Ядерная энергетика

отрасль энергетики (См. Энергетика), использующая ядерную энергию (См. Ядерная энергия) (атомную энергию) в целях электрификации и теплофикации; область науки и техники, разрабатывающая и использующая на практике методы и средства преобразования ядерной энергии в тепловую и электрическую. Основу Я. э. составляют атомные электростанции (См. Атомная электростанция) (АЭС). Источником энергии на АЭС служит Ядерный реактор, в котором протекает управляемая цепная реакция деления ядер тяжёлых элементов, преимущественно ²³⁵U и ²³⁹Pu. При делении ядер урана и плутония выделяется тепловая энергия, которая преобразуется затем в электрическую так же, как на обычных тепловых электростанциях (См. Тепловая электростанция). При истощении запасов органического топлива (угля, нефти, газа, торфа) использование ядерного топлива (См. Ядерное топливо) — пока единственно реальный путь надёжного обеспечения человечества необходимой ему энергией. Рост потребления и производства электроэнергии приводит к тому, что в некоторых странах мира уже ощущается нехватка органического топлива и всё большее число развитых стран начинает зависеть от импорта энергоресурсов. Истощение или недостаток топливных энергоресурсов, удорожание их добычи и транспортирования стали одними из причин так называемого «энергетического кризиса» 70-х гг. 20 в. Поэтому в ряде стран ведутся интенсивные работы по освоению новых высокоэффективных методов получения электроэнергии за счёт использования других источников, и в первую очередь ядерной энергии.

Ни одна отрасль техники не развивалась так быстро, как Я. э.: в 1954 в СССР вступила в строй первая в мире АЭС (г. Обнинск), а в 1978 в СССР, США, Великобритании, Франции, Канаде, Италии, ФРГ, Японии, Швеции, ГДР, ЧССР, НРБ, Швейцарии, Испании, Индии, Пакистане, Аргентине и других странах уже дали ток свыше 200 АЭС, установленная мощность которых превысила 100 Гвт. Доля Я. э. в общем производстве электроэнергии непрерывно растет, и, по некоторым прогнозам, к 2000 году не менее 40% всей электроэнергии будет вырабатываться на АЭС. В программе энергетического строительства СССР также предусматривается опережающее развитие Я. э., особенно на Европейской части территории СССР.

Все АЭС основаны на ядерных реакторах двух типов: на тепловых и быстрых нейтронах. Реакторы на тепловых нейтронах, как более простые, получили во всём мире, в том числе и в СССР, наибольшее распространение. К моменту создания первой АЭС в СССР уже были разработаны физические основы цепной реакции деления ядер урана в реакторах на тепловых нейтронах; был выбран тип реактора — канальный, гетерогенный, уран-графитовый (Теплоноситель — обычная вода). Такой реактор надёжен в эксплуатации и обеспечивает высокую степень безопасности, в частности за счёт дробления контура циркуляции теплоносителя. Перегрузку топлива можно производить «на ходу», во время работы реактора. Тепловая мощность реактора первой АЭС составила 30 Мвт, номинальная электрическая мощность АЭС — 5 Мвт. Пуском Обнинской АЭС была доказана возможность использования нового источника энергии. Опыт, накопленный при сооружении и эксплуатации этой АЭС, использован при строительстве других АЭС в СССР.

В 1964 была включена в Свердловскую энергосистему Белоярская атомная электростанция им. И. В. Курчатова с реактором на тепловых нейтронах электрической мощностью 100 Мвт, реактор которой существенно отличался от своего предшественника более высокими тепловыми характеристиками за счёт перегрева пара, осуществляемого в активной зоне (См. Активная зона) реактора (т. н. ядерный перегрев). Второй блок Белоярской АЭС усовершенствованной конструкции и более мощный (200 Мвт) был введён в эксплуатацию в 1967. Реактор имеет одноконтурную систему охлаждения. Основной недостаток ядерного перегрева — повышение температуры в активной зоне реактора, что приводит к необходимости применять температуростойкие материалы (например, нержавеющую сталь) для оболочек тепловыделяющих элементов (См. Тепловыделяющий элемент) (ТВЭЛ), а это в большинстве случаев ведёт к снижению общей эффективности использования ядерного топлива.

