27 июня 1954 года в подмосковном Обнинске дала ток первая в мире атомная электростанция.

Осенью 1949 года после успешного испытания первой атомной бомбы, когда уже на первом промышленном реакторе производился плутоний, когда было организовано и освоено в промышленном масштабе производство обогащенного урана, началось активное обсуждение проблем и направлений создания энергетических ядерных реакторов для транспортного применения и получения электроэнергии и тепла.

В июне 1950 года директором Лаборатории "В" назначен член-корреспондент АН СССР Дмитрий Иванович Блохинцев. В декабре того же года создан Ученый Совет для подготовки научных кадров высшей квалификации. В совет вошли: А.И.Лейпунский, Д.И.Блохинцев, Н.В.Агеев, О.Д.Казачковский, А.К.Красин, П.Н.Слюсарев, П.Д.Горбачев.

От лаборатории "В" для энергетического применения был предложен реактор на обогащенном уране с бериллиевым замедлителем и гелиевым охлаждением, предполагалась также разработка реакторов на быстрых и промежуточных нейтронах с различным охлаждением, в том числе жидкометаллическим.

Постановление Совета Министров от 16 мая 1950 г. определило строительство трех опытных реакторов (уран-графитового с водяным охлаждением, уран-графитового с газовым охлаждением и уран-бериллиевого с газовым или жидкометаллическим охлаждением). По первоначальному замыслу все они поочередно должны были работать на единую паровую турбину и генератор мощностью 5000 кВт.

Технические проекты следовало выполнить в 1950 году. Так начиналось создание Первой АЭС и стендов-прототипов энергетических установок атомных подводных лодок. Приказом начальника ПГУ от 08.08.1950 г. директор Лаборатории "В" Д.И.Блохинцев обязывался приступить к подготовительным работам. В общих чертах проектный облик реактора Первой АЭС остался при реализации близким к первоначально предложенному. Реактор с бериллиевым замедлителем реализовался со свинцово-висмутовым охлаждением, уран-бериллиевым топливом и промежуточным спектром нейтронов. Вместо гелий-графитового реактора был создан водо-водяной реактор - основной тип для подводных лодок и ледоколов, а также будущих АЭС. 12 июня 1951 года выходит Постановление СМ СССР о сооружении на территории Лаборатории "В" опытной электрической станции (установки В-10).

По предложению И.В.Курчатова 27 июня 1951 года в Лабораторию "В" были переданы все имеющиеся проектные материалы по уран-графитовому реактору с водяным охлаждением. 12 июля 1951 года Постановлением СМ СССР на Лабораторию "В" возложена задача по разработке и сооружению АЭС с водяным охлаждением.

9 мая 1954 года в лаборатории началась загрузка активной зоны реактора АЭС топливными каналами. При внесении 61-го топливного канала было достигнуто критическое состояние, в 19 ч. 40 мин. в реакторе началась цепная самоподдерживающаяся реакция деления ядер урана. Состоялся физический пуск атомной электростанции.

26 июня 1954 года в 17 часов 30 минут была открыта задвижка подачи пара на турбогенератор и генератор синхронизирован с сетью Мосэнерго. Состоялся энергетический пуск Первой в мире АЭС, которая проработала 48 лет и открыла дорогу использованию атомной энергии в мирных целях.

27 июня 1954 года первая в мире атомная электростанция с реактором АМ-1 (Атом мирный) мощностью 5 МВт дала ток и открыла дорогу использованию атомной энергии в мирных целях, успешно проработав почти 48 лет.

13 октября 1954 года станция была выведена на проектные параметры. Электричество, выработанное первой в мире атомной электростанцией, пошло внешним потребителям - в сеть Мосэнерго. Началась промышленная эксплуатация первой в СССР и в мире атомной электростанции (АЭС) в городе Обнинске Калужской области.

29 апреля 2002 года реактор первой АЭС был навсегда заглушен. Станция была остановлена по экономическим соображениям. Опыт ее эксплуатации полностью подтвердил технические и инженерные решения, предложенные специалистами отрасли, что позволило осуществить строительство и пуск в 1964 году Белоярской АЭС электрической мощностью 300 МВт.

Игорь Васильевич Курчатов (1903-1960) - советский физик, один из создателей ядерной физики в СССР.

Родился 12 января 1903 (30 декабря 1902) года в городе Сим (ныне Челябинская область) в семье землемера.

В 1908 году вместе с семьёй переехал в Симбирск, в 1912 году - в Симферополь.

В 1920 году по окончании гимназии поступил в Крымский университет, который окончил в 1923 году по специальности «физика».

Параллельно учёбе работал сначала в деревообделочной мастерской, затем воспитателем в детском доме и препаратором в физической лаборатории при университете.

В конце 1923 года переехал в Петроград, поступил на кораблестроительный факультет Политехнического института.

Работал в Слуцкой магнитно-метеорологической обсерватории (Слуцком с 1918 по 1944 гг. назывался город Павловск). Здесь было выполнено первое научное исследование учёного - о радиоактивности снега.

В 1924 году Курчатов вернулся в Крым, работал в Феодосии в гидрометеобюро Чёрного и Азовского морей.

Осенью того же года был приглашён на кафедру физики Азербайджанского политехнического института, где всего за полгода провёл два исследования, касающиеся прохождения электрического тока через твёрдые диэлектрики.

Эта работа близко примыкала к проблемам, разрабатываемым Иоффе, и в 1925 году Курчатов был приглашён в Физико-технический институт в Ленинграде. Здесь он работал до 1942 года, с 1930 - заведующим лабораторией.

Научные исследования Курчатова в эти годы шли в двух направлениях: до 1932 года он занимался изучением электрических свойств твёрдых тел, после 1932 - вопросами излучения атомного ядра. Исследовал электропроводность твёрдых тел, механизм пробоя твердых диэлектриков; заложил основы учения о сегнетоэлектричестве; внёс большой вклад в изучение электрических свойств кристаллов.

