Побывали на Обнинской АЭС, первой в мире атомной электростанции. АЭС всего лишь с одним реактором АМ-1 («атом мирный») мощностью 5 МВт дала промышленный ток 27 июня 1954 г. в подмосковном поселке Обнинское Калужской обл., на территории так называемой «лаборатории В» (ныне - Государственный научный центр РФ «Физико-энергетический институт имени академика А.И. Лейпунского»).

Станция строилась в условиях строгой секретности, и вдруг 30 июня 1954 г. не только на всю страну – на весь мир прозвучало сообщение ТАСС, потрясшее воображение людей: «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».

9 мая 1954 года в 19 часов 07 минут состоялся физический пуск реактора Первой АЭС в присутствии И.В.Курчатова и других членов пусковой комиссии – цепная реакция началась. И лишь в октябре 1954 года вышли на 100% мощности, турбина дала 5 тыс. кВт. Этот период времени – от физического пуска до проектной мощности – был периодом укрощения «дикого зверя». Реактор нужно было изучить, его параметры работы сопоставить с расчетными, постепенно вывести на проектную мощность.

История атомной энергии, начавшаяся в Обнинске, имеет глубокие корни в довоенном и военном времени AM – атом мирный – так назвал И.В.Курчатов реактор Первой АЭС. Станция была построена в чрезвычайно короткие сроки. От эскизного проекта до энергетического пуска прошло немногим более трех лет. Труд создателей Первой АЭС был высоко оценен. Большая группа участников этой работы была награждена орденами и медалями. В 1956 году Д.И.Блохинцев удостоен Золотой Звезды Героя Социалистического Труда, А.К.Красин награжден орденом Ленина. Ленинская премия присуждена в 1957 году Д.И.Блохинцеву. Н.А.Доллежалю, А.К.Красину и В.А.Малых.

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 АЭС в СССР.

С начала эксплуатации Первой АЭС на ней широко развернулись экспериментальные работы благодаря сооружению экспериментальных петель и каналов. Были изучены режимы кипения воды непосредственно в трубчатых тепловыделяющих элементах реактора, создана петля для изучения теплоотдачи при кипении теплоносителя, осуществлен перегрев пара в самом реакторе. Анализ режимов работы с кипением и перегревом пара дал основу для проектирования крупных энергетических реакторов для Белоярской, Билибинскои, Ленинградской АЭС и многих других.

Экскурсию вел старейший сотрудник станции. Он здесь со дня основания.

Большой технический опыт, приобретенный на основе эксплуатации Первой АЭС, и широкий экспериментальный материал послужили фундаментом для дальнейшего развития ядерной энергетики. Так было задумано, и этому способствовали конструктивные особенности реактора Обнинской АЭС. Они обеспечили большие экспериментальные возможности реактора при хороших нейтронно-физических параметрах.

В конструкции реактора предусмотрены четыре горизонтальных канала для материаловедческих целей. Два использованы для производства искусственных радиоактивных изотопов и два – для исследования влияния облучения нейтронами на свойства различных материалов.

Один из горизонтальных каналов, выведенных из активной зоны реактора, был использован для проведения исследований атомно-кристаллических и магнитных структур твердых тел методом дифракции нейтронов. Результаты исследований кристаллических и магнитных структур хрома, выполненных на нейтронном дифрактометре, получили общее признание и были квалифицированы как научное открытие.

Таким образом, реактор Первой АЭС стал одной из основных исследовательских реакторных баз. На его проектных экспериментальных установках и на вновь созданных 17-ти экспериментальных петлях было организовано изготовление изотопной продукции, проводились нейтронно-физические измерения в области физики твердого тела, реакторного материаловедения и другие комплексные исследования до последнего дня работы станции.

