Ядерна енергетика, галузь енергетики, що використовує ядерну енергію (атомну енергію) в цілях електрифікації і теплофікації; галузь науки і техніки, розробляюча і використовуюча на практиці методи і засоби перетворення ядерної енергії в теплову і електричну. Основу Я. е. складають атомні електростанції (АЕС). Джерелом енергії на АЕС(атомна електростанція) служить ядерний реактор, в якому протікає керована ланцюгова реакція ділення ядер важких елементів, переважно 235 U і 239 Pu. При діленні ядер урану і плутонію виділяється теплова енергія, яка перетвориться потім в електричну так само, як на звичайних теплових електростанціях . При виснаженні запасів органічного палива (вугілля, нафти, газу, торфу) використання ядерного палива — доки єдино реальна дорога надійного забезпечення людства необхідною йому енергією. Зростання вжитку і виробництва електроенергії приводить до того що в деяких країнах світу вже відчувається брак органічного палива і все більше число розвинених країн починає залежати від імпорту енергоресурсів. Виснаження або недолік паливних енергоресурсів, дорожчання їх видобутку і транспортування стали одними з причин так званої «енергетичної кризи» 70-х рр. 20 ст Тому у ряді країн ведуться інтенсивні роботи по освоєнню нових високоефективних методів здобуття електроенергії за рахунок використання інших джерел, і в першу чергу ядерній енергії.
Жодна галузь техніки не розвивалася так швидко, як Я. е.: в 1954 в СРСР вступила в буд перша в світі АЕС(атомна електростанція) (р. Обнінськ), а в 1978 в СРСР, США, Великобританії, Франції, Канаді, Італії, ФРН(Федеральна Республіка Німеччини), Японії, Швеції, ГДР(Німецька Демократична Республіка), ЧССР(Чехословацька Соціалістична Республіка), НРБ(Народна Республіка Болгарія) Швейцарії, Іспанії, Індії, Пакистані, Аргентині і інших країнах вже дали струм понад 200 АЕС(атомна електростанція), встановлена потужність яких перевищила 100 Гвт . Доля Я. е. у загальному виробництві електроенергії безперервно зростає, і, по деяких прогнозах, до 2000 року не менше 40% всієї електроенергії вироблятиметься на АЕС(атомна електростанція). У програмі енергетичного будівництва СРСР також передбачається випереджаючий розвиток Я. е., особливо на Європейській частині території СРСР.
Всі АЕС(атомна електростанція) засновані на ядерних реакторах двох типів: на теплових і швидких нейтронах. Реактори на теплових нейтронах, як простіші, отримали у всьому світі, у тому числі і до СРСР, найбільшого поширення. До моменту створення першої АЕС(атомна електростанція) в СРСР вже були розроблені фізичні основи ланцюгової реакції ділення ядер урану в реакторах на теплових нейтронах; був вибраний тип реактора — канальний, гетерогенний, графітовий для урану (теплоносій — звичайна вода). Такий реактор надійний в експлуатації і забезпечує високу міру безпеки, зокрема за рахунок дроблення контура циркуляції теплоносія. Перевантаження палива можна виробляти «на ходу», під час роботи реактора. Теплова потужність реактора першої АЕС(атомна електростанція) склала 30 Мвт , номінальна електрична потужність АЕС(атомна електростанція) — 5 Мвт . Пуском АЕС(атомна електростанція) Обнінськой була доведена можливість використання нового джерела енергії. Досвід, накопичений при споруді і експлуатації цієї АЕС(атомна електростанція), використаний при будівництві інших АЕС(атомна електростанція) в СРСР.
В 1964 була включена в Свердловську енергосистему Белоярськая атомна електростанція ним. И. В. Курчатова з реактором на теплових нейтронах електричною потужністю 100 Мвт , реактор якої істотно відрізнявся від свого попередника вищими тепловими характеристиками за рахунок перегріву пари, здійснюваної в активній зоні реактора (т.з. ядерний перегрів). Другий блок Белоярськой АЕС(атомна електростанція) вдосконаленій конструкції і потужніший (200 Мвт ) був введений в експлуатацію в 1967. Реактор має одноконтурну систему охолоджування. Основний недолік ядерного перегріву — підвищення температури в активній зоні реактора, що приводить до необхідності застосовувати температуростойкие матеріали (наприклад, неіржавіючу сталь) для оболонок тепловиділяючих елементів (ТВЕЛ), а це в більшості випадків веде до зниження загальної ефективності використання ядерного палива.