Установленные на первых АЭС уран-графитовые реакторы канального типа не имеют тяжёлого, громоздкого стального корпуса. строительство АЭС с такими реакторами представляется весьма заманчивым, поскольку оно освобождает заводы тяжёлого машиностроения от изготовления стальных изделий больших габаритов (корпус водо-водяного реактора имеет форму цилиндра диаметром 3—5 м, высотой 11—13 м при толщине стенок 100—250 мм) с массой 200—500 т. Опыт эксплуатации первых уран-графитовых реакторов, работавших по одноконтурной схеме с кипящей водой в качестве теплоносителя, способствовал созданию одноконтурного уран-графитового кипящего реактора (См. Кипящий реактор) большой мощности — РБМК. Первый такой реактор электрической мощностью 1000 Мвт (РБМК-1000) был установлен в сентябре 1973 на Ленинградской АЭС им. В. И. Ленина (ЛАЭС), а в декабре 1973 первый блок ЛАЭС дал промышленный ток в электрическую сеть Ленэнерго. Второй блок также мощностью 1000 Мвт сдан в эксплуатацию в конце 1975. За 1977 ЛАЭС выработала 12,5 млрд. квт․ч электроэнергии. Строительство ЛАЭС продолжается, она будет состоять из 4 блоков общей мощностью 4000 Мвт. Тепловая мощность каждого из 4 блоков ЛАЭС 3200 Мвт, 70 Гкал/ч (335 Гдж/ч) тепла будет отбираться для нужд теплофикации. ЛАЭС является головной из строящихся АЭС в Европейской части СССР.

В 1976 вступил в строй первый блок Курской АЭС с реактором РБМК электрической мощностью 1000 Мвт. В 1977 вошла в строй Чернобыльская АЭС; заканчивается сооружение Смоленской АЭС и других также с несколькими реакторами РБМК-1000. В 1975 в Литовской ССР развернулось строительство Игналинской АЭС с 4 уран-графитовыми реакторами канального типа электрической мощностью 1500 Мвт каждый. Увеличение единичной мощности реактора РБМК на Игналинской АЭС до 1500 Мвт достигнуто фактически в габаритах реактора РБМК-1000 за счёт усовершенствования, главным образом конструкции ТВЭЛов. Форсирование мощности РБМК-1000 уменьшает удельные капиталовложения на сооружение АЭС, повышает её среднюю удельную мощность. Ведутся (1978) проработки и эксперименты по созданию реакторов типа РБМК электрической мощностью 2000 и 2400 Мвт.

В СССР с 1974 успешно эксплуатируется АТЭЦ — атомная теплоэлектроцентраль, построенная в районе г. Билибино (Магаданская область). Электрическая мощность Билибинской АТЭЦ 48 Мвт, выработка тепла для отопления и централизованного горячего водоснабжения достигает 100 Гкал/ч.

Из реакторов на тепловых нейтронах в СССР наибольшее распространение получили корпусные водо-водяные реакторы (См. Водо-водяной реактор) — ВВЭР. В 1964 вступила в строй Нововоронежская атомная электростанция с ВВЭР электрической мощностью 210 Мвт, в котором замедлителем нейтронов и теплоносителем служит обычная вода. Тепловая мощность реактора 760 Мвт. По удельной энергонапряжённости и экономичности использования топлива реактор этого типа один из лучших. В декабре 1969 был сдан в эксплуатацию второй блок с ВВЭР электрической мощностью 365 Мвт. В 1971—72 были введены третий и четвёртый блоки электрической мощностью 440 Мвт каждый с реакторами ВВЭР-440. За 1977 Нововоронежская АЭС выработала свыше 10 млрд. квт․ч электроэнергии. В 1978 заканчивается сооружение пятого блока электрической мощностью 1000 Мвт, после чего мощность Нововоронежской АЭС достигнет 2500 Мвт. Именно этот пятый блок с ВВЭР-1000 стал прототипом строящихся АЭС с ВВЭР большой мощности.

Последовательное укрупнение единичной мощности энергетического оборудования на Нововоронежской АЭС (210, 365, 440, 1000 Мвт) характерно не только для ВВЭР. Развитие мировой энергетики, в том числе и Я. э., всегда сопровождалось ростом единичных мощностей энергетических установок. Укрупнение оборудования несколько снижает стоимость сооружения АЭС, однако каждая последующая ступень укрупнения приносит всё меньшую экономию. На Кольском полуострове в 1973—74 были сданы в эксплуатацию 2 блока АЭС с ВВЭР-440. Пуск Кольской АЭС имеет большое значение, т. к. на Кольском полуострове Гидроэнергетика не имеет больших перспектив, а привозить топливо экономически невыгодно.

