советском Союзе. Было принято решение о форсировании работ (Постановление ГКО № 9887 «О Специальном Комитете при ГКО»)[16].

В ходе ядерного проекта СССР после 1945-го года активно использовался опыт немецких ученых. Знания, полученные при разработке ядерного оружия, стали ключевыми при создании атомной энергетики.

Руководителем проекта был Игорь Васильевич Курчатов.

И. В. Курчатов — сотрудник Радиевого института.Середина 1930-х.

В процессе создания бомбы первым встал вопрос: из чего ее делать? Уран-235 есть в природе, относительно просто добывается и обрабатывается, обоснована возможность цепной реакции, но… он слишком стабилен, критическая масса для него велика, что определяет значительные размеры и сравнительно невысокую эффективность урановых устройств. Однако, в таблице Менделеева есть плутоний, который, благодаря меньшей устойчивости, взрывается гораздо охотнее. Но есть существенная проблема. Плутоний имеет маленький период полураспада, из-за чего в земной коре его нет в значимых количествах.

Плутоний образуется из урана-238 при захвате нейтрона и спровоцированной этим серии β-распадов. Первые порции этого элемента уже удалось получить на ускорителях и циклотронных установках, но для получения требуемого количества вещества этот метод был бы крайне неэффективен. Достаточный нейтронный поток для наработки промышленных объемов плутония можно получить при управляемой цепной реакции. Для этого и проектировались первые ядерные реакторы.

Ф-1.Первый ядерный реактор в СССР

В качестве топлива для ядерного реактора используется уран, обогащенный по изотопу 235. В ходе цепной реакции уран-238 после облучения превращается в плутоний-239.

Опыт работы на этих реакторах оказался ключевым при создании атомной энергетики.

Плутониевая бомба компактнее, урановая — надежнее. При этом, как ни странно, безопаснее именно менее стабильный плутоний, так как для того, чтобы убедить хорошо взорваться имеющий значительно больший период полураспада уран применялись устройства, содержащие десятки критических масс урана, опасные возникновением взрывной цепной реакции даже при неполноценном инициировании. Например, при аварии самолёта.

Иван Нестеров

Забегая вперед — реализованы были и урановая, и плутониевая ядерные бомбы.

Истоки ядерной энергетики. Обнинск

Курчатов с командой не желали остаться в истории лишь как создатели оружия массового уничтожения. Уже на экспериментальных реакторах был осознан огромный тепловой потенциал новой технологии. Но для ее использования нужно было придумать, продумать, рассчитать и практически реализовать то, что никто и никогда еще даже не представлял.

Электричество – неотъемлемая часть жизни индустриального общества. Огромная страна имела огромный спрос на энергию. Идея поставить скрытый в атомном ядре потенциал на мирные рельсы пришлась ко двору. Несмотря на обилие угля и нефти, обеспечивать спрос на электричество только ими было довольно сложно. Транспортировка угля в Европейскую часть СССР увеличивала нагрузку на послевоенную железнодорожную сеть. Гидроэнергетика же имела чисто географические ограничения.

Концепция экономического мышления, уходящая корнями к плану ГОЭЛРО, подразумевала общую энергосеть с децентрализованным обеспечением энергоносителями. Рост экономики подразумевал бы увеличение спроса на электричество в Европейской части России. И увеличение нагрузки на транспортную сеть с каждым годом больно бы било по бюджету. А энергоемкость урана в разы превышает потенциал угля. Как следствие: объем топлива, которое необходимо поставлять на АЭС на порядок меньше, чем потребности ТЭС аналогичной мощности.

В 1949 году правительство издает указ о создании первой в мире атомной электростанции. В 1951 году начинается строительство Обнинской станции, первой в мире АЭС.

Доля поддерживающего цепную реакцию урана-235 в природном уране весьма невелика (0,72%). Малые количества требуемого изотопа означали, что проблема ограниченности энергоресурсов в природе не решается с помощью реакторов на тепловых нейтронах. Это было очевидно с самого начала программы атомной энергетики СССР.

Рис. 4. Обнинская АЭС. После того, как заработала турбина, Курчатов произнес знаменитую фразу ”С легким паром!”

И практически сразу появились идеи о создании реакторов на быстрых нейтронах, сравнительно легко вовлекающих в реакцию уран-238.

Начиная с пятидесятых годов была проведена обширная теоретическая и экспериментальная работа. В 1958 году (через четыре года) после запуска был введен в строй первый экспериментальный реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, БР-5.

Но первые промышленные «быстрые» реакторы появились сильно позже[10]. Впоследствии, атомная энергетика стала не только политическим жестом за мир и любовь на международной арене, но и важным элементом в энергосистеме страны.

II. Атомная энергетика: как это работает?

Чтобы понимать, почему атомная энергетика развивалась именно так, как она развивалась, надо отойти от описания хронологии событий и рассказать об основных типах ядерных энергетических реакторов.

Принцип работы любой тепловой электростанции, в том числе и атомной, прост: энергоноситель нагревает воду, она превращается в пар, который попадает на турбину. Турбина вращает ротор, в цепи появляется электрический ток.

Хотя во время работы реактора АЭС производит мизерное количество отходов — тут нет ни парниковых газов, ни огромных объемов золы, нет постоянного потока подвозящего топливо транспорта — но последствия аварий на АЭС могут быть очень тяжелыми, что накладывает особые требования к безопасности не только при управлении реакцией, но и при транспортировке топлива и отходов ядерной реакции, отработавшего топлива.

Создание атомных реакторов потребовало разработки сложнейшей автоматики управления, сверхтщательного просчета аварийных ситуаций и их последствий, планирования логистики топлива и производимой энергии. Неудивительно, что поддержание собственной ядерноэнергетической отрасли доступно только странам, обладающим финансами, мощным промышленным и научным потенциалом.

Топливо

Атомная энергетика начинается с извлечения урана из-под земли. Методы добычи и обработки практически уникальны для каждого отдельного месторождения и зависят от глубины залегания руды, ее химического состава, размеров залежей, состояния почвы, топологии и других факторов. Два самых распространенных способа – это добыча породы и подземное выщелачивание.

Урановая руда [26]

Шахты и карьеры

Первый — это выработка в шахтах и карьерах. Урановая руда добывается из пород земли, дробится и отправляется на переработку. Для того, чтобы отделить уран от пустой породы, руда выщелачивается. Обычно для этого используется серная кислота (H₂S0₄), из-за дешевизны и простоты метода. Однако, это не всегда возможно: четырехвалентные соединения урана практически не реагируют с кислотами. Для руд с высоким содержанием таких соединений приходится использовать иные окислители: двуокись марганца (MnO₂) или хлорат натрия (NaClO₃).

Подземное выщелачивание

Второй тип добычи — подземное выщелачивание.

Урановая руда [26]

В целом, основная разница в технологическом процессе состоит в том, что серная кислота подаётся под давлением в пласт земли, а выкачивается оттуда уже раствор солей урана. Особенно хорош этот способ для добычи на больших глубинах, куда дорого, а зачастую и технически сложно рыть шахту. Серьёзный недостаток подземного выщелачивания — процент извлечения урана значительно меньше, чем можно получить путем переработки руды. Часть урана остается под землей.
Таким методом добычи пользуются на Южном Урале.

Желтый кек[27]

Независимо от метода получения, далее уран требуется осадить из полученного раствора и очистить от нежелательных элементов, в том числе и тормозящих цепную реакцию (бора, кадмия и других). Этим занимаются горно-химические комбинаты.

