Как развивалась атомная энергетика в россии

Атомная энергетика России – локомотив для развития других отраслей

По уровню научно-технических разработок российская атомная энергетика является одной из лучших в мире. Предприятия имеют огромные возможности для решения повседневных или масштабных задач. Специалисты прогнозируют перспективное будущее в этой области, так как РФ имеет большие запасы руд для выработки энергии.

Краткая история развития атомной энергетики в России

Атомная отрасль берет свое начало со времен СССР, когда планировалось реализовать один из авторских проектов о создании взрывчатки из уранового вещества. Летом, в 1945 году благополучно прошло испытание атомное оружие в США, а в 1949 году на Семипалатинском полигоне впервые использовали ядерную бомбу РДС-1. Дальнейшее развитие атомной энергетики в России было следующим:

• 1953 год – применение взрывчатого устройства РДС-6с;
• 1954 год – запуск первой станции, строительством которой руководил известный профессор И.В. Курчатов;
• 1955 год – запуск реактора «БР-1», основанного на нейронах;
• 1957 год – создана подводная конструкция, называемая «проект К-3»;
• 1959 год – построен ледокол, получивший название «Ленин». Он имел мощную ядерную систему;
• 1980-е годы – начато конструирование Горьковской и Воронежской АЭС, способных повысить эффективность атомной энергии;
• 1990-е годы – введены в эксплуатацию три энергоблока;
• 1998 год – увеличение производства на 8 млрд. кВт*ч, введение в эксплуатацию нового блока на Волгодонской АЭС;
• 2008 год – выработка энергии АЭС составила почти 162 млрд. кВт*ч, что оказалось на 2% выше предыдущего периода;
• 2009-2011 год – рост производительности АЭС по отношению к предыдущему году на 0,6%, 0,5% и 1,7% соответственно;
• 2015 год – Ростовская АЭС получила дополнительно 25% мощности на 3-м энергоблоке.

Научно-производственные коллективы трудились много лет для достижения высокого уровня в атомном оружии, и останавливаться на достигнутом не собираются. Позже вы узнаете о перспективах в этой области до 2035 года.

Действующие АЭС в России: краткая характеристика

В настоящее время существует 10 действующих АЭС. Особенности каждой из них будут рассмотрены далее.

1. Балаковская АЭС – является крупнейшим в России производителем электроэнергии. Неоднократно было получено звание «Лучшая АЭС». В ней используются четыре блока ВВЭР-100 с двухконтурной схемой. Они были внедрены еще 80-90-х годах. Оборудование имеет герметичную защиту с железобетонным слоем. Расположена Балаковская АЭС в Саратовской области, в 12.5 км от Балаково, на левом берегу Саратовского водохранилища.
2. Белоярская АЭС им. И.В. Курчатова – первая крупная ядерная энергетическая станция в СССР. Она единственная, кто имеет энергоблоки разных типов:

• №1 и №2 с реактором АМБ;
• №3 с реактором БН-600.

Вырабатывает до 10% от общего объема электрической энергии. В настоящее время многие системы Свердловска находятся в режиме длительной консервации, а эксплуатируется только энергоблок БН-600. Белоярская АЭС расположена в г. Заречный.

1. Билибинская АЭС – единственный источник, снабжающий теплом г. Билбино и имеющий мощность 48 МВт. Станция вырабатывает около 80% энергии и соответствует всем требованиям, предъявляемым к установке аппаратуры:

• максимальная простота эксплуатации;
• повышенная надежность работы;
• защита от механических повреждений;
• минимальный объем монтажных работ.

Система имеет важное преимущество: при неожиданном прерывании работы блока ей не наносится вред. Станция расположена в Чукотском автономном округе, в 4,5, расстояние до Анадыря – 610 км.

1. Калининская АЭС. Благодаря удобному географическому расположению производит высоковольтную энергию. Мощность оборудования равна 4000 МВт. В состав входят очереди из энергетических блоков №1, №3 и №4. Применяются реакторные установки типа ВВЭР-1000.
2. Кольская АЭС – первая отечественная станция, построенная за пределами полярного круга. Она включает в себя конструкции ВВЭР-440 проекта В-230 и В-213, благодаря чему вырабатывает энергию до 60%. Мощность устройства – 1760 Вт. В связи с небольшим спадом потребления ресурсов и ограничением транзита электроэнергии, устройства работают сейчас в режиме диспетчеризации. Рассматриваемая атомная станция расположена в Мурманской области, на берегу озера Имандра.
3. Курская АЭС – важнейший узел Единой системы, обеспечивающий энергией большинство промышленных предприятий Курской области. Станция состоит из четырех блоков РБМК-1000 и имеет мощность 4 ГВт. Отличается тем, что в качестве теплоносителя применяется очищенная вода, которая циркулируется по определенной схеме. Сооружение находится в Курской области, на берегу реки Сейм (в районе г. Курчатов).
4. Ленинградская АЭС – первая в России станция, имеющая мощнейшие реакторы РБМК-1000, а также мощность 3200 МВт. Она образована от компании ОАО «Концерн Росэнергоатом» и обеспечивает более 50% энергопотребления, создавая необходимый потенциал безопасности. Станция расположена в Ленинградской области на побережье финского залива (в районе города Сосновый бор).
5. Нововоронежская АЭС – первая отечественная организация, имеющая реакторы ВВЭР. Она состоит из трех очередей: энергоблоки №1 (ВВЭР-210 и ВВЭР-365), №3, №4 (ВВЭР-440) и №5 (ВВЭР-1000). Каждый из них является головным. Мощность варьируется от 417 до 1000 мВт, в зависимости от типа устройства. Уровень снабжения электроэнергией составляет 85. Нововоронежская станция находится недалеко от Воронежа, на левой стороне Дона.
6. На Юге России крупнейшей атомной электростанцией является Ростовская. Она производит до 40% энергии благодаря двум энергоблокам ВВЭР-1000 с мощностью 1000 мВт. Станция относится к числу унифицированных проектов, удовлетворяющих требования поточного производства. Она располагается в районе г. Волгодонск (Ростовская область) в 205 км от областного центра.
7. Смоленская АЭС – крупная организация, способная ежегодно выдавать более 80% энергии благодаря трем блокам РБМК-1000. В 2010 году она была признана лучшей по культуре безопасности. Станция расположена в 150 километрах до Десногорска.