В декабре 1976 в Армянской ССР был введён в строй первый блок АЭС с реактором ВВЭР-440. Эта первая в Армении и Закавказье АЭС расположена в горной местности (высота над уровнем моря 1100 м) в сейсмическом районе. Такое местоположение Армянской АЭС связано с необходимостью решения задачи по обеспечению надёжной и безопасной работы АЭС в трудных сейсмических условиях. По расчётам АЭС способна выдержать подземные толчки в 8—9 баллов (осенью 1976 во время землетрясения в Турции АЭС уже выдержала толчки в 4—5 баллов).

При технической помощи СССР в ряде социалистических стран строятся АЭС с ВВЭР. Так, в ГДР в 1966 построена АЭС в г. Рейнсберг с ВВЭР электрической мощностью 70 Мвт; на побережье Балтийского моря на АЭС им. Бруно Лёйшнера сданы в эксплуатацию (в 1973—77) 3 блока с ВВЭР-440. Строительство ещё 3 блоков успешно продолжается. В НРБ на АЭС «Козлодуй» с 1976 действуют 2 блока с ВВЭР-440, сооружение ещё 2 блоков такой же мощности завершается. В ЧССР с 1972 работает АЭС «А-1» с реактором на тяжёлой воде (замедлитель нейтронов) и углекислом газе (в качестве теплоносителя). Электрическая мощность АЭС «А-1» 140 Мвт. Реактор разработан совместно советскими и чехословакцкими специалистами. В ЧССР сооружается также крупная промышленная АЭС с ВВЭР-440; первый блок будет введён в строй в 1978, а второй — в 1979. Ведётся строительство АЭС с ВВЭР-440 в СРР, ВНР, ПНР. При технической помощи СССР закончено (1976) сооружение АЭС с ВВЭР-440 в Финляндии. Опыт, накопленный при сооружении и эксплуатации реакторов типа ВВЭР в Советском Союзе и за рубежом, привёл к созданию ВВЭР-1000, который имеет 4 петли, в каждую из них входят: парогенератор, главный циркуляционный насос, 2 запорные задвижки и др. оборудование. Тепловая мощность каждой петли 750 Мвт.

Кроме реакторов с водой под давлением, в Советском Союзе сооружен кипящий водо-водяной реактор с одноконтурной схемой выработки пара непосредственно в реакторе. Опытная АЭС с реактором ВК-50 (на 50 Мвт) была построена в Димитровграде (Ульяновская область) и пущена в 1965. Одноконтурная схема значительно упрощает теплотехническое оборудование, делает проще связь ядерного реактора с турбоагрегатом. Опыт эксплуатации АЭС с реактором ВК-50 свидетельствует о надёжной работе станции и высокой степени безопасности обслуживающего персонала.

В мире создано много различных типов реакторов на тепловых нейтронах с разными замедлителями и теплоносителями. В их числе водо-водяные реакторы под давлением, водо-водяные кипящие реакторы, уран-графитовые с водяным теплоносителем, уран-графитовые с ядерным перегревом пара, реакторы органо-органические (с органическим замедлителем и органическим теплоносителем), газо-графитовые (теплоноситель — углекислый газ), реакторы с тяжёлой водой (теплоноситель — обычная вода), тяжеловодные реакторы (с тяжёлой водой в качестве замедлителя и теплоносителя), реакторы с гелиевым теплоносителем и др.

Установлено, что АЭС с реакторами на тепловых нейтронах могут успешно конкурировать с обычными ТЭС, однако масштабы развития АЭС сдерживаются низкой эффективностью использования природного урана реакторами на тепловых нейтронах. Более перспективны реакторы на быстрых нейтронах, так называемые быстрые реакторы (См. Быстрый реактор), которые могут наилучшим образом использовать деление ядер тяжёлых элементов и одновременно создавать новое искусственное ядерное топливо ²³⁹Pu. При попадании быстрых нейтронов в ядро ²³⁸U происходит несколько реакций превращения и создания отдельных трансурановых элементов, в результате которых образуется ²³⁹Pu. При делении ядер ²³⁹Pu высвобождается нейтронов больше, чем при делении ядер ²³⁵U. Если рассматривать Я. э. с позиции рационального использования ядерного топлива, то основная задача Я. э. сводится к выбору методов оптимального использования нейтронов и сокращения бесполезных потерь нейтронов, образующихся при делении ядер урана и плутония. Коэффициент воспроизводства в быстрых реакторах может достигать значений 1,4 и даже 1,7; т. е., «сжигая» 1 кг плутония, быстрый реактор не только возвращает его, но за счёт вовлечения в топливный цикл неделящихся изотопов ²³⁸U даёт дополнительно 0,4—0,7 кг плутония, который может служить новым ядерным топливом.

