Рассказ про атомную электростанцию

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 Обнинская АЭС.

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.

Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы.

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.

Далее, вокруг отражателя устанавливается теплоизоляция. Поверх теплоизоляции находится защитная оболочка из бетона, которая задерживает радиоактивные вещества и не пропускает их в окружающее пространство.

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.

Пример тому авария на АЭС в Чернобыле и японское землетрясение в марте 2011 года, приведшее к аварии на АЭС, расположенной на острове Хонсю, в городе Окума, префектуры Фукусима.

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.

Автором проекта выступил техник дворцового управления Василий Леонтьевич Пашков.

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.

Балаковская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Ежегодно она вырабатывает более 30 миллиардов кВт•ч электроэнергии. В случае ввода в строй второй очереди, строительство которой было законсервировано в 1990-х, станция могла бы сравняться с самой мощной в Европе Запорожской АЭС.

Белоярская АЭС

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

Калининская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

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

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

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

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 Нововоронежской АЭС-2) — 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[38].

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.

Первая авария произошла в штате Пенсильвания на станции Три-Майл-Айленд 28 марта 1979 года.

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.

История создания АЭС Во второй половине 40-х гг., ещё до окончания работ по созданию первой советской атомной бомбы (её испытание состоялось 29 августа 1949 года), советские учёные приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии, генеральным направлением которого сразу же стала электроэнергетика. В 1948 г. по предложению И. В. Курчатова и в соответствии с заданием партии и правительства начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии. В мае 1950 года близ посёлка Обнинское Калужской области начались работы по строительству первой в мире АЭС. Первая в мире промышленная атомная электростанция мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 в СССР, в городе Обнинск, расположенном в Калужской области. В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт, впоследствии полная проектная мощность была доведена до 600 МВт. В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 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 365 МВт запущен в декабре 1969. В 1973 г. запущена Ленинградская АЭС. За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Великобритания).Через год вступила в строй АЭС (англ.)русск. мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США). В 1979 году произошла серьёзная авария на АЭС Три-Майл-Айленд, а в 1986 году — масштабная катастрофа на Чернобыльской АЭС, которая, помимо непосредственных последствий, серьёзно отразилась на всей ядерной энергетике в целом. Она вынудила специалистов всего мира переоценить проблему безопасности АЭС и задуматься о необходимости международного сотрудничества в целях повышения безопасности АЭС. 15 мая 1989 года на учредительной ассамблее в Москве, было объявлено об официальном образовании Всемирной ассоциации операторов атомных электростанций (англ. WANO), международной профессиональной ассоциации, объединяющей организации, эксплуатирующие АЭС, во всём мире. Ассоциация поставила перед собой амбициозные задачи по повышению ядерной безопасности во всём мире, реализуя свои международные программы. Крупнейшая АЭС в Европе — Запорожская АЭС у г. Энергодар (Запорожская область, Украина), строительство которой начато в 1980 г. С 1996 г. работают 6 энергоблоков суммарной мощностью 6 ГВт. Крупнейшая АЭС в мире Касивадзаки-Карива по установленной мощности (на 2008 год) находится в Японском городе Касивадзаки префектуры Ниигата — в эксплуатации находятся пять кипящих ядерных реакторов (BWR) и два улучшенных кипящих ядерных реакторов (ABWR), суммарная мощность которых составляет 8,212 ГВт. Последняя крупная авария на АЭС произошла в марте 2011 года в Японии, в префектуре Фукусима. Авария на АЭС Фукусима I произошла в результате сильного землетрясения и последовавшего за ним цунами. Первая в мире АЭС

Всего 11 АЭС России по итогам 2020 года впервые выработали более 20% всей электроэнергии страны. Я решил сделать обзор всех атомных станций России. Это будет популярный обзор станций глазами реакторщика (как минимум по образованию), так что я постараюсь показать в чем технические и исторические особенности каждой из них, какие реакторы на них работают или работали раньше, какие важные для отрасли технологии там осваивались. На многих из этих АЭС я был, поэтому иногда буду добавлять и личные впечатления. Помимо действующих АЭС, я упомяну и те станции, которые уже остановлены, и те, что планировались, но так и не были реализованы, и те, которые могут появиться в ближайшие годы.

Ну и традиционно, я сделал видеоверсию этой статьи (подписывайтесь на канал!), она получилась даже более наглядной, т.к. в ней почти на порядок больше фото и визуальных материалов, чем вошло в статью. Так что оба формата вполне самостоятельные и по-своему интересные.

01. Обнинская АЭС. Первая АЭС

Начнем с самой первой АЭС в мире. Она заработала в июне 1954 г в Обнинске, недалеко от Москвы. Ее мощность была всего 5 МВт, что по современным меркам даже не мини, а микро-АЭС. Это в 200-250 раз меньше, чем мощность современного энергоблока АЭС. Тем не менее, это была первая полноценная атомная станция, которая выдавала электроэнергию в сеть. В США за несколько лет до этого уже получали электроэнергию от экспериментального реактора, но в еще меньшем количестве и она шла на собственные нужды этой установки, а не в общую сеть. Подробнее я про это писал в отдельной статье. Так что для желающих померяться кто был первым в тех или иных достижениях, вопрос атомного электричества дает почву для дискуссий, но мы не из их числа.  Все же первая крупная АЭС, выдающая электричество в сеть, была построена именно в Обнинске.

Сам реактор Первой АЭС был спроектирован на основе промышленных реакторов для наработки оружейного плутония — начинки для ядерного оружия. Это тоже канальный водо-графитовый реактор. Т.е. его активная зона состоит из графитовой кладки, в которой сооружены каналы, в эти каналы установлено топливо и по ним же прокачивается вода для отвода тепла. Графит выступает как замедлитель нейтронов, что необходимо для протекания цепной реакции деления, а вода как теплоноситель.

Энергетический реактор для АЭС и промышленный реактор для наработки плутония на самом деле серьезно отличаются. Во-первых, важное отличие в тепловой схеме – в энергетическом реакторе вода в каналах должна нагреваться до более высокой температуры, чтобы в итоге создавать пар высокого давления, который сможет крутить турбину. Первая АЭС работала по двухконтурной схеме, т.е. вода первого контура нагревалась, передавала тепло воде второго контура, которая уже кипела и этот пар шел на турбину. При этом все таки турбину на первую АЭС поставили не очень мощную, а КПД станции был менее 20%, что примерно в полтора-два раза ниже, чем у современных АЭС.

Второе важное отличие энергетического реактора от промышленного – топливо. В реакторе для наработки плутония топливо находится в активной зоне всего несколько недель, чтобы образовалось нужное соотношение новых изотопов плутония. По сути через реактор прогоняется огромное количество топлива, выступающего как сырье. В энергетическом же реакторе топливо должно работать как можно дольше – в современных реакторах оно находится в активной зоне реактора по 4-5 лет. И в нем должно делиться как можно больше атомов, чтобы вырабатывать как можно больше энергии, т.е. у него должна быть большая глубина выгорания.

Все это нужно для улучшения экономических показателей электростанции. При этом топливо не должно разрушаться. Так что создание топлива именно для АЭС отличается от топлива промышленных реакторов — это отдельная сложная задача, которую приходилось решать для Первой АЭС.

Интересно, что внешне Обнинская АЭС совершенно не похожа на современные АЭС. С виду это простое трехэтажное административное здание, ну разве что труба на заднем фоне выдает его промышленное назначение. Здание, в котором располагается реактор и турбина вообще расположены через дорогу друг от друга. С одной стороны, это было сделано из соображений секретности, хотя объект в итоге стал статусным и его потом посещали многие делегации, в том числе иностранные. С другой стороны, конечно, современные АЭС строятся совсем по другим правилам и требованиям, и там гораздо больше мощных защитных сооружений, призванных защитить как саму АЭС от внешних воздействий, так и окружающую среду от последствий возможных аварий.

Первая АЭС проработала почти 48 лет, дала много новых знаний и позволила обучить огромное количество специалистов. Она была остановлена в 2002 году. Ядерного топлива и радиоактивных материалов на ней уже нет. Сейчас она признана объектом культурного наследия России, на ее базе создан музей. Я был в этом музее и рекомендую его посетить всем, кто интересуется историей науки и техники, особенно атомной. Она находится на территории Физико-энергетического института и там можно узнать не только про первую АЭС, но и про другие работы ФЭИ.  

02. Сибирская АЭС. Даже две

Следующая АЭС на территории России, которая уже тоже не работает – это малоизвестная широкой публике Сибирская АЭС. Сейчас практически все АЭС в Росси находятся в Европейской части, но был период в 60-е, когда основное атомное электричество в СССР вырабатывалось в Сибири. Сибирская АЭС находилась на площадке Сибирского химического комбината (СХК) в г. Северск Томской области. Это был закрытый комбинат по наработке оружейного плутония, он и сейчас работает, но занимается уже другими задачами. Несмотря на секретность, фильм о Сибирской АЭС показали в 1958 году на Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии.

На тот момент она была одной из мощнейших АЭС мира – первый энергоблок имел мощность 100 МВт. В дальнейшем на ней работали 4 реактора, а суммарная мощность выросла до 600 МВт.

Промышленные реакторы СХК были двойного и даже тройного назначения. Т.е. они нарабатывали плутоний, но их спроектировали уже так, что они позволяли вырабатывать электроэнергию и давать тепло для отопления Северска и Томска. С окончанием программы наработки плутония был остановлен и последний реактор станции, в 2008 году.