Каково состояние атомной энергетики сегодня?

Сегодня существует более 200 предприятий, специалисты которых не покладая рук трудятся над совершенством атомной энергетики России. Поэтому мы уверенно двигаемся вперед в этом направлении: разрабатываем новые модели реакторов и постепенно расширяем производство. Согласно мнению участников Всемирной ядерной ассоциации, сильная сторона России — развитие технологий на быстрых нейронах.

Российские технологии, многие из которых были разработаны компанией «Росатом», высоко ценятся за рубежом за относительно небольшую стоимость и безопасность. Следовательно, у нас достаточно высокий потенциал в атомной отрасли.

Зарубежным партнерам РФ оказывает множество услуг, касающихся рассматриваемой деятельности. К их числу относится:

• возведение атомных энергоблоков с учетом правил безопасности;
• поставка ядерного топлива;
• вывод использованных объектов;
• подготовка международных кадров;
• помощь в развитии научных работ и ядерной медицины.

Россия строит большое количество энергоблоков за границей. Успешно были такие проекты, как «Бушер» или «Куданкулам», созданные для иранской и индийской АЭС. Они позволили создавать чистые, безопасные и эффективные источники энергии.

Какие проблемы, связанные с атомной отраслью, возникали в России?

В 2011 году на строящейся ЛАЭС-2 произошел обвал металлических конструкций (вес около 1200 тонн). В ходе надзорной комиссии обнаружилась поставка несертифицированной арматуры, в связи с чем были приняты следующие меры:

• наложение штрафа на ЗАО «ГМЗ-Химмаш» в размере 30 тыс. руб.;
• выполнение расчетов и проведение работ, направленных на усиление арматуры.

По мнению Ростехнадзора, главной причиной нарушения является недостаточный уровень квалификации специалистов «ГМЗ-Химмаш». Слабое знание требований федеральных норм, технологий изготовления подобного оборудования и конструкторской документации привело к тому, что многие подобные организации лишились лицензий.

В Калининской АЭС повысился уровень тепловой мощности реакторов. Такое событие крайне нежелательно, так как появляется вероятность возникновения аварии с серьезными радиационными последствиями.

Многолетние исследования, проведенные в зарубежных странах, показали, что соседство с АЭС приводит к росту заболеваний лейкемией. По этой причине в России было множество отказов от эффективных, но очень опасных проектов.

Перспективы АЭС в России

Прогнозы дальнейшего использования атомной энергии противоречивы и неоднозначны. Большинство из них сходится к мнению, что к середине XXI века потребность возрастет в связи с неизбежным увеличением численности населения.

Министерство энергетики РФ сообщило энергетическую стратегию России на период до 2035 года (сведения поступили в 2014 году). Стратегическая цель атомной энергетики включает в себя:

• существенное улучшение топливного баланса;
• сбережение ценных и невозобновляемых ресурсов от нецелевого применения;
• решение проблем выбросов парниковых газов;
• повышение доли высокотехнологичных и наукоемких продуктов в экспорте;
• создание серийных атомных электростанций с реакторами на быстрых нейронах для воспроизводства энергии за счет собственной топливной базы;
• снижение цен на оптовом рынке в долгосрочной перспективе, позволяющее повысить конкурентоспособность российской экономики и увеличить скорость развития промышленности.

С учетом установленной стратегии, в дальнейшем предусматривается решить следующие задачи:

• улучшить схему производства, обращения и захоронения топливно-сырьевых ресурсов;
• развить целевые программы, обеспечивающие обновление, устойчивость и повышение эффективности имеющейся топливной базы;
• реализовать наиболее эффективные проекты с высоким уровнем безопасности и надежности;
• увеличить экспорт ядерных технологий.

Государственная поддержка массового производства атомных энергоблоков – основа благополучного продвижения товаров за рубеж и высокой репутации России на международном рынке.

Что препятствует развитию атомной энергетики в России?

Развитие атомной энергетики в РФ сталкивается с определенными трудностями. Вот основные из них:

1. Безопасность. Важно сделать профессиональный вывод конструкции, имеющий надежную внутреннюю систему защиту. Это позволит избежать серьезных аварий по вине неопытных специалистов либо при совершении террористического нападения.
2. Экономичность вырабатываемой энергии. При детальном изучении схемы финансирования атомной энергетики России обнаруживается, что строительство станции и безопасная работа обходятся дороже, чем стоимость энергии, вырабатываемой на угольных и даже газовых станциях. Следовательно, нужно искать варианты минимизации затрат без ущерба качества и безопасности.
3. Снижение выпуска диоксида углерода. Уровень выброса вредных веществ АЭС намного выше электростанций с комбинированным циклом на природном газе. Чтобы избежать негативных последствий от глобального потепления климата на планете, необходимо построить не менее 85 атомных реакторов, уменьшающих выпуск диоксида углерода.
4. Снятие с эксплуатации реакторов на АЭС. В настоящее время обостряется проблема по безопасной утилизации радиоактивных отходов. Приблизительно через 20 лет большинство реакторов выработают свои ресурсы. Их понадобится остановить, а отходы надо надежно утилизировать на длительный срок. Все это потребует немалых финансовых вложений.
5. Опасность использования АЭС для распространения ядерного оружия. При обращении с отработавшим ядерным топливом нередко происходят серьезные сбои. В результате совершенных ошибок террористы могут создать множество грязных ядерных взрывных устройств. Предотвращение усиливающейся угрозы больших государственных затрат.
6. Вложение средств не на развитие систем энергетики. При создании новых реакторов инвестиции не направляются на создание эффективных и менее опасных технологий. Рассматривая энергетическую стратегию, Правительство РФ не видит способов создать действительно экологичную и безопасную систему.