Сенсационные сообщения в средствах массовой информации всего мира о пуске Первой АЭС пробудили особый интерес к великому достижению науки и техники в Советском Союзе. Особенно этот интерес возрос среди научного мира и руководителей государств после Первой Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии осенью 1955 года. С докладом выступал Д.И.Блохинцев. Вопреки установленным правилам окончание доклада было встречено бурной овацией.

Пульт.

Вскоре после пуска атомная электростанция стала доступна для широкой общественности. Делегация Британского управления по атомной энергии в книге отзывов выразила свое восхищение работой профессору Блохинцеву и его коллегам. Делегация ГДР оставила запись о том, что посещение АЭС считает большой честью для себя. Немецкий физик Герц в книге для гостей записал: «Я уже много слышал и читал об атомных электростанциях, но то, что увидел здесь, превзошло все мои ожидания...».

Среди гостей, в разное время посетивших Обнинскую АЭС, были выдающиеся ученые, политические и общественные деятели: Д.Неру и И.Ганди, А.Сукарно, В.Ульбрихт, Ким Ир Сен, И. Броз Тито, Ф.Жолио-Кюри, Г.Сиборг, Ф.Перрен, 3.Эклунд, Г.К.Жуков, Ю.А.Гагарин, члены правительства нашей страны – Г.М.Маленков, Л.М.Каганович, В.М.Молотов и многие другие.

За первые 20 лет работы Первую АЭС посетили около 60 тысяч человек.

Развертка пульта.

Красная кнопка АЗ (Аварийная Защита), была нажата всего один раз в 2002 году. Она заглушила реактор.

Все имеет свою продолжительность жизни, постепенно изнашивается и устаревает морально и физически. За 48 лет безаварийной эксплуатации Первая атомная электростанция выработала свой ресурс, прослужив на 18 лет дольше запланированного времени.

17ч. 45 мин. 26 июня 1954 года – пар подан на турбину.
27 июня 1954 года – пуск Первой АЭС, сообщение газеты «Правда».
11 ч. 31 мин. 29 апреля 2002 года – станция остановлена, цепная реакция прекращена.

В настоящее время Обнинская АЭС выведена из эксплуатации. Её реактор был заглушен 29 апреля 2002 года, успешно проработав почти 48 лет. Станция была остановлена исключительно по экономическим соображениям, поскольку поддержание ее в безопасном состоянии с каждым годом становилось все дороже и дороже, станция давно находилась на государственных дотациях, а проводимые на ней научно-исследовательские работы и наработка изотопов для нужд российской медицины покрывали лишь около 10% расходов на эксплуатацию. При этом первоначально Минатом России планировал заглушить реактор АЭС лишь к 2005 г., после выработки 50-летнего ресурса.

Реакторный зал.

Реактор, часть защитных плит снято.

Сюда погружают стержни с отработанным топливом.

Пульт управления краном, переносящим стержни с отработанным топливом. Оператор смотрит через кварцевое стекло толщиной около 50 см.

В последние годы работы АЭС ее любовно называли «старушкой». Она действительно стала мамой и бабушкой следующим поколениям АЭС, более мощным и совершенным. Под научным руководством ФЭИ построена Первая АЭС, а затем при ее участии созданы важные и известные многим объекты: транспортабельная ядерная энергетическая установка ТЭС–3, опытные быстрые реакторы в ФЭИ – БР–5, БР–10 и БОР–60 в Димитровграде, транспортные ЯЭУ с жидкометаллическим теплоносителем для атомных подводных лодок, первый в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением БН–350, АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН–600 – 3-й блок Белоярской станции, Билибинская АТЭЦ, работающая в условиях Крайнего Севера в режиме переменных нагрузок по теплу и электричеству, космические реакторы-преобразователи типа «Топаз» и «Бук».

А это картина, доволь точно показывает, как шла работа на станции.

---------------------

Фотографии сделаны Мой и Димой

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 .

