Олимпиада
"Атомное образование в России"
Принять участие в Олимпиаде

Атомная промышленность в России

Российская атомная отрасль является одной из передовых в мире по уровню научно-технических разработок в области проектирования реакторов, ядерного топлива, опыту эксплуатации атомных станций, квалификации персонала АЭС. Предприятиями отрасли накоплен огромный опыт в решении масштабных задач, таких, как создание первой в мире атомной электростанции (1954 год) и разработка топлива для нее. Россия обладает наиболее совершенными в мире обогатительными технологиями, а проекты атомных электростанций с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР) доказали свою надежность в процессе тысячи реакторо-лет безаварийной работы. 

Сегодня атомная отрасль России представляет собой мощный комплекс из более чем 250 предприятий и организаций, в которых занято свыше 190 тыс. человек. В структуре отрасли — четыре крупных научно-производственных комплекса: предприятия ядерно-топливного цикла, атомной энергетики, ядерно-оружейного комплекса и научно-исследовательские институты. Кроме того, после включения в состав Госкорпорации «Росатом» ФГУП «Атомфлот» сюда же можно включить самый мощный в мире ледокольный флот.

В настоящее время в России ведется масштабное строительство новых АЭС. Осуществляется строительство Нововоронежской АЭС-2, Ленинградской АЭС-2, Балтийской АЭС, первой в мире плавучей АЭС «Академик Ломоносов». В стадии достройки находится еще один энергоблок - четвертый блок Белоярской АЭС. За рубежом ведется строительство атомных станций «Куданкулам» (Индия), «Бушер» (Иран), «Аккую» (Турция), Островецкой АЭС (Беларусь), второй очереди АЭС «Тяньвань» (Китай).

В современных условиях атомная энергетика — один из важнейших секторов экономики России. Динамичное развитие отрасли является одним из основных условий обеспечения энергонезависимости государства и стабильного роста экономики страны. Атомная отрасль способна выступить локомотивом для развития других отраслей. Она обеспечивает заказ, а значит — и ресурс развития машиностроению, металлургии, материаловедению, геологии, строительной индустрии и т.д.

На сегодняшний день в нашей стране эксплуатируется 10 атомных электростанций (в общей сложности 33 энергоблока установленной мощностью 24,2 ГВт), которые вырабатывают около 16% всего производимого электричества. 

В 2011 году атомные станции России выработали более 172 млрд  кВт.ч, что стало возможным благодаря как вводу новых мощностей, так и оптимизации ремонтных работ, повышению мощности действующих энергоблоков, коэффициента использования установленной мощности и другим мероприятиям.

АЭС Российской Федерации эксплуатируются надежно и безопасно, что подтверждается результатами регулярных проверок как независимых органов (Ростехнадзора), так и международных организаций (ВАО АЭС и др.) За последние 5 лет на российских АЭС не зафиксировано ни одного серьезного нарушения безопасности, классифицируемого выше нулевого (минимального) уровня по международной шкале ИНЕС. По критерию надежности работы АЭС Россия вышла на второе место в мире среди стран с развитой атомной энергетикой, опередив такие развитые государства, как США, Великобритания и Германия.  

Высокая степень безопасности АЭС России обеспечена множеством факторов. Основные из них – это принцип самозащищенности реакторной установки, наличие нескольких барьеров безопасности и многократное дублирование каналов безопасности. Необходимо отметить также применение активных (то есть требующих вмешательства человека и наличия источника энергоснабжения) и пассивных (не требующих вмешательства оператора и источника энергии) систем безопасности. Кроме того, на всех станциях действует культура безопасности на всех этапах жизненного цикла: от выбора площадки (обязательно только в тех в местах, где отсутствуют запрещающие факторы) до вывода из эксплуатации. Во многом благодаря сочетанию этих элементов опыт стабильной эксплуатации водо-водяных реакторов ВВЭР составляет уже более 1400 реакторо-лет.

