Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Полный жизненный цикл уран-графитовых реакторов АМБ

10.09.2025 2025 - №03 Атомные электростанции

И.И. Сидоров Ю.В. Носов С.А. Мокшин С.Е. Щеклеин

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2025.3.07

УДК: 621.039

Приводится описание технического проекта Белоярской АЭС, разработанного Ленинградским отделением института «Теплоэлектропроект» и утвержденного коллегией Министерства электростанций СССР решением от 15 июля 1957 г. Проект БАЭС отличался от создаваемых в эти годы станций оригинальной конструкцией уран-графитового канального реактора, имевшего два типа технологических каналов – для генерации насыщенного пара и для его последующего перегрева. Таких установок – с ядерным перегревом пара – не было ни тогда, ни позднее ни в одной стране мира. Наличие подобной установки позволило повысить КПД БАЭС почти на 10 % по сравнению с создаваемыми в тот период английскими и американскими АЭС и вывело Россию на место лидера в освоении ядерно-энергетических технологий. Подробное описание физических и технологических особенностей проекта было доложено в Женеве на «Второй Международной конференции Организации объединенных наций по применению атомной энергии в мирных целях» в 1958 г. Приведены данные по объемам производства электроэнергии и техническим характеристикам энергоблоков за весь период работы. Показано, что в течение 60-ти лет эксплуатации загрязняющие значения Белоярской АЭС по общим и радиационным параметрам находятся на уровне сотых и тысячных долей процента от валового объема Свердловской области; себестоимость электроэнергии, произведенной энергоблоками АМБ-100 и АМБ-200 за весь период эксплуатации, была ниже себестоимости электроэнергии на станциях Урала с органическим топливом такой же мощности.

Ссылки

  1. Доллежаль Н.А., Красин А.К., Алещенков П.И. и др. Уран-графитовый реактор с перегревом пара высокого давления. II Международная конф. Организации объединенных наций по применению атомной энергии в мирных целях. Женева.1958, 45 с.
  2. Доллежаль Н.А. и др. Опыт эксплуатации Белоярской АЭС. Атомная энергия. 1969;27(5):379–385. URL: https://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t27-5_1969/p379/ (дата обращения 14.06.2025).
  3. Доллежаль Н.А., Алещенков П.Н., Буланков Ю.В., Князева Р.Д. Конструкция уран-графитовых канальных реакторов с трубчатыми твэлами и ядерным перегревом пара. Атомная энергия. 1971;30(2):149–155. URL: https://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t30-2_1971/p149/ (дата обращения 14.06.2025).
  4. Петров А.А., Роменков А.А., Ярмоленко О.А. Использование опыта Белоярской АЭС в области ядерного перегрева при создании ядерных реакторов нового поколения с по- вышенными и сверхкритическими параметрами теплоносителя. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2009;2:21–29. URL: https://static.nuclear-power-engineering.ru/journals/2009/02.pdf (дата обращения 14.06.2025).
  5. Кочетков Л.А. История создания и опыт эксплуатации первых двух блоков Белоярской АЭС. Атомная энергия;2016:121(1):16–19. URL: https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/417/409 (дата обращения 14.06.2025).
  6. Невский В.П., Шашарин Б.Я., Прушинский Б.Я. Опыт эксплуатации отдельных систем и оборудования Белоярской атомной электростанции им. И.В. Курчатова. Электрические станции. 1973(5):8–12.
  7. Сараев О.М. Опыт эксплуатации энергоблоков с реакторами АМБ-100 и АМБ-200. Опыт эксплуатации Белоярской АЭС. Часть 1. Свердловск: УрО АН СССР, 1988, c. 28–37.
  8. Ошканов Н.Н. Белоярская АЭС – история атомной энергетики страны. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2009;2:5–6. URL: https://static.nuclear-power-engineering.ru/journals/2009/02.pdf (дата обращения 14.06.2025).
  9. Абагян А.А., Кремнев В.А., Елин В.А., Моисейцев В.А., Гаврилов С.Д., Малышев В.М., Купный В.И., Сараев О.М., Платов В.И., Махов В.А. Прекращение эксплуатации блоков АЭС. Опыт эксплуатации Белоярской АЭС. Часть 1. Свердловск: УрО АН СССР. 1988, c. 38–45.
  10. Фролов В.В., Махов В.А., Морозов В.Г. Разработка методик и определение мест локализации и массы просыпей отработавшего топлива в реакторе АМБ-100 Белоярской АЭС. Сб. «Проблемы снятия с эксплуатации энергоблоков первой очереди Белоярской АЭС». Екатеринбург: Изд. УрО РАН, 1994, c. 95–105.
  11. Киреев Л.Г., Морозов В.Г., Серков А.Ф., Щеклеин С.Е. Состояние оборудования и радиационная обстановка АЭС на этапе подготовки к снятию с эксплуатации. Доклады VI научно-технической конф., посвященной 35-летию работы Белоярской АЭС. Часть 3. Заречный, Изд. УрО АН СССР, 1999, c. 120-126.
  12. Ошканов Н.Н., Росляков В.Ф., Чубаров Б.И., Махов В.А., Винивитин Е.А. Выполнение программ вывода из эксплуатации энергоблоков № 1 и № 2 Белоярской АЭС // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2009;2:108–114. URL: https://static.nuclear-power-engineering.ru/journals/2009/02.pdf (дата обращения 14.06.2025).
  13. Годовой отчет по экологической безопасности Белоярской АЭС, 2024. URL: https://www.rosatom.ru/upload/iblock/02c/02cc057010024c7d670f4dd361ee6880.pdf (дата обращения 14.06.2025).

канальный реактор ядерный перегрев пара КПД конкурентоспособность эффективность

Ссылка для цитирования статьи: Сидоров И.И., Носов Ю.В., Мокшин С.А., Щеклеин С.Е. Полный жизненный цикл уран-графитовых реакторов АМБ. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2025. – № 3. – С. 98-111. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2025.3.07 .

Открыть PDF файл