БСЭ БСЭ - Большая Советская Энциклопедия (СС)

Период с 1954 до конца 60-х гг. характеризовался разработкой, сооружением и эксплуатацией единичных опытно-промышленных АЭС относительно небольшой мощности. В результате опытной проверки было отобрано несколько типов ядерных реакторов на тепловых нейтронах и АЭС, наиболее соответствующих в техническом и экономическом отношении задачам крупномасштабного ядерного энергетического производства. Так, уран-графитовый реактор канального типа (замедлитель — графит, теплоноситель — вода, протекающая под давлением через каналы в активной зоне), примененный на Обнинской АЭС, стал принципиальной конструктивной основой 1-го (1964) и 2-го (1967) энергоблоков Белоярской АЭС им. И. В. Курчатова мощностью соответственно 100 и 200 Мвт. Другим типом ядерного реактора, получившим наибольшее развитие в тот же период, был водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) корпусного типа (замедлитель нейтронов — вода, одновременно отводящая тепло от тепловыделяющих элементов, размещенных в стальном корпусе). Опытно-промышленные реакторы такого типа были установлены на 1-м и 2-м энергоблоках Нововоронежской АЭС им. 50-летия СССР (пущены в 1964 и 1969, их мощность соответственно 210 и 365 Мвт ) .

Успешная эксплуатация опытно-промышленных энергоблоков первых АЭС и накопленный на этой базе значит. опыт в области ядерной энергетики позволили с начала 70-х гг. приступить к этапу создания и освоения промышленных энергоблоков, данные которых по выработке электроэнергии и использованию установленной мощности сопоставимы по конкурентоспособности с данными электростанций, работающих на твёрдом органическом топливе. В период 1971—75 были введены в действие реакторы типа ВВЭР мощностью 440 Мвт (ВВЭР-440) на 3-м и 4-м энергоблоках Нововоронежской АЭС. Началось серийное строительство АЭС с 2 реакторами по 440 Мвт. Следующий шаг в развитии реакторов этого типа — строительство АЭС с 2 реакторами мощностью 1000 Мвт (ВВЭР-1000). Заканчивается (1977) строительство одного из таких реакторов на Нововоронежской АЭС (после ввода его в действие мощность АЭС достигнет 2,5 Гвт ) . 2 энергоблока по 1000 Мвт предполагается пустить (1-я очередь) на Калининской АЭС. Работы по усовершенствованию и развитию уран-графитовых реакторов канального типа привели к созданию одноконтурного кипящего реактора РБМК мощностью 1000 Мвт (РБМК-1000). Такие реакторы установлены на 1-м (1973) и 2-м (1975) энергоблоках Ленинградской АЭС им. В. И. Ленина и на Курской АЭС. Строится (1977) Игналинская АЭС (Литовская ССР) с реакторами РБМК-1500; ведётся проектирование энергоблока с реактором такого типа мощностью 2,4 Гвт. В 1976—80 предполагается осуществлять дальнейшее наращивание ядерных энергетических мощностей страны путём строительства АЭС с реакторами ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000 и РБМК-1500.

В соответствии с решениями 25-го съезда КПСС в 1976—80 предполагается продолжить строительство АЭС с реакторами мощностью 1—1,5 Гвт, обеспечить ввод в действие на АЭС мощности в размере 13—15 Гвт (примерно пятая часть от всей электрической мощности, вводимой за пятилетие) при опережающем развитии ядерной энергетики в Европейской части СССР. Для выполнения этих задач предусматривается организовать серийное производство для АЭС реакторов на тепловых нейтронах и турбоагрегатов к ним единичной мощностью не менее 1 Гвт, а также осуществить разработку комплектного оборудования для энергоблоков на тепловых нейтронах мощностью до 1,5 Гвт .

Одним из важнейших направлений развития ядерной энергетики является реализация возможности наиболее рационального использования природных запасов урана и тория. В современных реакторах на тепловых нейтронах энергия ядерного топлива используется лишь на несколько процентов. Отработанное топливо можно использовать повторно (и многократно), очистив его от продуктов деления и шлаков; при этом расход естественного урана сокращается в 2—3 раза. Однако практически такая задача может быть осуществлена лишь тогда, когда отработанного топлива накопится достаточное количество. Реакторы на быстрых нейтронах позволяют существенно (в десятки раз) повысить эффективность использования ядерного сырья. В реакторах этого типа наряду с расходованием ядерного топлива осуществляется его расширенное воспроизводство за счёт вовлечения в энергетический цикл 238U. После создания экспериментальных и опытных образцов реакторов в 1973 в г. Шевченко (Казахская ССР) была пущена опытно-промышленная АЭС с реактором на быстрых нейтронах мощностью 350 Мвт (БН-350). Для 3-го энергоблока Белоярской АЭС ведётся строительство реактора на быстрых нейтронах мощностью 600 Мвт (БН-600). В 1976—1980 строительство и освоение реакторов такого типа предполагается вести ускоренными темпами.

Наряду с исследованиями в области применения ядерных реакторов для производства электрической энергии важное значение в СССР отводится проблеме использования ядерной энергии для обеспечения тепловой энергией бытовых и промышленных предприятий, опреснения воды, проведения высокотемпературных технологических процессов (например, в металлургии), получения химических продуктов и для других народно-хозяйственных целей. Успешно действует двух целевая АЭС в г. Шевченко, представляющая собой первую в мире ядерную энергетическую установку с реактором на быстрых нейтронах в комбинации с крупной опреснительной установкой (120 000 м 3 дистиллята в сутки). Построена 1-я атомная теплоэлектроцентраль (АТЭЦ) — Билибинская (48 Мвт ) , снабжающая потребителей не только электрической энергией, но и тепловой. Опыт эксплуатации этой станции позволит приступить к подготовительным работам по широкому использованию ядерной энергии для целей теплофикации, а также решить важнейшую задачу т. н. малой энергетики — обеспечить энергией труднодоступные и удалённые районы страны. Для районов, находящихся вдали от действующих энергосистем, разрабатываются также малогабаритные блочные ядерно-энергетические установки. В 1961 сдана в эксплуатацию крупноблочная транспортабельная атомная электростанция ТЭС-3 с водо-водяным реактором мощностью 1,5 Мвт, используемая в качестве исследовательской базы для создания установок подобного типа. Построена экспериментальная блочная ядерная энергетическая установка с органическим теплоносителем и замедлителем АРБУС (750 квт ) , создана атомная электростанция АБВ-1,5 с ядерным реактором водо-водяного типа мощностью 1,5 Мвт.

Наряду с разработкой паротурбинных энергоблоков ведутся работы по созданию реакторных установок с непосредственным преобразованием тепловой энергии в электрическую. В 1964 была пущена установка «Ромашка», состоящая из высокотемпературного реактора на быстрых нейтронах и термоэлектрического преобразователя, успешно проработавшая более года вместо запланированных