В поисках изотопа

После первого этапа — получения урановых соединений — появляется следующая задача: увеличить концентрацию урана-235 до необходимого для поддержания цепной реакции деления. Эти значения разные, в зависимости от требований реактора (канадские CANDU, например, вообще работают на природном уране, без обогащения).

Для разделения изотопов использовались различные технологии. Для проекта «Манхэттен» применяли электромагнитные установки. Однако, эта технология плохо себя показала и отошла на задний план[19].

В США лидирующим стал метод газодиффузионного разделения. Данная технология подразумевает прокачку через каскад пористых перегородок газообразного гексафторида урана (UF₆) — соединения, испаряющегося при температуре выше 56̊ [20]. Эта технология довольно громоздкая и энергоемкая.

В СССР был в строжайшей секретности реализован метод центрифужного разделения гексафторида урана[8;19]. Центробежная сила, действующая на молекулы, зависит от массы, что позволяет отсортировать более тяжелые молекулы, содержащие изотоп с атомной массой 238, от более легких, содержащих уран-235.

Газообразный гексафторид урана направляется по каскадам центрифуг, каждая из которых отсортировывает часть молекул. И чем больше каскад (количество разовых циклов разделения изотопов), тем выше итоговая концентрация урана-235. И тем дороже производство.

Принцип центрифужного разделения изотопов[8;29]

При этом очень важно, что разделение меньше зависит от относительной разницы масс изотопов, и больше от абсолютной (см. Рисунок выше).

За счет этого требуется гораздо меньше энергии и пространств для обработки того же количества урана, чем в газодиффузионном методе.

Промышленное разделение изотопов – чрезвычайно затратная процедура. Настолько затратная, что сложность ее реализации позиционируется как сдерживающий фактор распространения ядерного оружия[19]. Поэтому атомная энергетика в странах без обогатительных потенциалов может развиваться либо на импортном топливе, либо под внешним давлением других государств.

Центрифуги ”Маяка”[27]

СССР был крупнейшим в мире производителем урана: в восьмидесятые годы горная промышленность СССР добывала до 16 тыс. т. урана в год.

Большая часть добывалась в Южном Казахстане и и в Забайкалье, на Стрельцовском урановом месторождении. На последнем и сейчас добывается около 3/4 урана в России. На месте добычи в 1968 году было создано геологопоселение, позднее превратившееся в город Краснокаменск. С этого момента начинает свою историю градообразующее предприятие: Приаргунское производственное горно-химическое объединение (ППГХО), входящее сейчас в состав концерна Атомредметзолото.

Краснокаменск на Яндекс-картах

Перед тем, как упаковать топливо в реактор, необходимо обеспечить наименьшую коррозийность конструкций.

Более того, уран и плутоний – металлы. В чистом виде они обладают значительной и специфической химической активностью и не пригодны для применения в тяжелых (температура, давление) условиях активной зоны. Но нестабильный элемент остается таковым в любом соединении, что позволяет достаточно гибко решать задачи исключения химического взаимодействия топлива, теплоносителя и материалов реактора и турбины. Отдельная сложность состоит в постоянном возникновении в процессе «горения» ядерного топлива элементов с отличными от исходных химическими свойствами: барий, стронций, рубидий, ксенон, йод и другие. Химические взаимодействия этих элементов также нежелательны.

Наиболее удобными с этой позиции оказались оксиды радиоактивных металлов. Исходно достаточно инертные, они остаются достаточно безопасными даже при ядерных переходах элементов в их составе. Атомная энергетика сейчас рассматривает и другие виды «упаковки» топлива, но в промежутке времени, который мы рассматриваем, они существенного значения не имеют.

Изначально использовалась двуокись урана (UO₂), в настоящее время происходит переход на MOX-топливо, содержащее оксиды различных радиоактивных элементов. Главная идея МОХ-топлива – вовлечение в топливный цикл оружейного плутония.

Топливный цикл. Конец или новое начало?

Топливная составляющая атомной энергетики не заканчивается на добыче и переработке урана. Загруженное в реактор топливо по мере работы меняет свой состав, меняет свои нейтронно-физические характеристики, становится намного менее «предсказуемым», чем исходная смесь изотопов урана. Такое топливо требуется извлечь из реактора и заменить на свежее. Таким образом, в реакторах на тепловых нейтронах «выжигается» не весь объем и спектр делящегося материала и куда он дальше пойдет – вопрос не менее интересный, чем любой другой этап производства атомной энергии.

После выработки ресурса в реакторе у топлива есть два пути. Так называемые открытый (ОЯТЦ) и закрытый (ЗЯТЦ) ядерные топливные циклы. В первом случае судьба отработанного ядерного топлива (ОЯТ) – оказаться в подземном хранилище. Во втором оно отправится на переработку.

Споры о том, какой вариант разумнее, ведутся постоянно. Но, в целом, направления работы основные игроки атомной отрасли уже выбрали. В США и Канаде выбран в качестве национального подхода ОЯТЦ. С этим связана большая проблема: существенная часть топлива скапливается на временной передержке. Так или иначе захоронение ОЯТ – дело довольно затратное и технически сложно реализуемое.

Атомная энергетика СССР развивалась со ставкой на двухкомпонентный ЗЯТЦ. Его основа – использование двух типов реакторов: более распространенных и простых реакторов на тепловых нейтронах и сложных, но малочисленных – на быстрых нейтронах. В концепции ЗЯТЦ на «быстрых» энергетических реакторах должен нарабатываться плутоний, который после химической переработки превращался бы в топливо для «медленных» реакторов.

При этом, энергия производится на реакторах обоих типов.

ЗЯТЦ имеет два основных плюса. Первый – «окончательное» решение топливной проблемы на обозримое будущее при любых уровнях энергопотребления. Второй – экологичность. Быстрые реакторы «выжигают» некоторые опасные продукты деления, оставшиеся после тепловых реакторов, в результате чего требуется захоранивать существенно меньшие объемы радиоактивных отходов. Это способствует поддержанию естественного баланса радиоактивности. Помимо прочего, обратно в цикл вовлекается не использованный ранее уран (который в реакторах на тепловых нейтронах не сгорает полностью).

ЗЯТЦ требует высоких уровней развития химической промышленности для переработки ОЯТ. Получится ли процесс переработки сделать экономически целесообразным, увидит уже наше поколение.

Какие реакторы использовала советская атомная энергетика

Рассмотрим основные принципы классификации реакторов. Их три.

По назначению. Энергетические, транспортные, оружейные, исследовательские… Часто могут совмещаться несколько областей применения.

По типу конструкции реакторы можно поделить на канальные и корпусные.

Ну и наконец, по физике, конкретнее — по скорости используемых нейтронов. Это определяет многие конструктивные особенности и доступную область применения реактора.

Для начала, остановимся на последнем, самом, пожалуй, интересном принципе классификации. Чем отличаются друг от друга типы реакторов? Откуда появились принципиальные различия между ними? А проистекают они из физики микромира.

В ядрах тяжелых элементов сила кулоновского отталкивания может оказаться достаточно велика, чтобы ядро распалось. При этом в виде излучения и скорости частиц высвобождается огромная энергия, которая раньше связывала нуклоны. Спонтанное деление ядер — процесс статистический, и его вероятность принято выражать через период полураспада — время, за которое 50% ядер образца испытают процесс спонтанного деления.

Период полураспада лучшего природного источника энергии, урана-235, слишком велик, чтобы распады отдельных ядер выделяли достаточную энергию для её использования. Но если передать ядру некоторую энергию, то делиться оно будет гораздо охотнее. Спровоцировать деление может, например, попадание в него двигающегося с некоторой скоростью нейтрона. Захватив нейтрон, ядро меняет свою структуру и получает достаточную энергию для разрыва связи ядерных сил.