В России атомная энергетика является одним из важных секторов экономики. Успешная реализация разрабатываемых проектов способна помочь развить остальные отрасли, но для этого нужно приложить немало усилий.

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

Атомная энергетика России

Атомная энергетика России — отрасль российской энергетики; страна занимает второе место среди стран Европы (после Франции) по мощности атомной генерации [1] .

Россия обладает полным спектром технологий атомной энергетики, от добычи урановых руд до выработки электроэнергии: обладает значительными разведанными запасами урановых руд и промышленностью по их добыче и переработке; является мировым лидером по обогащению урана; владеет технологиями проектирования и производства ядерного топлива; осуществляет проектирование, строительство и вывод из эксплуатации атомных энергоблоков; ведёт переработку и утилизацию отработанного ядерного топлива.

— АЭС
— Атомград

Содержание

Обзор [ ]

На январь 2023 года в России на 11 действующих АЭС эксплуатируется 37 энергоблоков общей установленной мощностью

• 24 реактора с водой под давлением — 13 реакторов ВВЭР-1000 (12 блоков 1000 МВт и 1 блок 1100 МВт), 4 реактора ВВЭР-1200 (1200 МВт), 5 реакторов ВВЭР-440 (4 блока 440 МВт и 1 блок 417 МВт), 2 реактора КЛТ-40С (35 МВт);
• 11 канальных кипящих реакторов — 8 РБМК-1000 (1000 МВт каждый) и 3 ЭГП-6 (12 МВт каждый);
• 2 реактора на быстрых нейтронах — БН-600 (600 МВт) и БН-800 (885 МВт).

Самый старый действующий энергетический реактор — реактор № 4 Нововоронежской АЭС ВВЭР-440, введённый в эксплуатацию 28.12.1972 (50 лет).

Также выработкой электроэнергии занимаются два исследовательских реактора на площадке НИИАР: ВК-50 и БОР-60.

Структура отрасли [ ]

Для управления научными, инженерными, производственными, оружейными, энергетическими и транспортными активами, относящимися к атомной отрасли России, была создана государственная корпорация Росатом. Гражданские активы российской атомной отрасли сконцентрированы в рамках принадлежащего «Росатому» холдинга «Атомэнергопром». В «Атомэнергопром» входят:

• «Атомредметзолото» — корпорация, специализирующиеся на добыче урана и объединяющая горнорудные активы Росатома.
• «ТВЭЛ» — корпорация, объединяющая активы по фабрикации ядерного топлива, в том числе по обогащению урана. Экспортом топливной продукции занимается «Техснабэкспорт».
• «Атомэнергомаш» — машиностроительный дивизион «Атомэнергопрома».
• «Концерн Росэнергоатом» — управляющая компания российских АЭС.

Инжиниринговый дивизион Росатома объединяет ряд проектных организаций, специализирующихся на проектировании объектов атомной энергетики.

В 2016 году в российской атомной отрасли работало свыше 250 тыс. человек, на

350 предприятиях (включая АЭС, машиностроительные, производственные и научные предприятия) [3] [4] .

Выработка электроэнергии [ ]

Выработка электроэнергии на российских АЭС в 1970—2014 годах, млрд кВт•ч/год

На 1 января 2020 года суммарная установленная электрическая мощность атомных электростанций России составляет 12,31 % от установленной мощности электростанций энергосистемы [5] , а доля атомной энергетики в общей выработке объединённых энергетических систем (ОЭС) России в 2020 году составила 20,28 % [6] [7] .

Регионально доля атомной энергогенерации распределяется следующим образом:

• в Европейской части России — 24,6 %
• в Азиатской части России — 0,42 %.

В том числе, доля атомной энергогенерации по регионам составляет [8] :

• в ОЭС Центра — 40,96 %
• в ОЭС Средней Волги — 27,9 %
• в ОЭС Северо-Запада — 34,5 %
• в ОЭС Юга — 28,1 %
• в ОЭС Урала — 3,4 %
• в ОЭС Сибири — 0,0 %
• в ОЭС Востока — 0,0 %
• в технологически изолированных энергосистемах — 0,4 %

КИУМ энергоблоков зависит от длительности топливного цикла. При 18-месячном топливном цикле (реакторы ВВЭР-1000/1200) КИУМ составляет от 90 до 100 %, при 12-месячном топливном цикле (реакторы РБМК-1000 и ВВЭР-440) КИУМ составляет от 70 % до 75 %, при 6-месячном топливном цикле (реакторы БН-600/800) КИУМ составляет 65 %.

После запуска второго энергоблока Ростовской АЭС в 2010 году, председатель правительства России В. В. Путин озвучил планы доведения атомной генерации в общем энергобалансе России с 16 до 20-30 %. Энергетическая стратегия России на период до 2030 года [27] предусматривает увеличение производства электроэнергии на атомных электростанциях до 356—437 ТВт•ч в год (в 2 раза относительно факта 2018 года).

