Принцип работы реактора аэс. Атомная электростанция: устройство и влияние на окружающую среду

Атомная электроэнергетика – современный и быстро развивающийся способ добычи электричества. А вы знаете, как устроены атомные станции? Каков принцип работы АЭС? Какие типы ядерных реакторов сегодня существуют? Постараемся детально рассмотреть схему работы АЭС, вникнуть в устройство ядерного реактора и узнать о том, насколько безопасен атомный способ добычи электроэнергии.

Как устроена АЭС?

Любая станция – это закрытая зона вдалеке от жилого массива. На ее территории находятся несколько зданий. Самое главное сооружение – здание реактора, рядом с ним расположен машинный зал, из которого реактором управляют, и здание безопасности.

Схема невозможна без ядерного реактора. Атомный (ядерный) реактор – это устройство АЭС, которое призвано организовать цепную реакцию деления нейтронов с обязательным выделением энергии при этом процессе. Но каков принцип работы АЭС?

Вся реакторная установка помещается в здание реактора, большую бетонную башню, которая скрывает реактор и в случае аварии удержит в себе все продукты ядерной реакции. Эту большую башню называют контейнтмент, герметичная оболочка или гермозона.

Гермозона в новых реакторах имеет 2 толстые бетонные стенки – оболочки.
Внешняя оболочка толщиной в 80 см обеспечивает защиту гермозоны от внешних воздействий.

Внутренняя оболочка толщиной в 1 метр 20 см имеет в своем устройстве специальные стальные тросы, которые увеличивают прочность бетона почти в три раза и не дадут конструкции рассыпаться. С внутренней стороны она выложена тонким листом специальной стали, которая призвана служить дополнительной защитой контейнтмента и в случае аварии не выпустить содержимое реактора за пределы гермозоны.

Такое устройство атомной станции позволяет выдержать падение самолета весом до 200 тонн, 8 бальное землетрясение, торнадо и цунами.

Впервые герметичная оболочка была сооружена на американской АЭС Коннектикут Янки в 1968 году.

Полная высота гермозоны – 50-60 метров.

Из чего состоит атомный реактор?

Чтобы понять принцип работы ядерного реактора, а значит и принцип работы АЭС, нужно разобраться в составляющих реактора.

• Активная зона. Это зона, куда помещается ядерное топливо (тепловыделитель) и замедлитель. Атомы топлива (чаще всего топливом выступает уран) совершают цепную реакцию деления. Замедлитель призван контролировать процесс деления, и позволяет провести нужную по скорости и силе реакцию.
• Отражатель нейтронов. Отражатель окружает активную зону. Состоит он из того же материала, что и замедлитель. По сути это короб, главное назначение которого – не дать нейтронам выйти из активной зоны и попасть в окружающую среду.
• Теплоноситель. Теплоноситель должен вобрать в себя тепло, которое выделилось при делении атомов топлива, и передать его другим веществам. Теплоноситель во многом определяет то, как устроена АЭС. Самый популярный теплоноситель на сегодня – вода.
  Система управления реактором. Датчики и механизмы, которые приводят реактор АЭС в действие.

Топливо для АЭС

На чем работает АЭС? Топливо для АЭС – это химические элементы, обладающие радиоактивными свойствами. На всех атомных станциях таким элементом выступает уран.

Устройство станций подразумевает, что АЭС работают на сложном составном топливе, а не на чистом химическом элементе. И чтобы из природного урана добыть урановое топливо, которое загружается в ядерный реактор, нужно провести множество манипуляций.

Обогащенный уран

Уран состоит из двух изотопов, то есть в его составе есть ядра с разной массой. Назвали их по количеству протонов и нейтронов изотоп -235 и изотоп-238. Исследователи 20 века начали добывать из руды 235й уран, т.к. его легче было разлагать и преобразовывать. Выяснилось, что такого урана в природе всего 0,7 % (остальные проценты достались 238му изотопу).

Что делать в этом случае? Уран решили обогащать. Обогащение урана это процесс, когда в нем остается много нужных 235х изотопов и мало ненужных 238х. Задача обогатителей урана – из 0.7% сделать почти 100% урана-235.

Обогатить уран можно с помощью двух технологий – газодиффузионной или газоцентрифужной. Для их использования уран, добытый из руды, переводят в газообразное состояние. В виде газа его и обогащают.

Урановый порошок

Обогащенный урановый газ переводят в твердое состояние – диоксид урана. Такой чистый твердый 235й уран выглядит как большие белые кристаллы, которые позже дробят в урановый порошок.

Урановые таблетки

Урановые таблетки – это твердые металлические шайбы, длиной в пару сантиметров. Чтобы из уранового порошка слепить такие таблетки, его перемешивают с веществом – пластификатором, он улучшает качество прессования таблеток.

Прессованные шайбы запекают при температуре 1200 градусов по Цельсию более суток, чтобы придать таблеткам особую прочность и устойчивость к высоким температурам. То, как работает АЭС, напрямую зависит от того, насколько хорошо спрессовали и запекли урановое топливо.

Запекают таблетки в молибденовых ящиках, т.к. только этот металл способен не расплавиться при «адских» температурах свыше полутора тысяч градусов. После этого урановое топливо для АЭС считается готовым.

Что такое ТВЭЛ и ТВС?

Активная зона реактора внешне выглядит как огромный диск или труба с дырками в стенках (в зависимости от типа реактора), раз в 5 больше человеческого тела. В этих дырках находится урановое топливо, атомы которого и проводят нужную реакцию.

Просто так закинуть топливо в реактор невозможно, ну, если вы не хотите получить взрыв всей станции и аварию с последствиями на пару близлежащих государств. Поэтому урановое топливо помещается в ТВЭЛы, а потом собирается в ТВС. Что значат эти аббревиатуры?

• ТВЭЛ – тепловыделяющий элемент (не путать с одноименным названием российской компании, которая их производит). По сути это тонкая и длинная циркониевая трубка, сделанная из сплавов циркония, в которую помещаются урановые таблетки. Именно в ТВЭЛах атомы урана начинают взаимодействовать друг с другом, выделяя тепло при реакции.

Цирконий выбран материалом для производства ТВЭЛов благодаря его тугоплавкости и антикоррозийности.

Тип ТВЭЛов зависит от типа и строения реактора. Как правило, строение и назначение ТВЭЛов не меняется, разными могут быть длина и ширина трубки.

В одну циркониевую трубку автомат загружает более 200 урановых таблеток. Всего в реакторе одновременно работают около 10 миллионов урановых таблеток.
ТВС – тепловыделяющая сборка. Работники АЭС называют ТВС пучками.

По сути это несколько ТВЭЛов, скрепленных между собой. ТВС – это готовое атомное топливо, то, на чем работает АЭС. Именно ТВС загружаются в ядерный реактор. В один реактор помещаются около 150 – 400 ТВС.
В зависимости от того, в каком реакторе ТВС будет работать, они бывают разной формы. Иногда пучки складываются в кубическую, иногда в цилиндрическую, иногда в шестиугольную форму.

Одна ТВС за 4 года эксплуатации вырабатывает столько же энергии как при сжигании 670 вагонов угля, 730 цистерн с природным газом или 900 цистерн, груженных нефтью.
Сегодня ТВС производят в основном на заводах России, Франции, США и Японии.

Чтобы доставить топливо для АЭС в другие страны, ТВС запечатывают в длинные и широкие металлические трубы, из труб выкачивают воздух и специальными машинами доставляют на борта грузовых самолетов.

Весит ядерное топливо для АЭС запредельно много, т.к. уран – один из самых тяжелых металлов на планете. Его удельный вес в 2,5 раза больше, чем у стали.

Атомная электростанция: принцип работы

Каков принцип работы АЭС? Принцип работы АЭС базируется на цепной реакции деления атомов радиоактивного вещества – урана. Эта реакция происходит в активной зоне ядерного реактора.

Если не вдаваться в тонкости ядерной физики, принцип работы АЭС выглядит так:
После пуска ядерного реактора из ТВЭЛов извлекаются поглощающие стержни, которые не дают урану вступить в реакцию.

Как только стрежни извлечены, нейтроны урана начинают взаимодействовать друг с другом.

Когда нейтроны сталкиваются, происходит мини-взрыв на атомном уровне, выделяется энергия и рождаются новые нейтроны, начинает происходить цепная реакция. Этот процесс выделяет тепло.

Тепло отдается теплоносителю. В зависимости от типа теплоносителя оно превращается в пар или газ, которые вращают турбину.

Турбина приводит в движение электрогенератор. Именно он по факту и вырабатывает электрический ток.

Если не следить за процессом, нейтроны урана могут сталкиваться друг с другом до тех пор, пока не взорвут реактор и не разнесут всю АЭС в пух и прах. Контролируют процесс компьютерные датчики. Они фиксируют повышение температуры или изменение давления в реакторе и могут автоматически остановить реакции.

Чем отличается принцип работы АЭС от ТЭС (теплоэлектростанций)?

Различия в работе есть только на первых этапах. В АЭС теплоноситель получает тепло от деления атомов уранового топлива, в ТЭС теплоноситель получает тепло от сгорания органического топлива (угля, газа или нефти). После того, как или атомы урана, или газ с углём выделили тепло, схемы работы АЭС и ТЭС одинаковы.

Типы ядерных реакторов

То, как работает АЭС, зависит от того, как именно работает ее атомный реактор. Сегодня есть два основных типа реакторов, которые классифицируются по спектру нейронов:
Реактор на медленных нейтронах, его также называют тепловым.