На другом сибирском комбинате по наработке оружейного плутония, Горно-химическом комбинате, в Железногорске, с 1964 по 2010 год тоже работал двухцелевой реактор АДЭ-2. Хотя, как таковой отдельной АЭС его не называли. Но по сути это была третья атомная станция тепло- и электроснабжения в СССР, причем единственная – подземная, т.к. сам комбинат ГХК размещался в горной выработке под землей. Подробнее про отечественные промышленные реакторы я писал отдельную статью.

Кстати, АЭС двойного назначения – это не чисто советская выдумка. Первая такая «двойная» АЭС заработала в Великобритании на два года раньше Сибирской АЭС. Это АЭС Колдер Холл — первая АЭС в Великобритании и на Западе вообще, работавшая на атомном комбинате Селлафилд, где производили оружейный плутоний. В далеком 1956 году ее открывала молодая Елизавета II.

1. Белоярская АЭС. Дважды первопроходец

Итак, теперь давайте перейдем к действующим АЭС. Первая из них – это Белоярская АЭС, в 20 км от которой я живу. Это моя любимая АЭС, на которой я бывал уже много раз. После Обнинской, это была первая крупная гражданская АЭС, т.е. не двойного назначения и не на территории ядерного комбината. Она построена именно для выработки электроэнергии и тепла и не применялась для наработки плутония. Ее топливо даже не перерабатывали, о чем у меня, как ни странно, тоже есть отдельная статья.

АЭС заработала в 1964 году. Суммарная мощность двух реакторов первой очереди станции составила 300 МВт. Эти реакторы назывались АМБ, что расшифровывается как «Атом Мирный Большой», что и отражает их назначение. Это тоже канальные уран-графитовые реакторы, но уже улучшенной конструкции. На них пытались повысить КПД за счет дополнительного перегрева пара. Те. кроме каналов с топливом и водой, которая отводила тепло от активной зоны, по некоторым каналам через реактор дополнительно заново пропускали пар перед его отправкой на турбину для повышения его давления, чтобы улучшить КПД всей установки. Первый энергоблок мощностью 100 МВт работал по двухконтурной схеме. Второй энергоблок работал уже по упрощенной одноконтурной схеме, где пар вырабатывался прямо в первом контуре реактора, затем еще раз подогревался в реакторе и затем шел на турбину, его мощность была уже 200 МВт. В дальнейшем такая одноконтурная схема, пусть и без перегрева пара, ляжет в основу мощных реакторов РБМК. КПД первой очереди Белоярской АЭС достигал 37%, и это на несколько процентов больше, чем у многих современных АЭС.

Реакторы первой очереди выработали свой ресурс и были остановлены к 1989 году. Сейчас на АЭС работают два новых реактора с совершенно иной конструкцией – это реакторы на быстрых нейтронах.

С 1980 года на Белоярской АЭС работает реактор БН-600, а с 2015 года – БН-800. 600 и 800 – это проектная электрическая мощность этих реакторов, хотя по факту она увеличена почти на 10%. Это единственные в мире на текущий момент энергетические реакторы АЭС на быстрых нейтронах. Благодаря им, хотя были и другие меньшей мощности, у нашей страны накоплен самый большой опыт эксплуатации быстрых реакторов, которые могут составить основу или существенную долю атомной энергетики в будущем. Им, конечно, надо посвятить отдельные статьи и видео.

Скажу лишь о главной особенности. Это реакторы, в которых основное деление тяжелых ядер идет быстрыми нейтронами, частично о том что это такое я рассказывал в прошлой статье про реакторы со спектральным регулированием. Быстрые реакторы позволяют вовлекать в топливный цикл не только уран-235, которого в природном уране всего 0,7%, но и основной изотоп уран-238, которого там более 99%. Они же позволяют замыкать топливный цикл, используя в качестве топлива то, что выгружается из других реакторов. БН-800 уже переводится на полную загрузку МОКС-топливом, не требующем добычи природного урана. Оно изготавливается из плутония, выделенного из отработавшего топлива других реакторов, и из запасов отвального обедненного урана.

Про обедненный отвальный уран и МОКС-топливо у меня тоже есть отдельная статья, и даже целый цикл статей, если говорить в целом о проблеме обедненного гексафторида урана, который к нам периодически завозят из-за границы под шум антиядерных экологических активистов.

Белоярская АЭС долгое время была единственной станцией в нашей стране, на которой работали реакторы разных типов – канальные уран-графитовые АМБ и быстрые натриевые БН. Сейчас к такой станции можно отнести Ленинградскую АЭС, т.к. там одновременно работают и РБМК и ВВЭР, но мы до этого дойдем.

2. Нововоронежская АЭС. Сухопутная колыбель ВВЭР

Как и Белоярская АЭС, это одна из старейших АЭС страны. Первый ее энергоблок заработал в том  же 1964 году, всего через полгода после пуска АМБ-1. Но в отличии Белоярской АЭС, где отрабатывали технологию канальных уран-графитовых реакторов с ядерным перегревом пара, а затем технологии быстрых реакторов, в Нововоронеже занимались и занимаются освоением другого направления – водо-водяных реакторов. Здесь были построены все первые, головные блоки энергетических реакторов ВВЭР мощностью от 210 МВт, 440, 1000 и сейчас 1200. Всего на этой АЭС построено 7 энергоблоков – максимальное количество на российских АЭС.

В настоящее время из них работают 4. Это один ВВЭР-440, один ВВЭР-1000 и два первых в нашей стране и мире ВВЭР-1200. Получается, что каждый из этих реакторов – самый первый в своем роде. В том числе и нынешний флагманский продукт отечественной атомной промышленности – энергоблок с реактором ВВЭР-1200, которые активно приходят на замену старых блоков на АЭС в России и строится для зарубежных заказчиков. В России их уже построено 4, и в разной стадии строительства за рубежом еще более 10 штук. 

Подробно про водо-водяные реакторы я рассказывал в прошлой статье про Кольскую АЭС. Коротко повторю, что эти реакторы отличаются от канальных графитовых тем что в них нет ни графитовой кладки, ни каналов. Это более компактные реакторы, топливо которых находится внутри прочного толстостенного металлического корпуса. Водо-водяной в названии реактора означает, что вода выступает в нем и замедлителем нейтронов и теплоносителем, который отводит тепло от ядерного топлива. Это реакторы, работающие по двухконтурной схеме, т.е. вода в самом реакторе и первом контуре нагревается до большой температуры – более 300 градусов, но не кипит, т.к. находится при этом под давлением более 150 атмосфер (для чего мощный корпус и нужен). Тепло через теплообменник передается второму контуру, где уже вода кипит, пар идет на турбину, ну и дальше обычная схема. КПД таких установок около 32% и выше.

Такой же тип водо-водяных реакторов используется и на атомных подводных лодках в силу ряда преимуществ, в первую очередь более компактных размеров. Собственно, изначально он для них и разрабатывался, но потом вышел на сушу и прочно обосновался в мирной атомной энергетике.  Сейчас это самый популярный тип реактора в мире. Более чем на 80% энергоблоках АЭС в мире работают водо-водяные реакторы под давлением.

3. Кольская АЭС. Первая за Полярным кругом

Самая первая и самая мощная АЭС, построенная за Полярным кругом. Я подробно рассказывал про нее в прошлой статье и видео. Отмечу тут, что это АЭС, которая состоит из четырех блоков средней мощности с реакторами ВВЭР-440. Такие в России работают только на упомянутой выше Нововоронежской АЭС. Это тоже одна из старейших АЭС – ее первый энергоблок работает с 1973 года, т.е. уже 48 лет. В 2033 он будет остановлен, и это будет первый блок отечественной АЭС, который отработает 60 лет. На смену первой очереди АЭС к тому времени планируют построить два энергоблока ВВЭР-600С со спектральным регулированием – первые блоки такого типа в нашей стране. В целом — Кольская АЭС, это такая достаточно уникальная станция, работающая в условно изолированной небольшой энергостистеме, отсюда и набор нескольких небольших энергоблоков. Но есть и еще более изолированные АЭС.

4. Билибинская АЭС. Советская малая АЭС

Раз уж мы идем примерно в хронологическом порядке, и затронули тему крайнего севера, то следующая АЭС – Билибинская. Она еще чуть севернее Кольской АЭС, но не в Мурманской области, а на другой стороне России – на Чукотке. И примерно на полгода моложе Кольской АЭС. Ее первый блок заработал в 1974 году.

Всего эта АЭС состоит из четырех довольно уникальных энергоблоков. Это тоже канальные уран-графитовые реакторы, но специально разработанные для этой АЭС. Это реакторы ЭГП-6 — Энергетический Гетерогенный Петлевой реактор с 6-ю петлями циркуляции теплоносителя. Их электрическую мощность сократили всего до 12 МВт. Но важное условие для работы на севере – они предназначены для выдачи тепла. Ведь эта АЭС проектировалась и строилась для работы в небольшой и изолированной Чаун-Билибинской энергосистеме, в условиях суровой Арктики, для снабжения энергией горнорудных и золотодобывающих предприятий Чукотки. По сути это первая малая АЭС СССР.

Сама Билибинская АЭС в ближайшие годы будет выводиться из эксплуатации, первый блок уже остановлен в 2019 г. Поэтому суммарная текущая установленная электрическая мощность АЭС – 36 МВт. И ей на смену уже пришла современная малая АЭС.