В реакторах ВВЭР применена композиция активной зоны, которая обеспечивает «самозащищенность» реактора или его «саморегулирование». Если поток нейтронов увеличивается, растет температура в реакторе и повышается паросодержание. Но реакторные установки сконструированы таким образом, что само повышение паросодержания в активной зоне приведет к ускоренному поглощению нейтронов и прекращению цепной реакции. Этот эффект специалисты называют отрицательным «коэффициентом» реактивности, как температурным, так и паровым. Таким образом, сама физика ректора обеспечивает самозащищенность на основе естественных обратных связей («отрицательная реактивность»).

Чтобы быстро и эффективно остановить цепную реакцию, нужно «поглотить» выделяемые нейтроны. Для этого используется поглотитель (как правило, карбид бора). Стержни с поглотителем вводятся в активную зону, нейтронный поток поглощается, реакция замедляется и прекращается. Для того, чтобы стержни попали в активную зону при любых условиях, на российских АЭС их подвешивают над реактором и удерживают электромагнитами. Такая схема гарантирует опускание стержней даже при обесточивании энергоблока: электромагниты отключатся и стержни войдут в активную зону просто под действием силы тяжести (без каких-либо дополнительных команд персонала). В этом отличие отечественных проектов от американского, использованного в Японии на АЭС «Фукусима-1» (он предполагал введение стержней снизу).

На российских АЭС в основном применяются двухконтурные схемы, в которых тепло может отводится прямо в воздух без участия каких-либо внешних источников водоснабжения. Двухконтурная схема принципиально более безопасна, чем использованная в Японии одноконтурная, потому что все радиоактивные среды находятся внутри защитной оболочки (контайнмента), а в первом контуре нет пара - риск «оголения» топлива и его перегрева принципиально ниже. Кроме того, реакторы ВВЭР комплектуются 4 парогенераторами, системы отвода тепла многопетлевые, то есть в них обеспечиваются значительные резервы воды. 

Если все же подача воды через резервные трубы необходима, на АЭС установлены отдельные насосы «аварийного расхолаживания» (по насосу на каждую трубу).

На российских АЭС с водо-водяными реакторами (ВВЭР) с учетом принципа единичного отказа и возможного необнаруживаемого отказа предусмотрены 3 независимых канала систем безопасности, каждый из которых может выполнить функции всей системы. Системы безопасности рассчитаны на ликвидацию 

максимальной проектной аварии с разрывом главного циркуляционного трубопровода 1 контура максимального диаметра. Запасы воды также обеспечены многократно: сначала она будет подана из резервных емкостей, установленных в самом энергоблоке, а затем, если этой воды будет все еще недостаточно, вода начнет подаваться из трех дополнительных резервуаров. Питание всех резервных насосов обеспечивается также автономно: каждый будет работать от своего дизель-генератора. Все генераторы располагаются в отдельных строениях, что не допускает их одномоментного выхода из строя. Любой из этих каналов (в случае отказа остальных) обеспечивает полный отвод тепла.

 

Работа всех этих защитных систем вместе потребуется только в случае максимальной проектной аварии. Все это количество воды, пролитое в реактор, аккумулируется специальной системой сбора и охлаждения. Собранную воду система подаст в активную зону вновь, т.е., как говорят специалисты, будет обеспечена «рециркуляция теплоносителя».

 

Система безопасности современных российских АЭС состоит из четырех барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду. Первый – это топливная матрица, предотвращающая выход продуктов деления под оболочку тепловыделяющего элемента. Второй – сама оболочка тепловыделяющего элемента, не дающая продуктам деления попасть в теплоноситель главного циркуляционного контура. Третий - главный циркуляционный контур, препятствующий выходу продуктов деления под защитную герметичную оболочку. Наконец, четвертый – это система защитных герметичных оболочек (контайнмент), исключающая выход продуктов деления в окружающую среду. Если что-то случится в реакторном зале, вся радиоактивность останется внутри этой оболочки.

Все российские современные ядерные реакторы типа ВВЭР имеют контайнмент. При этом оболочка рассчитана не только на внешнее воздействие – например, падение самолета, смерч, ураган или взрыв. Контайнмент выдерживает внутреннее давление в 5 кг/см2 и внешнее воздействие от ударной волны, создающей давление 30 кПа, и падающего самолета массой 5 тонн. То есть если предположить, что вся поданная в реактор вода превратится в пар и, как в гигантском чайнике, будет давить изнутри на крышку, то оболочка выдержит и это колоссальное давление. Таким образом, купол энергоблока находится как бы в постоянной готовности принять удар изнутри. Для этого оболочка выполнена из «предварительно напряженного бетона»: металлические тросы, натянутые внутри бетонной оболочки, придают дополнительную монолитность конструкции, повышая ее устойчивость.

