Проектно-реферативная работа "Большая история совершенствования ядерных реакторов"
проект по физике (9 класс)

VII региональный конкурс

реферативных и исследовательских работ учащихся

образовательных учреждений Саратовской области

«Атомная энергетика – гордость России - 2020»

Номинация: 75 лет атомной отрасли. Большая история.

Большая история совершенствования ядерных реакторов.

Булатов Иван Дмитриевич

МАОУ Лицей №1 г.Балакова

ученик 8Б класса

тел.89003100024

bulatoffivaschka@yandex.ru

Александрова Наталья Викторовна

учитель физики МАОУ Лицей №1 г.Балакова

тел.89271301489

nv-manyutina@yandex.ru

г.Балаково

2020 год

Содержание.

1.Введение. Концепции развития ядерной энергетики России.

2.Ядерные реакторы, типы реакторов.

3.Действующие АЭС России.

4. Эволюция ядерных реакторов. Современные реакторы российского дизайна.

5. Перспективы сооружений энергоблоков в России. 

6. Заключение. Перспектива  развития атомной энергетики

7. Использованные источники информации.

Введение. Концепции развития ядерной энергетики России.

Ядерная энергетика - отрасль энергетики, использующая ядерную энергию для электрификации и теплофикации; область науки и техники, разрабатывающая методы и средства преобразования ядерной энергии в электрическую и тепловую. По прогнозам специалистов, доля ядерной энергетики в общей структуре выработки электроэнергии в России и мире будет непрерывно возрастать при условии реализации основных принципов концепции безопасности атомных электростанций. Главные принципы этой концепции — существенная модернизация современных ядерных реакторов, усиление мер защиты населения и окружающей среды от вредного техногенного воздействия, подготовка высококвалифицированных кадров для атомных электростанций, разработка надежных хранилищ радиоактивных отходов и др.

Безусловным приоритетом корпорации отрасли и всех ее предприятий является безопасность технологических решений, условий труда и окружающей среды. Кроме того, корпорация «Росатом» является социально ответственной компанией, деятельность которой оказывает существенное экономическое влияние на ситуацию в значительной части регионов Российской Федерации и целом ряде зарубежных стран, где ведется сооружение АЭС и других объектов.

Цель работы: познакомиться с историей развития ядерной энергетики, анализ совершенствования ядерных реакторов.

Задачи:
1. Познакомиться с историей развития атомной отрасли.

2. Изучить особенности протекания цепной реакции деления ядер.

3. Изучить принципы проведения управляемой ядерной реакции.

4. Познакомиться с типами ядерных реакторов.

5. Провести анализ сравнительных характеристик разных типов реакторов.

6. Анализ безопасности эксплуатации разных типов реакторов.

Ядерные реакторы, типы реакторов.

Ядерный реактор — устройство, предназначенное для организации управляемой, самоподдерживающейся цепной реакции деления, которая всегда сопровождается выделением энергии. Первый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в США под руководством Э.Ферми. Первым реактором, построенным за пределами США, стал ZEEP, запущенный в Канаде 5 сентября 1945 года. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1, заработавшая 25 декабря 1946 года в Москве под руководством  И. В. Курчатова. К 1978 году в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов.

    Цепная реакция деления ядер была впервые осуществлена в декабре 1942 года. Группа физиков Чикагского университета, возглавляемая Э. Ферми, создала первый в мире ядерный реактор, названный «Чикагской поленницей». Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его диоксида. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер 235U, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ядерным топливом.

В СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова. Первый советский реактор Ф-1 был построен в Лаборатории № 2 АН СССР (Москва). Этот реактор выведен в критическое состояние 25 декабря 1946 года. Реактор Ф-1 был набран из графитовых блоков и имел форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни. Реактор Ф-1, как и реактор CP-1, не имел системы охлаждения, поэтому работал на очень малых уровнях мощности. Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В 1948 году введён в действие реактор И-1 по производству плутония, а 27 июня 1954 года вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске.

Схематическое устройство гетерогенного реактора на тепловых нейтронах:
1 — Управляющий стержень.
2 — Радиационная защита.
3 — Теплоизоляция.
4 — Замедлитель.
5 — Ядерное топливо.
6 — Теплоноситель.

Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:

1.Активная зона с ядерным топливом и замедлителем.

2.Отражатель нейтронов, окружающий активную зону.

3.Теплоноситель.