5. ПАТЭС. Самая плавучая, самая северная

Понятно, что на замену одной уникальной по задачам и условиям работы АЭС – Билибинской, спустя полвека должна была прийти не менее уникальная установка, но созданная уже на основе других технологий. И она пришла, причем в прямом смысле – ее прибуксировали из Мурманска. И с весны 2020 года уже принята в промышленную эксплуатацию первая плавучая АЭС, или точнее Плавучая атомная теплоэлектростанция (ПАТЭС), с головным плавучим энергоблоком (ПЭБ) под собственным именем «Академик Ломоносов». Это самая новая российская АЭС, работающая на новой площадке, в порту Певек. От нее до Билибинской АЭС более 240 км по прямой на северо-восток. Так что ПАТЭС ко всему прочему еще и самая северная АЭС мира.

Конструкционно это несамоходная баржа, пришвартованная к специальной береговой инфраструктуре для приема тепло и электроэнергии. На ее борту два энергоблока с двумя водо-водяными реакторами, построенными на базе тех, что работают на некоторых наших атомных ледоколах – КЛТ-40С. Суммарная электрическая мощность ПАТЭС – до 70 МВт, а тепловая – до 50 Гкал/ч. Она должна заменить не только выбывающую Билибинскую АЭС, но и угольную Чаунскую ТЭЦ, которой уже более 70 лет.

Сейчас уже прорабатываются проекты оптимизированных ПАТЭС с новыми реакторами РИТМ-200 большей мощности, которые уже работают на атомном ледоколе нового поколения «Арктика». Планируется построить еще 5 плавучих АЭС для другого района Камчатки, а интерес к подобным плавучим АЭС проявляют разные регионы за рубежом. Но и конкуренты не дремлют. Планы по разработке и строительству плавучих АЭС есть у Китая и Южной Кореи.  

6. Ленинградская АЭС. Первые РБМК

Теперь перейдем к самым крупным АЭС, с серийными блоками гигаваттной мощности. Начнем по хронологии и с реакторов РБМК.

Ленинградская АЭС — это первая АЭС с четырьмя серийными реакторами РБМК-1000. РБМК расшифровывается как Реактор Большой Мощности Канальный. Это большой энергетический потомок канальных уран-графитовых реакторов, созданный на основе опыта и Первой АЭС, и реакторов АМБ, и двухцелевых промышленных реакторов.  Два энергоблока первой очереди Ленинградской АЭС заработали в 1973 и 1975 годах, они уже отработали по 45 лет и остановлены. 3-й и 4-й блоки продолжают работу. 

Именно на реакторах РБМК СССР планировал масштабно развивать атомную энергетику в 1970-е годы для удовлетворения энергодефицита в европейской части страны, поскольку технологию изготовления корпусов гигаваттных ВВЭР осваивать не успевал. А активная зона реактора РБМК собирается как из кубиков, изготовление компонентов для нее было освоено промышленностью. Поэтому, например, ее можно масштабировать и увеличивать. Например, на Игналинской АЭС построили два РБМК мощностью уже 1500 МВт, хотя и в тех же габаритах. Но были проекты и с увеличенной мощностью и активной зоной, до 2400 МВт. Вообще, сам реактор РБМК-1000  — это один из крупнейших в мире реакторов, там только диаметр активной зоны более 11 м.

У РБМК есть ряд преимуществ перед ВВЭР. Например, он не требует остановки для перегрузки топлива, его можно перегружать, отключая отдельные каналы прямо на работающем реакторе.  Из-за этого он позволяет облучать в каналах отдельные сборки-мишени и нарабатывать полезные изотопы, как, например, Co-60, который сейчас и производят на Ленинградской АЭС.

Но есть и ряд недостатков. Это, например, и сложность управления, и отсутствие защитной оболочки-контейнмента, и другие недостатки конструкции, которые не были своевременно устранены из-за гонки масштабного строительства АЭС в СССР в 1970-е и 1980-е. Все это привело к главной трагедии, сделавшей реактор РБМК печально известным на весь мир – Чернобыльской катастрофе. Именно такие реакторы были на этой АЭС. После аварии 1986-года реакторы РБМК доработали и модернизировали, устранив большинство недостатков. Поэтому сегодняшние РБМК все же существенно отличаются от дочернобыльских.

Два энергоблока первой очереди Ленинградской АЭС заработали в 1973 и 1975 годах, они уже отработали по 45 лет и остановлены в 2018 и 2020 годах. Им на смену были построены и синхронно с отключением старых блоков были подключены два новых энергоблока с реакторами ВВЭР-1200. Так что теперь Ленинградская АЭС – единственная российская, где одновременно работают реакторы разных типов – РБМК-1000 и ВВЭР-1200. Кстати, при этом мощность АЭС выросла на 400 МВт, и теперь это самая мощная АЭС России. Сейчас ЛАЭС обеспечивает электроэнергией Ленинградскую область более чем на 50%, а также частично снабжает теплом ближайший город атомщиков — Сосновый бор.

Мне дважды доводилось бывать на ЛАЭС-2, поэтому я видел новые энергоблоки и в строящемся виде, и тут же впервые побывал на уже работающем энергоблоке с ВВЭР-1200. 

7. Курская АЭС

Курская АЭС — вторая АЭС с серийными РБМК, всего на 4 года моложе Ленинградской. Расположена в 40 км от Курска. Она могла стать одной из самых больших АЭС на территории России с шестью энергоблоками РБМК-1000. Но с 1977 по 1986 годы успели достроить и ввести в эксплуатацию лишь 4 (как и на Чернобыльской АЭС). После 1986 года строительство оставшихся двух энергоблоков заморозили. Причем, пятый блок был в очень высокой степени готовности. Его даже подумывали достроить вплоть до 2010-х, но в 2012 году от этой идеи окончательно отказались.

Зато из-за почти полной идентичности и при этом полной радиационной чистоты, ведь на него даже не завозили ядерное топливо, этот пятый блок хорошо подходил для киносъемок фильмов про чернобыльскую аварию. Именно на нем проходили сьемки недавнего фильма Данилы Козловского. Кстати, знаменитый сериал Чернобыль от HBO снимали на другой АЭС с реакторами РБМК – Игналинской, в Литве.

Сейчас идет строительство Курской АЭС-2. На замену первым двум реакторам РБМК строят два новых энергоблока с реакторами ВВЭР. Но это не обычные ВВЭР-1200, которые построили на других станциях – в Нововоронеже или ЛАЭС-2. Это новый проект ВВЭР-ТОИ — Типовой Оптимизированный и Информатизированный проект. Ранее он назывался ВВЭР-1300. Он чуть мощнее и должен быть более экономически эффективным. Возможно в будущем он придет на смену ВВЭР-1200.

Кстати, два энергоблока Курской АЭС-2 – это на текущий момент единственные строящиеся в России энергоблоки АЭС, если не брать в расчет замороженную стройку Балтийской АЭС.

8. Смоленская АЭС

Расположена в 100 км от Смоленска. Самая молодая станция с реакторами РБМК. Первый блок пущен в 1983 году – мой ровесник. Но опять же из-за чернобыльской аварии тут построено не четыре, а всего три блока. Так что это самая маленькая АЭС с такими реакторами. Скорее всего в ближайшие годы будет начато строительство станции замещения – Смоленской АЭС-2.

9. Калининская АЭС. Серийные ВВЭР-1000

Переходим к трем АЭС с серийными гигаваттными блоками ВВЭР. Первая из них – Калининская АЭС с четырьмя блоками ВВЭР-1000. Расположена в Тверской области, возле города Удомля. Это самая близкая к Москве действующая АЭС – 350 км по прямой. Ее первые блоки заработали в 1984 и 1986 году, правда они не самой популярной серии ВВЭР-1000 – модификации В-338. Вторая очередь станции, с серийными ВВЭР-1000 наиболее популярной модификации В-320, были построены уже в 21-м веке – в 2004 и в 2011.

Именно за их строительством я следил, когда учился на физтехе на физика-ядерщика. Тогда Россия строила не так много новых энергоблоков. Кстати, на Калининской АЭС мне довелось побывать в 2017 году. И поскольку это была первая крупная АЭС с четырьмя гигаваттными блоками на которой я был, то меня поразил именно масштаб самой станции, начиная с проходной – все же на ней работает более 3000 человек. Это реально огромное предприятие, которое производит около 3% всей электроэнергии страны. Близкая мне Белоярская АЭС куда компактнее, камернее и я бы даже сказал уютнее.

9. Балаковская АЭС

Балаковская АЭС Расположена в 145 км от Саратова, на берегу Саратовского водохранилища. Это первая серийная АЭС с четырьмя блоками ВВЭР-1000 самой популярной модификации – В-320. Первый из них был введен в эксплуатацию в 1985 году.

Надо сказать, что в СССР Балаковская АЭС строилась параллельно с другой такой же станцией с реакторами ВВЭР-1000 (В-320) – Запорожской АЭС на Украине. Они обе должны были стать крупнейшими АЭС в СССР – планировалось по шесть блоков на каждой. Причем, Запорожскую АЭС строили с небольшим опережением и в итоге достроили целиком, до шести блоков. Теперь это крупнейшая АЭС в Европе и одна из крупнейших в мире. А вот Балаковская из-за трудностей в начале 90-х осталась с 4 блоками. 5-й и 6-й блоки в 1993 году решили не достраивать.

Тем не менее, это одна из крупнейших по выработке электроэнергии АЭС России. В результате модернизаций мощность ее энергоблоков увеличена на 4%.

На первом энергоблоке в 2018 году была впервые проведена операция отжига корпуса реактора ВВЭР-1000, в результате чего его ресурс был продлен более чем на 20 лет. Подробнее о процедуре отжига и продлении эксплуатации на примере реакторов ВВЭР-440 я писал в прошлой статье.