В 1968 в г. Димитровграде было закончено сооружение крупной исследовательской АЭС мощностью 12 Мвт с быстрым реактором БОР-60, который обеспечил проведение исследований по улучшению показателей и конструкций отдельных элементов быстрого реактора с натриевым охлаждением и подтвердил правильность пути, выбранного сов. учёными при создании энергетических реакторов на быстрых нейтронах. В конце 1972 на полуострове Мангышлак сооружена крупная опытная АЭС с быстрым реактором БН-350 с натриевым охлаждением. АЭС БН-350 двухцелевого назначения: производство электрической энергии (установленная мощность 150 Мвт) и выдача пара на опреснительные установки для получения из морской воды 120 тыс. т пресной воды в сутки. Шевченковская АЭС — крупнейшая в мире (на 1978) опытно-промышленная энергетическая установка с реакторами на быстрых нейтронах, позволяет учёным решить ряд проблем Я. э. На Белоярской АЭС в качестве третьего блока строится новая промышленная АЭС с реактором на быстрых нейтронах электрической мощностью 600 Мвт (БН-600). Сооружение и пуск АЭС с реактором БН-600 — следующий этап в развитии советской Я. э. В БН-600 была применена более экономичная и конструктивно новая (по сравнению с БН-350) так называемая интегральная компоновка первого контура, при которой активная зона, насосы, промежуточные теплообменники размещены в одном баке — корпусе. Сравнение результатов работы БН-350 и БН-600 покажет, какое из конструктивных и технологических решений лучше.

Одна из главных целей работ с реакторами на быстрых нейтронах — достижение высоких темпов расширенного воспроизводства ядерного топлива, что невозможно на реакторах других типов. Научные изыскания и эксперименты по реакторам на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем продолжаются в расчёте на большие мощности — до 800—1600 Мвт. В США, Великобритании, Франции и других странах в качестве теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах также используется натрий. Но натрий не единственный возможный тип теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах. В качестве теплоносителя может применяться и газ, в частности гелий; например, в институте ядерной энергетики АН БССР работают над использованием N₂O₄ в качестве газового теплоносителя.

На ранних этапах развития Я. э. в ряде стран мира учёные работали над многими типами реакторов с целью выбрать в дальнейшем наилучший из них в техническом и экономическом отношениях. В 70-х гг. почти все страны ориентируют свои национальные программы развития Я. э. на ограниченное число типов ядерных реакторов. Например, в США основными являются водо-водяные реакторы под давлением и кипящие реакторы; в Канаде — тяжеловодный реактор на природном уране; в СССР — водо-водяные реакторы под давлением и уран-графитовые реакторы канального типа.

В связи со значительным увеличением цен на уголь и особенно на нефть и всё возрастающими трудностями их добычи быстрейшее развитие Я. э. становится экономически полностью оправданным: по современным оценкам стоимость производства электроэнергии на АЭС в 1,5—2 раза ниже, чем на обычных ТЭС. По прогнозам зарубежных специалистов к 1980 в мире будет находиться в эксплуатации порядка 250 реакторов общей мощностью 200 Гвт. И хотя экономические кризисы и инфляция в капиталистических странах и другие привходящие обстоятельства могут изменить такой прогноз в сторону уменьшения мощности АЭС, общая тенденция к росту Я. э. очевидна. Использование ядерной энергии для выработки электроэнергии, тепла, для опреснения воды, производства восстановителей для металлургической промышленности, получения новых видов химической продукции — всё это задачи огромного масштаба, которые придают Я. э. не только новые качества, но и показывают её ещё далеко не использованные возможности. К преимуществам Я. э. относят также и то, что АЭС не загрязняют атмосферу окислами серы, азота, губительно влияющими на окружающую среду. Проблеме обеспечения радиационной безопасности населения и защиты окружающей среды от радиоактивного загрязнения в СССР и в др. индустриально развитых странах уделяется большое внимание.

Кроме крупных промышленных АЭС, в СССР разрабатываются и сооружаются АЭС малой и очень малой мощности для специальных целей. В 1961 была сдана в эксплуатацию передвижная ядерная энергетическая установка ТЭС-3 с реактором водо-водяного типа электрической мощностью 1500 квт. Всё оборудование ТЭС-3 размещается на 4 самоходных гусеничных платформах с кузовами вагонного типа.