4.Система регулирования цепной реакции, в том числе аварийная защита.

5.Радиационная защита.

6.Система дистанционного управления.

По характеру использования ядерные реакторы делятся на:

Энергетические реакторы, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике. Основное применение такие реакторы получили на атомных электростанциях. Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5 ГВт. Транспортные реакторы, предназначенные для снабжения энергией двигателей транспортных средств. Наиболее широкие группы применения — морские транспортные реакторы, применяющиеся на подводных лодках и различных надводных судах, а также реакторы, применяющиеся в космической технике. Экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких кВт. Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и гамма-квантов, создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Промышленные (оружейные, изотопные) реакторы, используемые для наработки изотопов, применяющихся в различных областях. Наиболее широко используются для производства ядерных оружейных материалов, например 239Pu. Также к промышленным относят реакторы, использующиеся для опреснения морской воды.

По спектру нейтронов:

• Реактор на тепловых (медленных) нейтронах («тепловой реактор»)
• Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)
• Реактор на промежуточных нейтронах
• Реактор со смешанным спектром

По размещению топлива:

• Гетерогенные реакторы, где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель;
• Гомогенные реакторы, где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).

По виду топлива:

• изотопы урана 235U, 238U, 233U
• изотоп плутония 239Pu, также изотопы 239-242Pu в виде смеси с 238U (MOX-топливо)
• изотоп тория 232Th (посредством преобразования в 233U)

По виду теплоносителя:

• H2O (вода, Водо-водяной реактор)
• Газ ( Графито-газовый реактор)
• D2O (тяжёлая вода, Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)
• Реактор с органическим теплоносителем
• Реактор с жидкометаллическим теплоносителем
• Реактор на расплавах солей
• Реактор с твёрдым теплоносителем

Классификация МАГАТЭ:

Международное агентство по атомной энергии использует следующую классификацию основных типов энергетических ядерных реакторов в соответствии с применяемыми в них материалами теплоносителя и замедлителя[8]:

• PWR (pressurized water reactor) — реактор с водой под давлением, в котором лёгкая вода является и теплоносителем и замедлителем (например ВВЭР);
• BWR (boiling water reactor) — кипящий реактор, в котором, в отличие от PWR, образование пара, подаваемого на турбины, происходит непосредственно в реакторе;
• FBR (fast breeder reactor) — реактор-размножитель на быстрых нейтронах, не требующий наличия замедлителя;
• GCR (gas-cooled reactor) — газоохлаждаемый реактор. В качестве замедлителя используется как правило графит;
• LWGR (light water graphite reactor) — графито-водный реактор, например РБМК;
• PHWR (pressurised heavy water reactor) — тяжеловодный реактор;
• HTGR (high-temperature gas-cooled) — высокотемпературный газоохлаждаемый реактор;
• HWGCR (heavy-water-moderated, gas-cooled reactor) — газоохлаждаемый реактор с тяжеловодным замедлителем;
• HWLWR (heavy-water-moderated, boiling light-water-cooled reactor) — кипящий реактор с замедлителем из тяжёлой воды;
• PBMR (англ. pebble bed modular reactor) — модульный реактор с шаровыми твэлами;
• SGHWR (Steam-Generating Heavy-Water Reactor) — кипящий тяжеловодный реактор.

Действующие АЭС России.

Балаковская АЭС – является крупнейшим в России производителем электроэнергии признанный лидер атомной энергетики России по многим показателям. Станция 16 раз удостаивалась звания «Лучшая АЭС России» (по итогам работы в 1995, 1999, 2000, 2003, 2005–2009 и 2011, 2012, 2013, 2014, 2016 и 2017, 2018 гг.). В девятый раз – по итогам 2019 года – Балаковская АЭС признана лучшей среди российских атомных станций по культуре безопасности. В ней используются четыре блока ВВЭР-100 с двухконтурной схемой. В настоящее время она ежегодно вырабатывает порядка 30 миллиардов кВтч электроэнергии. Доля Балаковской АЭС в общей генерации электроэнергии, которая вырабатывается в Саратовской области, – более 75%. Ее электроэнергия поступает потребителям Поволжья, Центральной России, Урала и Сибири.

Белоярская АЭС им. И.В. Курчатова – первая крупная ядерная энергетическая станция в СССР. Она единственная, кто имеет энергоблоки разных типов: №1 и №2 с реактором АМБ; №3 с реактором БН-600. Вырабатывает до 10% от общего объема электрической энергии. В настоящее время многие системы Свердловска находятся в режиме длительной консервации, а эксплуатируется только энергоблок БН-600.    