Также на одном из блоков Балаковской АЭС сейчас испытываются топливные сборки с РЕМИКС-топливом – это топливо с неразделенной смесью урана и плутония, выделенных из отработавшего ядерного топлива. Такими образом, тут отрабатывается технология частичного замыкания топливного цикла на реакторах ВВЭР.

11. Ростовская АЭС. Молодая и жаркая

Ростовская АЭС – самая южная станция России. Расположена в Ростовской области, вблизи города Волгодонска, на берегу Цимлянского водохранилища. Какое-то время она носила имя Волгодонской АЭС. В самом Волгодонске располагается другой важный для мировой атомной энергетики объект — завод Атоммаш, где делают оборудование первого контура АЭС — корпуса реакторов ВВЭР-1200, парогенераторы и многое другое для российских и зарубежных станций.  Я бывал на Ростовской АЭС, но вот именно Атоммаш своим масштабом впечатлил куда больше даже меня, человека с промышленного Урала

Ростовская АЭС при этом еще и самая молодая АЭС России, если не считать ПАТЭС. Это единственная станция, все четыре энергоблока ВВЭР-1000 которой построены и запущены в работу в XXI веке, с 2001 по 2018 годы. Причем ее четвертый блок – это последний ВВЭР-1000, который построили в России. Больше их строить не будут, теперь им на смену уже пришли ВВЭР-1200 и ВВЭР-ТОИ.

О несбывшемся

Мы поговорили обо всех работавших или работающих в настоящий момент на территории России АЭС. По описанию станций, построенных в конце 1980-х, видно, что на некоторых из них ряд энергоблоков не был закончен из-за чернобыльской катастрофы и экономических потрясений, связанных с крахом СССР. Тем не менее они достроены в каком-то виде и работают. Но был ряд проектов новых АЭС, на других площадках, которые не были реализованы вообще. Например, так и не было закончено начатое строительство двух атомных станций теплоснабжения под Воронежем и Нижним Новгородом. Они должны были отапливать эти города.

К началу 1990-х были прекращены работы (все на относительно начальных стадиях строительства) на Башкирской АЭС под Уфой с 4 ВВЭР-1000, Татарской АЭС на Каме с 4 ВВЭР-1000, Южно-Уральской АЭС в Озерске Челябинской области с тремя БН-800 и Костромской АЭС с двумя РБМК-1500.

Уже в 2010-м было начато строительство Балтийской АЭС в Калининградской области с двумя ВВЭР-1200. Однако через несколько лет строительство было заморожено в пользу реализации аналогичного, но конкурирующего проекта в соседнем регионе – Белорусской АЭС.

Результаты работы

На текущий момент в России работают 11 АЭС с 38 энергоблоками. Из них 22 энергоблока с реакторами ВВЭР (4 ВВЭР-1200, 13 ВВЭР-1000 и 5 ВВЭР-440), 12 энергоблоков с канальными реакторами (9 РБМК-1000 и 3 ЭГП-6), 2 быстрых реактора БН-600 и БН-800 и 2 реактора ПАТЭС КЛТ-40С. Суммарная мощность всех блоков — около 30,5 ГВт. Поэтому Росэнергоатом вторая по установленной мощности компания-оператор АЭС после французской EDF.

По итогам 2020 года доля атомного электричества в России впервые превысила 20%. Причем в Европейской части страны эта доля около 30%, а на Северо-Западе – более 37%.

В абсолютных показателях по выработке в 2020 году был побит рекорд выработки советских времен. Пик производства атомного электричества в СССР пришелся на 1988 год — 215,67 млрд кВт*ч. Это с учетом работы 47 энергоблоков в нескольких республиках. Кроме России это Украина (13 блоков, в т.ч. три на Чернобыльской АЭС) + Литва с двумя мощнейшими в СССР реакторами РБМК-1500 + Армения с двумя ВВЭР-440 + Казахстан с тогда еще работающим БН-350. А в 2020-м году Россия с всего 38 энергоблоками выдала чуть больше чем СССР с 47-ю — 215,75 млрд кВт*ч.

В принципе, это вполне закономерно. Растет средняя мощность энергоблоков, т.к. закрываются старые, а им на смену приходят более новые и мощные. Мощность старых энергоблоков в результате модернизации тоже повышается. Внедряется новое топливо, оптимизируются ремонтные кампании, а значит сокращается время ремонтов и перегрузок, в результате растет КИУМ – коэффициент использования установленной мощности. Проще говоря, этот коэффициент показывает какой процент времени в течение года АЭС работала на полную мощность. На некоторых наших станциях он уже превышает 90%.

О перспективах

Сейчас в России по-прежнему нет роста экономики или перспектив большого экспорта электроэнергии, которые бы создавали спрос на существенное наращивание энергомощностей. Поэтому у нас в последние годы лишь достраивались давно запланированные блоки Калининской и Ростовской АЭС, а сейчас строятся лишь новые энергоблоки замещения, которые заменяют старые выбывающие блоки АЭС – на Ленинградской и Курской АЭС. Хотя на Нововоронежской АЭС это замещение произошло с существенным приростом, там добавили два ВВЭР-1200 вместо одного выбывшего ВВЭР-440, но там как обычно построили головные энергоблоки новой серии. Добавился так же энергоблок БН-800 на Белоярской АЭС, и ожидается, что в ближайшее время будет принято решение о строительстве там же и БН-1200 – первого серийного блока на быстрых нейтронах. 

Тем не менее, Россия строит довольно много АЭС по сравнению с другими странами. За последние 20 лет в мире было подключено к сети около 105 новых энергоблоков АЭС. Из них 21, т.е. каждый пятый, построила Россия. Из них 13 – на территории России, и 8 в других странах для иностранных заказчиков. При этом сейчас на разной стадии строительства за рубежом находится еще около 20 энергоблоков, которые строит Росатом.

Но в самой России в ближайшие годы вряд ли стоит ожидать появления крупных АЭС с блоками-гигаватниками на новых площадках. Но вот малые АЭС в новых регионах в ближайшие 10 лет появятся. Уже есть планы по строительству малой АЭС в Якутии мощностью около 50 МВт, и еще четырех малых плавучих АЭС на Чукотке мощностью до 100 МВт каждая. Все они будут нужны для энергоснабжения новых месторождений полезных ископаемых в изолированных районах.

Недавно начато строительство опытно-демонстрационного реактора БРЕСТ-ОД-300 в Северске, рядом с Томском. Конечно, его задачи в демонстрации принципиально новой реакторной технологии и технологии замыкания топливного цикла, но его тоже можно отнести к малой АЭС, т.к. он будет вырабатывать до 300 МВт электроэнергии.

По такому же принципу к малой АЭС можно отнести и многоцелевой исследовательский реактор МБИР, который строят в Димитровграде, в Ульяновской области, поскольку и он будет выдавать до 55 МВт электроэнергии.

Но вообще, хотелось бы чтобы экономика наша росла, а вместе с ней обновлялась и энергетика, чтобы мы уходили от сжигания угля в пользу более чистых источников (про сравнение экологического следа разных технологий у меня тоже есть отдельная статья) — атома, гидро, ветра и солнечных станций.

---

Дата-центр ITSOFT — размещение и аренда серверов и стоек в двух дата-центрах в Москве. За последние годы UPTIME 100%. Размещение GPU-ферм и ASIC-майнеров, аренда GPU-серверов, лицензии связи, SSL-сертификаты, администрирование серверов и поддержка сайтов.

Что такое атомная электростанция (АЭС) – это ядерная установка, производящая электроэнергию и/или теплоэнергию, расположенная в пределах определенной проектом территории с использованием ядерного реактора, а также комплекса иных требуемых для работы и обеспечения безопасности устройств и персонала. Сегодня Вы узнаете какой была история АЭС мира.

Первая АЭС мира

История рассказывает, что вторая половина 40-х гг. ознаменовалась первыми испытаниями ядерных бомб, сначала американцами, а в 1949 году и советскими учеными-ядерщиками. Однако помимо военного применения атомной энергии велись разработки и по использованию её в мирных целях. В 1948 году И.В. Курчатов начал первые работы в этом направлении, а уже в 1950 году возле поселка Обнинское Калужской области (для желающих посетить музей Обнинской АЭС свои услуги предлагает гостиница калуга) начались работы по строительству первой АЭС в мире. Обнинская АЭС была запущена в 1954 году 27 июня. Именно этот день можно считать началом истории развития АЭС во всем мире!

Мощность Обнинской атомной электростанции составляла крохотные по меркам ГЭС или ТЭС того времени 5 МВт. Но она стала мощным испытательным полигоном для советских ученых-атомщиков. На основе испытаний этой АЭС уже в 1958 году была введена в эксплуатацию Сибирская АЭС мощностью первоначально 100 МВт, а позднее и 600 МВт, а в 1964 году Белоярской промышленной АЭС. Среди первых АЭС СССР можно назвать построенные в 1964 Нововоронежская АЭС и в 1973 Ленинградская АЭС.

История атомной энергетики за рубежом

Шло развитие мирной атомной энергетики и за пределами Советского союза. В 1956 году была запущена первая АЭС в Великобритании в городе Колдер-Холле, мощностью 46 МВт, а в 1957 первая АЭС США в Шиппингпорте, мощностью 60 МВт.

Мирный атом первые десятилетия развивался без серьезных последствий для окружающей среды, но в 1979 году произошла первая серьезная авария на американской АЭС Три-Майл-Айленд, которая заставила мир задуматься о целесообразности использования атомной энергии, а также новых средствах обеспечения безопасности АЭС.