В 1964 была пущена энергетическая установка «Ромашка» с ядерным реактором на быстрых нейтронах и полупроводниковым термоэлектрическим преобразователем мощностью 500 вт. Эта установка проработала на стенде более 15 000 ч вместо ожидаемых 1000 ч. «Ромашка» — прототип ядерной установки с непосредственным преобразованием ядерной энергии в электрическую энергию.

В 1970—71 были созданы и прошли испытания 2 термоэмиссионных реактора-преобразователя — «Топаз-1» и «Топаз-2» электрической мощностью 5 и 10 квт соответственно. Принцип прямого преобразования тепловой энергии в электрическую заключается в нагреве в вакууме катода до высокой температуры при поддержании анода относительно холодным, при этом с поверхности катода «испаряются» (эмиттируют) электроны, которые, пролетев межэлектродный зазор, «конденсируются» на аноде, и при замкнутой наружной цепи по ней идёт электрический ток. Основное преимущество такой установки по сравнению с электромашинными генераторами — отсутствие движущихся частей. Энергетические установки, основанные на использовании ядерной энергии, находят также применение как транспортные силовые установки (см. Ядерная силовая установка). Особенно широко они используются на подводных лодках, а также на транспортных судах невоенного назначения, в том числе на атомных ледоколах.

В процессе эксплуатации АЭС образуется относительно большое количество жидких и твёрдых радиоактивных отходов (См. Радиоактивные отходы). Жидкими отходами на АЭС могут быть теплоноситель первого контура в случае необходимости его замены, протечки теплоносителя при нарушении герметичности оборудования, вода бассейнов выдержки отработавших ТВЭЛов, дезактивационные растворы, растворы от регенерации ионообменных фильтров, воды спец. прачечных, воды пунктов дезактивации оборудования и специального транспорта и др. Практика показывает, что за год работы на АЭС образуется от 0,5 до 1,5 м³ среднеактивных жидких отходов в расчёте на 1 Мвт электрической мощности реакторов. В жидких отходах со средним уровнем радиоактивности сосредоточено около 99% общего количества радионуклидов, попадающих в отходы. В СССР принята схема переработки всех жидких радиоактивных отходов непосредственно на АЭС с использованием методов выпарки и ионного обмена. Концентраты отходов (кубовые остатки после выпарки), ионообменные смолы, пульпы, первичный теплоноситель при его замене собирают и по герметичным трубопроводам направляют в специальные ёмкости-хранилища для среднеактивных отходов. Твёрдыми радиоактивными отходами на АЭС являются в основном отдельные детали или узлы реакторного оборудования, инструменты, предметы спецодежды и средств индивидуальной защиты персонала, ветошь, фильтры из систем газоочистки. На АЭС, кроме жидких и твёрдых радиоактивных отходов, возможны выбросы, содержащие летучие соединения радиоактивных изотопов, а также образование радиоактивных аэрозолей. Некоторое количество радиоактивных газов и аэрозолей после тщательной спец. очистки отводят в атмосферу, а жидкие и твёрдые отходы, загрязнённые радиоактивными веществами, складируются в специальные хранилища-могильники.

Однако главная проблема в развитии Я. э. — разработка экономичных, надёжных способов захоронения больших количеств высокоактивных отходов. В этом направлении во многих странах мира ведутся научно-исследовательские и опытно-промышленные работы, в частности по разработке эффективных методов остекловывания радиоактивных отходов. В 70-х гг. в Я. э. переработка выгоревших ТВЭЛов ещё не получила большого развития, но с расширением строительства АЭС и особенно быстрых реакторов, когда понадобится большое количество вторичного ядерного топлива, массовое захоронение высокоактивных отходов может приобрести первостепенное значение.

Международное агентство по атомной энергии при ООН (МАГАТЭ) выдало рекомендацию на сброс радиоактивных отходов низкой и средней активности в северо-восточной части Атлантического океана. В 1976 в океан было сброшено контейнерами почти 40000 т отходов, содержащих около 240000 кюри (β — γ-активности. Однако такой метод захоронения радиоактивных отходов в глубинах морей и океанов вызывает возражения среди учёных ряда стран.