Производство ядерного топлива [ ]

В одном из цехов ОАО « [28] .

В среднем, годовое потребление АЭС 180—190 тонн природного урана на 1 ГВт установленной электрической мощности. Таким образом, в 2019 году потребление российских АЭС составит

5500 тонн в пересчёте на природный уран.

Сырье [ ]

Россия обладает разведанными запасами урановых руд, на 2006 год оцениваемыми в 615 тыс. тонн природного урана. Основные уранодобывающие мощности сосредоточены в Забайкальском крае и обслуживаются Приаргунским горно-химическим объединением, которое добывает около 3000 тонн урана в год, что составляет 93 % российской добычи природного урана и 1/3 потребности Росатома в урановом сырье.

Оператором Горнорудного холдинга в Росатоме является «Атомредметзолото» (АРМЗ). На конец 2017 года минерально-сырьевая база, контролируемая АРМЗ, составляет 523,9 тыс. тонн. Это второе место в мире среди уранодобывающих компаний [29] . Кроме этого, Росатом владеет иностранными месторождениями в Казахстане, США и Танзании. Они входят в холдинг Uranium One.

Утилизация отработанного топлива [ ]

В России ведётся переработка отработавшего ядерного топлива [30] [31] . Цель переработки достижение максимального энергетического потенциала природного ядерного топлива, минимизация и изоляция от биосферы продуктов деления. Для выполнения первой задачи из ОЯТ извлекается оставшийся уран и наработанный плутоний. Для выполнения второй задачи выделяются особо опасные нуклиды, подлежащие дальнейшей трансмутации в ядерных реакторах.

Первый завод по переработке ОЯТ РТ-1 заработал в 1977 году на ПО «Маяк» [30] [32] . Он перерабатывал ОЯТ реакторов ВВЭР-440, БН-350, БН-600 и транспортных ЯЭУ по технологии PUREX. К началу 1990-х годов производительность завода по урану оценивалась в 1600 тонн в год. В 2016 году на заводе завершена реконструкция, позволившая расширить номенклатуру перерабатываемых изделий и увеличить производительность.

На 2019 год на территории Сибирского химического комбината в рамках проекта «Прорыв» ведётся строительство завода переработки ОЯТ для демонстрации замыкания топливного цикла на базе реактора «БРЕСТ-ОД-300».

История [ ]

АЭС в России [ ]

Советское наследие [ ]

Динамика по количеству энергоблоков (шт)

Динамика по суммарной мощности (ГВт)

От СССР Российской Федерации досталось 28 энергоблоков на 10 АЭС общей номинальной мощностью 20 242 МВт (без учёта реакторов, для которых выработка электроэнергии была побочной задачей, например экспериментальной Обнинской АЭС, исследовательских реакторов ВК-50 и БОР-60, промышленной Сибирской АЭС).

Позднее в России достроили несколько энергоблоков, строительство которых было начато в СССР: 4-й блок на Балаковской АЭС (пуск 1993 год), 3-й блок Калининской АЭС (2004 год), 1-й и 2-й блоки Ростовской АЭС (2001 и 2010 года).

Строительство [ ]

В 2006 году правительство России приняло федеральную целевую программу «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007—2010 годы и на перспективу до 2015 года» [33] . Программа предусматривала запуск строительства АЭС темпом не менее 2 ГВт в год в 2007—2010 годах. Эта программа была выполнена путём запуска строительства 8 энергоблоков. В 2020 году подключён к сети последний энергоблок построенный в ходе реализации этой программы.

В 2013 году была утверждена первая редакция «Схемы территориального планирования Российской Федерации в области энергетики» [34] . Её актуальная на 2019 год редакция определяет строительство десяти АЭС общей установленной мощностью 21,4 ГВт до 2030 года. На начало 2019 года по этой программе велось строительство .

Кроме возведения АЭС средней и большой мощности, в России строят энергоблоки с реакторами малой мощности. Построена и пущена в 2019 году плавучая АЭС малой мощности из двух энергоблоков электрической мощностью по 35 МВт.

Вывод из эксплуатации [ ]

На момент распада СССР в стадии окончательно остановленных числились два блока Нововоронежской и два блока Белоярской АЭС.

• В 2002 году был заглушен единственный реактор первой в мире Обнинской АЭС.
• В 2008 году были остановлены промышленные реакторы Сибирской АЭС, попутно вырабатывавшие электроэнергию.
• В 2016 году выведен из эксплуатации третий энергоблок Нововоронежской АЭС.
• В 2018 году выведен из эксплуатации первый энергоблок Ленинградской АЭС.
• В 2019 году выведен из эксплуатации первый энергоблок Билибинской АЭС.
• В 2020 году выведен из эксплуатации второй энергоблок Ленинградской АЭС.
• В 2021 году выведен из эксплуатации первый энергоблок Курской АЭС.

Производство ядерного топлива [ ]

От СССР России достался полный спектр технологий и производственных мощностей, необходимых для изготовления ядерного топлива. Это добыча, переработка руд, изотопное обогащение урана, разработка и изготовление конструкций тепловыделяющих элементов, производство легирующих изотопов. За исключением добычи мощности превышают собственные потребности РФ, потому Россия активно экспортирует услуги по обогащению урана и фабрикации топлива. Сейчас Росатому принадлежит 40 % мирового рынка услуг по обогащению урана и 17 % рынка по поставке ядерного топлива для АЭС [35] [36] .

За обогащение урана отвечает Топливная компания ТВЭЛ, в которую входят комбинаты УЭХК (мировой лидер по обогащению урана) СХК, АЭХК, ЭХЗ. На данный момент в мире почти каждый шестой реактор АЭС работает на обогащённом уране, созданном предприятиями Топливной компании [37] .