Белоярская АЭС расположена в г. Заречный.

    Билибинская АЭС – единственный источник, снабжающий теплом г. Билбино и имеющий мощность 48 МВт. Станция вырабатывает около 80% энергии и соответствует всем требованиям, предъявляемым к установке аппаратуры: максимальная простота эксплуатации; повышенная надежность работы; защита от механических повреждений; минимальный объем монтажных работ. Система имеет важное преимущество: при неожиданном прерывании работы блока ей не наносится вред. Станция расположена в Чукотском автономном округе, в 4,5, расстояние до Анадыря – 610 км.

    Калининская АЭС. Благодаря удобному географическому расположению производит высоковольтную энергию. Мощность оборудования равна 4000 МВт. В состав входят очереди из энергетических блоков №1, №3 и №4. Применяются реакторные установки типа ВВЭР-1000.

    Кольская АЭС – первая отечественная станция, построенная за пределами полярного круга. Она включает в себя конструкции ВВЭР-440 проекта В-230 и В-213, благодаря чему вырабатывает энергию до 60%. Мощность устройства – 1760 Вт. В связи с небольшим спадом потребления ресурсов и ограничением транзита электроэнергии, устройства работают сейчас в режиме диспетчеризации. Рассматриваемая атомная станция расположена в Мурманской области, на берегу озера Имандра.

    Курская АЭС – важнейший узел Единой системы, обеспечивающий энергией большинство промышленных предприятий Курской области. Станция состоит из четырех блоков РБМК-1000 и имеет мощность 4 ГВт. Отличается тем, что в качестве теплоносителя применяется очищенная вода, которая циркулируется по определенной схеме. Сооружение находится в Курской области, на берегу реки Сейм (в районе г. Курчатов).

    Ленинградская АЭС – первая в России станция, имеющая мощнейшие реакторы РБМК-1000, а также мощность 3200 МВт. Она образована от компании ОАО «Концерн Росэнергоатом» и обеспечивает более 50% энергопотребления, создавая необходимый потенциал безопасности. Станция расположена в Ленинградской области на побережье финского залива (в районе города Сосновый бор).

     Нововоронежская АЭС – первая отечественная организация, имеющая реакторы ВВЭР. Она состоит из трех очередей: энергоблоки №1 (ВВЭР-210 и ВВЭР-365), №3, №4 (ВВЭР-440) и №5 (ВВЭР-1000). Каждый из них является головным. Мощность варьируется от 417 до 1000 мВт, в зависимости от типа устройства. Нововоронежская станция находится недалеко от Воронежа, на левой стороне Дона.

     На Юге России крупнейшей атомной электростанцией является Ростовская АЭС. Она производит до 40% энергии благодаря двум энергоблокам ВВЭР-1000 с мощностью 1000 мВт. Станция относится к числу унифицированных проектов, удовлетворяющих требования поточного производства. Она располагается в районе г. Волгодонск (Ростовская область) в 205 км от областного центра.

       Смоленская АЭС – крупная организация, способная ежегодно выдавать более 80% энергии благодаря трем блокам РБМК-1000. В 2010 году она была признана лучшей по культуре безопасности. Станция расположена в 150 километрах до Десногорска.

Эволюция ядерных реакторов. Современные реакторы российского дизайна. «Дедушка» отечественных ядерных реакторов, знаменитый первый физический реактор Ф-1, получивший статус памятника науки и техники, исправно работает со дня первого пуска уже больше 60 лет. Частицы его «атомного огня» были и в активной зоне

первой в мире АЭС в Обнинске (1954), и в «ядерном сердце» первой отечественной подводной лодки (1958) и первого атомного ледокола (1959). 

Реакторы ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор- являются самым распространенным типом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Из самого названия реактора ВВЭР следует, что у него и замедлителем, и теплоносителем является обычная легкая вода. В качестве топлива используется обогащенный до 4,5% урана.

 РБМК - реактор большой мощности канальный- построен по несколько другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего в его активной зоне происходит кипение – из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов. Электрическая мощность РБМК – 1000 Мвт. АЭС с реакторами РБМК составляют заметную долю в атомной энергетике. Так, ими оснащены Ленинградская, Курская, Смоленская АЭС.