Встановлені на перших АЕС(атомна електростанція) графітові для урану реактори канального типа не мають важкого, громіздкого сталевого корпусу. будівництво АЕС(атомна електростанція) з такими реакторами представляється вельми принадним, оскільки воно звільняє заводи важкого машинобудування від виготовлення сталевих виробів великих габаритів (корпус водо-водяного реактора має форму циліндра діаметром 3—5 м-коду , висотою 11—13 м-коду при товщині стінок 100—250 мм ) з масою 200—500 т . Досвід експлуатації перших графітових для урану реакторів, що працювали за одноконтурною схемою з киплячою водою як теплоносій, сприяв створенню одноконтурного графітового для урану киплячого реактора великої потужності — РБМК. Перший такий реактор електричною потужністю 1000 Мвт (РБМК-1000) був встановлений у вересні 1973 на Ленінградській АЕС(атомна електростанція) ним. В. І. Леніна (ЛАЕС), а в грудні 1973 перший блок ЛАЕС дав промисловий струм в електричну мережу Лененерго. Другий блок також потужністю 1000 Мвт зданий в експлуатацію в кінці 1975. За 1977 ЛАЕС виробила 12,5 млрд. квт × ч електроенергії. Будівництво ЛАЕС продовжується, вона складатиметься з 4 блоків загальною потужністю 4000 Мвт . Теплова потужність кожного з 4 блоків ЛАЕС 3200 Мвт , 70 Гкал/ч (335 Гдж/ч ) тепла відбиратиметься для потреб теплофікації. ЛАЕС є головною з АЕС(атомна електростанція), що будуються, в Європейській частині СРСР.
В 1976 вступив в буд перший блок Курської АЕС(атомна електростанція) з реактором РБМК електричною потужністю 1000 Мвт . У 1977 увійшла до буд Чорнобильська АЕС(атомна електростанція); закінчується спорудження Смоленської АЕС(атомна електростанція) і інших також з декількома реакторами РБМК-1000. У 1975 в Литовській РСР розвернулося будівництво Ігналінськой АЕС(атомна електростанція) з 4 графітовими для урану реакторами канального типа електричною потужністю 1500 Мвт кожен. Збільшення одиничної потужності реактора РБМК на Ігналінськой АЕС(атомна електростанція) до 1500 Мвт досягнуте фактично в габаритах реактора РБМК-1000 за рахунок удосконалення, головним чином конструкції Твелів. Форсування потужності РБМК-1000 зменшує питомі капіталовкладення на спорудження АЕС(атомна електростанція), підвищує її середню питому потужність. Ведуться (1978) опрацювання і експерименти по створенню реакторів типа РБМК електричною потужністю 2000 і 2400 Мвт .
В СРСР з 1974 успішно експлуатується АТЕЦ — атомна теплоелектроцентраль побудована в районі р. Білібіно (Магаданська область). Електрична потужність Білібінськой АТЕЦ 48 Мвт , вироблення тепла для опалювання і централізованого гарячого водопостачання досягає 100 Гкал/ч .
З реакторів на теплових нейтронах в СРСР найбільшого поширення набули корпусні водо-водяниє реактори — ВВЕР. У 1964 вступила в буд Нововоронежськая атомна електростанція з ВВЕР електричною потужністю 210 Мвт , в якому сповільнювачем нейтронів і теплоносієм служить звичайна вода. Теплова потужність реактора 760 Мвт . По питомій енергонапруженості і економічності використання палива реактор цього типа один з кращих. У грудні 1969 був зданий в експлуатацію другий блок з ВВЕР електричною потужністю 365 Мвт . У 1971—72 були введені третій і четвертий блоки електричною потужністю 440 Мвт кожен з реакторами ВВЕР-440. За 1977 Нововоронежськая АЕС(атомна електростанція) виробила понад 10 млрд. квт × ч електроенергії. У 1978 закінчується спорудження п'ятого блоку електричною потужністю 1000 Мвт , після чого потужність Нововоронежськой АЕС(атомна електростанція) досягне 2500 Мвт . Саме цей п'ятий блок з ВВЕР-1000 став прототипом АЕС(атомна електростанція), що будуються, з ВВЕР великої потужності.