В 2016 году подразделение Росатома — Топливная компания ТВЭЛ заключил первый контракт на коммерческую поставку за рубеж топливных сборок «ТВС-Квадрат», подходящих АЭС иностранного дизайна (с легководными реакторами типа PWR). Первый контракт заключён со Швецией для [38] . В отличие российских топливных сборок, имеющих шестигранное сечение, «ТВС-Квадрат» имеют квадратное сечение.

Кроме того, в 2016 году было подписано соглашение с Global Nuclear Fuel-Americas (дочерняя компания GE-Hitachi) о сотрудничестве по продвижению «ТВС-Квадрат» на американский рынок. Предполагается, что загрузка топлива на американские АЭС произойдёт в 2019 году. В Росатоме в апреле 2019 года подтвердили, что работа с США по поставке «ТВС-Квадрат» идёт по графику [39] .

В январе 2019 года Росатом подписал контракт для производства топлива для реакторов на быстрых нейтронах с китайской CNLY, которая входит в национальную корпорацию СNNC ( [40] . Топливо будет изготовляться для возводящегося энергоблока с реактором на быстрых нейтронах CFR-600 — для первой загрузки, а потом перезагрузки в течение семи лет работы реактора. Для этого проекта ТВЭЛ построит специальный производственный цех на МСЗ (Электросталь)

Экспорт [ ]

Россия имеет крупные комплексные контракты в области атомной энергетики с Индией [41] , Бангладеш [42] ,Арменией [43] , Китаем [44] , Ираном [45] , Турцией [46] [47] , Болгарией [48] , Белоруссией [49] , Египтом [50] , Венгрией, Финляндией (здесь уже идёт поставка топлива на [51] ) и с рядом стран Центральной Европы [52] [53] [54] . Вероятны комплексные контракты в проектировании, строительстве атомных энергоблоков, а также в поставках топлива с Аргентиной [55] , Нигерией [54] , Казахстаном [54] , Украиной [56] , Катаром [57] , Вьетнамом [58] [59] , Венесуэлой [60] . В июне 2019 года Росатом подписал соглашение о поставке ядерного топлива для АЭС Словакии [61] . Ведутся переговоры о совместных проектах по разработке урановых месторождений с Монголией [62] .

Кроме поставки на экспорт урана и технологий возведения АЭС, Россия также предлагает странам строительство исследовательских реакторов и топлива для них. На данный момент по российским технологиям были построены свыше 20 исследовательских реакторов за рубежом [63] .

По состоянию на август 2022 года
В таблице указаны только блоки на которых прошла заливка первого бетона

Реорганизации [ ]

Министерство атомной энергетики СССР было создано 21 июля 1986 года, а 27 июня 1989 года было объединено с Министерством среднего машиностроения СССР в Министерство атомной энергетики и промышленности СССР [66] [67] .

29 января 1992 года указом президента РФ Б. Н. Ельцина было создано Министерство Российской Федерации по атомной энергии , этим же указом определялось, что министерство является правопреемником упразднённого Министерства атомной энергетики и промышленности СССР [68] .

В 2004 году указом президента РФ министерство Министерство Российской Федерации по атомной энергии было упразднено, а его функции переданы вновь созданному Министерству промышленности и энергетики Российской Федерации. Тем же указом было создано Федеральное агентство по атомной энергии, которому были переданы полномочия по оказанию государственных услуг и управлению имуществом упразднённого министерства [69] .

В 2007 году федеральные власти инициировали создание единого государственного холдинга «Атомэнергопром» объединяющего компании Росэнергоатом, ТВЭЛ, Техснабэкспорт и Атомстройэкспорт. 100 % акций ОАО «Атомэнергопром» передавалось одновременно созданной Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом».

На данный момент «Росатом» состоит из следующих основных дивизионов: электроэнергетический, машиностроительный, горнорудный, инжиниринговый, топливный, наука и инновации, ядерный оружейный комплекс (ЯОК), куда входит ФГУП «Атомфлот» [70] .

Достижения [ ]

По состоянию на декабрь 2020 года за постсоветские годы подключены к сети 22 энергоблока (в России достроено 4 советских энергоблока и построено 10 новых, 8 энергоблоков построено за рубежом). Более быстрыми темпами развивается только атомная энергетика Китая.

В 2020 году российские АЭС установили новый абсолютный рекорд по выработке электроэнергии. Было выработано 215,746 млрд кВт•ч, а доля ядерной электрогенерации впервые превысила 20 % от общей по стране. Таким образом, был превзойдён абсолютный рекорд по выработке, достигнутый в СССР ещё в 1988 году, и составлявший 212,58 млрд кВт•ч (с учётом АЭС Украины, Литвы и Армении) [6] .

Калининская АЭС в 2018 году установила новый российский рекорд среди станций по годовой выработке электроэнергии [71] — 35,2 млрд кВт•ч, при этом достигнут коэффициент использования установленной мощности 100,42 %.

В январе 2018 года Ленинградская АЭС первой из российских станций достигла общей выработки в 1 трлн кВт*ч за 45 лет работы [72] .

В 2009 году прирост производства урана составил 25 % в сравнении с 2008 г [73] .

Россия — единственная [74] страна, эксплуатирующая реакторы на быстрых нейтронах. Работают два энергоблока с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-600 и БН-800. Строится комплекс БРЕСТ-ОД-300 с реактором со свинцовым теплоносителем и демонстрационным комплексом закрытого топливного цикла (то есть, таким режимом эксплуатации ядерного топлива, который позволяет сжигать не только редкий уран-235, но и гораздо более распространенный уран-238) [75] .