Объем контайнмента довольно большой – 75 тыс. куб. метров, риск скопления в нем водорода во взрывоопасной концентрации значительно меньше, чем на АЭС «Фукусима-1». В случае аварии для снижения давления пара внутри защитной оболочки установлена «спринклерная система», которая из-под купола блока разбрызгивает раствор бора и других веществ, препятствующих распространению радиоактивности. Там же ставятся рекомбинаторы водорода, не позволяющие этому газу скапливаться и исключающие возможность взрыва.

В частности, одним из элементов «Системы аварийного охлаждения активной зоны» (САОЗ) являются специальные емкости с борной кислотой, находящиеся над реактором. Каждая емкость представляет собой толстостенный (90 миллиметров) сосуд из двухслойной плакированной стали диаметром 3175 мм и объемом 60 кубических метров, работающий под давлением в 60 атмосфер и выше. В случае максимальной проектной аварии – разрыва первого контура охлаждения реактора – содержимое этих емкостей самотеком оказывается внутри активной зоны реактора, и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны. Такого количества раствора достаточно для охлаждения активной зоны до подключения системы аварийного расхолаживания и охлаждения бассейна выдержки.

Принцип глубокоэшелонированной защиты предполагает также наличие такой концепции безопасности, которая предусматривает не только средства предотвращения аварий, но и средства управления последствиями запроектных аварий, обеспечивающих локализацию радиактивных веществ в пределах гермооболочки. К ним относятся системы удаления водорода (с пассивными рекомбинаторами); защиты первого контура от превышения давления; отвода тепла через парогенераторы; отвода тепла от защитной оболочки и устройство локализации расплава (УРЛ, так называемая «ловушка расплава»). Например, система отвода тепла от защитной оболочки обеспечивает долговременный отвод тепла при любых аварийных ситуациях, в том числе и при полном обесточивании АЭС. Что касается устройства локализации расплава, то оно обеспечивает локализацию расплава и исключает возможность его выхода за пределы гермооболочки при любых сценариях. Впервые им была оснащена Тяньваньская АЭС в Китае, построенная по российскому проекту. Оно предусмотрено также и в новом проекте «АЭС-2006». Фактически это холодный тигель, расположенный под реактором, в него производится прием и размещение твердых и жидких составляющих кориума. Его функции - защита шахты реактора от термомеханического воздействия кориума, уменьшение выхода водорода и радионуклидов под защитную оболочку.обеспечение теплоотвода из кориума к охлаждающей воде. Наличие УЛР позволяет гарантировать, что расплавленное топливо, «упав» в огнеупорный стакан, останется в стабильном состоянии, то есть будет сохранена подкритичность расплава. Кроме того, в ловушке присутствует так называемый «жертвенный материал» – специальный материал из оксидов железа и борной кислоты, позволяющий мгновенно заглушить реакцию.

Технические решения проектов АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ

Стечение природных катаклизмов на территории расположения АЭС в России, которые могут повлечь за собой аварию, сопоставимую с аварией на станции «Фукусима-1», невозможно. В настоящее время все российские АЭС находятся в зонах низкой сейсмоопасности. В европейской части нашей страны, на Великорусской плите, которая считается устойчивым массивом, землетрясения либо не происходят вовсе, либо происходят, но с небольшой интенсивностью (не более 5-6 баллов по шкале Рихтера).