Проводя сравнение различных типов ядерных реакторов, стоит остановится на двух наиболее распространенных в нашей стране и в мире типах этих аппаратов: ВВЭР и РБМК. Наиболее принципиальные различия: ВВЭР – корпусной реактор (давление держится корпусом реактора); РБМК – канальный реактор (давление держится независимо в каждом канале); в ВВЭР теплоноситель и замедлитель – одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится), в РБМК замедлитель – графит, а теплоноситель – вода; в ВВЭР пар образуется во втором корпусе парогенератора, в РБМК пар образуется в непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину – нет второго контура. Из-за различного строения активных зон параметры работы у этих реакторов также разные. Для безопасности реактора имеет значение такой параметр, как  коэффициент реактивности – его можно образно представить как величину, показывающую, как изменения того или иного другого параметра реактора повлияет на интенсивность цепной реакции в нем. Если этот коэффициент положительный, то при увеличении параметра, по которому приводится коэффициент, цепная реакция в реакторе при отсутствии каких-либо других воздействий будет нарастать и в конце станет возможным переход ее в неуправляемую и каскадно нарастающую – произойдет разгон реактора. При разгоне реактора происходит интенсивное тепловыделение, приводящее к расплавлению тепловыделителей, стеканию их расплава в нижнюю часть активной зоны, что может привести к разрушению корпуса реактора и выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду. В реакторе ВВЭР при появлении в активной зоне пара или при повышении температуры теплоносителя, приводящего к снижению его плотности, падает количество столкновений нейтронов с атомами молекул теплоносителя, уменьшается замедление нейтронов, вследствие чего все они уходят за пределы активной зоны, не реагируя с другими ядрами. Реактор останавливается.

Если подвести итог, то реактор РБМК требует меньшего обогащения топлива, обладает лучшими возможностями по наработке делящегося материала (плутония), имеет непрерывный эксплуатационный цикл, но более потенциально опасен в эксплуатации. Степень этой опасности зависит от качества систем аварийной защиты и квалификации эксплуатационного персонала. Кроме того, вследствие отсутствия второго контура у РБМК больше радиационные выбросы в атмосферу в течение эксплуатации.

Реактор на быстрых нейтронах очень сильно отличается от реакторов всех остальных типов. Его основное назначение – обеспечение расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана-238 с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом.

В реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя. В связи с этим в качестве топлива используется не уран-235, а плутоний и уран-238, которые могут делится от быстрых нейтронов. Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в десять-пятнадцать раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах, в связи с чем вместо воды (которая просто не справится с таким объемом энергии для передачи) используется расплав натрия (его температура на входе – 370 градусов, а на выходе – 550, В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей. В России имеется только один реактор такого типа (на Белоярской АЭС). Считается, что такие реакторы имеют большое будущее.

Если подводить итог, то стоит сказать следующее. Реакторы ВВЭР достаточно безопасны в эксплуатации, но требуют высокообогащенного урана. Реакторы РБМК безопасны лишь при правильной их эксплуатации и хорошо разработанных системах защиты, но зато способны использовать малообогащенное топливо или даже отработанное топливо ВВЭР-ов. За реакторами на быстрых нейтронах – будущее производства топлива для ядерной энергетики, эти реакторы наиболее эффективно используют ядерное топливо, но их конструкция очень сложна и пока еще малонадежна.

Современные реакторы российского дизайна. Реактор ВВЭР-1200

Флагманский продукт энергетического решения в составе интегрированного предложения Росатома – эволюционный реакторный дизайн ВВЭР-1200. Он был разработан на основе вариантов реактора ВВЭР-1000, которые строились для зарубежных заказчиков в 1990-е и 2000-е годы: АЭС «Бушер» (Иран), АЭС «Кунданкулам» (Индия), АЭС «Тяньвань» (Китай). Каждый параметр реактора постарались улучшить, а так же внедрить ряд дополнительных систем безопасности, позволяющих снизить вероятность выхода радиации при любых авариях и их сочетаниях за пределы герметичного реакторного отделения - контейнмента. В итоге

ВВЭР-1200 отличается повышенной на 20% мощностью при сопоставимых с ВВЭР-1000 размерах оборудования, сроком службы в 60 лет, возможностью маневра мощностью в интересах энергосистемы, высоким КИУМ (90%), возможностью работать 18 месяцев без перегрузки топлива и другими улучшенными удельными показателями. Научный руководитель проекта – РНЦ «Курчатовский институт» (г. Москва); разработчик - ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск), основной изготовитель – «Атоммаш» (г. Волгодонск). Довольно много переделок коснулось внутренних элементов реактора (шахты, выгородки, блока защитных труб, датчиков и т.д.), как в целях  предотвращения различных аварий, так и для обеспечения 60-летнего срока службы. В перспективе возможно использование МОКС-топлива.