В 1931-1932 гг. вместе с К.Д. Синельниковым осуществил исследования по физике полупроводников.

В 1932 году научные интересы Курчатова перемещаются в сферу ядерной физики. Большую поддержку в организации исследований в этой области, считавшейся в то время весьма далёкой от практического применения, оказал А.Ф. Иоффе, который добился разрешения организовать в своем институте отдел ядерной физики и некоторое время сам возглавлял его, а через полгода назначил руководителем отдела Курчатова.

В 1933 году была построена высоковольтная установка и ускорительная трубка для ускорения протонов до энергии 350 кэВ, сконструированы высоковольтные установки в Харьковском ФТИ.

В 1934 году Курчатов начал исследования по нейтронной физике.

В 1935 году им совместно с Л.И. Русиновым, Б.В. Курчатовым и Л.В. Мысовским было открыто явление ядерной изомерии у искусственно радиоактивного брома. Изучая ядерные реакции с участием быстрых и медленных нейтронов, Курчатов вместе с Арцимовичем доказал захват нейтрона протоном и получил значение эффективного сечения этого процесса, что имело большое значение для построения теории строения дейтрона.

В 1937 году при прямом руководстве Курчатова был запущен крупный советский циклотрон.

Начиная с 1939 года учёный работал над проблемой деления тяжёлых ядер.

В 1940 году под его руководством Г.Н. Флёров и К.А. Петржак открыли явление самопроизвольного распада ядер урана, в том же году была доказана возможность цепной ядерной реакции в системе с ураном и тяжёлой водой.

С началом войны Курчатову пришлось на время оставить ядерную физику и заняться проблемой создания системы противоминной защиты кораблей.

В 1943 году в СССР начались работы по преодолению атомной монополии США. Их организация была поручена Курчатову. Работы начались в так называемой Лаборатории № 2 АН СССР (ЛИПАН), ставшей впоследствии Институтом атомной энергии, а в 1946 году в пригороде Арзамаса в условиях строжайшей секретности был организован научный центр под условным названием КБ-11, известный ныне как Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики (Арзамас-16). Здесь над созданием атомного оружия трудились такие учёные, как Ю.Б. Харитон, А.Д. Сахаров, И.В. Тамм, Л.Б. Зельдович, Д.А. Франк-Каменецкий и другие. За рекордно короткий срок цель была достигнута, и в 1949 году состоялись испытания советской атомной бомбы, а в 1953 - водородной.

В 1946 году в ЛИПАНе под прямым руководством Курчатова был запущен первый советский уран-графитовый реактор, затем - более мощные ядерные реакторы.

В 1954 году вступила в строй первая в мире атомная электростанция. В начале 1950-х в СССР были начаты исследования по проблеме управляемого термоядерного синтеза, которые тоже находились под постоянным контролем Курчатова.

Научные достижения Курчатова отмечены многими правительственными наградами (трижды Герой социалистического труда, Ленинская премия, Государственная премия). В 1959 он был награжден Золотой медалью Ф. Жолио-Кюри.

Президиумом АН СССР учреждена золотая медаль и премия им. Курчатова.

Курчатовием назван 104-й элемент периодической системы Менделеева.

Умер Игорь Васильевич Курчатов в Москве 7 февраля 1960 года, похоронен у Кремлёвской стены на Красной площади.

7 июня 1954 г. в поселке Обнинское Калужской области в Физико-энергетическом институте имени А.И. Лейпунского (Лаборатория «В») был осуществлен пуск первой в мире атомной электростанции, оснащенной одним уран-графитовым канальным реактором с водяным теплоносителем АМ-1 («атом мирный») мощностью 5 МВт. С этой даты начался отсчет истории атомной энергетики.

В годы Великой Отечественной войны начала проводиться работа по созданию ядерного оружия, которую возглавил ученый-физик, академик И. В. Курчатов. В 1943 г. Курчатов создал в Москве исследовательский центр - Лаборатория № 2 - позже преобразованный в Институт атомной энергии. В 1948 г. был построен плутониевый завод с несколькими промышленными реакторами, а в августе 1949 г. была испытана первая советская атомная бомба. После того, как было организовано и освоено в промышленном масштабе производство обогащенного урана, началось активное обсуждение проблем и направлений создания энергетических ядерных реакторов для транспортного применения и получения электроэнергии и тепла. По поручению Курчатова отечественные физики Е.Л. Фейнберг и Н.А. Доллежаль начали разрабатывать проект реактора для атомной электростанции.

16 мая 1950 г. постановлением Совета Министров СССР было определено строительство трех опытных реакторов - уран-графитового с водяным охлаждением, уран-графитового с газовым охлаждением и уран-бериллиевого с газовым или жидкометаллическим охлаждением. По первоначальному плану все они поочередно должны были работать на единую паровую турбину и генератор мощностью 5000 кВт. ...

В мае 1954 г. был запущен реактор, а в июне того же года Обнинская атомная электростанция дала первый промышленный ток, открыв дорогу использованию атомной энергии в мирных целях. Обнинская АЭС успешно проработала почти 48 лет. 29 апреля 2002 г. в 11 ч. 31 мин. по московскому времени был навсегда заглушен реактор первой в мире атомной электростанции в Обнинске. Как сообщила пресс-служба Министерства Российской Федерации по атомной энергии, станция была остановлена исключительно по экономическим соображениям, поскольку «поддержание ее в безопасном состоянии с каждым годом становилось все дороже». Помимо выработки энергии, реактор Обнинской атомной электростанции также служил базой для экспериментальных исследований и для выработки изотопов для нужд медицины.