Для его работы используется 235й уран, который проходит стадии обогащения, создания урановых таблеток и т.д. Сегодня реакторов на медленных нейтронах подавляющее большинство.
Реактор на быстрых нейтронах.

За этими реакторами будущее, т.к. работают они на уране-238, которого в природе пруд пруди и обогащать этот элемент не нужно. Минус таких реакторов только в очень больших затратах на проектирование, строительство и запуск. Сегодня реакторы на быстрых нейтронах работают только в России.

Теплоносителем в реакторах на быстрых нейтронах выступает ртуть, газ, натрий или свинец.

Реакторы на медленных нейтронах, которыми сегодня пользуются все АЭС мира, тоже бывают нескольких типов.

Организация МАГАТЭ (международное агентство по атомной энергетике) создало свою классификацию, которой пользуются в мировой атомной энергетике чаще всего. Так как принцип работы атомной станции во многом зависит от выбора теплоносителя и замедлителя, МАГАТЭ базировали свою классификацию на этих различиях.

С химической точки зрения оксид дейтерия идеальный замедлитель и теплоноситель, т.к. ее атомы наиболее эффективно взаимодействуют с нейтронами урана по сравнению с другими веществами. Попросту говоря, свою задачу тяжелая вода выполняет с минимальными потерями и максимальным результатом. Однако ее производство стоит денег, в то время как обычную «легкую» и привычную для нас воду использовать куда проще.

Несколько фактов об атомных реакторах…

Интересно, что один реактор АЭС строят не менее 3х лет!
Для постройки реактора необходимо оборудование, которое работает на электрическом токе в 210 кило Ампер, что в миллион раз превышает силу тока, которая способна убить человека.

Одна обечайка (элемент конструкции) ядерного реактора весит 150 тонн. В одном реакторе таких элементов 6.

Водо-водяной реактор

Как работает АЭС в целом, мы уже выяснили, чтобы все «разложить по полочкам» посмотрим, как работает наиболее популярный водо-водяной ядерный реактор.
Во всем мире сегодня используют водо-водяные реакторы поколения 3+. Они считаются самыми надежными и безопасными.

Все водо-водяные реакторы в мире за все годы их эксплуатации в сумме уже успели набрать более 1000 лет безаварийной работы и ни разу не давали серьезных отклонений.

Структура АЭС на водо-водяных реакторах, подразумевает, что между ТВЭЛами циркулирует дистиллированная вода, нагретая до 320 градусов. Чтобы не дать ей перейти в парообразное состояние ее держат под давлением в 160 атмосфер. Схема АЭС называет ее водой первого контура.

Нагретая вода попадает в парогенератор и отдает свое тепло воде второго контура, после чего снова «возвращается» в реактор. Внешне это выглядит так, что трубки воды первого контура соприкасаются с другими трубками – воды второго контура, они передают тепло друг другу, но воды не контактируют. Контактируют трубки.

Таким образом, исключена возможность попадания радиации в воду второго контура, которая будет далее участвовать в процессе добычи электричества.

Безопасность работы АЭС

Узнав принцип работы АЭС мы должны понимать как же устроена безопасность. Устройство АЭС сегодня требует повышенного внимания к правилам безопасности.
Затраты на безопасность АЭС составляют примерно 40% от общей стоимости самой станции.

В схему АЭС закладываются 4 физических барьера, которые препятствуют выходу радиоактивных веществ. Что должны делать эти барьеры? В нужный момент суметь прекратить ядерную реакцию, обеспечивать постоянный отвод тепла от активной зоны и самого реактора, предотвращать выход радионуклеидов за пределы контайнмента (гермозоны).

• Первый барьер – прочность урановых таблеток. Важно, чтобы они не разрушались под воздействием высоких температур в ядерном реакторе. Во многом то, как работает атомная станция, зависит от того, как «испекли» таблетки из урана на начальной стадии изготовления. Если таблетки с урановым топливом запечь неверно, то реакции атомов урана в реакторе будут непредсказуемыми.
• Второй барьер – герметичность ТВЭЛов. Циркониевые трубки должны быть плотно запечатаны, если герметичность будет нарушена, то в лучшем случае реактор будет поврежден и работа остановлена, в худшем – все взлетит на воздух.
• Третий барьер – прочный стальной корпус реактор а, (та самая большая башня – гермозона) который «удерживает» в себе все радиоактивные процессы. Повредится корпус – радиация выйдет в атмосферу.
• Четвертый барьер – стержни аварийной защиты. Над активной зоной на магниты подвешиваются стержни с замедлителями, которые могут за 2 секунды поглотить все нейтроны и остановить цепную реакцию.

Если, несмотря на устройство АЭС с множеством степеней защиты, охладить активную зону реактора в нужный момент не удастся, и температура топлива возрастет до 2600 градусов, то в дело вступает последняя надежда системы безопасности – так называемая ловушка расплава.

Дело в том, что при такой температуре дно корпуса реактора расплавится, и все остатки ядерного топлива и расплавленных конструкций стекут в специальный подвешенный над активной зоной реактора «стакан».

Ловушка расплава охлаждаема и огнеупорна. Она наполнена так называемым «жертвенным материалом», который постепенно останавливает цепную реакцию деления.

Таким образом, схема АЭС подразумевает несколько степеней защиты, которые практически полностью исключают любую возможность аварии.

Несмотря на то, что долгие годы не утихают споры вокруг атомных электростанций, большинство людей мало представляют себе, как АЭС вырабатывает электроэнергию, хотя наверняка знают какую-нибудь легенду про АЭС. В статье будет рассказано в общих чертах как работает атомная электростанция. Каких-то тайн и разоблачений ждать не стоит, но кто-нибудь узнает для себя что-то новенькое.
В статье будет описываются атомные реакторы типа ВВЭР (водо-водяные энергетические реакторы), как самые распространенные.

Видео о том как работает атомная электростанция

Принцип работы атомной электростанции - анимация

В активную зону реактора загружены тепловыделяющие сборки, состоящие из пучка циркониевых тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), заполненных таблетками двуокиси урана.

Тепловыделяющая сборка реактора АЭС в натуральную величину

Деление ядер урана внутри атомного реактора

Ядра урана делятся с образованием нейтронов (2 или 3 нейтрона), которые, попадая в другие ядра, также могут вызывать их деление. Так возникает цепная ядерная реакция. При этом отношение числа образовавшихся нейтронов к числу нейтронов на предыдущем шаге деления называется коэффициентом размножения нейтронов k. Если k<1, реакция затухает. При к=1 идёт самоподдерживающаяся цепная ядерная реакция. Когда k>1, реакция ускоряется, вплоть до ядерного взрыва. В ядерных реакторах поддерживается управляемая цепная ядерная реакция, удерживая k близкой к единице.

Реактор атомной электростанции с загруженными тепловыделяющими сборками

Как вырабатывается электроэнергия на АЭС

В ходе протекания цепной реакции выделяется большое количество энергии в виде тепла, которое нагревает теплоноситель первого контура - воду. Вода подается снизу в активную зону реактора с помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН). Нагреваясь до температуры 322 °С вода поступает в парогенератор (теплообменник), где, пройдя по тысячам теплообменных трубок и отдав часть тепла воде второго контура, вновь поступает в активную зону.

Так как давление второго контура ниже, вода в парогенераторе вскипает, образуя пар с температурой 274°С, который поступает на турбину. Поступая в цилиндр высокого давления, а затем в три цилиндра низкого давления, пар раскручивает турбину, которая, в свою очередь, вращает генератор, вырабатывая электричество. Отработанный пар поступает в конденсатор, в котором он конденсируется с помощью холодной воды из пруда-охладителя или градирни и вновь возвращается в парогенератор с помощью питательных насосов.

Турбинное отделение АЭС и сама турбина

Такая сложная двухконтурная система создана для того, чтобы оградить оборудование АЭС (турбина, конденсатор), а также окружающую среду от попадания радиоактивных частиц из первого контура, появление которых возможно из-за коррозии оборудования, наведенной радиоактивности, а также разгерметизации оболочек ТВЭЛов.

Откуда и как управляют атомной электростанцией

Управление блоками АЭС осуществляется из блочного щита управления, который обычно сводит простого обывателя обилием «лампочек, крутилочек и кнопочек».

Щит управления расположен в реакторном отделении, но в «чистой зоне» и на нем постоянно находятся:

• ведущий инженер по управлению реактором
• ведущий инженер по управлению турбинами
• ведущий инженер по управлению блоком
• начальник смены блока

Территория АЭС

Вокруг атомной станции организуется зона наблюдения (та самая тридцатикилометровая зона), в которой ведется постоянный мониторинг радиационной обстановки. Также существует санитарно-защитная зона радиусом 3 км (зависит от проектной мощности АЭС), в которой запрещено проживание людей, а также ограничена сельскохозяйственная деятельность.

Зоны доступа атомной электростанции

Внутренняя территория АЭС разделена на две зоны: зона свободного доступа (чистая зона), где воздействие радиационных факторов на персонал практически исключено, и зону контролируемого доступа (ЗКД), где возможно воздействие радиации на персонал.

Доступ в ЗКД разрешен далеко не всем и возможен только через помещение санпропускника, после процедуры переодевания в спец. одежду и получения индивидуального дозиметра. Доступ в гермооболочку, в которой расположены сам реактор и оборудование первого контура, при работе реактора на мощности вообще запрещен и возможен лишь в исключительных случаях. Получаемые дозы работников АЭС строго фиксируются и нормируются, хотя фактическое облучение при нормальной работе реактора в сотни раз меньше предельных доз.