Самая известная же авария на АЭС произошла 26 апреля 1986 года на Чернобыльской АЭС в СССР. Настоящая катастрофа отразилась на экологической обстановке как минимум трех стран Украины, Беларуси и России, на жизнях сотен тысяч людей, на развитии всей атомной энергетики в целом.

Второй глобальной аварией на АЭС стала катастрофа, вызванная землетрясением и Цунами на побережье Японии, приведшая к тяжелой ситуации с АЭС Фукусима-1.

Тем не менее, развитие ядерной энергетики и строительство новых атомных электростанций по-прежнему продолжается, ввиду дешевизны этой электроэнергии в долгосрочном плане, и снижению зависимости от таких ресурсов, как нефть, газ и уголь.

Крупнейшей АЭС в Европе, а по совместительству второй в мире на текущий момент является Запорожская АЭС на Украине. Построенная еще в 1980 году, она располагает шестью энергоблоками с общей мощностью в 6 000 МВт.

Самая мощная АЭС мира на текущий момент – японская Касивадзаки-Карива, расположенная в префектуре Ниигата. Семь реакторов этой АЭС дают на выходе мощность в размере 8 212 МВт.

Тем не менее самый большой объем электроэнергии, получаемый от АЭС, вырабатывается в США. 104 реактора на территории этой страны ежегодно дают 836,63 млрд кВт*ч. На втором месте Франция (439,73 млрд кВт*ч в год), на третьем Япония (263,83 млрд кВт*ч в год). Россия в этом списке занимает почетное четвертое место с уровнем 177,39 млрд кВт*ч. Самой мощной АЭС России на текущий момент является Балаковская атомная станция.

A nuclear power plant (NPP)^[1] is a thermal power station in which the heat source is a nuclear reactor. As is typical of thermal power stations, heat is used to generate steam that drives a steam turbine connected to a generator that produces electricity. As of 2022, the International Atomic Energy Agency reported there were 422 nuclear power reactors in operation in 32 countries around the world, and 57 nuclear power reactors under construction.^[2][3]

Nuclear plants are very often used for base load since their operations, maintenance, and fuel costs are at the lower end of the spectrum of costs.
^[4]
However, building a nuclear power plant often spans five to ten years, which can accrue to significant financial costs, depending on how the initial investments are financed.^[5]

Nuclear power plants have a carbon footprint comparable to that of renewable energy such as solar farms and wind farms,^[6][7] and much lower than fossil fuels such as natural gas and brown coal. Despite some spectacular catastrophes, nuclear power plants are among the safest mode of electricity generation,^[8] comparable to solar and wind power plants.^[9]

History[edit]

The first time that heat from a nuclear reactor was used to generate electricity was on December 21, 1951 at the Experimental Breeder Reactor I, feeding four light bulbs.^[10][11]

On June 27, 1954, the world’s first nuclear power station to generate electricity for a power grid, the Obninsk Nuclear Power Plant, commenced operations in Obninsk, in the Soviet Union.^[12][13][14]
The world’s first full scale power station, Calder Hall in the United Kingdom, opened on October 17, 1956.^[15] The world’s first full scale power station solely devoted to electricity production—Calder Hall was also meant to produce plutonium—the Shippingport Atomic Power Station in Pennsylvania, United States—was connected to the grid on December 18, 1957.

Basic components[edit]

Systems[edit]

The conversion to electrical energy takes place indirectly, as in conventional thermal power stations. The fission in a nuclear reactor heats the reactor coolant. The coolant may be water or gas, or even liquid metal, depending on the type of reactor. The reactor coolant then goes to a steam generator and heats water to produce steam. The pressurized steam is then usually fed to a multi-stage steam turbine. After the steam turbine has expanded and partially condensed the steam, the remaining vapor is condensed in a condenser. The condenser is a heat exchanger which is connected to a secondary side such as a river or a cooling tower. The water is then pumped back into the steam generator and the cycle begins again. The water-steam cycle corresponds to the Rankine cycle.

The nuclear reactor is the heart of the station. In its central part, the reactor’s core produces heat due to nuclear fission. With this heat, a coolant is heated as it is pumped through the reactor and thereby removes the energy from the reactor. The heat from nuclear fission is used to raise steam, which runs through turbines, which in turn power the electrical generators.

Nuclear reactors usually rely on uranium to fuel the chain reaction. Uranium is a very heavy metal that is abundant on Earth and is found in sea water as well as most rocks. Naturally occurring uranium is found in two different isotopes: uranium-238 (U-238), accounting for 99.3% and uranium-235 (U-235) accounting for about 0.7%. U-238 has 146 neutrons and U-235 has 143 neutrons.

Different isotopes have different behaviors. For instance, U-235 is fissile which means that it is easily split and gives off a lot of energy making it ideal for nuclear energy. On the other hand, U-238 does not have that property despite it being the same element. Different isotopes also have different half-lives. U-238 has a longer half-life than U-235, so it takes longer to decay over time. This also means that U-238 is less radioactive than U-235.

Since nuclear fission creates radioactivity, the reactor core is surrounded by a protective shield. This containment absorbs radiation and prevents radioactive material from being released into the environment. In addition, many reactors are equipped with a dome of concrete to protect the reactor against both internal casualties and external impacts.^[16]

The purpose of the steam turbine is to convert the heat contained in steam into mechanical energy. The engine house with the steam turbine is usually structurally separated from the main reactor building. It is aligned so as to prevent debris from the destruction of a turbine in operation from flying towards the reactor.^{[citation needed]}

In the case of a pressurized water reactor, the steam turbine is separated from the nuclear system. To detect a leak in the steam generator and thus the passage of radioactive water at an early stage, an activity meter is mounted to track the outlet steam of the steam generator. In contrast, boiling water reactors pass radioactive water through the steam turbine, so the turbine is kept as part of the radiologically controlled area of the nuclear power station.

The electric generator converts mechanical power supplied by the turbine into electrical power. Low-pole AC synchronous generators of high rated power are used. A cooling system removes heat from the reactor core and transports it to another area of the station, where the thermal energy can be harnessed to produce electricity or to do other useful work. Typically the hot coolant is used as a heat source for a boiler, and the pressurized steam from that drives one or more steam turbine driven electrical generators.^[17]

In the event of an emergency, safety valves can be used to prevent pipes from bursting or the reactor from exploding. The valves are designed so that they can derive all of the supplied flow rates with little increase in pressure. In the case of the BWR, the steam is directed into the suppression chamber and condenses there. The chambers on a heat exchanger are connected to the intermediate cooling circuit.

The main condenser is a large cross-flow shell and tube heat exchanger that takes wet vapor, a mixture of liquid water and steam at saturation conditions, from the turbine-generator exhaust and condenses it back into sub-cooled liquid water so it can be pumped back to the reactor by the condensate and feedwater pumps.^{[18][full citation needed]}

In the main condenser, the wet vapor turbine exhaust come into contact with thousands of tubes that have much colder water flowing through them on the other side. The cooling water typically come from a natural body of water such as a river or lake.
Palo Verde Nuclear Generating Station, located in the desert about 97 kilometres (60 mi) west of Phoenix, Arizona, is the only nuclear facility that does not use a natural body of water for cooling, instead it uses treated sewage from the greater Phoenix metropolitan area.
The water coming from the cooling body of water is either pumped back to the water source at a warmer temperature or returns to a cooling tower where it either cools for more uses or evaporates into water vapor that rises out the top of the tower.^[19]

The water level in the steam generator and the nuclear reactor is controlled using the feedwater system. The feedwater pump has the task of taking the water from the condensate system, increasing the pressure and forcing it into either the steam generators—in the case of a pressurized water reactor — or directly into the reactor, for boiling water reactors.

Continuous power supply to the plant is critical to ensure safe operation. Most nuclear stations require at least two distinct sources of offsite power for redundancy. These are usually provided by multiple transformers that are sufficiently separated and can receive power from multiple transmission lines. In addition, in some nuclear stations, the turbine generator can power the station’s loads while the station is online, without requiring external power. This is achieved via station service transformers which tap power from the generator output before they reach the step-up transformer.

Economics[edit]

The economics of nuclear power plants is a controversial subject, and multibillion-dollar investments ride on the choice of an energy source. Nuclear power stations typically have high capital costs, but low direct fuel costs, with the costs of fuel extraction, processing, use and spent fuel storage internalized costs.^[21] Therefore, comparison with other power generation methods is strongly dependent on assumptions about construction timescales and capital financing for nuclear stations. Cost estimates take into account station decommissioning and nuclear waste storage or recycling costs in the United States due to the Price Anderson Act.

With the prospect that all spent nuclear fuel could potentially be recycled by using future reactors, generation IV reactors are being designed to completely close the nuclear fuel cycle. However, up to now, there has not been any actual bulk recycling of waste from a NPP, and on-site temporary storage is still being used at almost all plant sites due to construction problems for deep geological repositories. Only Finland has stable repository plans, therefore from a worldwide perspective, long-term waste storage costs are uncertain.

Construction, or capital cost aside, measures to mitigate global warming such as a carbon tax or carbon emissions trading, increasingly favor the economics of nuclear power. Further efficiencies are hoped to be achieved through more advanced reactor designs, Generation III reactors promise to be at least 17% more fuel efficient, and have lower capital costs, while Generation IV reactors promise further gains in fuel efficiency and significant reductions in nuclear waste.