Опыт эксплуатации первой, по сути экспериментальной, атомной станции полностью подтвердил инженерно-технические решения, предложенные специалистами атомной отрасли, что позволило приступить к реализации широкомасштабной программы по строительству новых атомных электростанций в Советском Союзе. Обнинская АЭС еще во времена строительства и пуска превратилась в замечательную школу подготовки строительных и монтажных кадров, научных работников и эксплуатационного персонала. Эту свою роль АЭС выполняла многие десятилетия во время промышленной эксплуатации и многочисленных экспериментальных работ на ней. Обнинскую школу прошли такие известные в атомной энергетике специалисты как: Г. Шашарин, А. Григорьянц, Ю. Евдокимов, М. Колмановский, Б. Семенов, В. Коночкин, П. Палибин, А. Красин и многие другие.

В 1953 году на одном из совещаний министр Минсредмаша СССР В. А. Малышев поставил перед Курчатовым, Александровым и другими учеными вопрос о разработке атомного реактора для мощного ледокола, в котором нуждалась страна, чтобы существенно продлить навигацию в наших северных морях, а потом сделать ее круглогодичной. Крайнему Северу уделялось тогда особое внимание как важнейшему хозяйственному и стратегическому региону. Прошло 6 лет, и первый в мире атомный ледокол «Ленин» вышел в свое первое плавание. Этот ледокол прослужил 30 лет в тяжелых условиях Арктики. Одновременно с ледоколом строилась атомная подводная лодка (АПЛ). Правительственное решение о ее строительстве было подписано в 1952 году, а в августе 1957 года лодку спустили на воду. Эта первая советская АПЛ получила название «Ленинский комсомол». Она совершила подледный поход к Северному полюсу и благополучно вернулась на базу.

«Энергетика мира вступила в новую эпоху. Это случилось 27 июня 1954 г. Человечество еще далеко не осознало важности этой новой эпохи».

Академик А.П. Александров

«В Советском Союзе усилиями ученых и инженеров успешно завершены работы по проектированию и строительству первой промышленной электростанции на атомной энергии полезной мощностью 5000 киловатт. 27 июня атомная станция была пущена в эксплуатацию и дала электрический ток для промышленности и сельского хозяйства прилежащих районов.

Лондон, 1 июля (ТАСС). Сообщение о пуске в СССР первой промышленной электростанции на атомной энергии широко отмечается английской печатью, Московский корреспондент «Дейли уоркер» пишет, что это историческое событие «имеет неизмеримо большее значение, чем сброс первой атомной бомбы на Хиросиму.

Париж, 1 июля (ТАСС). Лондонский корреспондент агентства Франс Пресс передает, что сообщение о пуске в СССР первой в мире промышленной электростанции, работающей на атомной энергии, встречено в лондонских кругах специалистов-атомников с большим интересом. Англия, продолжает корреспондент, строит атомную электростанцию в Колдерхолле. Полагают, что она сможет вступить в строй не ранее чем через 2,5 года...

Шанхай, 1 июля (ТАСС). Откликаясь на пуски в эксплуатацию советской электростанции на атомной энергии, токийское радио передает: США и Англия также планируют строительство атомных электростанций, но завершение их строительства они намечают на 1956-1957 годы. То обстоятельство, то Советский Союз опередил Англию и Америку в деле использования атомной энергии в мирных целях, говорит о том, что советские ученые добились больших успехов в области атомной энергии. Один из выдающихся японских специалистов в области ядерной физики - профессор Иосио Фудзиока, комментируя сообщение о пуске в СССР электростанции на атомной энергии, заявил, что это является началом «новой эры».

Атомная электростанция (АЭС)

электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор (см. Ядерный реактор). Тепло, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обычных тепловых электростанциях (См. Тепловая электростанция) (ТЭС), преобразуется в электроэнергию. В отличие от ТЭС, работающих на органическом топливе, АЭС работает на ядерном горючем (См. Ядерное горючее) (в основном 233 U, 235 U. 239 Pu). При делении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается 22 500 квт ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного топлива. Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущих потребностей в топливе. Кроме того, необходимо учитывать всё увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологических целей мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений органического топлива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относит увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, которая уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда промышленных стран мира.

Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения (рис. 1 ) мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преимущественно в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева).

В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 Мвт (полная проектная мощность 600 Мвт ). В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 Мвт ) выдал ток в Свердловскую энергосистему, 2-й блок мощностью 200 Мвт сдан в эксплуатацию в октябре 1967. Отличительная особенность Белоярской АЭС - перегрев пара (до получения нужных параметров) непосредственно в ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычные современные турбины почти без всяких переделок.

В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 Мвт. Себестоимость 1 квт-ч электроэнергии (важнейший экономический показатель работы всякой электростанции) на этой АЭС систематически снижалась: она составляла 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. Первый блок Нововоронежской АЭС был построен не только для промышленного пользования, но и как демонстрационный объект для показа возможностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности и безопасности работы АЭС. В ноябре 1965 в г. Мелекессе Ульяновской области вступила в строй АЭС с водо-водяным реактором (См. Водо-водяной реактор) «кипящего» типа мощностью 50 Мвт, реактор собран по одноконтурной схеме, облегчающей компоновку станции. В декабре 1969 был пущен второй блок Нововоронежской АЭС (350 Мвт ).

За рубежом первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 Мвт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия).Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 Мвт в Шиппингпорте (США).

Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. 2 . Тепло, выделяющееся в активной зоне (См. Активная зона) реактора 1, отбирается водой (теплоносителем (См. Теплоноситель)) 1-го контура, которая прокачивается через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступает в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе, воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образующийся пар поступает в турбину 4.

Наиболее часто на АЭС применяются 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя; 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.

Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным образом накопленным опытом в реакторостроении, а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. д. В СССР строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.