И тут очень кстати, что при делении уран распадается на две примерно равные части, испуская несколько (в среднем 2-3 на одно распавшееся ядро) нейтронов, которые могут спровоцировать деление новых ядер. Это подразумевает возможность возникновения цепной реакции (деление одного ядра провоцирует деление следующего). Нейтрон захватывается ядром и приводит к делению с разной вероятностью при разных значениях скорости нейтрона. Более медленный нейтрон «притянется» к ядру на большем расстоянии, более быстрый с большей вероятностью успеет проскочить «область притяжения» ядра, и будет захвачен разве что при «прямом попадании». Логично, что при определенной скорости вероятность захвата максимальна, и такая скорость для урана-235 сильно меньше скорости высвобождения нейтрона при делении. Соответственно, требуется замедлить вторичные нейтроны деления, и реакторы на таком принципе называют «медленными» или «тепловыми».

Взаимодействие нейтронов с частицами вещества-замедлителя из-за высокой скорости можно представить как движение бильярдного шара — он отскакивает, меняя направление своего движения и постепенно передавая свою кинетическую энергию частицам, с которыми сталкивается. При этом важно, чтобы нейтроны не поглощались ядрами замедлителя в таких объемах, чтобы поддерживающаяся цепная реакция была бы невозможна, и могли достичь цели — другого делящегося ядра.

При первых разработках в США и СССР в качестве замедлителя рассматривались графит, легкая (обычная) и тяжелая вода (образованная кислородом и «тяжелым водородом» — дейтерием D₂O). Объем замедлителя располагают между элементами топлива в реакторе, благодаря чему вылетевший из ядра в одном топливном элементе нейтрон практически наверняка достаточно замедлится, долетев до другого элемента.

Что произойдет, если нейтрон не замедлить? Скорее всего, он просто пролетит насквозь всю активную зону реактора, так и не встретившись с ядром делящегося материала, и покинет её. В случае урана-235 сечение захвата — площадь области вокруг ядра, при пролете через которую возникнет взаимодействие — для быстрого нейтрона почти в 300 раз меньше, чем для теплового. Чтобы увеличить вероятность взаимодействия можно разместить топливные сборки более плотно, в меньшем объеме, повысить концентрацию делящегося материала или окружить их веществом, отражающим нейтроны.

Реактор, не имеющий замедлителя, работающий на «быстрых» нейтронах деления, принято называть «быстрым». С одной стороны, такой реактор более сложен. С другой, огромный «паразитный» поток нейтронов, убегающих из зоны реакции, можно использовать для облучения природного урана 238, что, как мы уже обсуждали, приводит к превращению последнего в плутоний. В свою очередь, плутоний превосходно «горит» как в самом быстром реакторе, так и в составе 38 вышеупомянутого МОХ-топлива — в реакторе на тепловых нейтронах. И количество нарабатываемого таким образом плутония превышает количество загруженного в реактор урана 235. Однако управление реакцией с таким топливом на порядок сложнее.

Атомная энергетика за счет вовлечения в цепную реакцию самого распространенного изотопа урана может решить проблему ограниченности энергоресурсов на долгие годы вперед[10]. Управление реактором, в конечном счете, сводится к регулированию количества актов деления в реакторе в каждый момент времени. Эта цифра зависит от многих факторов — концентрации делящегося материала, наличия или отсутствия замедлителя, наличия отражателя вокруг активной зоны, количества материалов, поглощающих нейтроны.

ТВС различных конструкций[27] ТВС-Альфа для ВВЭР-1000 чехловые ТВС для БН ТВС-2М для ВВЭР-1000 ТВС для ВВЭР-440 экспортная ТВС-Квадрат

Последние могут образовываться в ходе ядерных превращений (например, ксенон-135) или находиться в регулирующей системе реактора. Чаще всего в качестве таких поглотителей используют бор и кадмий. Для регулирования интенсивности деления также можно разместить вокруг активной зоны отражающие материалы, в качестве которых могут выступать, например, бериллий и гадолиний. В зависимости от типа реактора компоновка активной зоны будет различной. Но обобщить все можно следующим образом:

Топливо, оксиды делящегося материала, спекают в так называемые таблетки. Ими наполняют металлический корпус — ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент), а из самих ТВЭЛ-ов делаются сборки (ТВС — тепловыделяющие сборки).

Атомная энергетика СССР обычно ассоциируется с канальным типом реакторов. Самый яркий и, можно сказать классический вид которого – это «Реактор большой мощности канальный», сокращённо — РБМК.

Устройство

Принцип действия реактора РБМК состоит в прокачке через топливные каналы по трубкам воды, которая на выходе превращается во влажный пар. На барабанах-сепараторах пар отделяется от невыкипевшей воды и направляется в турбины, где отдаёт свою энергию и охлаждается, вновь превращается в воду на конденсаторах и затем отправляется обратно в реактор. Туда же течет и вода, отделенная на сепараторах.

Принцип работы РБМК-1000[31]

Обобщенно его конструкция представляет из себя цилиндрической формы графитовую кладку, заключенную в бетонную шахту. В кладке расположены топливные и управляющие каналы[8].

Плюсы и минусы

Основной плюс реактора РБМК – это простота выпуска почти всех его составных частей не то чтобы «дешево и сердито», но, по крайней мере, не на специализированных заводах. Это выгодно отличает РБМК от того же ВВЭР, корпус которого создается на специализированном заводе за время, на порядок превосходящее своего канального собрата[12]. И особенно важно это было тогда, когда атомная энергетика СССР только выходила на рабочие мощности.

Также важно то, что канальный реактор может работать на гораздо менее обогащенном топливе: необходимая концентрация урана-235 около 2%(после Чернобыльской аварии была поднята), в то время как ВВЭР требуется 4%. Благодаря этому резко снижаются затраты на обогащение. Этим, помимо сложности, и объясняется то, что некоторое время реакторы конструкции РБМК считались более перспективными.

Устройство активной зоны РБМК [37]

В процессе работы реакторов продукты деления постепенно затрудняют управление. Ввиду этого топливо выгружается раньше, чем израсходуется делящийся материал. Для перегрузки РБМК его не обязательно глушить. Все операции производятся прямо «на ходу» разгрузочно-погрузочной машиной РЗМ. При этом процесс наработки энергии не прекращается. Благодаря этому есть возможность «перетасовывать» ТВС. Это очень важно, потому что сборки выгорают неравномерно, в зависимости от расположения в активной зоне. Для того, чтобы сократить количество перегрузок, в разных областях активной зоны используются ТВС с разным обогащением.

Устройство технологического канала РБМК[31] ТВС РБМК [31]

Благодаря конструктивным и физическим особенностям, на РБМК выжигается больший процент топлива, чем на ВВЭР[8]. Более того, на РБМК нарабатывается больше плутония, который можно дальше запустить обратно в топливный цикл.

Минусом РБМК ранних серий является то, что вода в случае разгона реактора испаряется. Это не сильно влияет на количество тепловых нейтронов. Из-за этого реактор продолжает разгоняться и дальше, а температура растет. Поэтому важнейшими условиями при эксплуатации РБМК является нормальная работа систем безопасности и грамотность обслуживающего персонала.[8].

Другой минус РБМК – вода с растворёнными радионуклидами выходит из реактора. Утечки воды из первого контура приводят к заражению местности.

Автор под псевдонимом Стас Ворчун

Атомная энергетика СССР породила один из самых эффективных типов реакторов: ВВЭР по праву считается одной из самых удачных разработок Советского Союза. Его отличает высокий уровень безопасности, компактность и наличие второго «чистого» контура.