В технологии ВВЭР используется двухконтурная ядерная паропроизводящая корпусная установка с реактором на тепловых нейтронах, в котором теплоносителем и замедлителем является обычная вода под давлением. Конструкция включает в себя четыре петли охлаждения с парогенератором, главным циркуляционным насосом (ГЦН), компенсатор давления, сбросная и аварийная арматура на паропроводах, емкости системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) реактора. Таким образом, ВВЭР-1200 сочетает в себе надежность давно проверенных инженерных решений с комплексом активных и пассивных систем безопасности, доработанных с учетом «постфукусимских» требований.

Технические решения, используемые в ВВЭР-1200 - такие как бассейн выдержки отработанного топлива внутри контайнмента, фильтры на выходе из межоболочного вентилируемого пространства, уникальная «ловушка расплава» с жертвенным материалом, не имеющая аналогов пассивная система отвода тепла, - позволяют называть его реакторной установкой поколения III+. Интересны проектные решения системы САОЗ. Это емкости с холодной борной кислотой под давлением. В случае разрыва корпуса или трубопроводов они обеспечивают ввод борной кислоты в реактор, глуша его и обеспечивая охлаждение. Применение этой, а также других систем в комплексе гарантирует высокий уровень внутренней безопасности реакторной установки.

Первый энергоблок с реактором ВВЭР-1200 – энергоблок №6 Нововоронежской АЭС-2 - был включен в энергосистему России в августе 2016 года. Энергоблоки поколения III+ в настоящее время сооружаются в США, Франции и других странах, однако именно шестой энергоблок Нововоронежской АЭС стал первым в мире блоком последнего поколения, который вышел на этап физического пуска и опытно-промышленную эксплуатацию. Там же сооружен ещё один аналогичный блок, блок с ВВЭР-1200 введен в промышленную эксплуатацию на Ленинградской АЭС-2. По этому же проекту завершается сооружение энергоблока №2Ленинградской АЭС-2 и энергоблока №1 Белорусской АЭС (близ г. Островец Гродненской области). Генеральным подрядчиком сооружения всех этих новых энергоблоков является Инжиниринговый дивизион Госкорпорации «Росатом» (АО «ИК «АСЭ»).

В свое время идея реактора ВВЭР была предложена в Курчатовском институте С.М. Фейнбергом. Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли И.В. Курчатов и А.П. Александров. Общее название реакторов этого типа в других странах — PWR, они являются основой мировой мирной ядерной энергетики. Первая станция с таким реактором была запущена в США в 1957 году (АЭС «Шиппингпорт»). Первый советский ВВЭР (модификации ВВЭР-210) был введен в эксплуатацию в 1964 году на энергоблоке №1 Нововоронежской АЭС. Первой зарубежной станцией с реактором ВВЭР стала введённая в работу в 1966 году АЭС «Райнсберг» (ФРГ).

Реактор БН-800.

БН-800 (от "быстрый натриевый") — реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем российского дизайна, сооруженный на энергоблоке №4 Белоярской АЭС (близ города Заречный Свердловской области). На нем планируется произвести окончательную отработку технологии реакторов на быстрых нейтронах, которая позволит в перспективе замкнуть ядерный топливный цикл.

Проект реактора БН-800 был в 1983-1993 годах разработан во ФГУП ГНЦ РФ-ФЭИ им. Лейпунского (г. Обнинск, Калужская обл.). В качестве предприятия-разработчика выступило АО «СПбАЭП» (ныне – предприятие Группы компаний ASE), конструктора - АО «ОКБМ им. Африкантова».  Электрическая мощность реактора составляет 880 МВт, тепловая мощность - 2100 МВт. Особенности энергоблока с БН-800 – это его самозащищённость от внешних и внутренних воздействий. В проекте предусмотрены пассивные средства воздействия на реактивность, системы аварийного расхолаживания через теплообменники, поддон для сбора расплавленного топлива. Важная характеристика - нулевой натриевый пустотный эффект реактивности. Все это обеспечивает минимальную вероятность аварии с расплавлением активной зоны и выделения плутония в топливном цикле при переработке облучённого ядерного топлива.