Одна из важнейших проблем Я. э. — проблема выработки энергии с помощью управляемого термоядерного синтеза. При создании термоядерного энергетического реактора можно надеяться на решение всех проблем Я. э. без необходимости собирать высокоактивные отходы и искать пути и способы надёжного их захоронения. К 1977 уже на нескольких термоядерных установках получены нейтроны термоядерного происхождения. Наиболее совершенной установкой в настоящее время является система Токамак, разработанная в 50-х гг. в институте атомной энергии им. И. В. Курчатова (Москва). В 1975 там же была пущена крупнейшая в мире термоядерная установка Токамак-10. Система Токамак получила признание в ряде ведущих стран мира. Так, в США в Принстонском университете создана установка «Принстонский большой Токамак» (PLT); во Франции, в ядерном центре Фонтене-о-Роз — установка «Токамак Фонтене Роз» (TFR). Осуществление регулируемого термоядерного синтеза, получение практически неисчерпаемого источника энергии на термоядерных электростанциях — крупнейшая проблема ядерной физики, задача огромного масштаба, которую ныне решают учёные различных специальностей во многих странах мира.

Лит.: Александров А. П., Атомная энергетика и научно-технический прогресс, в сборнике: Атомной энергетике XX лет, М., 1974; Маргулова Т. Х., Атомные электрические станции, 2 изд., М., 1974; Петросьянц А. М., Современные проблемы атомной науки и техники в СССР, 3 изд., М., 1976.

А. М. Петросьянц.

ЯДЕРНАЯ энергетика (атомная энергетика) - отрасль энергетики, использующая ядерную энергию для электрификации и теплофикации; область науки и техники, разрабатывающая методы и средства преобразования ядерной энергии в электрическую и тепловую. Основа ядерной энергетики - атомные электростанции. Первая атомная электростанция (5 МВт), положившая начало использованию ядерной энергии в мирных целях, была пущена в СССР в 1954. К нач. 90-х гг. в 27 странах мира работало св. 430 ядерных энергетических реакторов общей мощностью ок. 340 ГВт. По прогнозам специалистов, доля ядерной энергетики в общей структуре выработки электроэнергии в мире будет непрерывно возрастать при условии реализации основных принципов концепции безопасности атомных электростанций. Главные принципы этой концепции - существенная модернизация современных ядерных реакторов, усиление мер защиты населения и окружающей среды от вредного техногенного воздействия, подготовка высококвалифицированных кадров для атомных электростанций, разработка надежных хранилищ радиоактивных отходов и др.

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

- отрасль энергетики, в к-рой источником получаемой полезной энергии (электрической, тепловой) является ядерная энергия, преобразуемая в полезную на атомных энергетич. установках: атомных электростанциях (АЭС), атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ) и атомных станциях теплоснабжения (ACT) (термин "атомный" используется условно в силу сложившейся практики). В случае реализации управляемого термоядерного синтеза для получения полезной энергии к Я. э. могут быть отнесены также термоядерные электростанции (ТЯЭС).

Ядерная энергия освобождается при осуществлении ядерных цепных реакций деления нек-рых тяжёлых ядер урана, плутония, тория в ядерных реакторах. В этом процессе выделяется большое кол-во тепла - в осн. (более 90%) при торможении осколков деления ядер в материале ядерного горючего. Отвод получаемого тепла тем или иным способом и особенно превращение его в полезную энергию является инженерной задачей, решаемой методами промышл. теплоэнергетики (в частности, для получения электроэнергии используется обычный паротурбинный способ).

С энерготехнол. точки зрения любая АЭС в принципе является аналогом обычной тепловой электростанции, в к-рой вместо топки парового котла для получения рабочего тела (водяного пара) используется ядерный (термоядерный) реактор. Несмотря на сходство принципиальных тер-модинамич. схем атомных и тепловых (основанных на сжигании разл. видов органич. горючего, т. н. о г н е в а я э н е р г е т и к а) энергоустановок, между ними имеются существенные различия. Определяющими среди них являются эколого-экономич. преимущества АЭС (при их нормальной работе) по сравнению с огневыми электростанциями: отсутствие потребности в кислороде, отсутствие загрязнения окружающей среды сернистыми и др. газами. Значительно большая (в миллионы раз) теплотворная способность ядерного горючего резко сокращает его объёмы и расходы на транспортировку и обращение; кроме того, ресурсы ядерного горючего огромны. Эти преимущества стали причиной быстрого развития Я. э. в промышленно развитых странах.

Первая в мире действующая АЭС (5000 кВт) была пущена в 1954 в Обнинске (Калужская обл.). Массовое начало строительства крупных и экономичных АЭС началось во 2-й пол. 60-х гг. Однако ряд аварий существенно повлиял на степень социально-обществ. приемлемости Я. э. в ряде стран мира. После аварии (1986) на Чернобыльской АЭС прирост мощностей Я. э. существенно замедлился, а в нек-рых странах, имеющих достаточные собственные классич. топливно-энергетич. ресурсы или доступ к ним, фактически прекратился (Россия, США, Великобритания, ФРГ).