Основным достоинством данного реактора стало использование в качестве замедлителя обычной (не тяжелой) воды. Выбор замедлителя на заре атомной промышленности выбор стоял между тяжелой водой (D₂O) и графитом. Обычная вода (H₂O) тоже обладала хорошими свойствами замедления нейтронов до тепловой скорости, но имела существенный минус. Время жизни теплового нейтрона было очень мало, он быстро поглощается ядром водорода (поглощение нейтрона дейтерием(D или Н 2 ) происходит реже, да и тритий(Н 3 ) сравнительно быстро распадается с появлением нового нейтрона).

Впоследствии в СССР от идеи использования в качестве замедлителя тяжелой воды отказались. Ее добыча слишком затратный технологический процесс, который больно бьет по экономическим показателям. Время жизни нейтрона на тепловой скорости необходимо для того, чтобы он успел долететь до следующего ядра, готового к делению. При удачной компоновке топливных элементов и повышенной степени обогащения урана, количество нейтронов, приводящих к делению следующих ядер увеличится в разы. По этой причине содержание урана-235 в реакторах на «лёгкой» воде требуется большее, нежели для канальных с графитовым замедлителем.

Использование доступного замедлителя, который является одновременно и теплоносителем – огромное достоинство. Но на этом плюсы ВВЭР не заканчиваются.

Схема ВВЭР

Выше приведена принципиальная схема ВВЭР-1000. Важная особенность данного реактора – двухконтурность. Вода первого контура, проходящая через активную зону реактора, не покидает свой контур, передавая через теплообменник тепло второму. А пар, появляющийся во втором контуре, в свою очередь, уже вращает турбину. Нельзя сказать, что РБМК хоть сколькото значительно загрязняет окружающую среду. Но в ВВЭР выход радиоактивности за пределы защитной оболочки реактора (контейнмента) значительно ниже, хотя степень радиоактивности воды первого контура достаточно высока. Помимо прочего, наличие корпуса у ВВЭР сильно повышает уровень безопасности и снижает размеры «грязной» зоны на АЭС. Но технологическая сложность и существенные затраты времени создания этого реактора повышают как стоимость, так и сроки постройки энергоблоков.

В отличие от РБМК, в ВВЭР нельзя произвести перегрузку топлива «на ходу». Его обязательно нужно глушить – внутри вода под огромным давлением. Активная зона находится в металлической оболочке, ее герметичность нельзя нарушать без остановки процесса.

Это становится серьезной проблемой для энергосети, из которой на некоторое время выключается мощность реактора и приходится ее компенсировать за счет других источников.

Однако все минусы с запасом компенсируются безопасностью. В случае разгона реактора вскипающая вода теряет свои замедляющие свойства, ввиду чего ВВЭР в случае внештатных ситуаций заглушается автоматически.

ТВС ВВЭР-1000[31]
1 — пучок твэлов;
2 — шестигранный чехол;
3 — направляющие каналы для поглощающих стержней (кластеров);
4 — направляющий канал для детекторов контроля энерговыделения;
5 — штанга привода СУЗ;
6 — блок защитных труб;
7 — плавающая шайба;
8 — поглощающие элементы (12 шт.);
9 — подпружиненные штыри

Быстрые реакторы

Принцип

Запасы урана сопоставимы по количеству энергии с запасами углеводородов и угля. Уран-235 неизбежно закончится. По современным оценкам это вопрос 50-80 лет для коммерчески выгодных месторождений[1].

Уран-238, которого в руде 99,3% (против 0,7% 235- го), имеет почти такую же энергию связи нуклонов, что и в редком изотопе. На реакторах с замедлителем нейтроны редко приводят к его делению. Вероятнее уран-238 превратится в плутоний-239, способный поддерживать цепную реакцию. Однако количество нарабатывающегося делящегося материала меньше, чем «сгоревшего».

В быстрых реакторах уран-238 способен делиться, поддерживая цепную реакцию (быстрые нейтроны за счет большей энергии чаще приводят к его делению). Именно поэтому атомная энергетика позиционируется как перспективный сценарий решения проблемы ограниченности энергоресурсов.

На этом и основан принцип быстрых реакторов или бридеров (размножителей). В них загружаются кассеты с высоким содержанием готовых к делению соединений. Высокое содержание свободно-делящихся элементов продиктовано необходимостью компенсировать малый процент захватыватываемых быстрых нейтронов.

Загрузка быстрого реактора[8] 1-ТВС с малого обогащения ураном 235; 2- ТВС среднего обогащения; 3-ТВС большого обогащения; 4-ТВС внутренней зоны воспроизводства; 5-ТВС внешней зоны воспроизводства; 6-Хранилище отработавших сборок; 7- Стержни автоматического регулирования; 8-Стержни аварийной защиты; 9-Компенсирующие стержни; 10- Фотонейтронный источник

Расположение при загрузке может быть отличным, но в среднем принцип один(см. выше). Сборки с высоким содержанием урана-235 и(или) плутония-239 запускают процесс деления урана-238. В центр загружаются сборки ТВС с небольшим количеством делящегося материала. По окружности с высоким содержанием плутония-239 или урана-235, а вокруг центра активной зоны располагаются сборки отвального отработавшего топлива[7;8].

Таким образом за счет большего количества актов деления цепная реакция поддерживается в центре активной зоны. Масса «лишних» нейтронов идет на наработку плутония в кассетах, отдаленных от центра.

У попадающего в бридер топлива есть два пути. Либо оно будет использоваться в быстрых реакторах до образования нерадиоактивных веществ (не за один цикл, с переработкой на химических заводах. Либо, после наработки плутония, топливо будет переработано для службы в тепловых реакторах. Выгоревшее топливо после переработки будет превращено в МОХ-топливо (mixed oxide fuel), представляющее из себя смесь соединений элементов, готовых к делению.

Во время ядерной цепной реакции выделившееся тепло передается теплоносителю. Чаще других используемый теплоноситель на быстрых нейтронах — натрий, благодаря его доступности, относительной стабильности, слабой способности к замедлению нейтронов и низкой температуре плавления(97, 79°C). Название класса быстрого реактора на натрии в СССР и России – БН(на быстрых нейтронах).

Одно из достоинств использования натрия – его высокая температура кипения (883°). При работе реактора же его температура составляет 540°. Из этого проистекают два следствия. Во-первых, работает реактор при атмосферном давлении, благодаря чему конструкция реактора относительно проста. Во-вторых, запас по температуре предоставит, в случае внештатных ситуаций, время на реагирование для персонала. Даже в случае полного отказа системы охлаждения, по расчетам, температура в реакторе будет подниматься со скоростью примерно 30° в час[9].

Основная опасность использования натрия – пожароопасность. В случае контакта с водой высока вероятность взрыва, на воздухе же, этот теплоноситель горит. Помимо прочего, натрий достаточно химически активен, что оказывает негативное влияние на конструкции. Отчасти по этой причине были свернуты работы над реакторами-бридерами в США. Пожары были частыми спутниками при неполадках практически на всех БН[13].

Конструкция реактора БН-600 1-Шахта; 2-Корпус; 3-Главный циркуляционный насос 1 контура; 4- Электродвигатель насоса; 5-Большая поворотная пробка; 6- Радиационная защита; 7-Теплообменник ”натрий-натрий”; 8- Центральная поворотная колонна с механизмами СУЗ; 9-Активная зона.

По части радиационной безопасности же быстрые реакторы показали себя достаточно хорошо. За время работы БН-600 не было ни одного случая облучения персонала[9].