В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создаётся тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих элементов (См. Тепловыделяющий элемент) (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее, допустимой температурой собственно ядерного горючего, а также свойствами тенлоносителя, принятого для данного типа реактора. На АЭС, тепловой реактор которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и температурой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур - пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева (рис. 3 ). В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сгорания.

При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, т. е. ТВЭЛы выгорают. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшие ТВЭЛы переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.

К реактору и обслуживающим его системам относятся: собственно реактор с биологической защитой (См. Биологическая защита), Теплообменник и, Насос ы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура циркуляционного контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

В зависимости от конструктивного исполнения реакторы имеют отличительные особенности: в корпусных реакторах (См. Корпусной реактор) ТВЭЛы и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах (См. Канальный реактор) ТВЭЛы, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в специальных трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух. Такие реакторы применяются в СССР (Сибирская, Белоярская АЭС и др.).

Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реактор окружают биологической защитой, основным материалом для которой служат бетон, вода, серпентиновый песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герметичным. Предусматривается система контроля мест возможной утечки теплоносителя, принимают меры, чтобы появление неплотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружающей местности. Оборудование реакторного контура обычно устанавливают в герметичных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслуживаются. Радиоактивный воздух и небольшое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС специальной системой вентиляции, в которой для исключения возможности загрязнения атмосферы предусмотрены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС следит служба дозиметрического контроля.

При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система расхолаживания имеет автономные источники питания.

Наличие биологические защиты, систем специальной вентиляции и аварийного расхолаживания и службы дозиметрического контроля позволяет полностью обезопасить обслуживающий персонал АЭС от вредных воздействий радиоактивного облучения.

Оборудование машинного зала АЭС аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличительная особенность большинства АЭС - использование пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабоперегретого.

При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливают сепарирующие устройства. Иногда необходимо применение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В связи с тем что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоносителя. На двухконтурных АЭС с высокими параметрами пара подобные требования к оборудованию машинного зала не предъявляются.

В число специфичных требований к компоновке оборудования АЭС входят: минимально возможная протяжённость коммуникаций, связанных с радиоактивными средами, повышенная жёсткость фундаментов и несущих конструкций реактора, надёжная организация вентиляции помещений. На рис. показан разрез главного корпуса Белоярской АЭС с канальным графито-водным реактором. В реакторном зале размещены: реактор с биологической защитой, запасные ТВЭЛы и аппаратура контроля. АЭС скомпонована по блочному принципу реактор - турбина. В машинном зале расположены турбогецераторы и обслуживающие их системы. Между машинным и реакторным залами размещены вспомогательное оборудование и системы управления станцией.

Экономичность АЭС определяется её основными техническими показателями: единичная мощность реактора, кпд, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэффициент использования установленной мощности АЭС за год. С ростом мощности АЭС удельные капиталовложения в неё (стоимость установленного квт ) снижаются более резко, чем это имеет место для ТЭС. В этом главная причина стремления к сооружению крупных АЭС с большой единичной мощностью блоков. Для экономики АЭС характерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30-40% (на ТЭС 60-70%). Поэтому крупные АЭС наиболее распространены в промышленно развитых районах с ограниченными запасами обычного топлива, а АЭС небольшой мощности - в труднодоступных или отдалённых районах, например АЭС в пос. Билибино (Якутская АССР) с электрической мощностью типового блока 12 Мвт. Часть тепловой мощности реактора этой АЭС (29 Мвт ) расходуется на теплоснабжение. Наряду с выработкой электроэнергии АЭС используются также для опреснения морской воды. Так, Шевченковская АЭС (Казахская ССР) электрической мощностью 150 Мвт рассчитана на опреснение (методом дистилляции) за сутки до 150 000 т воды из Каспийского моря.

В большинстве промышленно развитых стран (СССР, США, Англия, Франция, Канада, ФРГ, Япония, ГДР и др.) по прогнозам мощность действующих и строящихся АЭС к 1980 будет доведена до десятков Гвт. По данным Международного атомного агентства ООН, опубликованным в 1967, установленная мощность всех АЭС в мире к 1980 достигнет 300 Гвт.

В Советском Союзе осуществляется широкая программа ввода в строй крупных энергетических блоков (до 1000 Мвт ) с реакторами на тепловых нейтронах. В 1948-49 были начаты работы по реакторам на быстрых нейтронах для промышленных АЭС. Физические особенности таких реакторов позволяют осуществить расширенное воспроизводство ядерного горючего (коэффициент воспроизводства от 1,3 до 1,7), что даёт возможность использовать не только 235 U, но и сырьевые материалы 238 U и 232 Th. Кроме того, реакторы на быстрых нейтронах не содержат замедлителя, имеют сравнительно малые размеры и большую загрузку. Этим и объясняется стремление к интенсивному развитию быстрых реакторов в СССР. Для исследований по быстрым реакторам были последовательно сооружены экспериментальные и опытные реакторы БР-1, БР-2, БР-З, БР-5, БФС. Полученный опыт обусловил переход от исследований модельных установок к проектированию и сооружению промышленных АЭС на быстрых нейтронах (БН-350) в г. Шевченко и (БН-600) на Белоярской АЭС. Ведутся исследования реакторов для мощных АЭС, например в г. Мелекессе построен опытный реактор БОР-60.

Крупные АЭС сооружаются и в ряде развивающихся стран (Индия, Пакистан и др.).

На 3-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (1964, Женева) было отмечено, что широкое освоение ядерной энергии стало ключевой проблемой для большинства стран. Состоявшаяся в Москве в августе 1968 7-я Мировая энергетическая конференция (МИРЭК-VII) подтвердила актуальность проблем выбора направления развития ядерной энергетики на следующем этапе (условно 1980-2000), когда АЭС станет одним из основных производителей электроэнергии.