Послідовне укрупнення одиничної потужності енергетичного устаткування на Нововоронежськой АЕС(атомна електростанція) (210, 365, 440, 1000 Мвт ) характерний не лише для ВВЕР. Розвиток світової енергетики, у тому числі і Я. е., завжди супроводилося зростанням одиничних потужностей енергетичних установок. Укрупнення устаткування декілька знижує вартість спорудження АЕС(атомна електростанція), проте кожна подальший рівень укрупнення приносить все меншу економію. На Кольському півострові в 1973—74 були здані в експлуатацію 2 блоки АЕС(атомна електростанція) з ВВЕР-440. Пуск Кольської АЕС(атомна електростанція) має велике значення, т. до. на Кольському півострові гідроенергетика не має великих перспектив, а привозити паливо економічно невигідно.
В грудні 1976 у Вірменській РСР був введений в дію перший блок АЕС(атомна електростанція) з реактором ВВЕР-440. Ета перша у Вірменії і Закавказзі АЕС(атомна електростанція) розташована в гірській місцевості (висота над рівнем морить 1100 м-код ) в сейсмічному районі. Таке місце розташування Вірменської АЕС(атомна електростанція) пов'язане з необхідністю рішення задачі по забезпеченню надійної і безпечної роботи АЕС(атомна електростанція) у скрутних сейсмічних умовах. По розрахунках АЕС(атомна електростанція) здатна витримати підземні поштовхи в 8—9 балів (восени 1976 під час землетрусу в Туреччині АЕС(атомна електростанція) вже витримала поштовхи в 4—5 балів).
При технічній допомозі СРСР у ряді соціалістичних країн будуються АЕС(атомна електростанція) з ВВЕР. Так, в ГДР(Німецька Демократична Республіка) в 1966 побудована АЕС(атомна електростанція) в р. Рейнсберг з ВВЕР електричною потужністю 70 Мвт ; на побережжі Балтійського моря на АЕС(атомна електростанція) ним. Бруно Лейшнера здані в експлуатацію (у 1973—77) 3 блоки з ВВЕР-440. Будівництво ще 3 блоків успішно продовжується. У НРБ(Народна Республіка Болгарія) на АЕС(атомна електростанція) «Козлодуй» з 1976 діють 2 блоки з ВВЕР-440, спорудження ще 2 блоків такої ж потужності завершується. У ЧССР(Чехословацька Соціалістична Республіка) з 1972 працює АЕС(атомна електростанція) «А-1» з реактором на важкій воді (сповільнювач нейтронів) і вуглекислому газі (як теплоносій). Електрична потужність АЕС(атомна електростанція) «А-1» 140 Мвт . Реактор розроблений спільно радянськими і чехословакцкимі фахівцями. У ЧССР(Чехословацька Соціалістична Республіка) споруджується також крупна промислова АЕС(атомна електростанція) з ВВЕР-440; перший блок буде введений в дію в 1978, а другий — в 1979. Ведеться будівництво АЕС(атомна електростанція) з ВВЕР-440 в СРР(Соціалістична Республіка Румунія), ВНР(Угорська Народна Республіка), ПНР(Польська Народна Республіка). При технічній допомозі СРСР закінчено (1976) спорудження АЕС(атомна електростанція) з ВВЕР-440 у Фінляндії. Досвід, накопичений при споруді і експлуатації реакторів типа ВВЕР в Радянському Союзі і за кордоном, привів до створення ВВЕР-1000, який має 4 петлі, в кожну з них входять: парогенератор головний циркуляційний насос, 2 замочних засувки і ін. устаткування. Теплова потужність кожної петлі 750 Мвт .
Окрім реакторів з водою під тиском, в Радянському Союзі споруджений киплячий водо-водяной реактор з одноконтурною схемою вироблення пари безпосередньо в реакторі. Дослідна АЕС(атомна електростанція) з реактором ВК-50 (на 50 Мвт ) була побудована в Дімітровграде (Ульяновськая область) і пущена в 1965. Одноконтурна схема значно спрощує теплотехнічне устаткування, робить простішим зв'язок ядерного реактора з турбоагрегатом. Досвід експлуатації АЕС(атомна електростанція) з реактором ВК-50 свідчить про надійну роботу станції і високої міри безпеки обслуговуючого персоналу.