Дозиметрический контроль на выходе из ЗКД атомной электростанции

Наверное, самое большое число слухов и домыслов ходят вокруг выбросов атомных станций. Выбросы действительно есть и происходят они, в основном, через вентиляционные трубы - это те самые трубы, которые стоят возле каждого энергоблока и никогда не дымят. По большей части, в атмосферу попадают инертные радиоактивные газы - ксенон, криптон и аргон.
Но перед сбросом в атмосферу воздух из помещений АЭС проходит систему сложных фильтров, где удаляется большая часть радионуклидов. Короткоживущие изотопы распадаются еще до того, как газы достигнут верха трубы, еще больше снижая радиоактивность. В итоге, вклад в естественный радиационный фон газоаэрозольных выбросов АЭС в атмосферу незначителен и им вообще можно пренебречь. Поэтому атомная энергия является одной из самых чистых, в сравнении с другими электростанциями. В любом случае, все радиоактивные выбросы атомных станций строго контролируются экологами и разрабатываются способы дальнейшего их снижения.

Безопасность атомной электростанции

Все системы атомной станции проектируются и работают с учетом многочисленных принципов безопасности. Например, концепция глубоко эшелонированной защиты подразумевает наличие нескольких барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду. Очень похоже на принцип Кащея Бессмертного: топливо сгруппировано в таблетки, которые находятся в циркониевых ТВЭЛах, которые помещены в стальной корпус реактора, который помещен в железобетонную гермооболочку. Таким образом, разрушение одного из барьеров компенсируется следующим. Делается все, чтобы при любой аварии радиоактивные вещества не вышли за пределы зоны контролируемого доступа.

Также, все системы имеют двух- и трехкратное резервирование, в соответствии с принципом единичного отказа, по которому система должна бесперебойно выполнять свои функции даже при отказе любого ее элемента. Вместе с этим применяется принцип разнообразия, то есть использования систем, имеющих разные принципы работы. Например, при срабатывании аварийной защиты в активную зону реактора падают стержни-поглотители и в теплоноситель первого контура дополнительно впрыскивается борная кислота.

Как ремонтируют атомные электростанции?

Энергоблоки регулярно выводятся в планово-предупредительные ремонты (ППР), в периоды которых происходит перегрузка топлива, а также производится диагностика, ремонт и замена оборудования, модернизация оборудования. дин раз в четыре года работающий энергоблок выводится в капитальный ППР с полной выгрузкой ядерного топлива из активной зоны реактора, обследованием и испытанием внутрикорпусных устройств, а также испытания корпуса реактора на прочность.

Атомная электростанция или сокращенно АЭС это комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путём использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.

Во второй половине 40-х годов, перед тем, как были закончены работы по созданию первой атомной бомбы которая была испытана 29 августа 1949 года, советские ученые приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии. Основным направлением проектов была электроэнергетика.

В мае 1950 года в районе поселка Обнинское Калужской области, начато строительство первой в мире АЭС.

Впервые электроэнергию с помощью ядерного реактора получили 20 декабря 1951 года в штате Айдахо в США.

Для проверки работоспособности генератор был подключен к четырем лампам накаливания, ни то не ожидал, что лампы зажгутся.

С этого момента человечество стало использовать энергию ядерного реактора для получения электричества.

Первые Атомные электростанции

Строительство первой в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт было закончено в 1954 году и 27 июня 1954 года она была запущена, так начала работать .

В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт.

Строительство Белоярской промышленной АЭС началось так же в 1958 году. 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди дал ток потребителям.

В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 350 МВт запущен в декабре 1969.

В 1973 г. запущена Ленинградская АЭС.

В других странах первая АЭС промышленного назначения была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Великобритания) ее мощность составляла 46 МВт.

В 1957 году вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).

Мировыми лидерами в производстве ядерной электроэнергии являются:

1. США (788,6 млрд кВт ч/год),
2. Франция(426,8 млрд кВт ч/год),
3. Япония (273,8 млрд кВт ч/год),
4. Германия (158,4 млрд кВт ч/год),
5. Россия (154,7 млрдкВт ч/год).

Классификация АЭС

Атомные электростанции можно классифицировать по нескольким направлениям:

По типу реакторов

• Реакторы на тепловых нейтронах, использующие специальные замедлители для увеличения вероятностипоглощения нейтрона ядрами атомов топлива
• Реакторы на лёгкой воде
• Реакторы на тяжёлой воде
• Реакторы на быстрых нейтронах
• Субкритические реакторы, использующие внешние источники нейтронов
• Термоядерные реакторы

По виду отпускаемой энергии

1. Атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки только электроэнергии
2. Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию

На атомных станциях, расположенных на территории России имеются теплофикационные установки, они необходимы для подогрева сетевой воды.

Виды топлива используемого на Атомных электростанциях

На атомных электростанциях возможно использование несколько веществ, благодаря которым можно выработать атомную электроэнергию, современное топливо АЭС – это уран, торий и плутоний.

Ториевое топливо сегодня не применяется в атомных электростанциях, для этого есть ряд причин.

Во-первых , его сложнее преобразовать в тепловыделяющие элементы, сокращенно ТВЭлы.

ТВЭлы - это металлические трубки, которые помещаются внутрь ядерного реактора. Внутри

ТВЭлов находятся радиоактивные вещества. Эти трубки являются хранилищами ядерного топлива.

Во-вторых , использование ториевого топлива предполагает его сложную и дорогую переработку уже после использования на АЭС.

Плутониевое топливо так же не применяют в атомной электроэнергетике, в виду того, что это вещество имеет очень сложный химический состав, система полноценного и безопасного применения еще не разработана.

Урановое топливо

Основное вещество, вырабатывающее энергию на ядерных станциях – это уран. На сегодняшний день уран добывается несколькими способами:

• открытым способом в карьерах
• закрытым в шахтах
• подземным выщелачиванием, при помощи бурения шахт.

Подземное выщелачивание, при помощи бурения шахт происходит путем размещения раствора серной кислоты в подземных скважинах, раствор насыщается ураном и выкачивается обратно.

Самые крупные запасы урана в мире находятся в Австралии, Казахстане, России и Канаде.

Самые богатые месторождения в Канаде, Заире, Франции и Чехии. В этих странах из тонны руды получают до 22 килограмм уранового сырья.

В России из одной тонны руды получают чуть больше полутора килограмм урана. Места добычи урана нерадиоактивны.

В чистом виде это вещество мало опасно для человека, гораздо большую опасность представляет радиоактивный бесцветный газ радон, который образуется при естественном распаде урана.

Подготовка урана

В виде руды уран в АЭС не используют, руда не вступает в реакцию. Для использования урана на АЭС сырье перерабатывается в порошок – закись окись урана, а уже после оно становится урановым топливом.

Урановый порошок превращается в металлические «таблетки», - он прессуется в небольшие аккуратные колбочки, которые обжигаются в течение суток при температурах больше 1500 градусов по Цельсию.

Именно эти урановые таблетки и поступают в ядерные реакторы, где начинают взаимодействовать друг с другом и, в конечном счете, дают людям электроэнергию.

В одном ядерном реакторе одновременно работают около 10 миллионов урановых таблеток.

Перед размещением урановых таблеток в реакторе они помещаются в металлические трубки из циркониевых сплавов - ТВЭлы, трубки соединяются между собой в пучки и образуют ТВС – тепловыделяющие сборки.

Именно ТВС называются топливом АЭС.

Как происходит переработка топлива АЭС

Спустя год использования урана в ядерных реакторах необходимо производить его замену.

Топливные элементы остужают в течение нескольких лет и отправляют на рубку и растворение.

В результате химической экстракции выделяются уран и плутоний, которые идут на повторное использование, из них делают свежее ядерное топливо.

Продукты распада урана и плутония направляются на изготовление источников ионизирующих излучений, их используют в медицине и промышленности.

Все, что остается после этих манипуляций, отправляется в печь для разогрева, из этой массы варится стекло, такое стекло находится в специальных хранилищах.

Из остатков изготавливают стекло не для массового применения, стекло используется для хранения радиоактивных веществ.

Из стекла сложно выделить остатки радиоактивных элементов, которые могут навредить окружающей среде. Недавно появился новый способ утилизации радиоактивных отходов.

Быстрые ядерные реакторы или реакторы на быстрых нейтронах, которые работают на переработанных остатках ядерного топлива.

По подсчетам ученых, остатки ядерного топлива, которые сегодня хранятся в хранилищах, способны на 200 лет обеспечить топливом реакторы на быстрых нейтронах.

Помимо этого, новые быстрые реакторы могут работать на урановом топливе, которое делается из 238 урана, это вещество не используется в привычных атомных станциях, т.к. сегодняшним АЭС проще перерабатывать 235 и 233 уран, которого в природе осталось немного.

Таким образом, новые реакторы – это возможность использовать огромные залежи 238го урана, которые до этого не применялись.

Принцип работы АЭС

Принцип работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР).

Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура.

На выходе из турбин, пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).

Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя может применяться также расплавленный натрий или газ.

Использование натрия позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в натриевом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления, но создаёт свои трудности, связанные с повышенной химической активностью этого металла.

Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор).

Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур, а реакторы БН (реактор на Быстрых Нейтронах) - два натриевых и один водяной контуры.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.

