Большая Советская Энциклопедия (СС)

См. также Теплоэнергетика, Теплотехника.

Ядерная энергетика. Развитие ядерной энергетики как самостоятельной отрасли энергетического производства берёт начало с пуска в 1954 в г. Обнинске (Калужская область) первой в мире атомной электростанции (АЭС) мощностью 5 Мвт (Обнинская АЭС). Работы по созданию АЭС, проводимые под общим руководством И. В. Курчатова, были выполнены за весьма короткий срок — 4,5 года. Опыт строительства и эксплуатации Обнинской АЭС был обобщён в докладе, представленном Советским Союзом в 1955 на 1-й Международной конференции по мирному использованию атомной энергии, и показал реальную возможность эффективного использования новых энергетических ресурсов в мирных целях. Этот опыт послужил основой для дальнейшего успешного развития ядерной энергетики в СССР.

Период с 1954 до конца 60-х гг. характеризовался разработкой, сооружением и эксплуатацией единичных опытно-промышленных АЭС относительно небольшой мощности. В результате опытной проверки было отобрано несколько типов ядерных реакторов на тепловых нейтронах и АЭС, наиболее соответствующих в техническом и экономическом отношении задачам крупномасштабного ядерного энергетического производства. Так, уран-графитовый реактор канального типа (замедлитель — графит, теплоноситель — вода, протекающая под давлением через каналы в активной зоне), примененный на Обнинской АЭС, стал принципиальной конструктивной основой 1-го (1964) и 2-го (1967) энергоблоков Белоярской АЭС им. И. В. Курчатова мощностью соответственно 100 и 200 Мвт. Другим типом ядерного реактора, получившим наибольшее развитие в тот же период, был водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) корпусного типа (замедлитель нейтронов — вода, одновременно отводящая тепло от тепловыделяющих элементов, размещенных в стальном корпусе). Опытно-промышленные реакторы такого типа были установлены на 1-м и 2-м энергоблоках Нововоронежской АЭС им. 50-летия СССР (пущены в 1964 и 1969, их мощность соответственно 210 и 365 Мвт).

Успешная эксплуатация опытно-промышленных энергоблоков первых АЭС и накопленный на этой базе значит. опыт в области ядерной энергетики позволили с начала 70-х гг. приступить к этапу создания и освоения промышленных энергоблоков, данные которых по выработке электроэнергии и использованию установленной мощности сопоставимы по конкурентоспособности с данными электростанций, работающих на твёрдом органическом топливе. В период 1971—75 были введены в действие реакторы типа ВВЭР мощностью 440 Мвт (ВВЭР-440) на 3-м и 4-м энергоблоках Нововоронежской АЭС. Началось серийное строительство АЭС с 2 реакторами по 440 Мвт. Следующий шаг в развитии реакторов этого типа — строительство АЭС с 2 реакторами мощностью 1000 Мвт (ВВЭР-1000). Заканчивается (1977) строительство одного из таких реакторов на Нововоронежской АЭС (после ввода его в действие мощность АЭС достигнет 2,5 Гвт). 2 энергоблока по 1000 Мвт предполагается пустить (1-я очередь) на Калининской АЭС. Работы по усовершенствованию и развитию уран-графитовых реакторов канального типа привели к созданию одноконтурного кипящего реактора РБМК мощностью 1000 Мвт (РБМК-1000). Такие реакторы установлены на 1-м (1973) и 2-м (1975) энергоблоках Ленинградской АЭС им. В. И. Ленина и на Курской АЭС. Строится (1977) Игналинская АЭС (Литовская ССР) с реакторами РБМК-1500; ведётся проектирование энергоблока с реактором такого типа мощностью 2,4 Гвт. В 1976—80 предполагается осуществлять дальнейшее наращивание ядерных энергетических мощностей страны путём строительства АЭС с реакторами ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000 и РБМК-1500.

В соответствии с решениями 25-го съезда КПСС в 1976—80 предполагается продолжить строительство АЭС с реакторами мощностью 1—1,5 Гвт, обеспечить ввод в действие на АЭС мощности в размере 13—15 Гвт (примерно пятая часть от всей электрической мощности, вводимой за пятилетие) при опережающем развитии ядерной энергетики в Европейской части СССР. Для выполнения этих задач предусматривается организовать серийное производство для АЭС реакторов на тепловых нейтронах и турбоагрегатов к ним единичной мощностью не менее 1 Гвт, а также осуществить разработку комплектного оборудования для энергоблоков на тепловых нейтронах мощностью до 1,5 Гвт.

Одним из важнейших направлений развития ядерной энергетики является реализация возможности наиболее рационального использования природных запасов урана и тория. В современных реакторах на тепловых нейтронах энергия ядерного топлива используется лишь на несколько процентов. Отработанное топливо можно использовать повторно (и многократно), очистив его от продуктов деления и шлаков; при этом расход естественного урана сокращается в 2—3 раза. Однако практически такая задача может быть осуществлена лишь тогда, когда отработанного топлива накопится достаточное количество. Реакторы на быстрых нейтронах позволяют существенно (в десятки раз) повысить эффективность использования ядерного сырья. В реакторах этого типа наряду с расходованием ядерного топлива осуществляется его расширенное воспроизводство за счёт вовлечения в энергетический цикл ²³⁸U. После создания экспериментальных и опытных образцов реакторов в 1973 в г. Шевченко (Казахская ССР) была пущена опытно-промышленная АЭС с реактором на быстрых нейтронах мощностью 350 Мвт (БН-350). Для 3-го энергоблока Белоярской АЭС ведётся строительство реактора на быстрых нейтронах мощностью 600 Мвт (БН-600). В 1976—1980 строительство и освоение реакторов такого типа предполагается вести ускоренными темпами.