Предотвращение отказов и нарушений норм безопасной эксплуатации обеспечивается за счет выбора безопасной площадки размещение АЭС, применения консервативных принципов проектирования, наличия система обеспечения качества при выборе площадки, проектировании, строительстве и эксплуатации, а также культуры безопасности. Выбор безопасной площадки предполагает, в частности, определение прогнозируемого уровня сейсмического воздействия, который вычисляется отдельно для каждой площадки и каждого блока. Например, в ходе дополнительных исследований в районе 8-10 балльной сейсмичности могут быть выделены пригодные площадки в пределах 7-балльной зоны сейсмичности и однородных массивов гранитоидов, вдали от эпицентров мелкофокусных землетрясений. При выполнении таких работ в расчет берется уровень сейсмичности максимального расчетного землетрясения (МРЗ), которое может произойти с вероятностью 1 раз в 10 тысяч лет (и не более 8 баллов). Исходя из этого прогноза осуществляется выполнение соответствующих расчетов для строительных конструкций, проектирование всех трубопроводов и оборудования. При необходимости оборудование оснащается гидроамортизаторами.

Действующими нормами запрещено размещать АЭС: на площадках, расположенных непосредственно на активных разломах;  на площадках, сейсмичность которых характеризуется интенсивностью максимальных расчетных землетрясений (далее – МРЗ) более 9 баллов по шкале сейсмической активности Медведева-Шпонхойера-Карника; на территории, в пределах которой нахождение АС запрещено природоохранным законодательством.

Наконец, наличие собственных сил и средств ГО и ЧС на каждой АЭС делает максимально оперативным реагирование на нештатные ситуации. Эти подразделения находятся в постоянной готовности и оснащены необходимыми техническими средствами, в том числе резервными источниками питания и резервными насосами. Обычные пожарные машины могут подключаться к любому энергоблоку через специальные штуцеры на корпусах блоков, которые разнесены на разные стороны с тем, чтобы не быть одновременно поврежденными. Существуют специальные штабы по управлению кризисными ситуациями (например, Ситуационно-кризисный центр Росатома и такой же собственный центр ОАО «Концерн Росэнергоатом»), осуществляется планирование мероприятий в случае ЧС, регулярно проводятся соответствующие учения. Такие антикризисные центры в случае необходимости оперативно согласуют свои действия с МЧС РФ и Министерством энергетики РФ. Наконец, существуют также убежища и средства защиты персонала на площадке каждой АЭС.

С точки зрения защиты от террористов, все действующие АЭС надежно охраняются Внутренними войсками МВД России, которые имеют необходимое вооружение, технику и оснащение. Система охраны построена таким образом, что любой террорист (нарушитель) будет задержан на линии охраны. Пронос (провоз) на территорию АЭС запрещенных предметов (оружие, боеприпасы и пр.) невозможен, на всех КПП установлены приборы обнаружения и видеонаблюдения. Таким образом, совершение противоправных действий, которые повлекут тяжкие последствия для жизни и здоровья граждан, маловероятно.

На всех наших станциях после аварии на Чернобыльской АЭС  были проведены дополнительные исследования возможных аварийных ситуаций и путей их преодоления. «После Чернобыля мы изменили физику реактора, ужесточили контроль и минимизировали роль человеческого фактора в кризисной ситуации», - говорит заместитель генерального директора Росатома А. Локшин. На всех без исключения станциях была проведена модернизация систем безопасности. Где этого было сделать нельзя, старые реакторы были остановлены, в настоящее время ведутся работы по выводу их из эксплуатации (Белоярская АЭС, Нововоронежская АЭС). В результате на всех действующих станциях нашей страны есть несколько систем, которые включаются одна за другой в случае возникновения ситуации обесточивания, полностью исключая возможность такого развития событий, какое имело место в Японии.

Наконец, на всех российских атомных станциях установлена автоматическая система контроля радиационной обстановки (АСКРО). Она предусматривает наличие датчиков, которые фиксируют уровень радиации вокруг радиационно опасных объектов в режиме реального времени. Показания этих приборов передаются на специальный сайт в Интернете.

Если рассматривать безопасность АЭС, получивших разрешение на продление сроков эксплуатации, то любое подобное продление – это итог масштабной работы по проверке состояния всех систем и конструкционных материалов. При продлении принимается во внимание ресурс оборудования, получаются подтверждения конструкторов, которые обязаны гарантировать безопасность своего объекта сверх проектных сроков. Только при наличии таких гарантий может быть вынесено решение о продлении.