В світі створене багато різних типів реакторів на теплових нейтронах з різними сповільнювачами і теплоносіями. У їх числі водо-водяниє реактори під тиском, водо-водяниє киплячі реактори, графітові для урану з водяним теплоносієм, графітові для урану з ядерним перегрівом пари, реактори органо-органічні (з органічним сповільнювачем і органічним теплоносієм), газо-графітові (теплоносій — вуглекислий газ), реактори з важкою водою (теплоносій — звичайна вода), важководні реактори (з важкою водою як сповільнювач і теплоносій), реактори з гелієвим теплоносієм і ін.
Встановлено, що АЕС(атомна електростанція) з реакторами на теплових нейтронах можуть успішно конкурувати із звичайними ТЕС(теплоелектростанція), проте масштаби розвитку АЕС(атомна електростанція) стримуються низькою ефективністю використання природного урану реакторами на теплових нейтронах. Перспективніші реактори на швидких нейтронах, так звані швидкі реактори, які можуть щонайкраще використовувати ділення ядер важких елементів і одночасно створювати нове штучне ядерне паливо 239 Pu. При попаданні швидких нейтронів в ядро 238 U відбувається декілька реакцій перетворення і створення окремих трансуранових елементів, в результаті яких утворюється 239 Pu. При діленні ядер 239 Pu вивільняється нейтронів більше, ніж при діленні ядер 235 U. Якщо розглядати Я. е. з позиції раціонального використання ядерного палива, то основне завдання Я. е. зводиться до вибору методів оптимального використання нейтронів і скорочення даремних втрат нейтронів, що утворюються при діленні ядер урану і плутонію. Коефіцієнт відтворення в швидких реакторах може досягати значень 1,4 і навіть 1,7; т. е., «спалюючи» 1 кг плутонію, швидкий реактор не лише повертає його, але за рахунок залучення до паливного циклу ізотопів , що не діляться, 238 U дає додатково 0,4—0,7 кг плутонію, який може служити новим ядерним паливом.
В 1968 в р. Дімітровграде було закінчено спорудження крупної дослідницької АЕС(атомна електростанція) потужністю 12 Мвт з швидким реактором БОР-60, який забезпечив проведення досліджень по поліпшенню показників і конструкцій окремих елементів швидкого реактора з натрієвим охолоджуванням і підтвердив правильність дороги, вибраної сов.(радянський) ученими при створенні енергетичних реакторів на швидких нейтронах. В кінці 1972 на півострові Мангишлак споруджена крупна дослідна АЕС(атомна електростанція) з швидким реактором БН-350 з натрієвим охолоджуванням. АЕС(атомна електростанція) БН-350 двоцільового призначення: виробництво електричної енергії (встановлена потужність 150 Мвт ) і видача пари на опріснювальні установки для здобуття з морської води 120 тис. т прісної води в добу. Шевченківська АЕС(атомна електростанція) — найбільша в світі (на 1978) дослідно-промислова енергетична установка з реакторами на швидких нейтронах, дозволяє вченим вирішити ряд проблем Я. е. На Белоярськой АЕС(атомна електростанція) як третій блок будується нова промислова АЕС(атомна електростанція) з реактором на швидких нейтронах електричною потужністю 600 Мвт (БН-600). Споруда і пуск АЕС(атомна електростанція) з реактором БН-600 — наступний етап в розвитку радянською Я. е. У БН-600 була застосована економічніша і конструктивно новіша (в порівнянні з БН-350) так звана інтегральна компоновка першого контура, при якій активна зона, насоси, проміжні теплообмінники розміщені в одному баку — корпусі. Порівняння результатів роботи БН-350 і БН-600 покаже, яке з конструктивних і технологічних рішень краще.
Одна з головних цілей робіт з реакторами на швидких нейтронах — досягнення високих темпів розширеного відтворення ядерного палива, що неможливе на реакторах інших типів. Наукові дослідження і експерименти по реакторах на швидких нейтронах з рідиннометалевим теплоносієм продовжуються з розрахунку на великі потужності — до 800—1600 Мвт . У США, Великобританії, Франції і інших країнах як теплоносій в реакторах на швидких нейтронах також використовується натрій. Але натрій не єдиний можливий тип теплоносія в реакторах на швидких нейтронах. Як теплоносій може застосовуватися і газ, зокрема гелій; наприклад, в інституті ядерної енергетики АН(Академія наук) БССР працюють над використанням N 2 O 4 як газовий теплоносій.