In Eastern Europe, a number of long-established projects are struggling to find financing, notably Belene in Bulgaria and the additional reactors at Cernavodă in Romania, and some potential backers have pulled out.^[22] Where cheap gas is available and its future supply relatively secure, this also poses a major problem for nuclear projects.^[22]

Analysis of the economics of nuclear power must take into account who bears the risks of future uncertainties. To date all operating nuclear power stations were developed by state-owned or regulated utilities where many of the risks associated with construction costs, operating performance, fuel price, and other factors were borne by consumers rather than suppliers.^[23] Many countries have now liberalized the electricity market where these risks and the risk of cheaper competitors emerging before capital costs are recovered, are borne by station suppliers and operators rather than consumers, which leads to a significantly different evaluation of the economics of new nuclear power stations.^[24]

Following the 2011 Fukushima nuclear accident in Japan, costs are likely to go up for currently operating and new nuclear power stations, due to increased requirements for on-site spent fuel management and elevated design basis threats.^[25] However many designs, such as the currently under construction AP1000, use passive nuclear safety cooling systems, unlike those of Fukushima I which required active cooling systems, which largely eliminates the need to spend more on redundant back up safety equipment.

According to the World Nuclear Association, as of March 2020:

• Nuclear power is cost competitive with other forms of electricity generation, except where there is direct access to low-cost fossil fuels.
• Fuel costs for nuclear plants are a minor proportion of total generating costs, though capital costs are greater than those for coal-fired plants and much greater than those for gas-fired plants.
• System costs for nuclear power (as well as coal and gas-fired generation) are very much lower than for intermittent renewables.
• Providing incentives for long-term, high-capital investment in deregulated markets driven by short-term price signals presents a challenge in securing a diversified and reliable electricity supply system.
• In assessing the economics of nuclear power, decommissioning and waste disposal costs are fully taken into account.
• Nuclear power plant construction is typical of large infrastructure projects around the world, whose costs and delivery challenges tend to be under-estimated.^[26]

Safety and accidents[edit]

Modern nuclear reactor designs have had numerous safety improvements since the first-generation nuclear reactors. A nuclear power plant cannot explode like a nuclear weapon because the fuel for uranium reactors is not enriched enough, and nuclear weapons require precision explosives to force fuel into a small enough volume to go supercritical. Most reactors require continuous temperature control to prevent a core meltdown, which has occurred on a few occasions through accident or natural disaster, releasing radiation and making the surrounding area uninhabitable. Plants must be defended against theft of nuclear material and attack by enemy military planes or missiles.^[27]

The most serious accidents to date have been the 1979 Three Mile Island accident, the 1986 Chernobyl disaster, and the 2011 Fukushima Daiichi nuclear disaster, corresponding to the beginning of the operation of generation II reactors.

Professor of sociology Charles Perrow states that multiple and unexpected failures are built into society’s complex and tightly-coupled nuclear reactor systems. Such accidents are unavoidable and cannot be designed around.^[28] An interdisciplinary team from MIT has estimated that given the expected growth of nuclear power from 2005 to 2055, at least four serious nuclear accidents would be expected in that period.^[29] The MIT study does not take into account improvements in safety since 1970.^[30][31]

Controversy[edit]

The nuclear power debate about the deployment and use of nuclear fission reactors to generate electricity from nuclear fuel for civilian purposes peaked during the 1970s and 1980s, when it «reached an intensity unprecedented in the history of technology controversies,» in some countries.^[32]

Proponents argue that nuclear power is a sustainable energy source which reduces carbon emissions and can increase energy security if its use supplants a dependence on imported fuels.^{[33][full citation needed]} Proponents advance the notion that nuclear power produces virtually no air pollution, in contrast to the chief viable alternative of fossil fuel. Proponents also believe that nuclear power is the only viable course to achieve energy independence for most Western countries. They emphasize that the risks of storing waste are small and can be further reduced by using the latest technology in newer reactors, and the operational safety record in the Western world is excellent when compared to the other major kinds of power plants.^{[34][full citation needed]}

Opponents say that nuclear power poses many threats to people and the environment,^{[who?][weasel words]} and that costs do not justify benefits. Threats include health risks and environmental damage from uranium mining, processing and transport, the risk of nuclear weapons proliferation or sabotage, and the problem of radioactive nuclear waste.^[35][36][37] Another environmental issue is discharge of hot water into the sea. The hot water modifies the environmental conditions for marine flora and fauna. They also contend that reactors themselves are enormously complex machines where many things can and do go wrong, and there have been many serious nuclear accidents.^[38][39] Critics do not believe that these risks can be reduced through new technology,^[40] despite rapid advancements in containment procedures and storage methods.

Opponents argue that when all the energy-intensive stages of the nuclear fuel chain are considered, from uranium mining to nuclear decommissioning, nuclear power is not a low-carbon electricity source despite the possibility of refinement and long term storage being powered by a nuclear facility.^[41][42][43] Those countries that do not contain uranium mines cannot achieve energy independence through existing nuclear power technologies. Actual construction costs often exceed estimates, and spent fuel management costs are difficult to define.^{[citation needed]}

On 1 August 2020, the UAE launched the Arab region’s first-ever nuclear energy plant. Unit 1 of the Barakah plant in the Al Dhafrah region of Abu Dhabi commenced generating heat on the first day of its launch, while the remaining 3 Units are being built. However, Nuclear Consulting Group head, Paul Dorfman, warned the Gulf nation’s investment into the plant as a risk «further destabilizing the volatile Gulf region, damaging the environment and raising the possibility of nuclear proliferation.»^[44]

Reprocessing[edit]

Nuclear reprocessing technology was developed to chemically separate and recover fissionable plutonium from irradiated nuclear fuel.^[45] Reprocessing serves multiple purposes, whose relative importance has changed over time. Originally reprocessing was used solely to extract plutonium for producing nuclear weapons. With the commercialization of nuclear power, the reprocessed plutonium was recycled back into MOX nuclear fuel for thermal reactors.^[46] The reprocessed uranium, which constitutes the bulk of the spent fuel material, can in principle also be re-used as fuel, but that is only economic when uranium prices are high or disposal is expensive. Finally, the breeder reactor can employ not only the recycled plutonium and uranium in spent fuel, but all the actinides, closing the nuclear fuel cycle and potentially multiplying the energy extracted from natural uranium by more than 60 times.^[47]

Nuclear reprocessing reduces the volume of high-level waste, but by itself does not reduce radioactivity or heat generation and therefore does not eliminate the need for a geological waste repository. Reprocessing has been politically controversial because of the potential to contribute to nuclear proliferation, the potential vulnerability to nuclear terrorism, the political challenges of repository siting (a problem that applies equally to direct disposal of spent fuel), and because of its high cost compared to the once-through fuel cycle.^[48] In the United States, the Obama administration stepped back from President Bush’s plans for commercial-scale reprocessing and reverted to a program focused on reprocessing-related scientific research.^[49]

Accident indemnification[edit]

Nuclear power works under an insurance framework that limits or structures accident liabilities in accordance with the Paris Convention on Third Party Liability in the Field of Nuclear Energy, the Brussels supplementary convention, and the Vienna Convention on Civil Liability for Nuclear Damage.^[50]
However states with a majority of the world’s nuclear power stations, including the U.S., Russia, China and Japan, are not party to international nuclear liability conventions.

United States

In the United States, insurance for nuclear or radiological incidents is covered (for facilities licensed through 2025) by the Price-Anderson Nuclear Industries Indemnity Act.

United Kingdom

Under the energy policy of the United Kingdom through its 1965 Nuclear Installations Act, liability is governed for nuclear damage for which a UK nuclear licensee is responsible. The Act requires compensation to be paid for damage up to a limit of £150 million by the liable operator for ten years after the incident. Between ten and thirty years afterwards, the Government meets this obligation. The Government is also liable for additional limited cross-border liability (about £300 million) under international conventions (Paris Convention on Third Party Liability in the Field of Nuclear Energy and Brussels Convention supplementary to the Paris Convention).^[51]

Decommissioning[edit]

Nuclear decommissioning is the dismantling of a nuclear power station and decontamination of the site to a state no longer requiring protection from radiation for the general public. The main difference from the dismantling of other power stations is the presence of radioactive material that requires special precautions to remove and safely relocate to a waste repository.

Decommissioning involves many administrative and technical actions. It includes all clean-up of radioactivity and progressive demolition of the station. Once a facility is decommissioned, there should no longer be any danger of a radioactive accident or to any persons visiting it. After a facility has been completely decommissioned it is released from regulatory control, and the licensee of the station no longer has responsibility for its nuclear safety.

Timing and deferral of decommissioning[edit]

Generally speaking, nuclear stations were originally designed for a life of about 30 years.^[52][53] Newer stations are designed for a 40 to 60-year operating life.^[54] The Centurion Reactor is a future class of nuclear reactor that is being designed to last 100 years.^[55]

One of the major limiting wear factors is the deterioration of the reactor’s pressure vessel under the action of neutron bombardment,^[53] however in 2018 Rosatom announced it had developed a thermal annealing technique for reactor pressure vessels which ameliorates radiation damage and extends service life by between 15 and 30 years.^[56]

Flexibility[edit]

Nuclear stations are used primarily for base load because of economic considerations. The fuel cost of operations for a nuclear station is smaller than the fuel cost for operation of coal or gas plants. Since most of the cost of nuclear power plant is capital cost, there is almost no cost saving by running it at less than full capacity.^[57]

Nuclear power plants are routinely used in load following mode on a large scale in France, although «it is generally accepted that this is not an ideal economic situation for nuclear stations.»^[58] Unit A at the decommissioned German Biblis Nuclear Power Plant was designed to modulate its output 15% per minute between 40% to 100% of its nominal power.^[59]

Russia has led in the practical development of floating nuclear power stations, which can be transported to the desired location and occasionally relocated or moved for easier decommissioning. In 2022, the United States Department of Energy funded a three-year research study of offshore floating nuclear power generation.^[60] In October 2022, NuScale Power and Canadian company Prodigy announced a joint project to bring a North American small modular reactor based floating plant to market.^[61]

See also[edit]

• List of commercial nuclear reactors
• List of nuclear power stations – — that are larger than 1,000 MW in current net capacity.