На всех энергоблоках АЭС с реакторами РБМК-1000, БН-600 и ЭГП-6, получивших лицензию Ростехнадзора на продление срока службы сверх проектного, был выполнен комплекс работ по крупномасштабной модернизации и замене оборудования и систем АЭС, обеспечивших достижение уровня современных требований к состоянию безопасности АЭС. В частности выполненные в составе обосновывающих документов на повышение мощности энергоблоков АЭС с РБМК-1000 вероятностные анализы безопасности (ВАБ) показали, что повышение мощности АЭС с реактором РБМК-1000 до 105% не оказывает влияния на показатели безопасности. В настоящее время получены разрешения Ростехнадзора (изменения в действующую лицензию) и находятся в опытно-промышленной эксплуатации на уровне мощности 105% энергоблоки №№ 1, 2 Курской АЭС.

Однако бесконечно продлением заниматься нельзя, потому что есть фактор старения материалов, кроме того, невозможно на старые реакторы поставить некоторые новые системы безопасности. Поэтому идет работа по строительству новых реакторов. На сооружаемых новых блоках общая стоимость систем безопасности, предотвращающих радиоактивное воздействие на население и окружающую среду при самых неблагоприятных условиях (падение тяжелого самолета, землетрясение, цунами, взрывная волна), составляет около 40% от стоимости энергоблока. И атомщики идут на эти затраты.

Конечная цель – гарантировать, что ни при каком сценарии не будет угрозы выхода радиоактивности за пределы площадки. «Это абсолютное требование для всех АЭС российского дизайна, построенных не только в нашей стране, но и в любой точке планеты», - заявил генеральный директор Росатома С. Кириенко.

После аварии на АЭС «Фукусима» на российских АЭС были воплощены новые технические решения. В частности, в 2011 году были закуплены новые дизель-генераторы, двухмегаваттные и меньшей мощности, автономные насосы. С технологической точки зрения, имеющихся сейчас на атомных станциях дизель-генераторов достаточно. Для сравнения, на АЭС «Фукусима» было два дополнительных дизель-генератора, а на Балаковской АЭС, к примеру, на 4 блока приходится около 20 дизель-генераторов различной мощности. 

Последние поставки и комплектация закупленного оборудования будут сделаны до конца мая 2012 года. Сейчас соответствующими организациями ведутся проектные работы по изменениям схем, подключениям всего этого нового оборудования, а также на новые регламенты управления авариями с учетом этого нового оборудования, которого раньше не было.

В целом ОАО «Концерн Росэнергоатом» в 2011 году направило на компенсирующие мероприятия US$0,5 млрд, еще US$0,5 млрд, будет направлено на те же цели в 2012-2013 годах. Об этом сообщил 23 мая в Москве, в ходе конференции "Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики" первый заместитель генерального директора Росэнергоатома Владимир Асмолов.

 

Информационные центры по атомной энергии  — это многофункциональные коммуникационные площадки, задача которых – информирование населения об использовании атомной энергии. Центры открываются под эгидой Госкорпорации «Росатом» в  столицах регионов, где строятся, либо функционируют объекты атомной отрасли.

Каждый информационный центр — это современный мультимедийный кинотеатр, сочетающий панорамную 3D-проекцию, компьютерную графику и анимацию, стереозвук, интерактивные консоли и персональные мониторы. Благодаря используемым технологиям, создается эффект «погружения» зрителя в виртуальную реальность.

Базовый продукт информационного центра — 45-минутный мультимедийный сеанс в жанре виртуального спектакля «Мир атомной энергии». Программа сеанса универсальна и рассчитана на неподготовленную аудиторию — школьников 2-11 классов (хотя демонстрируемые программы интересны и взрослой аудитории). Она включает несколько интерактивных блоков-викторин. Вручение призов по их итогам делает процесс посещения центров еще более увлекательным.

Для закрепления полученных знаний в центрах распространяются также тематические буклеты, просветительская литература и сувениры.

Помимо основной программы, имеются также программы по астрономии, естествознанию и страноведению на русском и английском языках. Кроме регулярных сеансов, в центрах проводятся различные специальные мероприятия (конференции, семинары, выставки и проч.) при участии школьников и студентов, работников сферы образования, журналистов, общественных деятелей, представителей органов власти и работников атомной отрасли.