Устройство ядерного реактора

В ядерном реакторе используется процесс деления ядер, при котором тяжелое ядро распадается на два более мелких фрагмента.

Эти осколки находятся в очень возбужденном состоянии и испускают нейтроны, другие субатомные частицы и фотоны.

Нейтроны могут вызвать новые деления, в результате которых их излучается еще больше, и так далее.

Такой непрерывный самоподдерживающийся ряд расщеплений называется цепной реакцией.

При этом выделяется большое количество энергии, производство которой является целью использования АЭС.

Принцип работы ядерного реактора и атомной электростанции таков, что коло 85% энергии расщепления высвобождается в течение очень короткого промежутка времени после начала реакции.

Остальная часть вырабатывается в результате радиоактивного распада продуктов деления, после того как они излучили нейтроны.

Радиоактивный распад является процессом, при котором атом достигает более стабильного состояния. Он продолжается и после завершения деления.

Основные элементы ядерного реактора

• Ядерное топливо: обогащённый уран, изотопы урана и плутония. Чаще всего используется уран 235;
• Теплоноситель для вывода энергии, которая образуется при работе реактора: вода, жидкий натрий и др.;
• Регулирующие стержни;
• Замедлитель нейтронов;
• Оболочка для защиты от излучения.

Принцип действия ядерного реактора

В активной зоне реактора располагаются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) – ядерное топливо.

Они собраны в кассеты, включающие в себя по несколько десятков ТВЭЛов. По каналам через каждую кассету протекает теплоноситель.

ТВЭЛы регулируют мощность реактора. Ядерная реакция возможна только при определённой (критической) массе топливного стержня.

Масса каждого стержня в отдельности ниже критической. Реакция начинается, когда все стержни находятся в активной зоне. Погружая и извлекая топливные стержни, реакцией можно управлять.

Итак, при превышении критической массы топливные радиоактивные элементы, выбрасывают нейтроны, которые сталкиваются с атомами.

В результате образуется нестабильный изотоп, который сразу же распадается, выделяя энергию, в виде гамма излучения и тепла.

Частицы, сталкиваясь, сообщают кинетическую энергию друг другу, и количество распадов в геометрической прогрессии увеличивается.

Это и есть цепная реакция - принцип работы ядерного реактора. Без управления она происходит молниеносно, что приводит к взрыву. Но в ядерном реакторе процесс находится под контролем.

Таким образом, в активной зоне выделяется тепловая энергия, которая передаётся воде, омывающей эту зону (первый контур).

Здесь температура воды 250-300 градусов. Далее вода отдаёт тепло второму контуру, после этого – на лопатки турбин, вырабатывающих энергию.

Преобразование ядерной энергии в электрическую можно представить схематично:

• Внутренняя энергия уранового ядра
• Кинетическая энергия осколков распавшихся ядер и освободившихся нейтронов
• Внутренняя энергия воды и пара
• Кинетическая энергия воды и пара
• Кинетическая энергия роторов турбины и генератора
• Электрическая энергия

Активная зона реактора состоит из сотен кассет, объединенных металлической оболочкой. Эта оболочка играет также роль отражателя нейтронов.

Среди кассет вставлены управляющие стержни для регулировки скорости реакции и стержни аварийной защиты реактора.

Атомная станция теплоснабжения

Первые проекты таких станций были разработаны ещё в 70-е годы XXвека, но из-за наступивших в конце 80-х годов экономических потрясений и жёсткого противодействия общественности, до конца ни один из них реализован не был.

Исключение составляют Билибинская АЭС небольшой мощности, она снабжает теплом и электричеством посёлок Билибино в Заполярье (10 тыс. жителей) и местные горнодобывающие предприятия, а также оборонные реакторы (они занимаются производством плутония):

• Сибирская АЭС, поставляющая тепло в Северск и Томск.
• Реактор АДЭ-2 на Красноярском горно-химического комбинате, с 1964 г．поставляющий тепловую и электрическую энергию для города Железногорска.

На момент кризиса было начато строительство нескольких АСТ на базе реакторов, аналогичных ВВЭР-1000:

• Воронежская АСТ
• Горьковская АСТ
• Ивановская АСТ (только планировалась)

Строительство этих АСТ было остановлено во второй половине 1980-х или начале 1990-х годов.

В 2006 году концерн «Росэнергоатом» планировал построить плавучую АСТ для Архангельска, Певека и других заполярных городов на базе реакторной установки КЛТ-40, используемой на атомных ледоколах.

Имеется проект, строительства необслуживаемой АСТ на базе реактора «Елена», и передвижной (железнодорожным транспортом) реакторной установки «Ангстрем»

Недостатки и преимущества АЭС

Любой инженерный проект имеет свои положительные и отрицательные стороны.

Положительные стороны атомных станций:

• Отсутствие вредных выбросов;
• Выбросы радиоактивных веществ в несколько раз меньше угольной эл. станции аналогичной мощности (золаугольных ТЭС содержит процент урана и тория, достаточный для их выгодного извлечения);
• Небольшой объём используемого топлива и возможность его повторного использования после переработки;
• Высокая мощность: 1000-1600 МВт на энергоблок;
• Низкая себестоимость энергии, особенно тепловой.

Отрицательные стороны атомных станций:

• Облучённое топливо опасно, требует сложных и дорогих мер по переработке и хранению;
• Нежелателен режим работы с переменной мощностью для реакторов, работающих на тепловых нейтронах;
• Последствия возможного инцидента крайне тяжелые, хотя его вероятность достаточно низкая;
• Большие капитальные вложения, как удельные, на 1 МВт установленной мощности для блоков мощностью менее 700-800 МВт, так и общие, необходимые для постройки станции, её инфраструктуры, а также в случае возможной ликвидации.

Научные разработки в сфере атомной энергетики

Конечно, имеются недостатки и опасения, но при этом атомная энергия представляется самой перспективной.

Альтернативные способы получения энергии, за счёт энергии приливов, ветра, Солнца, геотермальных источников и др. в настоящее время имеют не высокий уровнем получаемой энергии, и её низкой концентрацией.

Необходимые виды получения энергии, имеют индивидуальные риски для экологии и туризма, например производство фотоэлектрических элементов, которое загрязняет окружающую среду, опасность ветряных станций для птиц, изменение динамики волн.

Ученые разрабатывают международные проекты ядерных реакторов нового поколения, например ГТ-МГР, которые позволят повысить безопасность и увеличить КПД АЭС.

Россия начала строительство первой в мире плавающей АЭС, она позволяет решить проблему нехватки энергии в отдалённых прибрежных районах страны.

США и Япония ведут разработки мини-АЭС, с мощностью порядка 10-20 МВт для целей тепло и электроснабжения отдельных производств, жилых комплексов, а в перспективе - и индивидуальных домов.

Уменьшение мощности установки предполагает рост масштабов производства. Малогабаритные реакторы создаются с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества.

Производство водорода

Правительством США принята Атомная водородная инициатива. Совместно с Южной Кореей ведутся работы по созданию атомных реакторов нового поколения, способных производить в больших количествах водород.

INEEL (Idaho National Engineering Environmental Laboratory) прогнозирует, что один энергоблок атомной электростанции следующего поколения, будет производить ежедневно водород, эквивалентный 750000 литров бензина.

Финансируются исследования возможностей производства водорода на существующих атомных электростанциях.

Термоядерная энергетика

Ещё более интересной, хотя и относительно отдалённой перспективой выглядит использование энергии ядерного синтеза.

Термоядерные реакторы, по расчётам, будут потреблять меньше топлива на единицу энергии, и как само это топливо (дейтерий, литий, гелий-3), так и продукты их синтеза нерадиоактивны и, следовательно, экологически безопасны.

В настоящее время при участии России, на юге Франции ведётся строительство международного экспериментального термоядерного реактора ITER.

Что такое КПД

Коэффициент полезного действия (КПД) - характеристика эффективности системы или устройства в отношении преобразования или передачи энергии.

Определяется отношением полезно использованной энергии к суммарному количеству энергии, полученному системой. КПД является безразмерной величиной и часто измеряется в процентах.

КПД атомной электростанции

Наиболее высокий КПД (92-95%) – достоинство гидроэлектростанций. На них генерируется 14% мировой электро мощности.

Однако, этот тип станций наиболее требователен к месту возведения и, как показала практика, весьма чувствителен к соблюдению правил эксплуатации.

Пример событий на Саяно-Шушенской ГЭС показал, к каким трагическим последствиям может привести пренебрежение правилами эксплуатации в стремлении снизить эксплуатационные издержки.

Высоким КПД (80%) обладают АЭС. Их доля в мировом производстве электроэнергии составляет 22%.

Но АЭС требуют повышенного внимания к проблеме безопасности, как на стадии проектирования, так и при строительстве, и во время эксплуатации.

Малейшие отступления от строгих регламентов обеспечения безопасности для АЭС, чревато фатальными последствиями для всего человечества.

Кроме непосредственной опасности в случае аварии, использование АЭС сопровождается проблемами безопасности, связанными с утилизацией или захоронением отработанного ядерного топлива.

КПД тепловых электростанций не превышает 34%, на них вырабатывается до шестидесяти процентов мировой электроэнергии.

Кроме электроэнергии на тепловых электростанциях производится тепловая энергия, которая в виде горячего пара или горячей воды может передаваться потребителям на расстояние в 20-25 километров. Такие станции называют ТЭЦ (Тепло Электро Централь).