Сборка-материаловедческая для реактора БН [31] Сборка-материаловедческая для реактора БН [31]

Разновидности

Всего на данный момент в России работают два энергетических реактора на быстрых нейтронах, один из которых был введен в эксплуатацию в СССР.

Два построенных на территории России бридера используют в качестве теплоносителя натрий.

Первый БН-350 был запущен в 1973 году со 150 МВт электрической мощности рядом с Каспийским морем в Казахской ССР. 100 МВт пошло на опреснение и столько же на отопление. Конструкция была еще не совершенной, натриевые контуры были слишком разветвлены. В связи с опасностью возникновения пожаров в случае разгерметизации контуров, в следующем БН-600(пуск – 1980г.) промежуточный натриевый контур проходил через реактор, не взаимодействуя при этом с ТВС, а первый был ограничен самим реактором[1.9].

Во второй половине 70-х бытовала мысль, что бридеры такого рода дадут начало целой серии, которая будет, начиная с 90-ых снабжать топливом Советский Союз[12]. Но что-то пошло не по плану.

Соперником БН в уже современной России является проект «Прорыв», первой ласточкой которого является будущий опытный реактор БРЕСТ. Этот проект также берет свои истоки из советской атомной промышленности. На нем будет отработан свинцовый теплоноситель. В случае если он себя оправдает, планируется создание реактора БР-1200.

Достоинства и недостатки

Процесс переработки топлива достаточно дорог из-за количества примесей. Это является сильным аргументом против технологии быстрых реакторов, так как для того, чтобы сделать реактор экономически целесообразным, оптимизация и экономия на масштабе должны быть колоссальны.

Реакторы на быстрых нейтронах вне всякого сомнения имеют более высокую стоимость. Проекты БН времен СССР по капитальным затратам превосходили тепловые примерно в два раза[9]. Но это объясняется в том числе и тем, что сама по себе технология не была отработана.

Развитие бридеров имеет серьезное основание – оно полностью решает проблему ограниченности ресурсов в обозримом будущем и энергия эта будет чистой, почти без отходов.

III. История после зарождения

После запуска Обнинской АЭС росла уверенность в перспективности атомной энергетики.

До 70-х годов XX-го века рост вырабатываемой мирным атомом электроэнергии был невысок, по сравнению с ростом вырабатываемой теплоэнергетикой. Это связано прежде всего с тем, что не существовала четкая программа действий по развитию атомной энергетики. Ради справедливости стоит заметить и то, что теплоэнергетика тоже претерпевала серьезные изменения, ввиду морального устаревания. Но опыт работы на ТЭС был наработан и повышение мощностей было проще реализовать.

Атомная энергетика СССР двигалась в сторону увеличения мощностей. Требовалось обеспечить потребности индустрии в электричестве. Первые реакторы даже близко не стояли с гигаваттными АЭС последней четверти XX-го века: мощность их была в диапазоне от 50 до 200 МВт. Впрочем, та же ситуация была и с теплоэнергетикой. К строительству гигаваттых ТЭС перешли только в 60-ые годы[5].

В СССР реализовались две различные модели развития тепловых реакторов: канальный и корпусной. Довольно противоречивый курс, связанный с определенными экономическими издержками, однако дающий возможность «не хранить все яйца в одной корзине». Как оказалось, решение это себя оправдало.

Канальный и водо-водяной реакторы были достаточно серьезными соперниками и шли вровень до Чернобыльской трагедии. Достаточно примечательно то, что первым массовым реактором пущенным в линейку стал именно водоводяной ВВЭР-440(1971 год – пуск первого экземпляра). Однако, всего через два года старт РБМК-1000(1973г.) на Ленинградской АЭС вывел канальный тип на первый план. Более того, после отработки технологии оказалось, что конструкторский потенциал канальных реакторов просто огромен.

«Выявлена возможность форсирования мощности этих реакторов (прим.: имеется ввиду РМБК) в 1,5 раза без существенных конструктивных изменений и при сохранении габаритов реактора. Повышение мощности достигается за счет значительного увеличения удельной энергонапряженности топлива и интенсификации теплообмена в активной зоне. Уже сооружается АЭС с реакторами РБМК1500 электрической мощностью каждого блока по 1500 МВт. Строительство АЭС с РБМК-1500 планируется и в дальнейшем» И.С.Желудев и Л.В.Константинов «Атомная энергетика в СССР».

БЮЛЛЕТЕНЬ МАГАТЭ КНИГА 22, НОМЕР 2[12]

В то время, когда только сооружался первый ВВЭР-1000 (конец 80-х), мощность канальных реакторов, почти без конструктивных изменений получилось увеличить до 1500 МВт(правда, позднее оказалось, что такое увеличение мощности очень негативно сказывается на эксплуатации и мощность пришлось понизить).

ВВЭР же, из-за того, что корпус необходимо производить целиком, а не монтировать на местности, необходимо было как-то доставлять. Самый подходящий способ доставки по огромной стране – жд-транспорт. И это подразумевает то, что реакторы конструкции ВВЭР изначально имеют предел размера активной зоны. Предел диаметра был достигнут практически сразу. Конечно, были очень серьезные качественные изменения в конструкции(например, шестигранные ТВС) реактора.

Транспротировка ВВЭР по ЖД[33]

Реакторы РБМК-1500 были построены один до и один после Чернобыльской аварии. Помимо прочего, на его базе планировалось создание тестового реактора с мощностью 2400 МВт[12]:

Дальнейшим этапом развития уранграфитовых канальных реакторов является разработка проекта РБМКП-2400 единичной электрической мощностью блока 2400 МВт.

Тем не менее, до сих пор нет единого ответа, выгоднее ли один реактор большой мощности нескольких средней. Не была подтверждена или опровергнута экономическая целесообразность советской тенденции. Помимо прочего, с увеличением мощности увеличивается и тепловое загрязнение.

Надо сказать, что проект пусть и базировался на модели РБМК, все же был новым типом реакторов. Компоновка была изменена с цилиндрической на прямоугольную, за счет чего новая потенциальная линейка могла теоретически масштабироваться без существенных изменений до требуемых мощностей по легкому мановению пера конструктора, сдвижением стенки вбок[12].

При этом из-за блочной конструкции канальных реакторов была возможность расширения активной зоны реакторов, не ограниченная практически никакими параметрами для поднятия мощности реакторов. Помимо увеличения размера активной зоны в новом проекте использовались каналы для перегрева пара прямо в реакторе. Опыт ядерного перегрева пара остался еще с первых реакторов Белоярской АЭС типа АМБ. Что тоже увеличивало мощность реактора.

Еще одним нововведением должна была стать сборка секций реактора на заводе. Монтаж – сложная и ответственная процедура и ее упрощение является большим достижением.

Проекту не суждено было стать явью. Чернобыльская авария больно ударила по всей атомной энергетике, и не только в СССР, а по технологии канальных реакторов особенно сильно.

Развитие технологии канальных реакторов на базе РБМК было прекращено. Но половина реакторов в стране по-прежнему была канальной. С того момента основные работы шли не по пути дальнейшего развития, а в сторону обеспечения безопасности уже действующих станций.

Что касается реакторов-бридеров, то тут очень сильно повезло линейке БН. Первый реактор был запущен до 90-ых годов, которые скорее всего поставили бы на концепции быстрых реакторов крест. Первые ласточки эпохи Замкнутого Ядерного Цикла успели взлететь. Однако, строительство серийных реакторов на быстрых нейтронах не произошло. Переход на ЗЯТЦ планировался на 90-е годы, и должен был обеспечить новое тысячелетие избыточным количеством топлива, а также решить проблему захоронения отходов[12]… СССР и СЭВ (Совет экономической взаимопомощи, инструмент экономического обмена Восточного Блока) не дожили до осуществления этих амбициозных планов.