Наряду с исследованиями в области применения ядерных реакторов для производства электрической энергии важное значение в СССР отводится проблеме использования ядерной энергии для обеспечения тепловой энергией бытовых и промышленных предприятий, опреснения воды, проведения высокотемпературных технологических процессов (например, в металлургии), получения химических продуктов и для других народно-хозяйственных целей. Успешно действует двух целевая АЭС в г. Шевченко, представляющая собой первую в мире ядерную энергетическую установку с реактором на быстрых нейтронах в комбинации с крупной опреснительной установкой (120 000 м³дистиллята в сутки). Построена 1-я атомная теплоэлектроцентраль (АТЭЦ) — Билибинская (48 Мвт), снабжающая потребителей не только электрической энергией, но и тепловой. Опыт эксплуатации этой станции позволит приступить к подготовительным работам по широкому использованию ядерной энергии для целей теплофикации, а также решить важнейшую задачу т. н. малой энергетики — обеспечить энергией труднодоступные и удалённые районы страны. Для районов, находящихся вдали от действующих энергосистем, разрабатываются также малогабаритные блочные ядерно-энергетические установки. В 1961 сдана в эксплуатацию крупноблочная транспортабельная атомная электростанция ТЭС-3 с водо-водяным реактором мощностью 1,5 Мвт, используемая в качестве исследовательской базы для создания установок подобного типа. Построена экспериментальная блочная ядерная энергетическая установка с органическим теплоносителем и замедлителем АРБУС (750 квт), создана атомная электростанция АБВ-1,5 с ядерным реактором водо-водяного типа мощностью 1,5 Мвт.

Наряду с разработкой паротурбинных энергоблоков ведутся работы по созданию реакторных установок с непосредственным преобразованием тепловой энергии в электрическую. В 1964 была пущена установка «Ромашка», состоящая из высокотемпературного реактора на быстрых нейтронах и термоэлектрического преобразователя, успешно проработавшая более года вместо запланированных

1000 ч. В течение 1970—71 проведены испытания 2 термоэмиссионных реакторов-преобразователей «Топаз», показавших реальную возможность в ближайшем будущем использовать такие установки в качестве бортового источника электропитания на космических летательных аппаратах.

В СССР ядерная энергия успешно используется на флоте. В 1959 построено первое в мире коммерческое атомное судно — ледокол «Ленин» с ядерной установкой мощностью 44 000 л. с. В 1975 вышел в первую навигацию ледокол «Арктика» (75 000 л. с.). В 1977 завершено строительство 3-го мощного атомного ледокола «Сибирь». Уникальные возможности энергетических ядерных установок (вырабатывать тепловую энергию без потребления кислорода) позволили создать атомные подводные лодки, имеющие большую автономность, практически неограниченную дальность плавания под водой.

Большие работы ведутся по использованию энергии радиоактивного распада для создания источников питания автономной аппаратуры малой мощности. Создана серия изотопных термоэлектрических генераторов «Бета» (мощность порядка 10 вт), служащих для энергопитания радиометеорологических станций. Налажено серийное производство автоматически действующих радиометеорологических установок для работы в труднодоступных районах страны. Успешно работали радиоизотопные термоэлектрические генераторы тока на всемирно известных аппаратах «Луноход-1» и «Луноход-2».

В середине 70-х гг. ядерная энергетика СССР сформировалась в самостоятельную крупную отрасль энергетического производства, обладающую необходимым комплексом средств для решения важнейших задач энергоснабжения народного хозяйства. Выросли и сформировались многочисленные коллективы специалистов.

Основные проблемы ядерной энергетики разрабатываются в институте атомной энергии им. И. В. Курчатова (Москва), Физико-энергетическом институте (Обнинск), НИИ атомных реакторов им. В. И. Ленина (Димитровград) и др.

См. также Ядерная энергетика, Атомная электростанция, Ядерный реактор.

Гелиоэнергетика и геотермическая энергетика. Работы по проблемам гелиоэнергетики были начаты в СССР в 1926. В послевоенное время исследования в этой области были развёрнуты в Энергетическом институте АН СССР под руководством М. В. Кирпичёва и В. А. Баума, а с 60-х гг. также в ряде НИИ АН Узбекской ССР, Туркменской ССР, Азербайджанской ССР. Советскими учёными созданы гелиоустановки для подогрева воды и воздуха, опреснения воды, сушки различных продуктов и материалов, отопит. и холодильные устройства, полупроводниковые преобразователи солнечной энергии в электрическую (фотоэлектрические и термоэлектрические генераторы и т.п.). Разрабатываются и реализуются системы тепло- и хладоснабжения жилых и общественных зданий с использованием энергии солнечной радиации, а также проекты крупных гелиоэнергетических установок (станций) с комбинированной выработкой тепловой и электрической энергии.