Большая Советская Энциклопедия (ЯД) - Большая Советская Энциклопедия "БСЭ". Страница 5
В 1964 была включена в Свердловскую энергосистему Белоярская атомная электростанция им. И. В. Курчатова с реактором на тепловых нейтронах электрической мощностью 100 Мвт , реактор которой существенно отличался от своего предшественника более высокими тепловыми характеристиками за счёт перегрева пара, осуществляемого в активной зоне реактора (т. н. ядерный перегрев). Второй блок Белоярской АЭС усовершенствованной конструкции и более мощный (200 Мвт ) был введён в эксплуатацию в 1967. Реактор имеет одноконтурную систему охлаждения. Основной недостаток ядерного перегрева — повышение температуры в активной зоне реактора, что приводит к необходимости применять температуростойкие материалы (например, нержавеющую сталь) для оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), а это в большинстве случаев ведёт к снижению общей эффективности использования ядерного топлива.
Установленные на первых АЭС уран-графитовые реакторы канального типа не имеют тяжёлого, громоздкого стального корпуса. строительство АЭС с такими реакторами представляется весьма заманчивым, поскольку оно освобождает заводы тяжёлого машиностроения от изготовления стальных изделий больших габаритов (корпус водо-водяного реактора имеет форму цилиндра диаметром 3—5 м , высотой 11—13 м при толщине стенок 100—250 мм ) с массой 200—500 т . Опыт эксплуатации первых уран-графитовых реакторов, работавших по одноконтурной схеме с кипящей водой в качестве теплоносителя, способствовал созданию одноконтурного уран-графитового кипящего реактора большой мощности — РБМК. Первый такой реактор электрической мощностью 1000 Мвт (РБМК-1000) был установлен в сентябре 1973 на Ленинградской АЭС им. В. И. Ленина (ЛАЭС), а в декабре 1973 первый блок ЛАЭС дал промышленный ток в электрическую сеть Ленэнерго. Второй блок также мощностью 1000 Мвт сдан в эксплуатацию в конце 1975. За 1977 ЛАЭС выработала 12,5 млрд. квт ×ч электроэнергии. Строительство ЛАЭС продолжается, она будет состоять из 4 блоков общей мощностью 4000 Мвт . Тепловая мощность каждого из 4 блоков ЛАЭС 3200 Мвт , 70 Гкал/ч (335 Гдж/ч ) тепла будет отбираться для нужд теплофикации. ЛАЭС является головной из строящихся АЭС в Европейской части СССР.
В 1976 вступил в строй первый блок Курской АЭС с реактором РБМК электрической мощностью 1000 Мвт . В 1977 вошла в строй Чернобыльская АЭС; заканчивается сооружение Смоленской АЭС и других также с несколькими реакторами РБМК-1000. В 1975 в Литовской ССР развернулось строительство Игналинской АЭС с 4 уран-графитовыми реакторами канального типа электрической мощностью 1500 Мвт каждый. Увеличение единичной мощности реактора РБМК на Игналинской АЭС до 1500 Мвт достигнуто фактически в габаритах реактора РБМК-1000 за счёт усовершенствования, главным образом конструкции ТВЭЛов. Форсирование мощности РБМК-1000 уменьшает удельные капиталовложения на сооружение АЭС, повышает её среднюю удельную мощность. Ведутся (1978) проработки и эксперименты по созданию реакторов типа РБМК электрической мощностью 2000 и 2400 Мвт .
В СССР с 1974 успешно эксплуатируется АТЭЦ — атомная теплоэлектроцентраль, построенная в районе г. Билибино (Магаданская область). Электрическая мощность Билибинской АТЭЦ 48 Мвт , выработка тепла для отопления и централизованного горячего водоснабжения достигает 100 Гкал/ч .
Из реакторов на тепловых нейтронах в СССР наибольшее распространение получили корпусные водо-водяные реакторы — ВВЭР. В 1964 вступила в строй Нововоронежская атомная электростанция с ВВЭР электрической мощностью 210 Мвт , в котором замедлителем нейтронов и теплоносителем служит обычная вода. Тепловая мощность реактора 760 Мвт . По удельной энергонапряжённости и экономичности использования топлива реактор этого типа один из лучших. В декабре 1969 был сдан в эксплуатацию второй блок с ВВЭР электрической мощностью 365 Мвт . В 1971—72 были введены третий и четвёртый блоки электрической мощностью 440 Мвт каждый с реакторами ВВЭР-440. За 1977 Нововоронежская АЭС выработала свыше 10 млрд. квт ×ч электроэнергии. В 1978 заканчивается сооружение пятого блока электрической мощностью 1000 Мвт , после чего мощность Нововоронежской АЭС достигнет 2500 Мвт . Именно этот пятый блок с ВВЭР-1000 стал прототипом строящихся АЭС с ВВЭР большой мощности.