Задачи, которые ставятся в процессе эксплуатации реактора - экспериментальная демонстрация ключевых компонентов замкнутого топливного цикла, отработка в реальных условиях эксплуатации новых видов оборудования и усовершенствованных технических решений, введенных для повышения показателей экономичности, надежности и безопасности. В качестве топлива в БН-800 может использоваться как обычное (с оксидом урана), так и уран-плутониевое МОКС-топливо (смесь 235U и 239Pu). Применение в этом «быстром» реакторе уран-плутониевого топлива позволяет не только использовать запасы энергетического плутония, но и утилизировать оружейный плутоний, а также сжигать долгоживущие изотопы актиноиды из облучённого топлива тепловых реакторов. Это дает надежду на формирование в перспективе экологически чистого замкнутого ядерного топливного цикла.

Ввод в промышленную эксплуатацию БН-800 доказал, что Росатом сохранил компетенции в области практического опыта строительства и пуска быстрых реакторов. Надежная работа блока призвана способствовать обеспечению атомной энергетики России топливом на длительную перспективу за счёт воспроизводства, утилизации отработанного ядерного топлива с АЭС на тепловых нейтронах, а также утилизации радиоактивных отходов путём вовлечения в полезный производственный цикл отвального урана и плутония. В октябре 2016 года старейший американский журнал по энергетике POWER - одно из наиболее влиятельных и авторитетных международных профессиональных изданий в этой области - оценил эти перспективы и присудил четвёртому энергоблоку Белоярской АЭС премию Power Awards за 2016 год в номинации «Лучшие станции» (Top Plants). Было отмечено, что данный энергоблок является самым мощным в мире бридером (реактором-размножителем) на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем. В номинации "Лучшие станции" определяются наиболее перспективные и инновационные проекты, которые указывают вектор развития всей отрасли. Благодаря сооружению БН-800, как отмечают эксперты, Россия в настоящее время занимает первое место в мире в технологиях строительства "быстрых" реакторов.

По своим физико-техническим свойствам (низкое — близкое к атмосферному — рабочее давление натриевого теплоносителя, большие запасы до температуры кипения, относительно небольшой запас реактивности на выгорание, большая теплоёмкость натрия и др.) быстрые реакторы с натриевым теплоносителем имеют высокий уровень внутренне присущей безопасности. При отклонении от нормального режима работы энергоблок останавливает ядерную реакцию сам, в силу естественных законов природы, даже если не получит команду от человека или автоматики. Сам корпус состоит из двух (основного и страховочного), вложенных друг в друга по принципу матрёшки. К тому же реактор имеет интегральную компоновку: всё оборудование первого контура, подвергающееся радиационному воздействию, заключено внутрь его корпуса.

Советский Союз был лидером в области строительства и эксплуатации "быстрых" энергетических реакторов промышленного уровня мощности. Первый в мире такой блок с реактором БН-350 установленной электрической мощностью 350 мегаватт был запущен в 1973 году на восточном побережье Каспийского моря в городе Шевченко (ныне Актау, Казахстан). Часть тепловой мощности реактора использовалась для выработки электроэнергии, остальная шла на опреснение морской воды. Этот энергоблок проработал до 1998 года, на пять лет дольше проектного срока. Опыт создания и эксплуатации этой установки позволил понять и решить многие задачи в области реакторов типа БН.

На Белоярской АЭС с 1980 года работает третий энергоблок станции с реактором БН-600 установленной электрической мощностью 600 мегаватт. До введения в эксплуатацию БН-800 это был единственный в мире энергоблок с реактором на быстрых нейтронах промышленного уровня мощности. Этот блок не только вырабатывает электроэнергию, но и служит уникальной базой для испытаний новых конструкционных материалов и ядерного топлива. БН-600 – единственный быстрый реактор энергетического уровня мощности в мире, который преодолел 35-летнюю планку и продолжает надёжно и безопасно работать.