Лит.: Некоторые вопросы ядерной энергетики. Сб. ст., под ред. М. А. Стыриковича, М., 1959; Канаев А. А., Атомные энергетические установки, Л., 1961; Калафати Д. Д., Термодинамические циклы атомных электростанций, М.-Л., 1963; 10 лет Первой в мире атомной электростанции СССР. [Сб. ст.], М., 1964; Советская атомная наука и техника. [Сборник], М., 1967; Петросьянц А. М., Атомная энергетика наших дней, М., 1968.

С. П. Кузнецов.

Большая советская энциклопедия. - М.: Советская энциклопедия . 1969-1978 .

Синонимы :

Смотреть что такое "Атомная электростанция" в других словарях:

Электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую энергию. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор. Синонимы: АЭС См. также: Атомные электростанции Электростанции Ядерные реакторы Финансовый словарь… … Финансовый словарь

- (АЭС) электростанция, на которой ядерная (атомная) энергия преобразуется в электрическую. На АЭС тепло, выделяющееся в ядерном реакторе, используется для получения водного пара, вращающего турбогенератор. 1 я в мире АЭС мощнностью 5 МВт была… … Большой Энциклопедический словарь

Источник информации - http://back-in-ussr.info/2012/01/pervaya-v-mire-aes/ . Опубликовано 19.01.2012.

Первая в мире атомная электростанция была построена в СССР через девять лет после атомной бомбардировки Хиросимы. Этому важнейшему в истории техники событию предшествовала лихорадочная и напряженная работа по созданию собственного ядерного оружия. Эту работу возглавил видный ученый и талантливый организатор Игорь Курчатов. В 1943 году Курчатов создал в Москве свой исследовательский центр (в то время он носил название Лаборатории № 2, а позже был преобразован в Институт атомной энергии).

В этой и в некоторых других лабораториях в кратчайшие сроки были повторены все исследования американских ученых, получены чистый уран и чистый графит. В декабре 1946 года здесь же была осуществлена первая цепная реакция на опытном ядерном ураново-графитовом реакторе Ф1. Мощность этого реактора едва достигала 100 Вт. Однако на нем удалось получить важные данные, послужившие основой для проектирования большого промышленного реактора, разработка которого уже шла полным ходом.

Опыта по строительству такого реактора в СССР не было никакого. После некоторых размышлений Курчатов решил поручить эту работу НИИхиммаш, которым руководил Николай Доллежаль. Хотя Доллежаль был чистый химик-машиностроитель и никогда не занимался ядерной физикой, его знания оказались очень ценными. Впрочем, собственными силами НИИхиммаш тоже не сумел бы создать реактор. Работа пошла успешно только после того, как к ней подключилось еще несколько институтов. Принцип действия и устройство реактора Доллежалю были в общих чертах ясны: в металлический корпус помещались графитовые блоки с каналами для урановых блоков и регулирующих стержней — поглотителей нейтронов. Общая масса урана должна была достигать рассчитанной физиками необходимой величины, при которой начиналась поддерживаемая цепная реакция деления атомов урана. В результате реакции деления ядер урана возникали не только два осколка (два новых ядра), но и несколько нейтронов Эти нейтроны первого поколения и служили для поддержания реакции, в результате которой возникали нейтроны второго поколения, третьего и так далее.

В среднем на каждую тысячу возникших нейтронов только несколько рождались не мгновенно, в момент деления, а чуть позднее вылетали из осколков. Существование этих так называемых запаздывающих нейтронов, являющихся мелкой деталью в процессе деления урана, оказывается решающим для возможности осуществления управляемой цепной реакции. Часть из них запаздывает на доли секунды, другие — на секунды и более.

Большинство нейтронов рождается одновременно с делением, и за короткое время их жизни (примерно стотысячные доли секунды) невозможно как-либо повлиять на ход реакции, как невозможно остановить уже начавшийся атомный взрыв. Отталкиваясь от этих сведений, коллектив Доллежаля сумел быстро справиться с задачей. Уже в 1948 году был построен плутониевый завод с несколькими промышленными реакторами, а в августе 1949 года была испытана первая советская атомная бомба.

После этого Курчатов мог уделить больше внимания мирному использованию атомной энергии. По его поручению Фейнберг и Доллежаль начали разрабатывать проект реактора для атомной электростанции. Первый делал физические расчеты, а второй — инженерные. То что ядерный реактор может быть не только производителем оружейного плутония, но и мощной энергетической установкой, стало ясно уже первым его создателям. Одним из внешних проявлений протекающей ядерной реакции наряду с радиоактивным излучением является значительное выделение теплоты. В атомной бомбе эта теплота освобождается мгновенно и служит одним из ее поражающих факторов. В реакторе, где цепная реакция находится как бы в тлеющем состоянии, интенсивное выделение тепла может продолжаться месяцы и даже годы, причем несколько килограммов урана могут выделить столько же энергии, сколько выделяют при сгорании нескольких тысяч тонн обычного топлива. Поскольку советские физики уже научились управлять ядерной реакцией, проблема создания энергетического реактора сводилась к поиску способов съема с него тепла. Опыт, полученный в ходе экспериментов Курчатовым, был очень ценным, однако не давал ответа на многие вопросы. Ни один из построенных к этому времени реакторов не был энергетическим. В промышленных реакторах тепловая энергия была не только не нужна, но и вредна — ее приходилось отводить, то есть охлаждать урановые блоки. Проблема сбора и использования тепла, выделившегося в ходе ядерной реакции, ни в СССР, ни в США еще не рассматривалась.