Все сеансы и мероприятия бесплатны для посетителей. Центры открыты 6 дней в неделю. Режим работы: понедельник—пятница, 9:00—19:00 (для групп до 36 человек, по предварительной записи); суббота, 11:00—16:00 (групповые и индивидуальные посещения, без предварительной записи).

Первый центр был создан в ноябре 2008 года в Томске. На сегодняшней день в России открыто 16 информационных центров, которые уже посетило более 280 тыс. человек. География их деятельности охватывает многие регионы страны, от Петропавловска-Камчатского до Калининграда, от Мурманска до Ростова-на-Дону. В 2011 году новые центры открылись в шести городах: Красноярске, Челябинске, Санкт-Петербурге, Ульяновске, Владимире и Смоленске. В 2012 году сеть информационных центров расширила географию: помимо Петропавловска-Камчатского состоялось открытие центра в Саратове, а также начали свою работу первые зарубежные  центры в Ханое (Вьетнам) и Мерсине  (Турция). В 2013 году планируется открытие центров в Екатеринбурге, Минске (Беларусь) и Дакке (Бангладеш).

Информационные центры в России: 

 

Владимир (Информационный центр по атомной энергии)

Владимир, Октябрьский проспект, д.3

Тел.: +7 (4922) 32-53-83 

E-mail: vladimir@myatom.ru 

    

Воронеж (Информационный центр по атомной энергии)

Воронеж, Рабочий проспект, 100

Тел./факс: (4732) 34 36 33, (4732) 34 36 59

E-mail: vrn@rosatom.info

 

Екатеринбург (Информационный центр по атомной энергии)

г. Екатеринбург, ул. 8 Марта, 62 (здание Уральского экономического университета).

Тел.: (343) 221-27-30

Email: ekb@myatom.ru

 

Калининград (Информационный центр по атомной энергии)

236006, Калининград, набережная Петра Великого, д. 1Б (на территории Музея Мирового океана)

Тел./факс: (4012) 53-30-17

E-mail: klgd@rosatom.info

 

Красноярск (Информационный центр по атомной энергии)

660060, Красноярск, ул. Ады Лебедевой, д.78

Тел.: (913) 518-18-62

E-mail: krasnoyarsk@myatom.ru  

 

Москва (Учебный класс по атомной энергии на базе Лицея №1547

Москва, ул. Белореченская, 47, корпус 1.

Тел./факс: (495) 345-29-72

E-mail: info@licey1547.msm.ru

 

Мурманск (Информационный центр по атомной энергии)

Мурманск, Портовый проезд, 25, а/л «Ленин»

Тел.: (8152) 48-05-44 

E-mail: murmansk@myatom.ru

 

Нижний Новгород (Информационный центр по атомной энергии)

603005, Нижний Новгород, ул. Семашко, 7б

Телефон: (831) 419-39-19

Телефон/факс: (831) 436-19-73

E-mail: nnovgorod@myatom.ru

 

Новосибирск (Информационный центр по атомной энергии)

630001, Новосибирск, Дуси Ковальчук, 67

Телефон/факс: (383) 225-51-79

E-mail: novosibirsk@myatom.ru

 

Петропавловск-Камчатский (Информационный центр по атомной энергии)

Адрес: Петропавловск-Камчатский, ул. Ленинградская, 35

Телефоны: (4152) 300-181; 300-180

E-mail: petropavlovsk@myatom.ru

 

Ростов-на-Дону (Информационный центр по атомной энергии)

344000, Ростов-на-Дону, площадь Гагарина, 1, ДГТУ, корпус 4, 2-й этаж 

Тел./факс: (863) 273-87-94, (863) 273-85-70 

E-mail: rostov@rosatom.info

 

Санкт-Петербург (Информационный центр по атомной энергии)

Санкт-Петербург, Загородный проспект, 49

Тел./факс: (812) 710-16-56

E-mail: spb@myatom.ru

 

Саратов (Информационный центр по атомной энергии)

г. Саратов, улица Московская, д. 164

E-mail: saratov@myatom.ru  

 

Смоленск (Информационный центр по атомной энергии)

214000, Смоленск, ул. Пржевальского, 4 (территория Смоленского государственного университета,