Действующие АЭС [ ]

ВВЭР-1000 (1985)
ВВЭР-1000 (1987)
ВВЭР-1000 (1988)
ВВЭР-1000 (1993)
ВВЭР-1000
ВВЭР-1000

АМБ-100 (1964—1983)
АМБ-200 (1967—1990)
БН-600 (1980)
ЭГП-6 (1974—2019)
ЭГП-6 (1974)
ЭГП-6 (1975)
ЭГП-6 (1976)

ВВЭР-1000 (1984)
ВВЭР-1000 (1986)
ВВЭР-1000 (2004)
ВВЭР-1000 (2011)

РБМК-1000 (1976—2021)
РБМК-1000 (1979)
РБМК-1000 (1983)
РБМК-1000 (1985)
РБМК-1000
РБМК-1000
ВВЭР-ТОИ
ВВЭР-ТОИ

РБМК-1000 (1973—2018)
РБМК-1000 (1975—2020)
РБМК-1000 (1979)
РБМК-1000 (1981)
ВВЭР-1200 (2018)
ВВЭР-1200 (2020)

ВВЭР-210 (1964—1984)
ВВЭР-365 (1969—1990)
ВВЭР-1000 (1980)
ВВЭР-1200 (2016)
ВВЭР-1200 (2019)

ВВЭР-1000 (2001)
ВВЭР-1000 (2010)
ВВЭР-1000 (2014)
ВВЭР-1000 (2018)

РБМК-1000 (1982)
РБМК-1000 (1985)
РБМК-1000 (1990)
РБМК-1000

Балаковская АЭС [ ]

Расположена рядом с городом Балаково, Саратовской области, на левом берегу Саратовского водохранилища. Состоит из четырёх блоков ВВЭР-1000, введённых в эксплуатацию в 1985, 1987, 1988 и 1993 годах. Ежегодно она вырабатывает более 30 млрд кВт·ч электроэнергии [76] . В 2018 году выработка электроэнергии составила 31,861 млрд кВт·ч, КИУМ — 90,9 % [77] . Все блоки станции работают на повышенном уровне тепловой мощности — 104 % от номинальной [76] .

Белоярская АЭС [ ]

Расположена в городе Заречный, в Свердловской области, вторая промышленная атомная станция в стране (после Сибирской).

На станции были сооружены четыре энергоблока: два с реакторами на тепловых нейтронах (пуски в 1964 и 1967 годах, выведены из эксплуатации в 1983 и 1990 годах) и два с реактором на быстрых нейтронах (пуски в 1980 и 2015 годах). В настоящее время действующими энергоблоками являются 3-й и 4-й энергоблоки с реакторами БН-600 и БН-800 электрической мощностью 600 МВт и 880 МВт соответственно. БН-600 сдан в эксплуатацию в апреле 1980 года — первый в мире энергоблок промышленного масштаба с реактором на быстрых нейтронах. БН-800 сдан в промышленную эксплуатацию в ноябре 2016 года. Он также является крупнейшим в мире энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах.

В 2018 году выработка электроэнергии составила 8,838 млрд кВт·ч, КИУМ — 67,9 % [77] .

Билибинская АЭС [ ]

Расположена рядом с городом Билибино Чукотского автономного округа. Состоит из четырёх блоков ЭГП-6 мощностью по 12 МВт, введённых в эксплуатацию в 1974 (два блока), 1975 и 1976 годах.

Вырабатывает электрическую и тепловую энергию, обеспечивает около 80 % энергии в Чаун-Билибинской энергосистеме. Первый энергоблок остановлен, предполагается вывод из эксплуатации оставшихся трёх энергоблоков в 2019—2021 гг. Вместо неё электроэнергией регион будет снабжать ПАТЭС.

В 2018 году выработка электроэнергии составила 0,212 млрд кВт·ч, КИУМ — 50,5 % [77] .

Калининская АЭС [ ]

Расположена на севере Тверской области, на южном берегу озера Удомля и около одноимённого города. Состоит из четырёх энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000 электрической мощностью по 1000 МВт, которые были введены в эксплуатацию в 1984, 1986, 2004 и 2011 годах. В 2018 году построен крупнейший в Европе дата-центр «Менделеев» (ЦОД), который напрямую подключен к Калининской АЭС.

В 2018 году выработка электроэнергии составила 35,187 млрд кВт·ч, КИУМ — 100,4 % [77] .

Кольская АЭС [ ]

Основная статья: Кольская АЭС

Расположена рядом с городом Полярные Зори Мурманской области, на берегу озера Имандра. Состоит из четырёх блоков ВВЭР-440, введённых в эксплуатацию в 1973, 1974, 1981 и 1984 годах.

Мощность станции — 1760 МВт.

В 2018 году выработка электроэнергии составила 10,234 млрд кВт·ч, КИУМ — 66,4 % [77] .

Курская АЭС [ ]

Основная статья: Курская АЭС

Расположена рядом с городом Курчатов Курской области, на берегу реки Сейм. Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1976, 1979, 1983 и 1985 годах. Мощность станции 4000 МВт.

В 2018 году выработка электроэнергии составила 24,773 млрд кВт·ч, КИУМ — 70,7 % [77] .

В 2018 году началась заливка бетона для строительства Курской АЭС-2 поколения «3+» с новыми реакторами ВВЭР-ТОИ.

Ленинградская АЭС [ ]

Ленинградская АЭС расположена рядом с городом Сосновый Бор Ленинградской области, на побережье Финского залива. Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1973, 1975, 1979 и 1981 годах.

В 2018 году первый блок планово выведен из эксплуатации. Для замещения выбывающих мощностей с 2008 года строится Ленинградская АЭС-2.