Footnotes[edit]

External links[edit]

• Media related to Nuclear power plant at Wikimedia Commons
• Non Destructive Testing for Nuclear Power Plants
• Glossary of Nuclear Terms Archived 19 December 2011 at the Wayback Machine

A nuclear power plant (NPP)^[1] is a thermal power station in which the heat source is a nuclear reactor. As is typical of thermal power stations, heat is used to generate steam that drives a steam turbine connected to a generator that produces electricity. As of 2022, the International Atomic Energy Agency reported there were 422 nuclear power reactors in operation in 32 countries around the world, and 57 nuclear power reactors under construction.^[2][3]

Nuclear plants are very often used for base load since their operations, maintenance, and fuel costs are at the lower end of the spectrum of costs.
^[4]
However, building a nuclear power plant often spans five to ten years, which can accrue to significant financial costs, depending on how the initial investments are financed.^[5]

Nuclear power plants have a carbon footprint comparable to that of renewable energy such as solar farms and wind farms,^[6][7] and much lower than fossil fuels such as natural gas and brown coal. Despite some spectacular catastrophes, nuclear power plants are among the safest mode of electricity generation,^[8] comparable to solar and wind power plants.^[9]

History[edit]

The first time that heat from a nuclear reactor was used to generate electricity was on December 21, 1951 at the Experimental Breeder Reactor I, feeding four light bulbs.^[10][11]

On June 27, 1954, the world’s first nuclear power station to generate electricity for a power grid, the Obninsk Nuclear Power Plant, commenced operations in Obninsk, in the Soviet Union.^[12][13][14]
The world’s first full scale power station, Calder Hall in the United Kingdom, opened on October 17, 1956.^[15] The world’s first full scale power station solely devoted to electricity production—Calder Hall was also meant to produce plutonium—the Shippingport Atomic Power Station in Pennsylvania, United States—was connected to the grid on December 18, 1957.

Basic components[edit]

Systems[edit]

The conversion to electrical energy takes place indirectly, as in conventional thermal power stations. The fission in a nuclear reactor heats the reactor coolant. The coolant may be water or gas, or even liquid metal, depending on the type of reactor. The reactor coolant then goes to a steam generator and heats water to produce steam. The pressurized steam is then usually fed to a multi-stage steam turbine. After the steam turbine has expanded and partially condensed the steam, the remaining vapor is condensed in a condenser. The condenser is a heat exchanger which is connected to a secondary side such as a river or a cooling tower. The water is then pumped back into the steam generator and the cycle begins again. The water-steam cycle corresponds to the Rankine cycle.

The nuclear reactor is the heart of the station. In its central part, the reactor’s core produces heat due to nuclear fission. With this heat, a coolant is heated as it is pumped through the reactor and thereby removes the energy from the reactor. The heat from nuclear fission is used to raise steam, which runs through turbines, which in turn power the electrical generators.

Nuclear reactors usually rely on uranium to fuel the chain reaction. Uranium is a very heavy metal that is abundant on Earth and is found in sea water as well as most rocks. Naturally occurring uranium is found in two different isotopes: uranium-238 (U-238), accounting for 99.3% and uranium-235 (U-235) accounting for about 0.7%. U-238 has 146 neutrons and U-235 has 143 neutrons.

Different isotopes have different behaviors. For instance, U-235 is fissile which means that it is easily split and gives off a lot of energy making it ideal for nuclear energy. On the other hand, U-238 does not have that property despite it being the same element. Different isotopes also have different half-lives. U-238 has a longer half-life than U-235, so it takes longer to decay over time. This also means that U-238 is less radioactive than U-235.

Since nuclear fission creates radioactivity, the reactor core is surrounded by a protective shield. This containment absorbs radiation and prevents radioactive material from being released into the environment. In addition, many reactors are equipped with a dome of concrete to protect the reactor against both internal casualties and external impacts.^[16]

The purpose of the steam turbine is to convert the heat contained in steam into mechanical energy. The engine house with the steam turbine is usually structurally separated from the main reactor building. It is aligned so as to prevent debris from the destruction of a turbine in operation from flying towards the reactor.^{[citation needed]}

In the case of a pressurized water reactor, the steam turbine is separated from the nuclear system. To detect a leak in the steam generator and thus the passage of radioactive water at an early stage, an activity meter is mounted to track the outlet steam of the steam generator. In contrast, boiling water reactors pass radioactive water through the steam turbine, so the turbine is kept as part of the radiologically controlled area of the nuclear power station.

The electric generator converts mechanical power supplied by the turbine into electrical power. Low-pole AC synchronous generators of high rated power are used. A cooling system removes heat from the reactor core and transports it to another area of the station, where the thermal energy can be harnessed to produce electricity or to do other useful work. Typically the hot coolant is used as a heat source for a boiler, and the pressurized steam from that drives one or more steam turbine driven electrical generators.^[17]

In the event of an emergency, safety valves can be used to prevent pipes from bursting or the reactor from exploding. The valves are designed so that they can derive all of the supplied flow rates with little increase in pressure. In the case of the BWR, the steam is directed into the suppression chamber and condenses there. The chambers on a heat exchanger are connected to the intermediate cooling circuit.

The main condenser is a large cross-flow shell and tube heat exchanger that takes wet vapor, a mixture of liquid water and steam at saturation conditions, from the turbine-generator exhaust and condenses it back into sub-cooled liquid water so it can be pumped back to the reactor by the condensate and feedwater pumps.^{[18][full citation needed]}

In the main condenser, the wet vapor turbine exhaust come into contact with thousands of tubes that have much colder water flowing through them on the other side. The cooling water typically come from a natural body of water such as a river or lake.
Palo Verde Nuclear Generating Station, located in the desert about 97 kilometres (60 mi) west of Phoenix, Arizona, is the only nuclear facility that does not use a natural body of water for cooling, instead it uses treated sewage from the greater Phoenix metropolitan area.
The water coming from the cooling body of water is either pumped back to the water source at a warmer temperature or returns to a cooling tower where it either cools for more uses or evaporates into water vapor that rises out the top of the tower.^[19]

The water level in the steam generator and the nuclear reactor is controlled using the feedwater system. The feedwater pump has the task of taking the water from the condensate system, increasing the pressure and forcing it into either the steam generators—in the case of a pressurized water reactor — or directly into the reactor, for boiling water reactors.

Continuous power supply to the plant is critical to ensure safe operation. Most nuclear stations require at least two distinct sources of offsite power for redundancy. These are usually provided by multiple transformers that are sufficiently separated and can receive power from multiple transmission lines. In addition, in some nuclear stations, the turbine generator can power the station’s loads while the station is online, without requiring external power. This is achieved via station service transformers which tap power from the generator output before they reach the step-up transformer.

Economics[edit]

The economics of nuclear power plants is a controversial subject, and multibillion-dollar investments ride on the choice of an energy source. Nuclear power stations typically have high capital costs, but low direct fuel costs, with the costs of fuel extraction, processing, use and spent fuel storage internalized costs.^[21] Therefore, comparison with other power generation methods is strongly dependent on assumptions about construction timescales and capital financing for nuclear stations. Cost estimates take into account station decommissioning and nuclear waste storage or recycling costs in the United States due to the Price Anderson Act.

With the prospect that all spent nuclear fuel could potentially be recycled by using future reactors, generation IV reactors are being designed to completely close the nuclear fuel cycle. However, up to now, there has not been any actual bulk recycling of waste from a NPP, and on-site temporary storage is still being used at almost all plant sites due to construction problems for deep geological repositories. Only Finland has stable repository plans, therefore from a worldwide perspective, long-term waste storage costs are uncertain.

Construction, or capital cost aside, measures to mitigate global warming such as a carbon tax or carbon emissions trading, increasingly favor the economics of nuclear power. Further efficiencies are hoped to be achieved through more advanced reactor designs, Generation III reactors promise to be at least 17% more fuel efficient, and have lower capital costs, while Generation IV reactors promise further gains in fuel efficiency and significant reductions in nuclear waste.

In Eastern Europe, a number of long-established projects are struggling to find financing, notably Belene in Bulgaria and the additional reactors at Cernavodă in Romania, and some potential backers have pulled out.^[22] Where cheap gas is available and its future supply relatively secure, this also poses a major problem for nuclear projects.^[22]

Analysis of the economics of nuclear power must take into account who bears the risks of future uncertainties. To date all operating nuclear power stations were developed by state-owned or regulated utilities where many of the risks associated with construction costs, operating performance, fuel price, and other factors were borne by consumers rather than suppliers.^[23] Many countries have now liberalized the electricity market where these risks and the risk of cheaper competitors emerging before capital costs are recovered, are borne by station suppliers and operators rather than consumers, which leads to a significantly different evaluation of the economics of new nuclear power stations.^[24]

Following the 2011 Fukushima nuclear accident in Japan, costs are likely to go up for currently operating and new nuclear power stations, due to increased requirements for on-site spent fuel management and elevated design basis threats.^[25] However many designs, such as the currently under construction AP1000, use passive nuclear safety cooling systems, unlike those of Fukushima I which required active cooling systems, which largely eliminates the need to spend more on redundant back up safety equipment.