Последовательное укрупнение единичной мощности энергетического оборудования на Нововоронежской АЭС (210, 365, 440, 1000 Мвт ) характерно не только для ВВЭР. Развитие мировой энергетики, в том числе и Я. э., всегда сопровождалось ростом единичных мощностей энергетических установок. Укрупнение оборудования несколько снижает стоимость сооружения АЭС, однако каждая последующая ступень укрупнения приносит всё меньшую экономию. На Кольском полуострове в 1973—74 были сданы в эксплуатацию 2 блока АЭС с ВВЭР-440. Пуск Кольской АЭС имеет большое значение, т. к. на Кольском полуострове гидроэнергетика не имеет больших перспектив, а привозить топливо экономически невыгодно.
В декабре 1976 в Армянской ССР был введён в строй первый блок АЭС с реактором ВВЭР-440. Эта первая в Армении и Закавказье АЭС расположена в горной местности (высота над уровнем моря 1100 м ) в сейсмическом районе. Такое местоположение Армянской АЭС связано с необходимостью решения задачи по обеспечению надёжной и безопасной работы АЭС в трудных сейсмических условиях. По расчётам АЭС способна выдержать подземные толчки в 8—9 баллов (осенью 1976 во время землетрясения в Турции АЭС уже выдержала толчки в 4—5 баллов).
При технической помощи СССР в ряде социалистических стран строятся АЭС с ВВЭР. Так, в ГДР в 1966 построена АЭС в г. Рейнсберг с ВВЭР электрической мощностью 70 Мвт ; на побережье Балтийского моря на АЭС им. Бруно Лёйшнера сданы в эксплуатацию (в 1973—77) 3 блока с ВВЭР-440. Строительство ещё 3 блоков успешно продолжается. В НРБ на АЭС «Козлодуй» с 1976 действуют 2 блока с ВВЭР-440, сооружение ещё 2 блоков такой же мощности завершается. В ЧССР с 1972 работает АЭС «А-1» с реактором на тяжёлой воде (замедлитель нейтронов) и углекислом газе (в качестве теплоносителя). Электрическая мощность АЭС «А-1» 140 Мвт . Реактор разработан совместно советскими и чехословакцкими специалистами. В ЧССР сооружается также крупная промышленная АЭС с ВВЭР-440; первый блок будет введён в строй в 1978, а второй — в 1979. Ведётся строительство АЭС с ВВЭР-440 в СРР, ВНР, ПНР. При технической помощи СССР закончено (1976) сооружение АЭС с ВВЭР-440 в Финляндии. Опыт, накопленный при сооружении и эксплуатации реакторов типа ВВЭР в Советском Союзе и за рубежом, привёл к созданию ВВЭР-1000, который имеет 4 петли, в каждую из них входят: парогенератор, главный циркуляционный насос, 2 запорные задвижки и др. оборудование. Тепловая мощность каждой петли 750 Мвт .
Кроме реакторов с водой под давлением, в Советском Союзе сооружен кипящий водо-водяной реактор с одноконтурной схемой выработки пара непосредственно в реакторе. Опытная АЭС с реактором ВК-50 (на 50 Мвт ) была построена в Димитровграде (Ульяновская область) и пущена в 1965. Одноконтурная схема значительно упрощает теплотехническое оборудование, делает проще связь ядерного реактора с турбоагрегатом. Опыт эксплуатации АЭС с реактором ВК-50 свидетельствует о надёжной работе станции и высокой степени безопасности обслуживающего персонала.
В мире создано много различных типов реакторов на тепловых нейтронах с разными замедлителями и теплоносителями. В их числе водо-водяные реакторы под давлением, водо-водяные кипящие реакторы, уран-графитовые с водяным теплоносителем, уран-графитовые с ядерным перегревом пара, реакторы органо-органические (с органическим замедлителем и органическим теплоносителем), газо-графитовые (теплоноситель — углекислый газ), реакторы с тяжёлой водой (теплоноситель — обычная вода), тяжеловодные реакторы (с тяжёлой водой в качестве замедлителя и теплоносителя), реакторы с гелиевым теплоносителем и др.