В новейшей России сейчас уже построен реактор БН-800 и, может быть, будет построен БН-1200. А может, одержит верх другой концепт 80-х годов, на свинцовом теплоносителе. Однако не ясно, получится ли снизить издержки для того, чтобы быстрые реакторы стали экономически целесообразны.

IV. Атомная энергетика СССР: THROUGH THE NEVER

”В течение последних лет специалисты были очень осторожны в своих оценках тенденций развития ядерной энергетики, т.к. реальность упорно отказывалась следовать их прогнозам”

Н.Л. Чар и Б.Дж. Шик «Развитие ядерной энергетики: история и перспективы»[4].

После распада Советского Союза время как будто остановилось. Жить было практически не на что. Атомная энергетика смогла спастись во многом благодаря соглашению ВОУ-НОУ по ликвидации наследия Холодной Войны. В рамках этой программы оружейный уран подвергался процедуре разубожевания, снижения обогащения урана-235(сложный технологический процесс, имеющий мало общего с простым разбавлением вещества) и переработке в топливо для атомной энергетики. Далее шла продажа в США.[22] Период примирения открыл России путь на международный рынок топлива для АЭС.

Комическая ситуация произошла когда российские производства по обогащению стали продавать на запад топливо по столь низким ценам, что нашу сторону даже обвинили в демпинге. А секрет крылся в том, что СССР пользовался центрифужным методом разделения изотопов, который оказался на порядок дешевле методов использующихся в США.[21]

Таким образом Россия заняла серьезное место в экспорте топлива для атомной энергетики. Сейчас Росатом контролирует 40 % мирового рынка услуг по обогащению урана и 17 % рынка ядерного топлива. В Европе и по всему миру Росатом принимает участие в 40 % проектов строительства АЭС. Концепция реакторов-бридеров тоже получила свое продолжение. Реактор БН-800 по капитальным затратам вплотную приблизился к своему тепловому собрату – ВВЭР. Однако вероятность того, что в линейку пойдет именно БН, стала призрачной.

У идеи быстрого реактора с натриевым теплоносителем появился конкурент со свинцовым теплоносителем. Пилотный проект новой, потенциальной линейки – реактор БРЕСТ. Реализовывать оба проекта достаточно затратно, поэтому велик шанс, что останется лишь один. Сейчас работы по БН-1200 идут довольно медленно и велик шанс, что проект перейдет в фазу долгостроя.

Также Россия вместе с другими странами и МАГАТЭ продвигает идею Международных обогатительных центров, которые должны поддерживать меры по нераспространению атомного оружия. По идее, благодаря этому в странах без обогатительных предприятий сможет развиваться атомная энергетика без угрозы создания в них атомного оружия[19]. Однако это также и окончательно закрепит за основными поставщиками ядерного топлива рынок.

Весьма вероятно, Росатом будет и дальше увеличивать свою долю на рынке.

Читайте также о жизни и смерти Крымской АЭС

Над статьей работали

Над статьей работали:
Авторы: Овчинников К.А., Иван Нестеров
Редактор: Иван Нестеров, Рогов Л.В.
Эксперт: Вододохов Н.С; Иван Нестеров

Условия использования: свободное некоммерческое использование при условии указания автора и ссылки на первоисточник (статьи на действующем сайте интернет-журнала «Стройка Века»).

Для коммерческого использования — обращаться на почту:
buildxxvek@gmail.com

[1] Суходолов А.П. Мировые запасы урана: перспективы сырьевого обеспечения атомной энергетики // Известия БГУ. 2010. №4.
[2] Осмачкин В.С. История атомной энергетики Советского Союза и России. Об исследованиях теплофизических проблем реакторов РБМК на стенде КС ИАЭ им. И.В. Курчатова // Российский научный центр «Курчатовский институт» 2003. №3.
[3] Семенов Б.А. Ядерная энергетика в Советском Союзе. // Бюллетень МАГАТЭ. 1996, Том 25 — №2.
[4] Чар Н.Л. Развитие ядерной энергетики: история и перспективы / Н.Л. Чар, Б.Дж. Шик // Бюллетень МАГАТЭ, 1987, Том 1 — №3.
[5] Алле Ю.А. Ресурсосеберающие технологии // Российская энергетика вчера, сегодня, завтра. 2000. №13.
[6] Слатов Д. Г. Истоки, проблемы и перспективы энергетической геополитики России. Региональный аспект // Основы ЭУП. 2012. №2.
[7] Казьмин Д.И. Ядерное топливо для АЭС: современное состояние и перспективные разработки / Казьмин Д.И., Якубенко И.А. // Глобальная ядерная безопасность. 2013. №4 (9).
[8] Бекман И.Н. Курс лекций ”Ядерная индустрия”. Лекция 13 // Московский государственный университет им. М.В.Ломоносова. Химический факультет. Кафедра радиохимии, Москва 2005 г.
[9] Барьяхтар В.Г. Ретроспектива. Ядерные реакторы на быстрых нейтронах и их роль в ХХI веке. / В.Г. Барьяхтар В.Г. М.Г. Данилевич, И.В. Лежненко // Институт магнетизма, Киев, Украина.
[10] Усынин Г.Б. Реакторы на быстрых нейтронах. Введение / Г.Б Усынин, Е.В,Кусмарцев. Под ред. Ф.М. Митенкова. М.: «Энергоатомиздат», 1985.
[11] Сейдель Д. К. Извлечение урана из руд // Бюллетень МАГАТЭ, 1995, Том 23 — № 2.
[12] Желудев И.С. Атомная энергетика в СССР / И.С. Желудев, Л.В.Константинов // Бюллетень МАГАТЭ, 1994, Том 22 — №2.
[13] Жизнин С.З. Экономические аспекты некоторых перспективных ядерных технологий за рубежом и в России/ Жизнин С.З., Тимохов В.М. // Вестник МГИМО. 2015. №6 (45).
[14] Бироль Ф. Ядерная энергетика. Насколько она конкурентоспособна в конечном счете? // Бюллетень МАГАТЭ, 2007, Том 48 — №2.
[15] Юкия А. Уран. От разведки до реабилитации / Юкия А. и др. // Бюллетень МАГАТЭ, 2018, июньский выпуск.
[16] История советского атомного проекта. Справка [Электронный ресурс]. – Режим доступа: https://ria.ru/20100201/207163686.html — Заглавие с экрана. – (Дата обращения: 31.03.2020).
[17] История атомной промышленности России [Электронный ресурс]. – Режим доступа: https://www.rosatom.ru/about-nuclear-industry/history/ — Заглавие с экрана. – (Дата обращения: 31.03.2020).
[18] Лесков С.Л. Как СССР решил «проблему А-9», добывая немецкий уран для советской атомной бомбы [Электронный ресурс] // Газета «Совершенно секретно». – Режим доступа: https://www.sovsekretno.ru/articles/dayesh-strane-uran/. – (Дата обращения: 31.03.2020).
[19] Uranium Enrichment [Электронный ресурс]. – Режим доступа: https://www.world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuelcycle/conversion-enrichment-and-fabrication/uranium-enrichment.aspx — Заглавие с экрана. – (Дата обращения: 31.03.2020).
[20] Бекман И.Н. Лекция №7. Разделение изотопов [Электронный ресурс] // Онлайн курс лекций.
[21] Скорыкин Г.М. Газовые центрифуги для разделения изотопов. История создания в СССР [Электронный ресурс] // Рекламноинформационное агентство «Pro Атом» — Режим доступа: http://www.proatom.ru/modules.php?name=Newsfile=printsid=8412 — (Дата обращения: 31.03.2020).
[22] Международное сотрудничество по решению проблем наследия «холодной войны» [Электронный ресурс]. – Режим доступа: https://www.atomic-energy.ru/articles/2011/08/10/25084 — Заглавие с экрана. – (Дата обращения: 31.03.2020).
[23] Корпус реактора для первого энергоблока транспортируется на Белорусскую АЭС [Электронный ресурс]. – Режим доступа: https://atom.belta.by/ru/belaesru/view/korpus − reaktora − dlja − pervogo − energobloka − transportiruetsja − na − belorusskuju − aes − 7293 − .–( : 31.03.2020).
[24] Трипотень Е. Обратная сторона урана [Электронный ресурс]. // Атомный эксперт
[25] Биография Нечай Владимира Зиновьевича