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

Когда и где была построена первая в мире атомная электростанция?
Первая в мире атомная электростанция (АЭС) была построена в СССР через десять лет после бомбардировки Хиросимы. В этой работе принимали участие практически те же специалисты, что и в создании советской атомной бомбы - И. Курчатов, Н. Доллежаль, А. Сахаров, Ю. Харитон и другие. Строить первую АЭС решено было в Обнинске - здесь уже имелся вполне работоспособный турбогенератор мощностью 5000 кВт. Непосредственно строительством АЭС руководила Обнинская физико-энергетическая лаборатория, основанная в 1947 г. В 1950 г. технический совет из нескольких предложенных вариантов выбрал реактор, разработанный НИИ Химмаш, которым руководил Н. Доллежаль. 27 июня 1954 г. первая в мире АЭС дала промышленный ток. В настоящее время она уже не работает, служит своеобразным музеем. Но опыт, полученный при ее сооружении, был, затем использован при сооружении других, более мощных и совершенных атомных энергоблоков. Атомные электростанции ныне работают не только в нашей стране, но и в США, Франции, Японии и многих других странах.

Что представлял из себя первый реактор мирного назначения?
Принцип действия и устройство реактора разработчикам реактора стали ясны еще в середине 1940-х ГГ.: В металлический корпус помещались графитовые блоки с каналами для урановых блоков и регулирующих стержней - поглотителей нейтронов. Общая масса урана должна была достигать критической, при которой начиналась поддерживаемая цепная реакция деления атомов урана. При этом в среднем на каждую тысячу возникших нейтронов несколько штук вылетали не мгновенно, в момент деления, а чуть позднее и вылетали уже из осколков. Существование этих так называемых запаздывающих нейтронов оказалось решающим для возможности осуществления управляемой цепной реакции.
Хотя общее количество запаздывающих нейтронов составляет всего 0,75%, именно они существенно (примерно в 150 раз) замедляют скорость нарастания нейтронного потока и тем самым облегчают задачу регулирования мощности реактора. За это время, манипулируя поглощающими нейтроны стержнями, можно вмешаться в ход реакции, замедлить ее или ускорить. Кроме того, как выяснилось» поток нейтронов в значительной степени разогревал всю массу реактора, так что его еще иногда называют «атомным котлом».
Эта схема послужила основой для создания первого реактора для атомной электростанции. 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 вода обтекала стержень снаружи, твэл же представлял собой двухстенную трубку. Между стенками располагался обогащенный уран, а по внутреннему каналу протекала вода. Чтобы она не вскипела и не превратилась в пар тут же в твэлах - а это могло вызвать ненормальную работу реактора - вода должна была находиться под давлением в 100 атм. Из коллектора горячая радиоактивная вода текла по трубам в теплообменник-парогенератор, после чего, пройдя через циркулярный насос, возвращалась в коллектор холодной воды. Этот ток назывался первым контуром. Вода (теплоноситель) циркулировала в нем по замкнутому кругу, не выходя наружу. Во втором контуре вода выступала в роли рабочего тела. Здесь она была нерадиоактивна и безопасна для окружающих. Нагревшись в теплообменнике до 190 "С и превратившись в пар с давлением 12 атм., она подводилась к турбине, где и производила свою полезную работу. Покинувший турбину пар должен был конденсироваться и снова направляться в парогенератор. КПД всей энергетической установки составлял 17%.
На АЭС также была тщательно продумана система управления протекающими в реакторе процессами, созданы устройства для автоматического и ручного дистанционного управления регулирующими стержнями, для аварийной остановки реактора, приспособления для замены твэлов.

Особенность атомной электростанции заключается в том, что в ней источником электрической энергии является ядро атома (урана и плутония).

Первая атомная электростанция в мире была построена в Советском Союзе.

Сейчас на территории России действуют следующие АЭС:

• Балаковская
• Белоярская
• Билибинская
• Калининская
• Кольская
• Курская
• Ленинградская
• Нововоронежская
• Ростовская
• Смоленская

Наибольшее количество атомных электростанций находится на территории США

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».