На ранніх етапах розвитку Я. е. у ряді країн світу учені працювали над багатьма типами реакторів з метою вибрати надалі найкращий з них в технічному і економічному стосунках. У 70-х рр. майже всі країни орієнтують свої національні програми розвитку Я. е. на обмежене число типів ядерних реакторів. Наприклад, в США основними є водо-водяниє реактори під тиском і киплячі реактори; у Канаді — важководний реактор на природному урані; у СРСР — водо-водяниє реактори під тиском і графітові для урану реактори канального типа.
У зв'язку із значним збільшенням цін на вугілля і особливо на нафту і все зростаючими труднощами їх видобутку якнайшвидший розвиток Я. е. стає економічно повністю виправданим: по сучасних оцінках вартість виробництва електроенергії на АЕС(атомна електростанція) в 1,5—2 рази нижче, ніж на звичайних ТЕС(теплоелектростанція). По прогнозах зарубіжних фахівців до 1980 в світі знаходитиметься в експлуатації порядка 250 реакторів загальною потужністю 200 Гвт . І хоча економічні кризи і інфляція в капіталістичних країнах і інші прівходящие обставини можуть змінити такий прогноз у бік зменшення потужності АЕС(атомна електростанція), загальна тенденція до зростання Я. е. очевидна. Використання ядерної енергії для вироблення електроенергії, тепла, для опріснення води, виробництва відновників для металургійної промисловості, здобуття нових видів хімічної продукції — все це завдання величезного масштабу, які додають Я. е. не лише нові якості, але і показують її ще далеко не використані можливості. До перевагам Я. е. відносять також і те, що АЕС(атомна електростанція) не забруднюють атмосферу оксидами сірки, азоту, що згубно впливають на довкілля. Проблемі забезпечення радіаційної безпеки населення і захисту довкілля від радіоактивного забруднення в СРСР і в ін. індустріально розвинених країнах приділяється велика увага.
Окрім крупних промислових АЕС(атомна електростанція), в СРСР розробляються і споруджуються АЕС(атомна електростанція) малої і дуже малій потужності для спеціальних цілей. У 1961 була здана в експлуатацію пересувна ядерна енергетична установка ТЕС(теплоелектростанція)-3 з реактором водо-водяного типа електричною потужністю 1500 квт . Все устаткування ТЕС(теплоелектростанція)-3 розміщується на 4 самохідних гусеничних платформах з кузовами вагонного типа.
В 1964 була пущена енергетична установка «Ромашка» з ядерним реактором на швидких нейтронах і напівпровідниковим термоелектричним перетворювачем потужністю 500 Вт . Ця установка пропрацювала на стенді більше 15 000 ч замість очікуваних 1000 ч . «Ромашка» — прототип ядерної установки з безпосереднім перетворенням ядерної енергії в електричну енергію.
В 1970—71 були створені і прошлі випробування 2 термоемісійних реактора-перетворювача — «Топаз-1» і «Топаз-2» електричної потужністю 5 і 10 квт відповідно. Принцип прямого перетворення теплової енергії в електричну полягає в нагріві у вакуумі катода до високої температури при підтримці анода відносно холодним, при цьому з поверхні катода «випаровуються» (еміттіруют) електрони, які, пролетівши міжелектродний зазор, «конденсуються» на аноді, і при замкнутому зовнішньому ланцюзі по ній йде електричний струм. Основна перевага такої установки в порівнянні з електромашинними генераторами — відсутність рухомих частин. Енергетичні установки, засновані на використанні ядерної енергії, знаходять також вживання як транспортні силові установки (див. Ядерна силова установка ). Особливо широко вони використовуються на підводних човнах, а також на транспортних судах невоєнного призначення, у тому числі на атомних криголамах.