ТЕС и ТЕЦ не дорогие в строительстве, но если не будут приняты специальные меры, они неблагоприятно воздействуют на окружающую среду.

Неблагоприятное воздействие на окружающую среду зависит от того, какое топливо применяется в тепловых агрегатах.

Наиболее вредны продукты сгорания угля и тяжёлых нефтепродуктов, природный газ менее агрессивен.

ТЭС являются основными источниками электроэнергии на территории России, США и большинства стран Европы.

Однако, есть исключения, например, в Норвегии электроэнергия вырабатывается в основном на ГЭС, а во Франции 70% электроэнергии генерируется на атомных станциях.

Первая электростанция в мире

Самая первая центральная электростанция, the Pearl Street, была сдана в эксплуатацию 4 сентября 1882 года в Нью-Йорке.

Станция была построена при поддержке Edison Illuminating Company, которую возглавлял Томас Эдисон.

На ней были установлены несколько генераторов Эдисона общей мощностью свыше 500 кВт.

Станция снабжала электроэнергией целый район Нью-Йорка площадью около 2,5 квадратных километров.

Станция сгорела дотла в 1890году, сохранилась только одна динамо-машина, которая сейчас находится в музее the Greenfield Village, Мичиган.

30 сентября 1882 года заработала первая гидроэлектростанция the Vulcan Street в штате Висконсин. Автором проекта был Г.Д. Роджерс, глава компании the Appleton Paper & Pulp.

На станции был установлен генератор с мощностью приблизительно 12.5 кВт. Электричества хватало на дом Роджерса и на две его бумажные фабрики.

Электростанция Gloucester Road. Брайтон был одним из первых городов в Великобритании с непрерывным электроснабжением.

В 1882 году Роберт Хаммонд основал компанию Hammond Electric Light , а 27 февраля 1882 года он открыл электростанцию Gloucester Road.

Станция состояла из динамо щетки, которая использовалась, чтобы привести в действие шестнадцать дуговых ламп.

В 1885 году электростанция Gloucester была куплена компанией Brighton Electric Light. Позже на этой территории была построена новая станция, состоящая из трех динамо щеток с 40 лампами.

Электростанция Зимнего дворца

В 1886 году в одном из внутренних дворов Нового Эрмитажа была построена электростанция.

Электростанция была крупнейшей во всей Европе, не только на момент постройки, но и на протяжении последующих 15 лет.

Ранее для освещения Зимнего дворца использовались свечи, с 1861 года начали использовать газовые светильники. Так как электролампы имели большее преимущество, были начаты разработки по внедрению электроосвещения.

Прежде чем здание было полностью переведено на электричество, освещении при помощи ламп использовали для освещения дворцовых зал во время рождественских и новогодних праздников 1885 года.

9 ноября 1885 года, проект строительства «фабрики электричества» был одобрен императором Александром III. Проект включал электрификацию Зимнего дворца, зданий Эрмитажа, дворовой и прилегающей территории в течение трех лет до 1888 года.

Была необходимость исключить возможность вибрации здания от работы паровых машин, размещение электростанции предусмотрели в отдельном павильоне из стекла и металла. Его разместили во втором дворе Эрмитажа, с тех пор называемом «Электрическим».

Как выглядела станция

Здание станции занимало площадь 630 м², состояло из машинного отделения с 6 котлами, 4 паровыми машинами и 2 локомобилями и помещения с 36 электрическими динамо-машинами. Общая мощность достигала 445 л.с.

Первыми осветили часть парадных помещений:

• Аванзал
• Петровский зал
• Большой фельдмаршальский зал
• Гербовый зал
• Георгиевский зал

Было предложено три режима освещения:

• полное (праздничное) включать пять раз в году (4888 ламп накаливания и 10 свечей Яблочкова);
• рабочее – 230 ламп накаливания;
• дежурное (ночное) – 304 лампы накаливания.
  Станция потребляла около 30 тыс. пудов (520 т) угля в год.

Крупные ТЭС, АЭС и ГЭС России

Крупнейшие электростанции России по федеральным округам:

Центральный:

• Костромская ГРЭС, которая работает на мазуте;
• Рязанская станция, основным топливом для которой является уголь;
• Конаковская, которая может работать на газе и мазуте;

Уральский:

• Сургутская 1 и Сургутская 2. Станции, которые являются одними из самых крупных электростанций РФ. Обе они работают на природном газе;
• Рефтинская, функционирующая на угле и являющаяся одной из крупнейших электростанций на Урале;
• Троицкая, также работающая на угле;
• Ириклинская, главным источником топлива для которой является мазут;

Приволжский:

• Заинская ГРЭС, работающая на мазуте;

Сибирский ФО:

• Назаровская ГРЭС, потребляющая в качестве топлива мазут;

Южный:

• Ставропольская, которая также может работать на совмещенном топливе в виде газа и мазута;

Северо-Западный:

• Киришская на мазуте.

Список электростанций России, которые вырабатывают энергию при помощи воды, расположены на территории Ангаро-Енисейского каскада:

Енисей:

• Саяно-Шушенская
• Красноярская ГЭС;

Ангара:

• Иркутская
• Братская
• Усть-Илимская.

Атомные электростанции России

Балаковская АЭС

Расположена рядом с городом Балаково, Саратовской области, на левом берегу Саратовского водохранилища. Состоит из четырёх блоков ВВЭР-1000, введённых в эксплуатацию в 1985, 1987, 1988 и 1993 годах.

Белоярская АЭС

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

На станции были сооружены четыре энергоблока: два с реакторами на тепловых нейтронах и два с реактором на быстрых нейтронах.

В настоящее время действующими энергоблоками являются 3-й и 4-й энергоблоки с реакторами БН-600 и БН-800 электрической мощностью 600 МВт и 880 МВт соответственно.

БН-600 сдан в эксплуатацию в апреле 1980 - первый в мире энергоблок промышленного масштаба с реактором на быстрых нейтронах.

БН-800 сдан в промышленную эксплуатацию в ноябре 2016 г. Он также является крупнейшим в мире энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах.

Билибинская АЭС

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

Вырабатывает электрическую и тепловую энергию.

Калининская АЭС

Расположена на севере Тверской области, на южном берегу озера Удомля и около одноимённого города.

Состоит из четырёх энергоблоков, с реакторами типа ВВЭР-1000, электрической мощностью 1000 МВт, которые были введены в эксплуатацию в 1984, 1986, 2004 и 2011 годах.

4 июня 2006 года было подписано соглашение о строительстве четвёртого энергоблока, который ввели в строй в 2011 году.

Кольская АЭС

Расположена рядом с городом Полярные Зори Мурманской области, на берегу озера Имандра.

Состоит из четырёх блоков ВВЭР-440, введённых в эксплуатацию в 1973, 1974, 1981 и 1984 годах.
Мощность станции - 1760 МВт.

Курская АЭС

Одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Расположена рядом с городом Курчатов Курской области, на берегу реки Сейм.

Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1976, 1979, 1983 и 1985 годах.

Мощность станции - 4000 МВт.

Ленинградская АЭС

Одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Расположена рядом с городом Сосновый Бор Ленинградской области, на побережье Финского залива.

Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1973, 1975, 1979 и 1981 годах.

Мощность станции - 4 ГВт. В 2007 году выработка составила 24,635 млрд кВт ч.

Нововоронежская АЭС

Расположена в Воронежской области рядом с городом Воронеж, на левом берегу реки Дон. Состоит из двух блоков ВВЭР.

На 85 % обеспечивает Воронежскую область электрической энергией, на 50 % обеспечивает город Нововоронеж теплом.

Мощность станции (без учёта ) - 1440 МВт.

Ростовская АЭС

Расположена в Ростовской области около города Волгодонск. Электрическая мощность первого энергоблока составляет 1000 МВт, в 2010 году подключен к сети второй энергоблок станции.

В 2001-2010 годах станция носила название «Волгодонская АЭС», с пуском второго энергоблока АЭС станция была официально переименована в Ростовскую АЭС.

В 2008 году АЭС произвела 8,12 млрд кВт-час электроэнергии. Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) составил 92,45 %. С момента пуска (2001) выработала свыше 60 млрд кВт-час электроэнергии.

Смоленская АЭС

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

В состав каждого энергоблока входят: один реактор тепловой мощностью 3200 МВт и два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт каждый.

Атомные электростанции США

АЭС Шиппингпорт с номинальной мощностью 60 МВт, открыта в 1958 году в штате Пенсильвания. После 1965 года произошло интенсивное сооружение атомных электростанций по всей территории Штатов.

Основная часть атомных станций Америки была сооружена в дальнейшие после 1965 года 15 лет, до наступления первой серьезной аварии на АЭС на планете.

Если в качестве первой аварии вспоминается авария на Чернобыльской АЭС, то это не так.

Причиной аварии стали нарушения в системе охлаждения реактора и многочисленные ошибки обслуживающего персонала. В итоге расплавилось ядерное топливо. На устранение последствий аварии ушло около одного миллиарда долларов, процесс ликвидации занял 14 лет.

После авария правительство Соединенных Штатов Америки откорректировало условия безопасности функционирования всех АЭС в государстве.

Это соответственно привело к продолжению периода строительства и значительному подорожанию объектов «мирного атома». Такие изменения затормозили развитие общей индустрии в США.

В конце двадцатого века в Соединенных Штатах было104 работающих реактора. На сегодняшний день США занимают первое место на земле по численности ядерных реакторов.

С начала 21 столетия в Америке было остановлено четыре реактора в 2013 году, и начато строительство ещё четырех.