В 1983 году было принято решение о строительстве в СССР сразу четырех атомных блоков с реактором БН-800. Но после Чернобыля началась стагнация советской атомной энергетики… Тем не менее лицензия Госатомнадзора РФ на сооружение блока №4 Белоярской АЭС с реакторной установкой БН-800 в январе 1997 года была получена. Строительство длилось долго. Набор минимальной критической массы и вывод на минимальную контролируемую мощность цепной реакции произошли в конце июня 2014 года. Энергетический пуск был произведен 10 декабря 2015 года. Промышленная эксплуатация началась 1 ноября 2016 года. Энергоблок №4 Белоярской АЭС с реактором  БН-800 должен стать прототипом более мощных блоков БН-1200, решение о

целесообразности строительства которых примут на основе опыта эксплуатации БН-800. БН-1200 призван стать головным коммерческим энергоблоком для последующего серийного сооружения.  

Перспективы сооружений энергоблоков в России. 

В соответствии с Энергетической стратегией России до 2030 года и Генеральной схемой размещения объектов электроэнергетики России до 2020 года с учетом перспективы до 2030 года Концерн «Росэнергоатом» обеспечивает рост доли атомной энергии в энергобалансе страны при обеспечении необходимого уровня безопасности, в том числе за счет сооружения новых блоков атомных электростанций. 
  В настоящее время на атомных станциях Концерна продолжаются работы по сооружению следующих новых энергоблоков АЭС - Курская АЭС-2  – 2 блока (4 по проекту) и Ленинградская АЭС-2 – 1 блок (№2).

Сооружение ведется на основании договоров генподряда с инжиниринговыми компаниями, такими как АО ИК «АСЭ», АО «Атомэнергопроект», ТИТАН-2. Выбор генподрядных и подрядных организаций осуществлялся в соответствии с требованиями Единого отраслевого стандарта закупок Госкорпорации «Росатом». 

 Работы по сооружению новых энергоблоков в России ведутся на следующих площадках: 

1. Курская АЭС-2 (расположение: площадка Макаровка, Курчатовский район Курская обл., тип реактора: ВВЭР-ТОИ, количество энергоблоков: 2 (4 по проекту).

Курская АЭС-2 сооружается как станция замещения взамен выбывающих из эксплуатации энергоблоков действующей Курской АЭС. Ввод в эксплуатацию двух первых энергоблоков Курской АЭС-2 планируется синхронизировать с выводом из эксплуатации энергоблоков №1 и №2 действующей станции. Застройщик – технический заказчик объекта – АО «Концерн Росэнергоатом». Генеральный проектировщик и генподрядчик – АО ИК «АСЭ». 

  В первом квартале 2013 года были разработаны материалы Обоснования инвестиций в строительство (ОБИН) и Оценки воздействия на окружающую среду (ОВОС). Указанные документы совместно с материалами обоснования безопасности были представлены на государственную экологическую экспертизу, которая утвердила решение о размещении энергоблоков №1 и №2 Курской АЭС-2 на выбранной площадке строительства. 

  Ввод в строй четырех энергоблоков станции замещения обеспечит Курскую область и другие регионы страны электроэнергией до конца текущего столетия. 

 2.Ленинградская АЭС (расположение: близ г. Сосновый Бор Ленинградская обл.,      тип реактора: ВВЭР-1200, количество энергоблоков: 2 (№1 – строительство завершено,  №2 – в стадии сооружения, 4 по проекту). Станция строится на площадке Ленинградской АЭС. Проектировщик - АО «АТОМПРОЕКТ», генеральный подрядчик - АО «КОНЦЕРН ТИТАН-2», функции заказчика-застройщика выполняет АО «Концерн «Росэнергоатом». Проект будущей АЭС в феврале 2007 года получил положительное заключение Главгосэкспертизы РФ. В июне 2008 года и июле 2009 года Ростехнадзор выдал лицензии на сооружение энергоблоков Ленинградской АЭС-2 - головной атомной электростанции по проекту «АЭС-2006». 

Проект ЛАЭС-2 с водо-водяными энергетическими реакторами мощностью по 1200 МВт каждый отвечает всем современным международным требованиям по безопасности. В нем применены четыре активных независимых канала систем безопасности, дублирующие друг друга, а также комбинация пассивных систем безопасности, работа которых не зависит от человеческого фактора. В составе систем безопасности проекта - устройство локализации расплава, система пассивного отвода тепла из-под оболочки

реактора и система пассивного отвода тепла. Расчетный срок службы станции – 50 лет, основного оборудования – 60 лет. 