В 2018 году выработка электроэнергии составила 28,815 млрд кВт·ч, КИУМ — 72,4 % [77] .

Нововоронежская АЭС [ ]

Расположена в Воронежской области рядом с городом Нововоронеж, на левом берегу реки Дон. Состоит из семи энергоблоков (пуски в 1964, 1969, 1971, 1972, 1980, 2016 и 2019 годах). Из них первые три уже выведены из эксплуатации (в 1984, 1990 и 2016 годах соответственно). Оставшиеся блоки это ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 общей мощностью 3778,3 МВт.

В 2018 году выработка электроэнергии составила 15,971 млрд кВт·ч, КИУМ — 70,2 % [77] .

Ростовская АЭС [ ]

Расположена в Ростовской области около города Волгодонск. Состоит из 4 энергоблоков ВВЭР-1000 общей мощностью 4070 МВт. Пуски в 2001, 2010, 2014 и 2018 годах. Единственная в России АЭС, на которой за семь лет запущены в эксплуатацию три энергоблока на одной площадке.

В 2001—2010 годах станция носила название «Волгодонская АЭС», с пуском второго энергоблока станция была переименована в Ростовскую АЭС [78] .

В 2018 году выработка электроэнергии составила 29,369 млрд кВт·ч, КИУМ — 89,7 % [77] .

Смоленская АЭС [ ]

Расположена рядом с городом Десногорск Смоленской области. Станция состоит из трёх энергоблоков, с реакторами типа РБМК-1000, которые введены в эксплуатацию в 1982, 1985 и 1990 годах.

В 2018 году выработка электроэнергии составила 19,011 млрд кВт·ч, КИУМ — 72,3 % [77] .

ГНЦ НИИАР [ ]

Строительство АЭС в России [ ]

После распада СССР Российской Федерации досталось несколько незавершённых объектов ядерной энергетики разной степени готовности. Строительство некоторых было прекращено, объекты были разграблены [81] или законсервированы. Другие были достроены:

• 4-й блок Балаковской АЭС пущен в 1993 году
• 3-й блок Калининской АЭС пущен в 2004 году
• 1-й и 2-й блоки Ростовской АЭС пущены в 2001 и 2010 годах.

В 2006 году правительство принимает ФЦП «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007—2010 годы и на перспективу до 2015 года». [33] Программа предусматривала строительство АЭС темпом не менее 2 ГВт в год в 2007—2010 годах, мероприятия по продлению сроков эксплуатации действующих АЭС, развитие и реконструкцию производственных мощностей. В рамках этой программы было заложено 8 энергоблоков, в 2020 году последний из них подключён к сети.

Строится комплекс БРЕСТ-ОД-300 с опытным реактором со свинцовым теплоносителем и демонстрационным комплексом закрытого топливного цикла (то есть таким режимом эксплуатации ядерного топлива который позволяет сжигать не только редкий уран-235 но и гораздо более распространенный уран-238). Текущие планы строительства [ ]

С 2018 по 2030 годы 14 энергоблоков с графитовым замедлителем общей мощностью

10 ГВт достигнут предельного срока эксплуатации в 45 лет и будут остановлены:

• 4 реактора ЭГП-6
• 10 реакторов РБМК-1000

Для сохранения и увеличения мощностей атомной генерации в 2013 году была утверждена первая редакция «Схемы территориального планирования Российской Федерации в области энергетики» [34] . Её актуальная на 2021 год редакция определяет планируемых к строительству семи АЭС:

— 600 МВт — 2510 МВт — 2510 МВт — 1220 МВт — 2397,6 МВт — 5020 МВт — 1255 МВт

Строительство мощностей по этой Схеме начато в виде постройки первых двух блоков Ленинградской АЭС-2, 4 блока Ростовской АЭС, ПАТЭС; закладки первых двух блоков Курской АЭС-2. С 2020 года ведётся подготовка к закладке 3 и 4 блоков Ленинградской АЭС-2 и первых двух блоков Смоленской АЭС-2 [82] . В таблице ниже указаны предполагаемое соответствие Схемы конкретным планам по строительству энергоблоков:

Энергоблоки, строительство которых ещё не началось

АЭС	Энергоблок	Тип реактора	Мощность	Статус
Кольская АЭС-2	1	ВВЭР-600	600 МВт	Подготовка к проектированию
	2	ВВЭР-600	600 МВт
Смоленская АЭС-2	1	ВВЭР-ТОИ	1255 МВт	Подготовка к строительству
	2	ВВЭР-ТОИ	1255 МВт
Нижегородская АЭС	1	ВВЭР-ТОИ	1255 МВт
	2	ВВЭР-ТОИ	1255 МВт
Белоярская АЭС	1	БН-1200М	1220 МВт
Ленинградская АЭС-2	3	ВВЭР-1200	1200 МВт	Строительные работы на площадке
	4	ВВЭР-1200	1200 МВт
Курская АЭС-2	3	ВВЭР-ТОИ	1255 МВт
	4	ВВЭР-ТОИ	1255 МВт
Центральная АЭС	1	ВВЭР-ТОИ	1255 МВт

В апреле 2021 года был одобрен проект энергоснабжения месторождения «Песчанка» на Чукотке с использованием плавучих АЭС. Предполагается постройка 5 плавучих АЭС на основе реакторов РИТМ-200 (4 рабочих и одна резервная) [83] .

В июне 2021 года правительством Якутии одобрено размещение атомной электростанции малой мощности в районе посёлка Усть-Куйга для энергообеспечения золоторудного месторождения Кючус и жителей района [84] . Предполагается размещение на суше одноблочной станции на основе реактора РИТМ-200. План начала строительства 2024, пуск станции 2028 год.