Фактически на сегодняшний момент в США функционирует 100 реакторов на 62 атомных электростанциях, которыми производится 20% от всей энергии в государстве.

Последний сооруженный реактор в США был введен в эксплуатацию в 1996 году на электростанции Уотс-Бар.

Власти США в 2001 году приняли новое руководство по энергетической политике. В нее внесен вектор развития атомной энергетики, посредствам разработки новых видов реакторов, с более подходящим коэффициентом экономности, новых вариантов переработки отслужившего ядерного топлива.

В планах до 2020 года было сооружение нескольких десятков новых атомных реакторов, совокупной мощностью 50 000 МВт. Кроме того, достичь поднятия мощности уже имеющихся АЭС приблизительно на 10 000 МВт.

США - лидер по количеству атомных станций в мире

Благодаря внедрению данной программы, в Америке в 2013 году было начато строительство четырех новых реакторов – два из которых на АЭС Вогтль, а два других на Ви-Си Саммер.

Эти четыре реактора новейшего образца – АР-1000, производства Westinghouse.

Атомная электростанция - комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений, предназначенный для производства электрической энергии. В качестве топлива станция использует уран-235. Наличие ядерного реактора отличает АЭС от других электростанций.

На АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии

Ядерная энергия

переходит в тепловую

Тепловая энергия

переходит в механическую

Механическая энергия

преобразуется в электрическую

1. Ядерная энергия переходит в тепловую

Основой станции является реактор - конструктивно выделенный объем, куда загружается ядерное топливо и где протекает управляемая цепная реакция. Уран-235 делится медленными (тепловыми) нейтронами. В результате выделяется огромное количество тепла.

ПАРОГЕНЕРАТОР

2. Тепловая энергия переходит в механическую

Тепло отводится из активной зоны реактора теплоносителем - жидким или газообразным веществом, проходящим через ее объем. Эта тепловая энергия используется для получения водяного пара в парогенераторе.

ЭЛЕКТРОГЕНЕРАТОР

3. Механическая энергия преобразуется в электрическую

Механическая энергия пара направляется к турбогенератору, где она превращается в электрическую и дальше по проводам поступает к потребителям.

Из чего состоит АЭС?

Атомная станция представляет собой комплекс зданий, в которых размещено технологическое оборудование. Основным является главный корпус, где находится реакторный зал. В нём размещается сам реактор, бассейн выдержки ядерного топлива, перегрузочная машина (для осуществления перегрузок топлива), за всем этим наблюдают операторы с блочного щита управления (БЩУ).

Основным элементом реактора является активная зона(1) . Она размещена в бетонной шахте. Обязательными компонентами любого реактора являются система управления и защиты, позволяющая осуществлять выбранный режим протекания управляемой цепной реакции деления, а также система аварийной защиты – для быстрого прекращения реакции при возникновении аварийной ситуации. Все это смонтировано в главном корпусе.

Есть также второе здание, где размещается турбинный зал(2) : парогенераторы, сама турбина. Далее по технологической цепочке следуют конденсаторы и высоковольтные линии электропередач, уходящие за пределы площадки станции.

На территории находятся корпус для перегрузки и хранения в специальных бассейнах отработавшего ядерного топлива. Кроме того, станции комплектуются элементами оборотной системы охлаждения – градирнями(3) (бетонная башня, сужающаяся кверху), прудом-охладителем (естественный водоем, либо искусственно созданный) и брызгальными бассейнами.

Какие бывают АЭС?

В зависимости от типа реактора на АЭС могут быть 1, 2 или 3 контура работы теплоносителя. В России наибольшее распространение получили двухконтурные АЭС с реакторами типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор).

АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Одноконтурная схема применяется на атомных станциях с реакторами типа РБМК-1000. Реактор работает в блоке с двумя конденсационными турбинами и двумя генераторами. При этом кипящий реактор сам является парогенератором, что и обеспечивает возможность применения одноконтурной схемы. Одноконтурная схема относительно проста, но радиоактивность в этом случае распространяется на все элементы блока, что усложняет биологическую защиту.

В настоящее время в России действует 4 АЭС с одноконтурными реакторами

АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Двухконтурную схему применяют на атомных станциях с в водо-водяными реакторами типа ВВЭР. В активную зону реактора подается под давлением вода, которая нагревается. Энергия теплоносителя используется в парогенераторе для образования насыщенного пара. Второй контур нерадиоактивен. Блок состоит из одной конденсационной турбины мощностью 1000 МВт или двух турбин мощностью по 500 МВт с соответствующими генераторами.

В настоящее время в России действует 5 АЭС с двухконтурными реакторами

АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Трехконтурную схему применяют на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой, сооружают второй контур с нерадиоактивным натрием. Таким образом схема получается трехконтурной.

А́ТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТА́НЦИЯ (АЭС), элек­тро­стан­ция, на ко­то­рой для по­лу­че­ния элек­тро­энер­гии ис­поль­зу­ет­ся те­п­ло­та, вы­де­ляю­щая­ся в ядер­ном ре­ак­то­ре в ре­зуль­та­те кон­тро­ли­руе­мой цеп­ной ре­ак­ции де­ле­ния ядер тя­жё­лых эле­мен­тов (в осн. $\ce{^{233}U, ^{235}U, ^{239}Pu}$ ). Те­п­ло­та, об­ра­зую­щая­ся в ак­тив­ной зо­не ядер­но­го ре­ак­то­ра, пе­ре­да­ёт­ся (не­по­сред­ст­вен­но ли­бо че­рез про­ме­жу­точ­ный те­п­ло­но­си­тель ) ра­бо­че­му те­лу (пре­им. во­дя­но­му па­ру), ко­то­рое при­во­дит в дей­ст­вие па­ро­вые тур­би­ны с тур­бо­ге­не­ра­то­ра­ми.

АЭC в принципе является аналогом обычной тепловой электростанции (ТЭС), в которой вместо топки парового котла используется ядерный реактор. Однако при сходстве принципиальных термодинамических схем ядерных и тепловых энергоустановок между ними есть и существенные различия. Основными из них являются экологические и экономические преимущества АЭС перед ТЭС: АЭС не нуждаются в кислороде для сжигания топлива; они практически не загрязняют окружающую среду сернистыми и др. газами; ядерное топливо имеет значительно более высокую теплотворную способность (при делении 1г изотопов U или Pu высвобождается 22 500 кВт∙ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 3000 кг каменного угля), что резко сокращает его объёмы и расходы на транспортировку и обращение; мировые энергетические ресурсы ядерного топлива существенно превышают природные запасы углеводородного топлива. Кроме того, применение в качестве источника энергии ядерных реакторов (любого типа) требует изменения тепловых схем, принятых на обычных ТЭС, и введения в структуру АЭС новых элементов, напр. биологич. защиты (см. Радиационная безопасность ), системы перегрузки отработанного топлива, бассейна выдержки топлива и др. Передача тепловой энергии от ядерного реактора к паровым турбинам осуществляется посредством теплоносителя, циркулирующего по герметичным трубопроводам, в сочетании с циркуляционными насосами, образующими т. н. реакторный контур или петлю. В качестве теплоносителей применяют обычную и тяжёлую воду, водяной пар, жидкие металлы, органические жидкости, некоторые газы (например, гелий, углекислый газ). Контуры, по которым циркулирует теплоноситель, всегда замкнуты во избежание утечки радиоактивности, их число определяется в основном типом ядерного реактора, а также свойствами рабочего тела и теплоносителя.

На АЭС с одноконтурной схемой (рис., а ) теплоноситель является также и рабочим телом, весь контур радиоактивен и потому окружён биологической защитой. При использовании в качестве теплоносителя инертного газа, например гелия, который не активируется в нейтронном поле активной зоны, биологическая защита необходима только вокруг ядерного реактора, поскольку теплоноситель не радиоактивен. Теплоноситель – рабочее тело, нагреваясь в активной зоне реактора, затем поступает в турбину, где его тепловая энергия преобразуется в механическую и далее в электрогенераторе – в электрическую. Наиболее распространены одноконтурные АЭС с ядерными реакторами, в которых теплоносителем и замедлителем нейтронов служит вода. Рабочее тело образуется непосредственно в активной зоне при нагревании теплоносителя до кипения. Такие реакторы называют кипящими, в мировой ядерной энергетике они обозначаются как BWR (Boiling Water Reactor). В России получили распространение кипящие реакторы с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем – РБМК (реактор большой мощности канальный). Перспективным считается использование на АЭС высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (с гелиевым теплоносителем) – ВТГР (HTGR). Кпд одноконтурных АЭС, работающих в закрытом газотурбинном цикле, может превышать 45–50%.

При двухконтурной схеме (рис., б ) нагретый в активной зоне теплоноситель первого контура передаёт в парогенераторе (теплообменнике ) тепловую энергию рабочему телу во втором контуре, после чего циркуляционным насосом возвращается в активную зону. Первичным теплоносителем может быть вода, жидкий металл или газ, а рабочим телом вода, превращающаяся в водяной пар в парогенераторе. Первый контур радиоактивен и окружается биологической защитой (кроме тех случаев, когда в качестве теплоносителя используется инертный газ). Второй контур обычно радиационно безопасен, поскольку рабочее тело и теплоноситель первого контура не соприкасаются. Наибольшее распространение получили двухконтурные АЭС с реакторами, в которых первичным теплоносителем и замедлителем служит вода, а рабочим телом – водяной пар. Этот тип реакторов обозначают как ВВЭР – водо-водяной энергетич. реактор (PWR – Power Water Reactor). Кпд АЭС с ВВЭР достигает 40%. По термодинамической эффективности такие АЭС уступают одноконтурным АЭС с ВТГР, если температура газового теплоносителя на выходе из активной зоны превышает 700 °С.