Важнейшими вопросами на пути проектирования энергетического реактора для АЭС были: какой тип реактора (на быстрых или на медленных нейтронах) будет наиболее целесообразен, что должно являться замедлителем нейтронов (графит или тяжелая вода), что может служить теплоносителем (вода, газ или жидкий металл), какими должны быть его температура и давление. Кроме того, было много и других вопросов, например, о материалах, о безопасности для персонала и об увеличении КПД.

Энергетический реактор был не столько промышленным, сколько научным объектом. Непосредственно строительством АЭС руководила Обнинская физико-энергетическая лаборатория, основанная в 1947 году. В первые годы здесь не было ни достаточных научных сил, ни необходимого оборудования. Условия жизни также были далеки от приемлемых. Город только строился. Неасфальтированные улицы покрывались весной и осенью непролазной грязью, в которой безнадежно вязли машины. Большинство жителей ютилось в дощатых бараках и неуютных «финских» домиках. Лаборатория располагалась в совершенно случайных и неприспособленных для научных целей зданиях (одно — бывшая детская колония, другое — особняк Морозовых). Электричество вырабатывала старая паровая турбина на 500 кВт. Когда она останавливалась, весь поселок и стройка погружались в темноту. Сложнейшие расчеты производились вручную. Однако ученые (многие из которых только недавно вернулись с фронта) стойко переносили трудности. Мысль, что они проектируют и строят первую в мире атомную электростанцию, будоражила умы и возбуждала огромный энтузиазм.

При строительстве за основу была взята конструкция промышленного реактора. Только вместо урановых стержней предусматривались урановые тепловыводящие элементы — твэлы. Разница между ними заключалась в том, что стержень вода обтекала снаружи, твэл же представлял собой двустенную трубку. Между стенками располагался обогащенный уран, а по внутреннему каналу протекала вода. Расчеты показали, что при такой конструкции нагреть ее до нужной температуры много проще. Эта вроде бы простая в описании схема на самом деле была технически очень сложной. Теории реактора тогда не существовало — она рождалась вместе с ним. Особенно сложным элементом были твэлы, от устройства которых во многом зависело КПД всей установки. Процессы, протекавшие в них, были очень сложны со всех точек зрения: предстояло решить, как и каким образом загружать в них уран, до какой степени необходимо его обогащать, каким образом добиться циркуляции воды, находившейся под высоким давлением, и как обеспечить теплообмен.

Не только начинка твэла, но и его оболочка создавала проблему. Материал тепловыводящих элементов должен был обладать прочностью, противокоррозийной стойкостью и не должен был менять своих свойств под длительным воздействием радиации. Лучший с химической точки зрения материал — нержавеющая сталь — не нравился физикам, так как он сильно поглощал нейтроны. В конце концов, Доллежаль все-таки остановился на стали. Чтобы компенсировать ее поглощающие свойства, решено было увеличить процент обогащенного урана (уже много позже для твэлов был разработан специальный циркониевый сплав, удовлетворявший всем необходимым условиям). Изготовление твэлов и сварка нержавеющей стали оказались чрезвычайно трудными. Каждый твэл имел несколько швов, а таких твэлов было 128. Между тем требования к герметичности швов предъявлялись самые высокие — их разрыв и попадание горячей воды под высоким давлением в активную зону реактора грозили бедой. Одному из многих институтов, которые трудились над этой проблемой, была поручена разработка технологии сварки нержавеющей стали. В конце концов работа была с успехом выполнена. Реактор был пущен в мае 1954 года, а в июне того же года АЭС дала первый ток.

На первой АЭС была тщательно продумана система управления протекающими в реакторе процессами. Были созданы устройства для автоматического и ручного дистанционного управления регулирующими стержнями, для аварийной остановки реактора, приспособлений для замены твэлов. Известно, что ядерная реакция начинается лишь при достижении некоторой критической массы делящегося вещества. Однако в процессе работы реактора ядерное горючее выгорает. Поэтому необходимо рассчитать значительный запас топлива, чтобы обеспечить работу реактора более или менее значительное время. Влияние этого сверхкритического запаса на ход реакции компенсировалось специальными стержнями, поглощающими избыточные нейтроны. При необходимости увеличить мощность реактора (по мере выгорания горючего) регулирующие стержни несколько выдвигались из активной зоны реактора и устанавливались в таком положении, когда реактор находится на грани цепной реакции и идет активное деление ядер урана. Наконец, были предусмотрены стержни аварийной защиты, опускание которых в активную зону мгновенно гасило ядерную реакцию.

Пуск первой в мире атомной электростанции

Источник информации - http://www.prlib.ru/history/pages/item.aspx?itemid=575 .

27 июня 1954 года в посёлке Обнинское Калужской области в Физико-энергетическом институте имени А. И. Лейпунского (Лаборатория «В») был осуществлён пуск первой в мире атомной электростанции, оснащённой одним уран-графитовым канальным реактором с водяным теплоносителем АМ-1 («атом мирный») мощностью 5 МВт. С этой даты начался отсчёт истории атомной энергетики.

В годы Второй мировой войны в Советском Союзе начала проводиться работа по созданию ядерного оружия, которую возглавил учёный-физик, академик И. В. Курчатов. В 1943 году Курчатов создал в Москве исследовательский центр — Лаборатория № 2 — позже преобразованный в Институт атомной энергии. В 1948 г. был построен плутониевый завод с несколькими промышленными реакторами, а в августе 1949 г. была испытана первая советская атомная бомба. После того, как было организовано и освоено в промышленном масштабе производство обогащённого урана, началось активное обсуждение проблем и направлений создания энергетических ядерных реакторов для транспортного применения и получения электроэнергии и тепла. По поручению Курчатова отечественные физики Е. Л. Фейнберг и Н. А. Доллежаль начали разрабатывать проект реактора для атомной электростанции.