По состоянию на сер. 1994, АЭС построены, строятся или намечены к строительству во многих (ок. 30) странах мира суммарной мощностью более 300 млн. кВт. Наиб. распространение получили АЭС т. н. к о н д е н с а ц и о нн о г о т и п а, в к-рых практически всё тепло ядерной реакции (более 97%) преобразуется в электроэнергию. Доля выработки электроэнергии действующих АЭС в общем балансе электроэнергии стран составляет от неск. % до 80% (Франция) и 97% (Литва). АЭС экономически более выгодны при отсутствии в стране собственных классических топливно-энергетич. ресурсов или их дефиците.

К нач. 1992 на территории бывшего СССР действовало 15 АЭС с числом энергоблоков 45 и общей электрич. мощностью 36,6 млн. кВт. Доля выработки на них электроэнергии составляла ок. 12%. В России суммарная мощность оставшихся на её территории АЭС составляет ок. 20 млн. кВт (ок. 11 % общей выработки электроэнергии). Остальные АЭС находятся на Украине (большая часть), в Литве, Армении, Казахстане.

Для создания и эксплуатации атомных энергетич. установок необходимы рудодобывающие и рудоперерабаты-вающие предприятия; для извлечения урана, разделения его изотопов (обогатительное произ-во) - предприятия, производящие ядерное горючее в конечных изделиях (тепловыделяющие элементы-ТВЭЛы, тепловыделяющие сборки-ТВС).

Система производств, связанных с переделами топлива до АЭС и обращением с топливом после АЭС, наз. т о пл и в н ы м ц и к л о м. Он может быть разомкнутым, если выгружаемое из ядерного реактора отработанное топливо не отправляется на регенерацию, а хранится в долговрем. хранилищах. Однако экономически более разумным является замкнутый топливный цикл, в к-ром предусматривается круговорот ядерного горючего. Такой цикл-необходимое и обязательное условие будущего крупномасштабного развития Я. э., ориентированного на всё возрастающую долю реакторов на быстрых нейтронах (т. н. б ы с т р ы е р е а к т о р ы). АЭС с такими реакторами одновременно с выработкой электроэнергии способны нарабатывать вторичное ядерное горючее (напр., плутоний) в кол-ве, несколько большем, чем в них сгорает урана (т. н. расширенное воспроиз-во). Это делает природные и уже накопленные запасы ядерного горючего практически бесконечным источником энергии.

К сер. 90-х гг. в большинстве стран, развивающих Я. э., затраты на выработку электроэнергии на АЭС заметно ниже, чем на станциях, использующих уголь. Однако в США и Канаде есть районы, где станции на угле экономичнее АЭС. Станции на мазуте и природном газе во всех развитых странах менее экономичны, чем станции на угле.

Экономич. реформы в России (с 1992) усилили экономич. потенциал Я. э. При либерализации цен на энергоносители цены на ядерное горючее (в расчёте на энергетич. единицу) стали существенно ниже, чем на обычные виды горючего. Станции на органич. топливе могут реально конкурировать с АЭС только в местах его добычи, т. е. в осн. в восточных районах. Европейские районы России являются районами безусловного экономич. доминирования АЭС с возрастанием их экономич. преимущества к западным границам России. Здесь и развернулось массовое строительство крупных АЭС со 2-й пол. 60-х гг. К моменту Чернобыльской аварии суммарная мощность АЭС в СССР составила ок. 28 млн. кВт. После аварии темп ввода новых мощностей существенно замедлился, а в 1989 прекратился. За этот период было пущено неск. почти законченных атомных энергоблоков общей мощностью 8 млн. кВт. Строительство других АЭС суммарной мощностью в неск. десятков млн. кВт, находящихся в осн. на более ранних стадиях строительства, законсервировано.

Наблюдаемый в мире "провал" в приросте мощностей Я. э. получил назв. "послечернобыльская зима". Однако в силу технол. и экономич. особенностей, присущих атомным энергоисточникам, а также на фоне истощающихся запасов на Земле относительно дешёвых и доступных топ-ливно-энергетич. ресурсов, ухудшающейся экологии, обстановки, роста населения планеты и появившихся сдвигов в обществ. мнении в пользу АЭС за Я. э. сохраняется большое будущее.