Трёхконтурные тепловые схемы (рис., в ) применяют лишь в тех случаях, когда необходимо полностью исключить контакт теплоносителя первого (радиоактивного) контура с рабочим телом; например, при охлаждении активной зоны жидким натрием его контакт с рабочим телом (водяным паром) может привести к крупной аварии. Жидкий натрий как теплоноситель применяют только в ядерных реакторах на быстрых нейтронах (FBR – Fast Breeder Reactor). Особенность АЭС с реактором на быстрых нейтронах состоит в том, что одновременно с выработкой электрической и тепловой энергии они воспроизводят делящиеся изотопы, пригодные для использования в тепловых ядерных реакторах (см. Реактор-размножитель ).

Турбины АЭС обычно работают на насыщенном или слабоперегретом паре. При использовании турбин, работающих на перегретом паре, насыщенный пар для повышения температуры и давления пропускают через активную зону реактора (по особым каналам) либо через специальный теплообменник – пароперегреватель, работающий на углеводородном топливе. Термодинамическая эффективность цикла АЭС тем выше, чем выше параметры теплоносителя, рабочего тела, которые определяются технологическими возможностями и свойствами конструкционных материалов, применяемых в контурах охлаждения АЭС.

На АЭС боль­шое вни­ма­ние уде­ля­ют очи­ст­ке те­п­ло­но­си­те­ля, по­сколь­ку имею­щие­ся в нём ес­тественные при­ме­си, а так­же про­дук­ты кор­ро­зии, на­ка­п­ли­ваю­щие­ся в про­цес­се экс­плуа­та­ции обо­ру­до­ва­ния и тру­бо­про­во­дов, яв­ля­ют­ся ис­точ­ни­ка­ми ра­дио­ак­тив­но­сти. Сте­пень чис­то­ты те­п­ло­но­си­те­ля во мно­гом оп­ре­де­ля­ет уро­вень ра­ди­ационной об­ста­нов­ки в по­ме­ще­ни­ях АЭС.

АЭС прак­ти­че­ски все­гда стро­ят вбли­зи по­тре­би­те­лей энер­гии, т. к. рас­хо­ды на транс­пор­ти­ров­ку ядер­но­го то­п­ли­ва на АЭС, в от­ли­чие от уг­ле­во­до­род­но­го то­п­ли­ва для ТЭС, ма­ло влия­ют на се­бе­стои­мость вы­ра­ба­ты­вае­мой энер­гии (обыч­но ядер­ное то­п­ли­во в энер­ге­тич. ре­ак­то­рах за­ме­ня­ют на но­вое один раз в неск. лет), а пе­ре­да­ча как элек­трической, так и те­п­ло­вой энер­гии на боль­шие рас­стоя­ния за­мет­но по­вы­ша­ет их стои­мость. АЭС со­ору­жа­ют с под­вет­рен­ной сто­ро­ны от­но­си­тель­но бли­жай­ше­го на­се­лён­но­го пунк­та, во­круг неё соз­да­ют са­ни­тар­но-за­щит­ную зо­ну и зо­ну на­блю­де­ния, где про­жи­ва­ние на­се­ле­ния не­до­пус­ти­мо. В зо­не на­блю­де­ния раз­ме­ща­ют кон­троль­но-из­ме­ри­тель­ную ап­па­ра­ту­ру для по­сто­ян­но­го мо­ни­то­рин­га ок­ру­жаю­щей сре­ды.

АЭС – ос­но­ва ядер­ной энер­ге­ти­ки . Глав­ное их на­зна­че­ние – про­изводство элек­тро­энер­гии (АЭС кон­ден­са­ци­он­но­го ти­па) или ком­би­нированное про­изводство элек­тро­энер­гии и те­п­ла (атом­ные те­п­ло­элек­тро­цен­тра­ли – АТЭЦ). На АТЭЦ часть от­ра­бо­тав­ше­го в тур­би­нах па­ра от­во­дит­ся в т. н. се­те­вые те­п­ло­об­мен­ни­ки для на­гре­ва­ния во­ды, цир­ку­ли­рую­щей в замк­ну­тых се­тях те­п­ло­снаб­же­ния. В отдельных слу­ча­ях те­п­ло­вая энер­гия ядер­ных ре­ак­то­ров мо­жет ис­поль­зо­вать­ся толь­ко для нужд те­п­ло­фи­ка­ции (атом­ные стан­ции те­п­ло­снаб­же­ния – АСТ). В этом слу­чае на­гре­тая во­да из те­п­ло­об­мен­ни­ков пер­во­го-вто­ро­го кон­ту­ров по­сту­па­ет в се­те­вой те­п­ло­об­мен­ник, где от­да­ёт те­п­ло се­те­вой во­де и за­тем воз­вра­ща­ет­ся в кон­тур.

Од­но из пре­иму­ществ АЭС по срав­не­нию с обыч­ны­ми ТЭС – их вы­со­кая эко­ло­гич­ность, со­хра­няю­щая­ся при ква­ли­фи­цир. экс­плуа­та­ции ядер­ных ре­ак­то­ров. Су­ще­ст­вую­щие барь­е­ры ра­ди­ационной безо­пас­но­сти АЭС (обо­лоч­ки твэ­лов, кор­пус ядер­но­го ре­ак­то­ра и т. п.) пред­от­вра­ща­ют за­гряз­не­ние те­п­ло­но­си­те­ля ра­дио­ак­тив­ны­ми про­дук­та­ми де­ле­ния. Над ре­ак­тор­ным за­лом АЭС воз­во­дит­ся за­щит­ная обо­лоч­ка (кон­тей­мент) для ис­клю­че­ния по­па­да­ния в ок­ру­жаю­щую сре­ду ра­дио­ак­тив­ных ма­те­риа­лов при са­мой тя­жё­лой ава­рии – раз­гер­ме­ти­за­ции пер­во­го кон­ту­ра, рас­плав­ле­нии ак­тив­ной зо­ны. Под­го­тов­ка пер­со­на­ла АЭС пре­ду­смат­ри­ва­ет обу­че­ние на специальных тре­на­жё­рах (ими­та­то­рах АЭС) для от­ра­бот­ки дей­ст­вий как в штат­ных, так и в ава­рий­ных си­туа­ци­ях. На АЭС име­ется ряд служб, обес­пе­чи­ваю­щих нор­маль­ное функ­цио­ни­ро­ва­ние стан­ции, безо­пас­ность её пер­со­на­ла (напр., до­зи­мет­рический кон­троль, обес­пе­че­ние са­ни­тар­но-ги­гие­нических тре­бо­ва­ний и др.). На тер­ри­то­рии АЭС соз­да­ют временные хра­ни­ли­ща для све­же­го и от­ра­бо­тан­но­го ядер­но­го то­п­ли­ва, для жид­ких и твёр­дых ра­дио­ак­тив­ных от­хо­дов, по­яв­ляю­щих­ся при её экс­плуа­та­ции. Всё это при­во­дит к то­му, что стои­мость ус­та­нов­лен­но­го ки­ло­ват­та мощ­но­сти на АЭС бо­лее чем на 30% пре­вы­ша­ет стои­мость ки­ло­ват­та на ТЭС. Од­на­ко стои­мость от­пус­кае­мой по­тре­би­те­лю энер­гии, вы­ра­бо­тан­ной на АЭС, ни­же, чем на ТЭС, из-за очень ма­лой до­ли в этой стои­мо­сти то­п­лив­ной со­став­ляю­щей. Вслед­ст­вие вы­со­кой эко­но­мич­но­сти и осо­бен­но­стей ре­гу­ли­ро­ва­ния мощ­но­сти АЭС обыч­но ис­поль­зу­ют в ба­зо­вых ре­жи­мах, при этом ко­эффициент ис­поль­зо­ва­ния ус­та­нов­лен­ной мощ­но­сти АЭС мо­жет пре­вы­шать 80%. По ме­ре уве­ли­че­ния до­ли АЭС в об­щем энер­ге­тическом ба­лан­се ре­гио­на они мо­гут ра­бо­тать и в ма­нёв­рен­ном ре­жи­ме (для по­кры­тия не­рав­но­мер­но­стей на­груз­ки в ме­ст­ной энер­го­сис­те­ме). Спо­соб­ность АЭС ра­бо­тать дли­тель­ное вре­мя без сме­ны то­п­ли­ва по­зво­ля­ет ис­поль­зо­вать их в уда­лён­ных ре­гио­нах. Раз­ра­бо­та­ны АЭС, ком­по­нов­ка обо­ру­до­ва­ния ко­то­рых ос­но­ва­на на прин­ци­пах, реа­ли­зуе­мых в су­до­вых ядер­ных энер­ге­тич. ус­та­нов­ках (см. Ато­мо­ход ). Та­кие АЭС мож­но раз­мес­тить, напр., на бар­же. Пер­спек­тив­ны АЭС с ВТГР, вы­ра­ба­ты­ваю­щие те­п­ло­вую энер­гию для осу­ще­ст­в­ле­ния тех­но­ло­гических про­цес­сов в ме­тал­лур­гическом, хи­мическом и неф­тяном про­из­вод­ст­вах, при га­зи­фи­ка­ции уг­ля и слан­цев, в про­изводстве син­те­тического угле­во­до­род­но­го то­п­ли­ва. Срок экс­плуа­та­ции АЭС 25–30 лет. Вы­вод АЭС из экс­плуа­та­ции, де­мон­таж ре­ак­то­ра и ре­куль­ти­ва­ция её пло­щад­ки до со­стоя­ния «зе­лё­ной лу­жай­ки» – слож­ное и до­ро­го­стоя­щее ор­га­ни­за­ци­он­но-тех­ническое ме­ро­прия­тие, осу­ще­ст­в­ляе­мое по раз­ра­ба­ты­вае­мым в ка­ж­дом кон­крет­ном слу­чае пла­нам.