According to the World Nuclear Association, as of March 2020:

• Nuclear power is cost competitive with other forms of electricity generation, except where there is direct access to low-cost fossil fuels.
• Fuel costs for nuclear plants are a minor proportion of total generating costs, though capital costs are greater than those for coal-fired plants and much greater than those for gas-fired plants.
• System costs for nuclear power (as well as coal and gas-fired generation) are very much lower than for intermittent renewables.
• Providing incentives for long-term, high-capital investment in deregulated markets driven by short-term price signals presents a challenge in securing a diversified and reliable electricity supply system.
• In assessing the economics of nuclear power, decommissioning and waste disposal costs are fully taken into account.
• Nuclear power plant construction is typical of large infrastructure projects around the world, whose costs and delivery challenges tend to be under-estimated.^[26]

Safety and accidents[edit]

Modern nuclear reactor designs have had numerous safety improvements since the first-generation nuclear reactors. A nuclear power plant cannot explode like a nuclear weapon because the fuel for uranium reactors is not enriched enough, and nuclear weapons require precision explosives to force fuel into a small enough volume to go supercritical. Most reactors require continuous temperature control to prevent a core meltdown, which has occurred on a few occasions through accident or natural disaster, releasing radiation and making the surrounding area uninhabitable. Plants must be defended against theft of nuclear material and attack by enemy military planes or missiles.^[27]

The most serious accidents to date have been the 1979 Three Mile Island accident, the 1986 Chernobyl disaster, and the 2011 Fukushima Daiichi nuclear disaster, corresponding to the beginning of the operation of generation II reactors.

Professor of sociology Charles Perrow states that multiple and unexpected failures are built into society’s complex and tightly-coupled nuclear reactor systems. Such accidents are unavoidable and cannot be designed around.^[28] An interdisciplinary team from MIT has estimated that given the expected growth of nuclear power from 2005 to 2055, at least four serious nuclear accidents would be expected in that period.^[29] The MIT study does not take into account improvements in safety since 1970.^[30][31]

Controversy[edit]

The nuclear power debate about the deployment and use of nuclear fission reactors to generate electricity from nuclear fuel for civilian purposes peaked during the 1970s and 1980s, when it «reached an intensity unprecedented in the history of technology controversies,» in some countries.^[32]

Proponents argue that nuclear power is a sustainable energy source which reduces carbon emissions and can increase energy security if its use supplants a dependence on imported fuels.^{[33][full citation needed]} Proponents advance the notion that nuclear power produces virtually no air pollution, in contrast to the chief viable alternative of fossil fuel. Proponents also believe that nuclear power is the only viable course to achieve energy independence for most Western countries. They emphasize that the risks of storing waste are small and can be further reduced by using the latest technology in newer reactors, and the operational safety record in the Western world is excellent when compared to the other major kinds of power plants.^{[34][full citation needed]}

Opponents say that nuclear power poses many threats to people and the environment,^{[who?][weasel words]} and that costs do not justify benefits. Threats include health risks and environmental damage from uranium mining, processing and transport, the risk of nuclear weapons proliferation or sabotage, and the problem of radioactive nuclear waste.^[35][36][37] Another environmental issue is discharge of hot water into the sea. The hot water modifies the environmental conditions for marine flora and fauna. They also contend that reactors themselves are enormously complex machines where many things can and do go wrong, and there have been many serious nuclear accidents.^[38][39] Critics do not believe that these risks can be reduced through new technology,^[40] despite rapid advancements in containment procedures and storage methods.

Opponents argue that when all the energy-intensive stages of the nuclear fuel chain are considered, from uranium mining to nuclear decommissioning, nuclear power is not a low-carbon electricity source despite the possibility of refinement and long term storage being powered by a nuclear facility.^[41][42][43] Those countries that do not contain uranium mines cannot achieve energy independence through existing nuclear power technologies. Actual construction costs often exceed estimates, and spent fuel management costs are difficult to define.^{[citation needed]}

On 1 August 2020, the UAE launched the Arab region’s first-ever nuclear energy plant. Unit 1 of the Barakah plant in the Al Dhafrah region of Abu Dhabi commenced generating heat on the first day of its launch, while the remaining 3 Units are being built. However, Nuclear Consulting Group head, Paul Dorfman, warned the Gulf nation’s investment into the plant as a risk «further destabilizing the volatile Gulf region, damaging the environment and raising the possibility of nuclear proliferation.»^[44]

Reprocessing[edit]

Nuclear reprocessing technology was developed to chemically separate and recover fissionable plutonium from irradiated nuclear fuel.^[45] Reprocessing serves multiple purposes, whose relative importance has changed over time. Originally reprocessing was used solely to extract plutonium for producing nuclear weapons. With the commercialization of nuclear power, the reprocessed plutonium was recycled back into MOX nuclear fuel for thermal reactors.^[46] The reprocessed uranium, which constitutes the bulk of the spent fuel material, can in principle also be re-used as fuel, but that is only economic when uranium prices are high or disposal is expensive. Finally, the breeder reactor can employ not only the recycled plutonium and uranium in spent fuel, but all the actinides, closing the nuclear fuel cycle and potentially multiplying the energy extracted from natural uranium by more than 60 times.^[47]

Nuclear reprocessing reduces the volume of high-level waste, but by itself does not reduce radioactivity or heat generation and therefore does not eliminate the need for a geological waste repository. Reprocessing has been politically controversial because of the potential to contribute to nuclear proliferation, the potential vulnerability to nuclear terrorism, the political challenges of repository siting (a problem that applies equally to direct disposal of spent fuel), and because of its high cost compared to the once-through fuel cycle.^[48] In the United States, the Obama administration stepped back from President Bush’s plans for commercial-scale reprocessing and reverted to a program focused on reprocessing-related scientific research.^[49]

Accident indemnification[edit]

Nuclear power works under an insurance framework that limits or structures accident liabilities in accordance with the Paris Convention on Third Party Liability in the Field of Nuclear Energy, the Brussels supplementary convention, and the Vienna Convention on Civil Liability for Nuclear Damage.^[50]
However states with a majority of the world’s nuclear power stations, including the U.S., Russia, China and Japan, are not party to international nuclear liability conventions.

United States

In the United States, insurance for nuclear or radiological incidents is covered (for facilities licensed through 2025) by the Price-Anderson Nuclear Industries Indemnity Act.

United Kingdom

Under the energy policy of the United Kingdom through its 1965 Nuclear Installations Act, liability is governed for nuclear damage for which a UK nuclear licensee is responsible. The Act requires compensation to be paid for damage up to a limit of £150 million by the liable operator for ten years after the incident. Between ten and thirty years afterwards, the Government meets this obligation. The Government is also liable for additional limited cross-border liability (about £300 million) under international conventions (Paris Convention on Third Party Liability in the Field of Nuclear Energy and Brussels Convention supplementary to the Paris Convention).^[51]

Decommissioning[edit]

Nuclear decommissioning is the dismantling of a nuclear power station and decontamination of the site to a state no longer requiring protection from radiation for the general public. The main difference from the dismantling of other power stations is the presence of radioactive material that requires special precautions to remove and safely relocate to a waste repository.

Decommissioning involves many administrative and technical actions. It includes all clean-up of radioactivity and progressive demolition of the station. Once a facility is decommissioned, there should no longer be any danger of a radioactive accident or to any persons visiting it. After a facility has been completely decommissioned it is released from regulatory control, and the licensee of the station no longer has responsibility for its nuclear safety.

Timing and deferral of decommissioning[edit]

Generally speaking, nuclear stations were originally designed for a life of about 30 years.^[52][53] Newer stations are designed for a 40 to 60-year operating life.^[54] The Centurion Reactor is a future class of nuclear reactor that is being designed to last 100 years.^[55]

One of the major limiting wear factors is the deterioration of the reactor’s pressure vessel under the action of neutron bombardment,^[53] however in 2018 Rosatom announced it had developed a thermal annealing technique for reactor pressure vessels which ameliorates radiation damage and extends service life by between 15 and 30 years.^[56]

Flexibility[edit]

Nuclear stations are used primarily for base load because of economic considerations. The fuel cost of operations for a nuclear station is smaller than the fuel cost for operation of coal or gas plants. Since most of the cost of nuclear power plant is capital cost, there is almost no cost saving by running it at less than full capacity.^[57]

Nuclear power plants are routinely used in load following mode on a large scale in France, although «it is generally accepted that this is not an ideal economic situation for nuclear stations.»^[58] Unit A at the decommissioned German Biblis Nuclear Power Plant was designed to modulate its output 15% per minute between 40% to 100% of its nominal power.^[59]

Russia has led in the practical development of floating nuclear power stations, which can be transported to the desired location and occasionally relocated or moved for easier decommissioning. In 2022, the United States Department of Energy funded a three-year research study of offshore floating nuclear power generation.^[60] In October 2022, NuScale Power and Canadian company Prodigy announced a joint project to bring a North American small modular reactor based floating plant to market.^[61]

See also[edit]

• List of commercial nuclear reactors
• List of nuclear power stations – — that are larger than 1,000 MW in current net capacity.

Footnotes[edit]

External links[edit]

• Media related to Nuclear power plant at Wikimedia Commons
• Non Destructive Testing for Nuclear Power Plants
• Glossary of Nuclear Terms Archived 19 December 2011 at the Wayback Machine

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 1 г 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 21 в., 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 «Фукусима 1» (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).

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).

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. м² 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.