учебный корпус № 1)

Тел.: (951) 696-45-28 

E-mail: smolensk@myatom.ru

 

Томск (Информационный центр по атомной энергии)

Томск, Площадь Ленина, 8А

Тел./факс: (3822) 51-7973

E-mail: tomsk@rosatom.info

 

Ульяновск (Информационный центр по атомной энергии)

Ульяновск, ул. Крымова, д.67

Тел.:  (8422) 277-856 

E-mail: ulyanovsk@myatom.ru  

 

Челябинск (Информационный центр по атомной энергии)

454091, Челябинск, Свердловский проспект, д. 59

Тел.: (912) 406-30-77, (904) 302-51-23

E-mail: chelyabinsk@myatom.ru  

 

Информационные центры за рубежом:

 

Мерсин (Информационный центр по атомной энергии)

Турция, Мерсин, 33010, Бульвар Исмет Инёню, апартаменты Наккаш, нижний блок А №134

Тел.: +90 324 2322234

E-mail: office@akkunpp.com

 

Ханой (Информационный центр по атомной энергии)

Вьетнам, Ханой, DaiCoViet Road, 1 (территория Ханойского политехнического университета)

Teл.: +84-4-3623 1721

E-mail: thu.hamanh@hust.edu.vn

История российской атомной отрасли начиналась с реализации советского «атомного проекта». Отправной точкой в ней стало секретное постановление Государственного комитета обороны № 2352сс «Об организации работ по урану», подписанное 28 сентября 1942 года. В нем АН СССР было предписано «возобновить работы по исследованию осуществимости использования атомной энергии путем расщепления ядра урана и представить к 1 апреля 1943 года доклад о возможности создания урановой бомбы или уранового топлива». 

К тому времени был накоплен большой массив разведданных о работах по урану в США, и события развивались стремительно.  Был создан Специальный комитет для руководства всеми работами в области добычи урана и разработки атомной бомбы. 12 апреля 1943 года была образована Лаборатория измерительных приборов № 2 Академии наук СССР (ныне — РНЦ «Курчатовский институт»). В феврале 1943 года Государственный комитет по обороне (ГКО) распоряжением № 2872сс от 11.02.43 перевел эту лабораторию в Москву и назначил профессора И.В. Курчатова научным руководителем работ по урану. 

Успешное испытание атомной бомбы в США (июль 1945 г.) придало работам по урану новое ускорение. Постановлением ГКО № 9887сс от 20.08.45 г. создается Специальный комитет из высших государственных деятелей и ученых-физиков. Общее административное руководство переходит от В.М. Молотова к Л.П. Берия. Создается Первое главное управление (ПГУ) при Совете народных комиссаров СССР во главе с Б.Л. Ванниковым (1887-1962 гг.). Фактически он стал первым руководителем атомной отрасли.

Благодаря огромным усилиям ученых работы продвигались быстрыми темпами. В 1946 году впервые на континенте Евразия в реакторе Ф-1 под руководством Курчатова была осуществлена самоподдерживающаяся цепная реакция деления урана. Эти работы позволили двумя годами позже запустить первый промышленный реактор «А» по производству плутония мощностью 100 МВт. Он заработал на комбинате № 817 (ныне ПО «Маяк» в Озерске Челябинской области).

 

29 августа 1949 года на Семипалатинском полигоне был успешно испытан первый советский ядерный заряд (РДС-1). Таким образом, самые насыщенные героическим трудом больших научных и производственных коллективов четыре года (1945-1949 гг.) позволили Советскому Союзу достичь ядерного паритета с США.

Далее история развивалась стремительно. 1953 год - испытания первой отечественной термоядерной бомбы (РДС-6с). 1954 год - пуск первой в мире атомной электростанции, построенной под руководством Курчатова в подмосковном Обнинске. 1955 год - запущен в эксплуатацию первый в мире реактор на быстрых нейтронах БР-1 с нулевой мощностью, а через год - БР-2 тепловой мощностью 100 КВт. В 1957 году построена первая атомная подводная лодка (проект К-3), в 1959 году был сдан в эксплуатацию первый в мире ледоход с ядерной энергетической установкой («Ленин»).