16 мая 1950 г. постановлением Совета Министров СССР было определено строительство трёх опытных реакторов — уран-графитового с водяным охлаждением, уран-графитового с газовым охлаждением и уран-бериллиевого с газовым или жидкометаллическим охлаждением. По первоначальному плану все они поочередно должны были работать на единую паровую турбину и генератор мощностью 5000 кВт.

Строительством атомной электростанции руководила Обнинская физико-энергетическая лаборатория. При строительстве за основу была взята конструкция промышленного реактора, но вместо урановых стержней предусматривались урановые тепловыводящие элементы, так называемые твэлы. Разница между ними заключалась в том, что стержень вода обтекала снаружи, а твэл представлял собой двустенную трубку. Между стенками располагался обогащённый уран, а по внутреннему каналу протекала вода. Научные расчёты показали, что при такой конструкции нагреть её до нужной температуры намного проще. Материал тепловыводящих элементов должен был обладать прочностью, противокоррозийной стойкостью и не должен был менять своих свойств под длительным воздействием радиации. На первой атомной электростанции была тщательно продумана система управления протекающими в реакторе процессами. Для этого были созданы устройства для автоматического и ручного дистанционного управления регулирующими стержнями, для аварийной остановки реактора, приспособлений для замены твэлов.

Помимо выработки энергии, реактор Обнинской атомной электростанции также служил базой для экспериментальных исследований и для выработки изотопов для нужд медицины. Опыт эксплуатации первой, по сути экспериментальной, атомной станции полностью подтвердил инженерно-технические решения, предложенные специалистами атомной отрасли, что позволило приступить к реализации широкомасштабной программы по строительству новых атомных электростанций в Советском Союзе.

В мае 1954 г. был запущен реактор, а в июне того же года Обнинская атомная электростанция дала первый промышленный ток, открыв дорогу использованию атомной энергии в мирных целях. Обнинская АЭС успешно проработала почти 48 лет.

29 апреля 2002 г. в 11 ч. 31 мин. по московскому времени был навсегда заглушен реактор первой в мире атомной электростанции в Обнинске. Как сообщила пресс-служба Министерства Российской Федерации по атомной энергии, станция была остановлена исключительно по экономическим соображениям, поскольку «поддержание её в безопасном состоянии с каждым годом становилось всё дороже».

На базе Обнинской атомной электростанции был создан музей атомной энергетики.

Лит.: Велихов Е. П. От ядерной бомбы к атомной электростанции. Игорь Васильевич Курчатов (1903-1960) // Вестник РАН. 2003. Т. 73. № 1. С. 51—64; То же [Электронный ресурс]. URL: http://vivovoco.astronet.ru/VV/PAPERS/BIO/BORODA/BORODA1.HTM; Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом»: сайт. 20080-2010. URL: http://www.rosatom.ru/; Государственный научный центр Российской Федерации — Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского: сайт. 2004-2011. URL: http://www.ippe.obninsk.ru/; 10 лет Первой в мире атомной электростанции СССР. М., 1964; Первая в мире АЭС — как это начиналось: Сб. ист.-арх. док. / Физико-энергетический институт имени академика А. И. Лейпуновского; [Сост. Н. И. Ермолаев]. Обнинск, 1999.

Обнинская АЭС.

Шестьдесят лет назад в городе Обнинск Калужской области первая в мире атомная электростанция с реактором АМ-1 (Атом мирный) дала промышленный ток. Реактор АМ-1 представлял собой охлаждаемый водой под давлением графитовый реактор канального типа на тепловых нейтронах с трубчатыми твэлами. Тепловая мощность реактора составляла примерно 30 МВт. Электрическая мощность первой АЭС в разные годы была от 3 до 5 МВт, КПД доходил до 17%. Топливная загрузка – примерно 560 кг урана, обогащённого по урану-235 до 10 или 5%.

«Строительство первой промышленной атомной электростанции в СССР мощностью 5000 кВт было закончено в 1954 г., и 27 июня 1954 г. станция уже вырабатывала электрический ток за счёт энергии деления ядер урана», – говор ится в докладе , представленном Д. И. Блохинцевым и Н. А. Николаевым на Международной конференции ООН по мирному использованию атомной энергии, состоявшейся в Женеве 8-20 августа 1955 года.

Схема реактора Первой АЭС. Фото: aes1.ru

Работа реактора Обнинской АЭС была остановлена 29 апреля 2002 г. из-за нерентабельности. «Станция была остановлена исключительно по экономическим соображениям, поскольку поддержание её в безопасном состоянии с каждым годом становилось все дороже и дороже», – сообщает сайт ГНЦ РФ – ФЭИ , в ведении которого в настоящее время находится первая АЭС. В настоящее время атомная станция является отраслевым мемориальным комплексом.

«Сейчас топливо выгружено, большая часть радиоактивного оборудования вывезена, но графит реактора остался. Пока не понятно, что лучше: вывозить реакторный графит или оставить его на месте, – рассказал Михаил Жайдин, научный руководитель Отраслевого мемориального комплекса «Первая в мире атомная электростанция» в телефонном интервью «Беллоне.Ру», – Вопрос работ по выводу из эксплуатации всё ещё остаётся в тени, это не вопрос к музею АЭС. Есть разные идеи – например, сохранить первую АЭС как музей. Но это должно решать Правительство. Ведь не существует нормативных документов, позволяющих радиационно-опасным объектам функционировать как музеи. Сейчас АЭС находится на балансе ФЭИ. Вопрос в том, кто далее будет содержать АЭС-музей, кто будет платить за это».

Гонка за «мирным атомом»

Тема «мирного атома» в середине 1950-х годов стала одним из горячих вопросов противостояния СССР и США. В 1953 году президент США Дуайт Эйзенхауэр (Dwight D. Eisenhower) выступил на Генеральной Ассамблее ООН с речью «Atoms for Peace», в которой провозгласил начало мирного использования атомной энергии в США. Во многом программа «Atoms for Peace» носила пропагандистский характер, одной из её целей было оправдания растущих военных расходов. Советский «Мирный атом» воплотился в Обнинской АЭС, которая стала использоваться для пропаганды миролюбивого курса и технических достижений социализма.