Реальное экономич. воздействие АЭС на окружающую среду очень мало: если принять индекс ущерба окружающей среде при нормальной работе станций от использования энергетич. единиц твёрдого и жидкого сернистого топлива за 1, то ущерб от использования природного газа равен 0,35, а для ядерного горючего он практически равен нулю. Экономич. показатели АЭС почти не зависят от климатич. и территориальных факторов. Ориентация на сооружение АЭС выводит страну на более высокий уровень техн. развития.

К сер. 90-х гг. в мире, и в частности в России, разработаны новые проекты полностью безопасных АЭС, к-рые, по-видимому, начнут вступать в строй в конце первого десятилетия 21 в. К практически абсолютно надёжно зарекомендовавшим себя типам реакторов относятся реакторы с водяным теплоносителем осн. конструктивной модификации - т. <н. реакторы к о р п у с н о г о т и п а. В этой конструкции активная зона располагается внутри цилиндрич. толстостенного металлич. корпуса, находящегося под внутр. давлением. Более 95% реакторов АЭС мира относятся к реакторам такого типа; используются корпусные реакторы для двух наиб. распространённых способов отвода тепла от активной зоны: некипящей водой под давлением (55%) и с кипением воды в активной зоне (45%).

В России реакторы с водой под давлением (ВВЭР) установлены на Кольской, Калининской, Нововоронежской, Балаковской АЭС; их суммарная мощность составляет 8,6 млн. кВт. На Ленинградской, Смоленской, Курской и Билибинской АЭС установлены реакторы также с водяным теплоносителем, но т. н. к а н а л ь н о г о т и п а; их суммарная мощность 11 млн. кВт. Они не имеют цилиндрич. корпуса и представляют собой кладку цилиндрич. формы из графитовых блоков, пронизанных вертикальными каналами с ядерным горючим, через к-рые протекает кипящая в них вода.

На Белоярской АЭС мощностью 600 МВт действует быстрый реактор с теплоносителем из жидкого натрия. Этот реактор является первым в мире опытно-промышл. реактором, предназначенным для отработки аспектов будущего широкомасштабного расширенного воспроиз-ва ядерного горючего с использованием замкнутого топливного цикла.

Я. э. обладает и рядом отрицат. черт: наличие сложного топливного цикла, проблема радиоакт. отходов, утечка радиоактивности в окружающую среду и проблема снятия с эксплуатации АЭС. Радиоакт. отходы являются наиб. "неприятной" стороной Я. э. Однако их объём (на единицу электрич. мощности) относительно невелик - в миллионы раз меньше объёма отходов огневой энергетики. Кроме того, накоплен значит. опыт локализации этих отходов (напр., связывание их стеклообразной матрицей и захоронение в глубоких геологич. формациях), наконец, ведутся соответствующие исследования, в т. ч. в рамках и под контролем Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), что в совокупности является гарантией надёжного решения проблемы отходов.

Утечку радиоактивности также возможно преодолеть. Многолетние наблюдения за радиац. фоном в непосредств. близости от АЭС при обеспечении нормальных эксплуа-тац. условий не показали его заметного отличия от естеств. фона или превышения допустимых норм.

Не решённой до конца проблемой Я. э. является снятие с эксплуатации АЭС после истечения их срока службы. В сер. 90-х гг. эта проблема стала актуальной, поскольку проектный срок окончания эксплуатации АЭС первого поколения, т. е. пущенных во 2-й пол. 60-х-1-й пол. 70-х гг., заканчивается или близок к завершению.

В одном атомном энергоблоке мощностью 1 млн. кВт содержится 500-700 тыс. т строит. материалов и 40- 60 тыс. т стационарного оборудования металлоконструкций. Из них не более 1% материалов приобретают повышенную и доли процента - высокую радиоактивность (только последние требуют спец. обращения и локализации). Однако первоочередным этапом решения проблемы является продление срока службы АЭС с первоначального срока ок. 30 лет до 40-60 лет.

Гораздо сложнее оказывается проблема преодоления обществ. неприятия АЭС. В связи с этим в России и западных странах развёрнуты значит. социологич. исследования, направленные на понимание и выработку механизмов, ведущих к социальной приемлемости АЭС. Они включают в себя широкий спектр мероприятий и условий законодательного, финансово-стимулирующего, пропагандистского, образовательного, организационно-управленческого и иного характера.

Лит.: Абагян А. А. [и др.], Состояние и проблемы развития ядерной энергетики в СССР, "Атомная энергия", 1990, т. 69, № 2, с. 67; Энергетика мира: уроки будущего, М., 1992, с. 289; Михайлов В. Н., Атомная энергетика России: реалии и перспективы, "Бюлл. Минатомэнерго", 1994, № 1, с. 3. Ю. И. Корякин.