 3. Плавучая АЭС (расположение: г. Певек Чукотский автономный округ,  тип реактора: КЛТ-40С,   количество энергоблоков: 1).

Первая в мире плавучая атомная теплоэлектростанция (ПАТЭС) состоит из береговой инфраструктуры и плавучего энергоблока (ПЭБ) «Академик Ломоносов», оснащенного двумя судовыми реакторами типа КЛТ-40С. 

Аналогичные реакторные установки имеют большой опыт успешной эксплуатации на атомных ледоколах «Таймыр» и «Вайгач» и лихтеровозе «Севморпуть». Электрическая мощность станции - 70 МВт. 

Плавучий энергоблок сооружается промышленным способом на судостроительном заводе и доставляется к месту размещения морским путем в полностью готовом виде. На площадке размещения строятся только вспомогательные сооружения, обеспечивающие установку плавучего энергоблока и передачу тепла и электроэнергии на берег. Согласно проекту, перегрузка топлива будет производиться раз в 7 лет, для этого станция будет буксироваться на завод-изготовитель. 

Строительство первого плавучего энергоблока началось в 2007 году на ОАО «ПО «Севмаш», в 2008 году проект был передан ОАО «Балтийский завод» в Санкт-Петербурге. 30 июня 2010 года состоялся спуск на воду плавучего энергоблока. В июле 2016 г. на первом в мире плавучем энергоблоке начались швартовные испытания. 

19 мая 2018 года ПЭБ «Академик Ломоносов», покинувший 28 апреля 2018 г. территорию Балтийского завода, успешно пришвартовался в Мурманске, на площадке ФГУП «Атомфлот» (подразделение Росатома), где состоялась загрузка ядерного топлива.

В сентябре 2019 года «Академик Ломоносов» досрочно успешно пришвартовался в месте своего основного базирования - в г.Певек Чукотского автономного округа.

А 19 декабря 2019 г. ПАТЭС выдала первую электроэнергию в изолированную сеть Чаун-Билибинского узла ЧАО.

Заключение.

Ядерные технологии формируют системные положительные изменения для качества жизни человека. В настоящее время продуктовый портфель российской атомной отрасли составляют не только традиционные решения в области атомной энергетики, но и такие новые направления, как ядерная медицина, центры ядерной науки и технологий на базе исследовательских реакторов, комплексы радиационной обработки продукции и др. Необходимо отметить, что деятельность по сооружению и эксплуатации АЭС обеспечивает существенный вклад в развитие экономики и инфраструктуры страны, обеспечивая долгосрочную устойчивую загрузку высокотехнологичных производств, заказы для смежных отраслей и создание рабочих мест для населения, с соответствующим вкладом в ВВП за счет доходов промышленности и налоговых отчислений. Сооружение и эксплуатация АЭС обеспечивает занятость нескольких тысяч человек на самой станции и в сфере ядерной инфраструктуры.

Атомная отрасль России представляет собой мощный комплекс из около 350 предприятий и организаций, в которых занято свыше 250 тыс. человек. В структуре отрасли — четыре крупных научно-производственных комплекса: предприятия ядерного топливного цикла, атомного машиностроения, ядерного оружейного комплекса и отраслевые научно-исследовательские институты. Кроме того, в состав Госкорпорации «Росатом» входит единственный в мире атомный ледокольный флот. Россия является мировым лидером в области ядерной энергетики на быстрых нейтронах. Атомная отрасль очень важна для России и других стран, поэтому она развивается и будет совершенствоваться и в дальнейшем.

Использованные источники информации:

1. Андрушечко С. А., Афоров А. М., Васильев Б. Ю., Генералов В. Н., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Украинцев В. Ф. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. — М.: Логос, 2010. 

2. Багдасаров Ю. Е., Сараев О. М., Ошканов Н. Н. Реактор БН-600: Энергоблок № 3 Белоярской атомной станции. — Обнинск: ФЭИ, 1992. 

3. Левин В.Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. — М.: Атомиздат, 1979.

4. https://www.rosatom.ru/social-respons/

5. https://ru.wikipedia.org/ 

6. https://madenergy.ru/stati/atomnaya-energetika-rossii.html

7. https://infourok.ru/

8. https://wond-world.livejournal.com

9. http://ru.energetika.wikia.com/

10.http://dic.academic.ru/

11.http://www.energy-experts.ru/

12.http://www.balnpp.rosenergoatom.ru/

13.http://www.energystrategy.ru/