Фото: aes1.ru

«Атом мирный» в череде военных реакторов

В 1954 году в СССР в эксплуатации находилось довольно много ядерных реакторов. На комбинате «Маяк» в Челябинской области работали пять уран-графитовых реакторов: А (с 1948 года), АИ (с 1951 г.), АВ-1 (с 1950 г.), АВ-2 (с 1951 г.), АВ-3 (с 1952 г.). По компоновке и основным инженерным решениям эти реакторы были близки к обнинскому АМ-1: графитовая кладка, технологические каналы, вертикальная активная зона. Тепловая мощность этих реакторов достигала сотен МВт и превосходила мощность «Атома Мирного». Готовились к пуску уран-графитовые реакторы И-1 и ЭИ-2 на Сибирском химкомбинате близ Томска (запущены в 1955 и 56 годах). Таким образом, в начале 1950-х годов в СССР каждый год вводился в строй атомный реактор военного назначения. В 1954 году в их ряду появился «Атом Мирный».

АЭС или экспериментальный реактор?

Не утихают споры, чем же на самом деле является Обнинская станция – первой в мире коммерческой атомной электростанцией, или экспериментальной установкой, лишь демонстрирующей возможность выработки электроэнергии при помощи энергии деления ядер урана?

Ряд зарубежных исследователей считает первой коммерческой электростанцией американскую АЭС Шиппингпорт (Shippingport), введённую в строй в Пенсильвании в мае 1958 года и выведенную из эксплуатации в 1989 году. Реактор с водой под давлением (предшественник российских ВВЭР) на АЭС Шиппингпорт имел тепловую мощность около 200 МВт, АЭС выдавала электрическую мощность 60 МВт, за 25 лет работы выработано 7,4 миллиарда кВтч электроэнергии.

Показатели Обнинской АЭС намного скромнее. На сайте музея первой АЭС отсутствует информация о том, сколько же электрической и тепловой энергии она выработала за всё время работы..

Михаил Жайдин сообщил, что точно не известно, сколько лет Обнинская станция работала в режиме выработки электроэнергии. «Есть даже такая шутка: «То ли АЭС даёт энергию, то ли АЭС берёт энергию, – говорит он: – Данные о выработке электрической и тепловой энергии не актуальны. Это была исследовательская станция. Она работала в разных режимах, на разных мощностях. Станция была значима как научный, экспериментальный, образовательный центр».

Действительно, с момента начала работы на Обнинской АЭС были введены в строй ряд экспериментальных установок и стендов, на которых отрабатывались различные реакторные технологии. На Обнинской АЭС проходили тренировку экипажи первых советских атомных подводных лодок.

Впрочем, в документах Росатома, Ростехнадзора и ГНЦ РФ – ФЭИ рекатор АЭС называется « ИРАМ » , что означает « исследовательский реактор АМ » .

Фото: aes1.ru

Экономика

Как и любая экспериментальная установка, Обнинская станция не смогла стать экономически эффективной. Даже при весьма своеобразном ценообразовании в СССР, сделать конкурентоспособной атомную электроэнергию первой АЭС не удалось. «Стоимость 1 кВт*ч электрической энергии, вырабатываемой на станции, значительно превышает среднюю себестоимость 1 кВт*ч мощных тепловых электростанций в СССР», – признаётся в докладе на Международной конференции ООН по мирному использованию атомной энергии 1955 года: – «Анализ стоимости 1 кВт*ч энергии, вырабатываемой на первой атомной станции, показывает, что высокая его себестоимость обусловлена в первую очередь малыми размерами станции, большими затратами на штучное изготовление тепловыделяющих элементов, повышенным расходом урана-235 вследствие малых размеров атомного реактора, а также рядом особенностей конструкции на этой станции, направленных к созданию повышенной надёжности работы, от которых, как показывает опыт эксплуатации, можно отказаться».

Конечно, в документе 1955 года весьма странным видится ссылка на «опыт эксплуатации», составлявший к тому времени около года. В то время у атомной энергетики впереди ещё были такие сводящие на нет атомный оптимизм события, как аварии на АЭС Три Майл Айленд, на Чернобыльской АЭС и АЭС Фукусима-1. Тогда казалось, что стоимость атомного электричества можно снизить, увеличив мощность АЭС и удешевив строительство АЭС, в первую очередь за счёт упрощения конструкции реакторов и систем безопасности.

Фото: aes1.ru

И если первое сделать удалось, например, прямым развитием реактора АМ-1 стали уран-графитовые канальные реакторы РБМК-1000 тепловой мощностью 3 ГВт, то вторая задача выполнена не была. После серии радиационных аварий и катастроф требования к системам безопасности современных АЭС возрастают, растёт и стоимость их сооружения. И даже сейчас, как и 60 лет назад, полная стоимость атомного электричества заметно превышает стоимость электроэнергии станций, работающих на природном газе. Этот тезис доказан в : «электричество ядерных электростанций уже сейчас стоит дороже потребителю, чем то, что вырабатывают газовые станции. … Государство предоставляет отрасли практически бесплатный капитал, несет непокрытые страховыми премиями атомные риски, в значительной степени участвует в прямом финансировании ядерного топливного цикла»

Сейчас будущее атомной энергетики уже не кажется столь безоблачным, как это представлялось в 1954 году. Но в любом случае, Обнинская АЭС остаётся памятником той эпохе, эпохе гонки вооружений, холодной войны и горячего оптимизма по отношению к атомной энергетике.

Прошедшей эпохе…

Photo: aes1.ru