Первая в мире действующая АЭС мощностью 5000 кВт пущена в России в 1954 в г. Обнинск. В 1956 вступила в строй АЭС в Колдер-Холле в Великобритании (46 МВт), в 1957 – АЭС в Шиппингпорте в США (60 МВт). В 1974 пущена первая в мире АТЭЦ – Билибинская (Чукотский автономный окр.). Массовое строительство крупных экономичных АЭС началось во 2-й пол. 1960-х гг. Однако после аварии (1986) на Чернобыльской АЭС привлекательность ядерной энергетики заметно снизилась, а в ряде стран, имеющих достаточные собственные традиционные топливно-энергетические ресурсы или доступ к ним, строительство новых АЭС фактически прекратилось (Россия, США, Великобритания, ФРГ). В начале 21в., 11.3.2011 в Тихом океане у восточного побережья Японии в результате сильнейшего землетрясения магнитудой от 9,0 до 9,1 и последовавшего за ним цунами (высота волн достигала 40,5 м) на АЭС « Фукусима1 » (посёлок Окума, префектура Фукусима) произошла крупнейшая техногенная катастрофа – радиационная авария максимального 7-го уровня по Международной шкале ядерных событий. Удар цунами вывел из строя внешние средства электроснабжения и резервные дизельные генераторы, что явилось причиной неработоспособности всех систем нормального и аварийного охлаждения и привело к расплавлению активной зоны реакторов на энергоблоках 1, 2 и 3 в первые дни развития аварии. В декабре 2013 АЭС была официально закрыта. По состоянию на первую половину 2016 высокий уровень излучения делает невозможной работу не только людей в реакторных зданиях, но и роботов, которые из-за высокого уровня радиации выходят из строя. Планируется, что вывоз пластов почвы в специальные хранилища и её уничтожение займут 30 лет.

31 страна мира использует АЭС. На 2015 действует ок. 440 ядерных энергетических реакторов (энергоблоков) суммарной мощностью более 381 тыс. МВт (381 ГВт). Ок. 70 атомных реакторов находятся в стадии строительства. Мировым лидером по доле в общей выработке электроэнергии является Франция (второе место по установленной мощности), в которой ядерная энергетика составляет 76,9%.

Крупнейшая АЭС в мире на 2015 (по установленной мощности) – Касивадзаки-Карива (г. Касивадзаки, префектура Ниигата, Япония). В эксплуатации находятся 5 кипящих ядерных реакторов (BWR) и 2 улучшенных кипящих ядерных реактора (ABWR), суммарная мощность которых составляет 8212 МВт (8,212 ГВт).

Крупнейшая АЭС в Европе – Запорожская АЭС (г. Энергодар, Запорожская область, Украина). С 1996 работают 6 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР-1000 суммарной мощностью 6000 МВт (6 ГВт).

Таблица 1. Крупнейшие потребители ядерной энергетики в мире
Государство	Количество энергоблоков	Суммарная мощность (МВт)	Суммарная вырабатываемая электроэнергия (млрд. кВт·ч/год)
США	104	101 456	863,63
Франция	58	63 130	439,74
Япония	48	42 388	263,83
Россия	34	24 643	177,39
Южная Корея	23	20 717	149,2
Китай	23	19 907	123,81
Канада	19	13 500	98,59
Украина	15	13 107	83,13
Германия	9	12 074	91,78
Великобритания	16	9373	57,92

США и Япония ведут разработки мини-АЭС, мощностью порядка 10–20 МВт для тепло- и электроснабжения отдельных производств, жилых комплексов, а в перспективе – и индивидуальных домов. Малогабаритные реакторы создаются с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества.

В России на 2015 действует 10 АЭС, на которых эксплуатируются 34 энергоблока общей мощностью 24 643 МВт (24,643 ГВт), из них 18 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР (из них 11 энергоблоков ВВЭР-1000 и 6 энергоблоков ВВЭР-440 различных модификаций); 15 энергоблоков с канальными реакторами (11 энергоблоков с реакторами типа РБМК-1000 и 4 энергоблока с реакторами типа ЭГП-6 – Энергетический Гетерогенный Петлевой реактор с 6 петлями циркуляции теплоносителя, электрической мощностью 12 МВт); 1 энергоблок с реактором на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением БН-600 (в процессе ввода в промышленную эксплуатацию находится 1 энергоблок БН-800). Согласно Федеральной целевой программе «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России», к 2025 доля электроэнергии, выработанной на атомных электростанциях РФ, должна увеличиться с 17 до 25% и составить ок. 30,5 ГВт. Планируется построить 26 новых энергоблоков, 6 новых АЭС, две из которых – плавучие (табл. 2).

Таблица 2. АЭС, действующие на территории РФ
Наименование АЭС	Количество энергоблоков	Годы ввода в эксплуа-тацию энерго-блоков	Суммарная установ-ленная мощность (МВт)	Тип реактора
Балаковская АЭС (близ г. Балаково)	4	1985, 1987, 1988, 1993	4000	ВВЭР-1000
Калининская АЭС [в 125 км от Твери на берегу реки Удомля (Тверская обл.)]	4	1984, 1986, 2004, 2011	4000	ВВЭР-1000
Курская АЭС (близ г. Курчатов на левом берегу реки Сейм)	4	1976, 1979, 1983, 1985	4000	РБМК-1000
Ленинградская АЭС (близ г. Сосновый Бор)	4 в стадии строительства – 4	1973, 1975, 1979, 1981	4000	РБМК-1000 (первая в стране станция с реакторами этого типа)
Ростовская АЭС (расположена на берегу Цимлянского водохранилища, в 13,5 км от г. Волгодонск)	3	2001, 2010, 2015	3100	ВВЭР-1000
Смоленская АЭС (в 3 км от города-спутника Десногорск)	3	1982, 1985, 1990	3000	РБМК-1000
Нововоронежская АЭС (близ г. Нововоронеж)	5; (2 – выведены), в стадии строительства – 2.	1964 и 1969 (выведены), 1971, 1972, 1980	1800	ВВЭР-440; ВВЭР-1000
Кольская АЭС (в 200 км к югу от г. Мурманск на берегу озера Имандра)	4	1973, 1974, 1981, 1984	1760	ВВЭР-440
Белоярская АЭС (близ г. Заречный)	2	1980, 2015	600 800	БН-600 БН-800
Билибинская АЭС	4	1974 (2), 1975, 1976	48	ЭГП-6

Проектируемые АЭС в РФ

С 2008 по новому проекту АЭС-2006 (проект российской атомной станции нового поколения «3+» с улучшенными технико-экономическими показателями) строится Нововоронежская АЭС-2 (близ Нововоронежской АЭС), на которой предусматривается использование реакторов ВВЭР-1200. Ведётся сооружение 2 энергоблоков общей мощностью 2400 МВт, в дальнейшем планируется построить ещё 2. Пуск первого блока (блок № 6) Нововоронежской АЭС-2 состоялся в 2016, второго блока № 7 запланирован на 2018.

Балтийская АЭС предусматривает использование реакторной установки ВВЭР-1200 мощностью 1200 МВт; энергоблоков – 2. Суммарная установленная мощность 2300 МВт. Ввод в эксплуатацию первого блока планируется в 2020. Федеральным агентством по атомной энергии России ведётся проект по созданию плавучих атомных электростанций малой мощности. Строящаяся АЭС «Академик Ломоносов» станет первой в мире плавучей атомной электростанцией. Плавучая станция может использоваться для получения электрической и тепловой энергии, а также для опреснения морской воды. В сутки она может выдавать от 40 до 240 тыс. м 2 пресной воды. Установленная электрическая мощность каждого реактора – 35 МВт. Ввод станции в эксплуатацию планируется в 2018.

Международные проекты России по атомной энергетике

23.9.2013 Россия передала Ирану в эксплуатацию АЭС «Бушер» («Бушир») , близ г. Бушир (остан Бушир); количество энергоблоков – 3 (1 построен, 2 – в стадии сооружения); тип реактора – ВВЭР-1000. АЭС «Куданкулам», близ г. Куданкулам (штат Тамилнад, Индия); количество энергоблоков – 4 (1 – в эксплуатации, 3 – в стадии сооружения); тип реактора – ВВЭР-1000. АЭС «Akkuyu», близ г. Мерсин (иль Мерсин, Турция); количество энергоблоков – 4 (в стадии сооружения); тип реактора – ВВЭР-1200; Белорусская АЭС (г. Островец, Гродненская область, Белоруссия); количество энергоблоков – 2 (в стадии сооружения); тип реактора – ВВЭР-1200. АЭС «Hanhikivi 1» (мыс Ханхикиви, область Похйойс-Похьянмаа, Финляндия); количество энергоблоков – 1 (в стадии сооружения); тип реактора – ВВЭР-1200.