Ранее существовали планы по строительству, но ныне не значатся в государственных документах (согласно распоряжению Правительства РФ от 9 июня 2017 года № 1209-р «Об утверждении Генеральной схемы размещения объектов электроэнергетики до 2035 года» [85] ):

• Южно-Уральской АЭС (Челябинская область)
• Балтийская АЭС [ ]

Балтийская АЭС строилась вблизи города Неман, в Калининградской области. Планировалось, что станция будет состоять из двух энергоблоков ВВЭР-1200. Строительство первого блока планировалось завершить в 2017 году, второго блока — в 2018 году.

23 мая 2013 года было принято решение о заморозке строительства [86] .

В апреле 2014 года строительство станции было приостановлено [87] [88] .

Официально строительство станции было приостановлено приказом АО «Концерн Росэнергоатом» от 26.09.2018 № 9/1306-П «О приостановлении строительства Балтийской АЭС». По состоянию на 2018 год, готовность станции оценивалась в 12 %, в том числе энергоблока № 1 — 18 %, энергоблока № 2 — 2 %. В 2020 году был заключён договор на разработку проекта консервации построенных сооружений. Все работы по консервации планируется завершить в 2024 году, стоимость работ оценивается в 3 млрд рублей [89] .

Ленинградская АЭС-2 [ ]

Является замещающей для Ленинградской АЭС. Первый энергоблок ЛАЭС-2 был сдан в эксплуатацию в октябре 2018 года, за 2 месяца до плановой окончательной остановки первого энергоблока ЛАЭС. Второй энергоблок ЛАЭС должен быть окончательно остановлен в декабре 2020 года. На октябрь 2020 года замещающий его второй энергоблок ЛАЭС-2 находится на этапе опытно-промышленной эксплуатации и уже подключён к единой энергосистеме России [90] . У третьего и четвёртого блоков ЛАЭС действующая лицензия на эксплуатацию истекает в 2025 году. В 2020 году началась подготовка к строительству замещающих их мощностей [82] .

Курская АЭС-2 [ ]

В апреле 2018 года стартовало строительство первого энергоблока, в апреле 2019 года — второго.

Безопасность [ ]

Объекты использования атомной энергии (в том числе ядерные установки, пункты хранения ядерных материалов и радиоактивных веществ, пункты хранения радиоактивных отходов) в соответствии со статьёй 48.1 ГрК РФ относятся к особо опасным объектам [91] .

По данным Концерна «Росэнергоатом», которые предоставлены в отчёте за 2018 год, за последние 20 лет на российских АЭС ни разу не зафиксировали нарушения безопасности, которые по Международной шкале ИНЕС квалифицировались бы выше 1-го уровня (Аномалия) [77] .

Надзор за безопасностью российских АЭС осуществляет Ростехнадзор. Также это проверяют международные организации, например ВАО АЭС (Всемирная ассоциация организаций эксплуатирующих атомные электростанции) и другие.

Охрана труда регламентируется следующими документами:

1. Правила охраны труда при эксплуатации тепломеханического оборудования и тепловых сетей атомных станций ОАО «Концерн Энергоатом». СТО 1.1.1.02.001.0673-2006

Ядерная безопасность регламентируется следующими документами:

Росатом реализует федеральный проект «Создание инфраструктуры, обеспечивающей безопасное обращение с отходами I—II классов опасности» (в рамках национального проекта «Экология») [92] . Реализация проекта предполагается в 2019—2024 гг. Он подразумевает переоборудование и модернизацию существующих объектов по уничтожения химоружия (в 2017 года Россия прекратила эту деятельность [93] ), в комплексы по утилизации чрезвычайно и высокоопасных отходов. Финансирование бюджета будет выделено на комплексы «Марадыковский» (Мирный), «Камбарка», «Щучье» и «Горный». Предполагается строительство ещё трёх объектов в регионах, пока площадки не определены.

Международные проекты России в атомной энергетике [ ]

Атомная промышленность России насчитывает более чем 250 предприятий и организаций (крупнейшее — Атоммаш в г. Волгодонск), в которых занято свыше 190 тыс. человек. Россия активно экспортирует услуги по строительству и обслуживанию ядерных энергоблоков, поставкам топлива и расщепляющихся материалов и имеет крупные комплексные контракты в области атомной энергетики с Бангладеш, Белоруссией, Индией, Ираном, Китаем, Турцией, Финляндией, ЮАР и с рядом стран Восточной Европы. Вероятны комплексные контракты в проектировании, строительстве атомных энергоблоков, а также в поставках топлива с Аргентиной, Нигерией. Ведутся переговоры (на 2010) о совместных проектах по разработке урановых месторождений с Монголией.

На конец 2021 года Россия ввела в строй 8 энергоблоков: в Иране ( БелАЭС); ёще 14 энергоблоков строится в Белоруссии, Иране, Индии, Бангладеш (на [94] ; в 2016 году был отменён проект строительства станции Ниньтхуан во Вьетнаме [95] , в 2018 году отменён проект строительства АЭС в Иордании [96] .

В настоящее время Росатому принадлежит 40 % мирового рынка услуг по обогащению урана и 17 % рынка по поставке ядерного топлива для АЭС [35] [36] .

Осенью 2022, по подсчётам издания Finanсial Times, из 52 реакторов, строящихся на этот момент за пределами России, 21 базируется на российских технологиях. Среди стран, использующих российские атомные технологии были названы Китай, Индия и Турция, Бангладеш и Египет. Председатель Британской ассоциации атомной промышленности Тим Стоун заявил, что причиной широкого применения российских атомных технологий было их активное продвижение российским правительством и государственная поддержка данных программ [97] .