В процесі експлуатації АЕС(атомна електростанція) утворюється відносно велике кількість рідких і твердих радіоактивних відходів . Рідкими відходами на АЕС(атомна електростанція) можуть бути теплоносій першого контура у разі потреби його заміни, протечки теплоносія при порушенні герметичності устаткування, вода басейнів витримки відпрацьованих Твелів, дезактиваційні розчини, розчини від регенерації іонообмінних фільтрів, води спец.(спеціальний) пралень, води пунктів дезактивації устаткування і спеціального транспорту і ін. Практика показує, що за рік роботи на АЕС(атомна електростанція) утворюється від 0,5 до 1,5 м-код 3 середньоактивних рідких відходів з розрахунку на 1 Мвт електричної потужності реакторів. У рідких відходах з середнім рівнем радіоактивності зосереджено близько 99% загальної кількості радіонуклідів, що потрапляють в відходи. У СРСР прийнята схема переробки всіх рідких радіоактивних відходів безпосередньо на АЕС(атомна електростанція) з використанням методів випарки і іонного обміну. Концентрати відходів (кубові залишки після випарки), іонообмінні смоли, пульпи, первинний теплоносій при його заміні збирають і по герметичних трубопроводах направляють в спеціальні ємкості-сховища для середньоактивних відходів. Твердими радіоактивними відходами на АЕС(атомна електростанція) є в основному окремі деталі або вузли реакторного устаткування, інструменти, предмети спецодягу і засобів індивідуального захисту персоналу, дрантя, фільтри з систем газоочистки. На АЕС(атомна електростанція), окрім рідких і твердих радіоактивних відходів, можливі викиди, що містять леткі з'єднання радіоактивних ізотопів, а також утворення радіоактивних аерозолів. Деяка кількість радіоактивних газів і аерозолів після ретельної спец.(спеціальний) очищення відводять в атмосферу, а рідкі і тверді відходи, забруднені радіоактивними речовинами, складуються в спеціальні сховища-могильники.
Проте головна проблема в розвитку Я. е. — розробка економічних, надійних способів поховання великих кількостей високоактивних відходів. У цьому напрямі в багатьох країнах світу ведуться науково-дослідні і дослідно-промислові роботи, зокрема по розробці ефективних методів склування радіоактивних відходів. У 70-х рр. в Я. е. переробка вигорілих Твелів ще не отримала великого розвитку, але з розширенням будівництва АЕС(атомна електростанція) і особливо швидких реакторів, коли знадобиться велика кількість вторинного ядерного палива, масове поховання високоактивних відходів може придбати первинне значення.
Міжнародне агентство по атомній енергії при ООН(Організація Об'єднаних Націй) (МАГАТЕ) видало рекомендацію на скидання радіоактивних відходів низької і середньої активності в північно-східній частині Атлантичного океану. У 1976 в океан було скинуто контейнерами майже 40000 т відходів, що містять близько 240000 кюрі (b — g-актівності. Проте такий метод поховання радіоактивних відходів в глибинах Морея і океанів викликає заперечення серед учених низки країн.
Одна з найважливіших проблем Я. е. — проблема вироблення енергії за допомогою керованого термоядерного синтезу. При створенні термоядерного енергетичного реактора можна сподіватися на вирішення всіх проблем Я. е. без необхідності збирати високоактивні відходи і шукати дороги і способи надійного їх поховання. До 1977 вже на декількох термоядерних установках отримані нейтрони термоядерного походження. Найбільш досконалою установкою в даний час є система Токамак, розроблена в 50-х рр. в інституті атомної енергії ним. И. В. Курчатова (Москва). У 1975 там же була пущена найбільша в світі термоядерна установка Токамак-10. Система Токамак отримала визнання у ряді провідних країн світу. Так, в США в Прінстонськом університеті створена установка «Прінстонський великий Токамак» (PLT); у Франції, в ядерному центрі Фонтене-о-Рози — установка «Токамак Фонтене Рози» (TFR). Здійснення регульованого термоядерного синтезу, здобуття практично невичерпного джерела енергії на термоядерних електростанціях — найбільша проблема ядерної фізики, завдання величезного масштабу, яке нині вирішують учені різних спеціальностей в багатьох країнах світу.
Літ.: Александров А. П., Атомна енергетика і науково-технічний прогрес, в збірці: Атомній енергетиці XX років, М., 1974; Маргулова Т. Х., Атомні електричні станції, 2 видавництва, М., 1974; Петросьянц А. М., Сучасні проблеми атомної науки і техніки в СРСР, 3 видавництва, М., 1976.