Изображения взяты из открытых источников и используются в образовательных целях

«Атомные призраки»: как выглядят заброшенные АЭС бывшего Советского Союза

В 1970-е годы в Советском Союзе была разработана масштабная программа строительства АЭС различного типа. Европейская часть территории страны уже к концу следующего десятилетия должна была покрыться новой густой атомной сетью. Трагедия, случившаяся 26 апреля 1986 года рядом с районным центром Чернобыль Киевской области, поставила на этих планах крест. Лишь около половины из начатых тогда грандиозных энергетических проектов были в том или ином виде закончены (к их числу относится, например, и Минская ТЭЦ-5, о которой мы рассказывали месяц назад). Оставшиеся «ударные коммунистические стройки» оказались навсегда заброшены, став атмосферным памятником распаду СССР и его амбициям. «АЭС-призраки» Советского Союза (и не только) — в обзоре Onliner.by.

1970-е годы были удачным десятилетием для главной страны социалистического лагеря. Высокие цены на нефть и газ, период относительного потепления в отношениях с США и Западной Европой, получивший название «разрядки» и позволивший сократить расходы на оборонную промышленность, помогли Советскому Союзу реализовать множество амбициозных проектов в промышленности. Обратным эффектом бурного развития тяжелой и энергоемкой индустрии стала перспектива нехватки в стране электроэнергии. Электростанции, работающие на традиционных видах топлива, мощнейшие ГЭС 1950—1970-х, первое поколение АЭС уже не могли удовлетворить все более амбициозные планы советского руководства. Эта проблема должна была быть во многом решена с помощью новой сети атомных электростанций, строительство которых началось на рубеже 1970—1980-х годов с перспективой сдачи первых очередей в эксплуатацию спустя десятилетие.

Практически все АЭС должны были реализовываться по типовой схеме, предусматривавшей возведение станций с двумя, четырьмя или шестью энергоблоками с реакторами ВВЭР-1000, новейшей к тому времени разработкой советских атомщиков (кстати, на печально известной ЧАЭС взорвался реактор другого типа — РБМК). Первый ВВЭР-1000 был пущен в 1980 году на Нововоронежской АЭС, затем в течение следующей пятилетки были сданы в эксплуатацию еще около десятка подобных реакторов, в основном на территории Украинской ССР: заработали Калининская, Балаковская, Запорожская, Ровенская, Южно-Украинская АЭС.

Но главное было впереди. Планы предусматривали возведение атомных электростанций в Башкирии и Татарстане, в Крыму и под Костромой, на Южном Урале и в Черкасской области Украины. Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ) и атомные станции теплоснабжения (АСТ) должны были начать отапливать Минск и Одессу, Харьков и Горький. В той или иной степени работы начались по каждому из этих объектов, и все они (за исключением Минской АТЭЦ) стали жертвой чернобыльской катастрофы и последовавшего за ней системного кризиса советской экономики и развала СССР. Энергетические комплексы так и остались незаконченными, а города-спутники, строившиеся всегда первыми, оказались без своего градообразующего предприятия.

Крымская АЭС (Щелкино, Крым)

Несостоявшаяся электростанция в Крыму — вероятно, самая известная атомная «заброшка» бывшего СССР. Во-первых, степень готовности ее первого энергоблока на момент приостановки строительства составляла 80%, а это значит, что основные работы близились к завершению, комплекс приобретал законченный вид. Во-вторых, само расположение станции в курортной местности, рядом с Азовским морем, способствовало популярности объекта среди приезжих.

Сооружение Крымской АЭС началось в самом конце 1970-х. Как обычно, создание необходимой инфраструктуры сопровождалось возведением атомограда, в котором сначала размещались строители комплекса, позже сменявшиеся энергетиками. Так на карте полуострова появился город Щелкино, названный в честь советского физика-ядерщика Кирилла Щелкина. В 1981-м начались работы над двумя энергоблоками, первой очередью станции. В 1987-м после аварии на ЧАЭС их приостановили, а еще спустя два года от их завершения отказались вовсе. При этом готовность первого энергоблока составляла около 80%, второго — 18%. Даже в условиях тяжелой экономической ситуации в стране по крайней мере первый блок АЭС мог быть достаточно легко достроен, как это произошло, например, на Южно-Украинской или Запорожской АЭС, где строительство очередных ВВЭР-1000 завершали уже в самом конце 1980-х.

Вместо этого уже освоенные фантастические деньги оказались в буквальном смысле закопаны в землю. Прогрессивная общественность, делая упор на курортную сущность региона и наблюдающиеся там периодически землетрясения, добилась остановки строительства. Крым так и не получил энергетической независимости, а почти полностью готовый первый энергоблок стал разворовываться. Оборудование и сооружения комплекса продавались за бесценок или резались на металлолом.

Например, в 2003-м в неизвестном направлении отправился уникальный двухбашенный самоходный кран К-10000. Датская компания Kroll Kranes построила всего 15 таких инженерных шедевров грузоподъемностью в 240 тонн, и 13 из них были куплены Советским Союзом как раз для нового атомного проекта. Из всех них на территории бывшего СССР сейчас сохранились всего два К-10000: один в России и один в Украине. Остальные или работают на новых хозяев преимущественно в восточных странах, или бесследно исчезли.

Зато Крымская АЭС стала объектом для поклонения любителей заброшенной архитектуры и электронной музыки. В 1990-е прямо в машзале недостроенного первого энергоблока проводились дискотеки фестиваля «Республика КаZантип». Сейчас это здание продолжает медленно разрушаться — самостоятельно и с человеческой помощью. Ни о какой достройке станции речи уже, конечно, идти не может.

Татарская АЭС (Камские Поляны, Татарстан)

Остальные заброшенные атомные стройки бывшего Союза находятся в куда меньшей степени завершенности. В начале 1980-х в Татарстане началось строительство АЭС, которая должна была стать энергетическим донором крупных республиканских промышленных гигантов, введенных в эксплуатацию в предыдущем десятилетии. К апрелю 1990 года, когда работы на площадке прекратились, в 50 километрах от города Нижнекамска вырос поселок будущих энергетиков, получивший романтическое название Камские Поляны. Первые два (из четырех запланированных) блока с реакторами ВВЭР-1000 находилось на этапе сооружения машинных залов и реакторных отделений.

Были готовы ряд вспомогательных объектов станционной инфраструктуры и пускорезервная котельная, предназначенная для запуска первого реактора. Аналогичные объекты сооружались в первую очередь и присутствуют у многих «АЭС-призраков».

В отличие от АЭС на Казантипе, местные власти продолжают питать надежды по достройке станции. При этом очевидно, что практически все из уже построенного в 1980-е (кроме разве что котельной) при реанимации проекта бесполезно. Неизбежная деградация «недостроя» при отсутствии надлежащей консервации, его варварская эксплуатация с частичным демонтажом позволят при желании лишь использовать подготовленную площадку и изнывающих от сложных перипетий судьбы жителей Камских Полян.

Башкирская АЭС (Агидель, Башкортостан)

Всего в 400 километрах от ТатАЭС примерно в эти же годы шло строительство атомной электростанции в соседней Башкирии. За десятилетие на возводившуюся по аналогичному Крымской и Татарской АЭС проекту (2+2 энергоблока с реакторами ВВЭР-1000) потратили около $800 млн в современном эквиваленте. Но здесь успели сделать еще меньше, чем в Камских Полянах.

Лишь первый энергоблок находился на стадии сооружения реакторного зала и машинного отделения. Под остальную «атомную» часть комплекса были готовы лишь котлованы. Средства в основном ушли на инфраструктурную часть (строительная база, вспомогательные цеха, административные помещения, пускорезервная котельная) и поселок-спутник Агидель.

Костромская АЭС (Чистые Боры, Костромская область)

Примерно такая же степень готовности (городок энергетиков, получивший здесь название Чистые Боры, котельная, ряд объектов вспомогательной инфраструктуры и энергоблоки в начальной стадии строительства) сейчас и у Костромской АЭС, задачей которой было обеспечение электроэнергией Подмосковья и Костромской области.

Главной особенностью этой станции было то, что, в отличие от всех остальных новых АЭС 1980-х годов, здесь планировалось использовать не ВВЭР-1000, а РБМК-1500, следующее поколение серии, установленное, в частности, в Чернобыле. В конце 2000-х озвучивались планы продолжения строительства (уже с возвращением к более надежным ВВЭР), но экономическая ситуация в России и целый ряд уже начатых «Росэнергоатомом» новых проектов вновь сделали будущее станции под Костромой и ее поселка-спутника призрачным.

Чигиринская АЭС (Орбита, Украина)

Атомную электростанцию в Черкасской области Украины первоначально начинали сооружать как хотя и крупную, но вполне традиционную ГРЭС в начале 1970-х. Проект, впрочем, реализовывался трудно, с целым рядом изменений, последнее из которых было самым кардинальным. В 1982 году вместо ГРЭС на этой же площадке было решено возвести АЭС по типовой схеме с четырьмя энергоблоками. В данном случае работы замерли на самом первом этапе — при возведении городка-спутника и пускорезервной котельной.

До чернобыльской катастрофы строители успели закончить коробки первых общежитий, девятиэтажного жилого дома и ряда общественных зданий, например универмага. Как таковой энергетический комплекс начать не успели. В итоге в черкасских степях на берегу Днепра на радость бомжам, молодежи из соседнего города и заезжим «сталкерам» появился поселок-призрак с гордым названием Орбита, заселены в котором лишь две пятиэтажки. Живет там около 60 семей.

Харьковская АТЭЦ (Борки, Украина)

Кроме традиционных АЭС, в первую очередь предназначенных для выработки электроэнергии, та же энергетическая программа СССР 1970-х годов предусматривала строительство в европейской части страны атомных станций другого типа. В частности, было начато строительство АТЭЦ — атомных теплоэлектроцентралей, способных генерировать, помимо электрической, и тепловую энергию, которую можно было направлять на отопление соседнего крупного города. В поселке Борки под Харьковом успели построить лишь несколько жилых домов.

Одесская АТЭЦ (Теплодар, Украина)

Одесскому аналогу повезло (а может, и нет) чуть больше. Город-спутник Теплодар возвели в полной мере, успев закончить и все ту же вездесущую пускорезервную котельную. До сооружения энергоблоков дело так и не дошло, и в итоге котельная, необходимая для пуска первого реактора, занимается вовсе не тем, что было задумано инженерами-проектировщиками, — отапливает Теплодар.

На фоне своих украинских сестер судьба Минской АТЭЦ, перепрофилированной под обычную теплоэлектроцентраль и законченную в таком виде уже в годы независимости, выглядит еще более-менее завидной.

Воронежская и Горьковская АСТ (Воронеж и Нижний Новгород, Россия)

Третьим типом в этой программе наряду с АЭС и АТЭЦ стали атомные станции теплоснабжения, фактически «атомные котельные», генерировавшие только тепловую энергию все для того же снабжения крупных городов. В 1980-е успели практически полностью построить две такие станции: рядом с Воронежем и современным Нижним Новгородом, — но и здесь до окончания работ из-за экономического кризиса и протестов местного населения дело не дошло.

Обе станции, тем не менее, находились в столь высокой степени готовности, что уже в 1990—2000-е годы долгое время планы по их достройке вынашивались. Впрочем, уже в начале 2010-х было принято решение о перепрофилировании площадок и продаже зданий под иные нужды.

Это не полный перечень АЭС, строительство которых было прервано из-за событий 1980-х. Атомные станции того или иного типа могли появиться в Грузии и на Дальнем Востоке, под Краснодаром и Архангельском, в Азербайджане и на Южном Урале. Где-то дело дошло до выделения площадки (часто до сих пор дожидающейся начала большой стройки), где-то проекты так и остались на бумаге. Другой вопрос, что «станции-призраки», разработанные в советских институтах, строились и за пределами Союза, в странах так называемого социалистического лагеря.

АЭС «Хурагуа» (Куба)

Строительство трех АЭС на Кубе (естественно, за счет кредитов СССР) должно было стать яркой вишенкой на сахарном торте советско-кубинских отношений. Первую из них — в центральной провинции Сьенфуэгос — начали возводить в 1983 году с планируемым сроком сдачи в эксплуатацию первого энергоблока через 10 лет. Несмотря на происходившее в Советском Союзе во второй половине 1980-х, работы шли довольно активно вплоть до его развала, что обеспечило высокую степень (95—97%!) готовности объекта. В 1990-е уже независимой России окончательно стало не до братаний с Фиделем, сама Куба не смогла понести даже оставшиеся минимальные расходы на завершение первого энергоблока, станция была законсервирована, а в 2000 году проект был окончательно отменен. Бетонные массивы незаконченных энергоблоков стоят сейчас довольно символичным памятником дружбе народов.

АЭС «Штендаль» (ГДР)

Другой вечный брат Советского Союза предпочел от такого памятника избавиться вовсе. Первый реактор типовой станции с ВВЭР-1000 в восточнонемецком Штендале был готов на 85%, включая три огромные градирни. Тем не менее правительство уже объединенной Германии, имевшее, разумеется, средства на окончание стройки, предпочло от советского наследия избавиться полностью. Градирни были снесены еще в начале 1990-х, спустя пару лет после остановки проекта. Демонтаж остальных сооружений комплекса продолжается и поныне.

АЭС «Жарновец» (Польша)

«Жарнобыль» — так стали называть в массовом обиходе поляки свою первую атомную электростанцию «Жарновец», строившуюся по советскому проекту в 1980-е недалеко от Гданьска и Балтийского побережья. Естественно, от него отказались при первом возможном случае, в 1990 году. Любопытно, что сейчас польское правительство, периодически раздумывающее над тем, чтобы все-таки заняться атомным проектом (уже с европейской помощью), подтверждает, что лучше площадки для этого, чем у Жарновецкого озера, не найти. Руины же советской станции уже утонули.

Чем не символ случившегося с советской атомной энергетикой на закате эпохи?