Pomimo trudności w rozwoju energetyki jądrowej w latach 80., wywołanych głównie katastrofą czarnobylską, Rosja obecnie przystąpiła znów do rozbudowy tego przemysłu. Jego dzisiejszy stan charakteryzuje zestawienie elektrowni jądrowych będących w eksploatacji (Tabela 1).Tabela 1. Czynne elektrownie jądrowe
(wg. <www.world-nuclear.org>, luty 2005 r.)
| Nazwa elektrowni | Typ reaktora | Moc elektryczna netto, MWe | Data przekazania do eksploatacji |
| Bałakowo | WWER | 950 | 5/86-12/93 |
| Biełojarsk | BN | 560 | 11/81 |
| Bilibino | EGP | 11 | 4/74-1/77 |
| Kalinin-1 | WWER | 950 | 6/85-3/87 |
| Kalinin-2 | WWER | 950 | 12/04 |
| Kola-1 | WWER | 411 | 12/73-2/75 |
| Kola-2 | WWER | 411 | 12/82-12/84 |
| Kursk | RBMK | 925 | 10/77-2/86 |
| Leningrad | RBMK | 925 | 11/74-8/81 |
| Nowoworonież-1 | WWER | 385 | 6/72-3/73 |
| Nowoworonież-2 | WWER | 950 | 2/81 |
| Smoleńsk | RBMK | 925 | 9/83-1/90 |
| Wołgodońsk | WWER | 950 | 3/01 |
| Razem | 21743 | - |

POŁOŻENIE GEOGRAFICZNE ROSYJSKICH ELEKTROWNI JĄDROWYCH
(wg. http://rosatom.ru/?razdel=12>)
Oznaczenia: WWER - Wodo-Wodianoj Energeticzeskij Reaktor (reaktor wodny ciśnieniowy), inaczej: np. VVER - 440, gdzie 440 - moc w MW;
BN - reaktor o neutronach prędkich (rozmnażający, reaktor prędki);
EGP - reaktor grafitowy chłodzony wodą;
RBMK - Reaktor Bolszoj Mosz'cz'nosti Kanalnyj (reaktor kanałowy chłodzony wodą, typu czarnobylskiego);
Leningrad - elektrownia w Obwodzie Leningradzkim o nazwie: "Elektrownia Leningradzka", nie mylić z dawną nazwą miasta Leningrad, obecnie - Sankt Petersburg;
ROSENERGOATOM - nazwa energetycznego koncernu;
Tabela 2. REAKTORY W BUDOWIE
(wg. <www.world-nuclear.org>)
| Przewidywany rok rozpoczęcia eksploatacji | Nazwa elektrowni | Typ reaktora | Moc netto, w MWe |
| 2008 | Wołgodońsk | WWER | 950 |
| 2010 | Bałakowo | WWER | 950 |
| 2010 | Kalinin | WWER | 950 |
| 2010 | Biełojarsk | BN | 750 |
| 2011 | Bałakowo | WWER | 950 |
| ? | Kursk | RBMK | 925 |
| Razem | 4675 |
Rozbudowa kurskiej elektrowni stoi pod znakiem zapytania.
Tabela 3. PLANY BUDOWY LUB ZAMÓWIENIA
| Nazwa | Typ reaktora | MWe | Początek budowy |
| zamiana reaktorów istniejących |
| Leningrad | WWER | 1500 | 2012-2015 |
| Nowoworonież | WWER | 950 | 2016 |
| Kursk | WWER | 1500 | 2016-2019 |
| reaktory nowe |
| Kursk-6 | WWER | 950 | ? |
| Baszkir-1 | WWER | 950 | 2012 |
| Północno - zachodnia | BWR | 300 | 2011 |
| Smoleńsk-4 | WWER | 950 | 2012 |
| Baszkir-2 | WWER | 950 | 2014 |
| Wołgodońsk-3 | WWER | 950 | 2015 |
| Wołgodońsk-4 | WWER | 950 | 2017 |
| Tatar-1 | WWER | 950 | 2016 |
| Smoleńsk NPP-2;1 i 2 | WWER | 950 | 2017-2019 |
| Tatar-2 | WWER | 950 | 2018 |
| Południowy Ural | WWER | 950 | 2016-2019 |
| Nowoworonież-7 | WWER | 950 | 2016 |
| Baszkir-3 i 4 | WWER | 1500 | 2018-2020 |
| Tatar-3 | WWER | 1500 | 2020 |
| Biełojarsk-5 | BREST | 300 | 2020 |
BWR - Boiling Water Reactor - reaktor z wrzącą wodą
BREST - pierwszy reaktor o neutronach prędkich, chłodzony ciekłym ołowiem
Długoterminowe plany koncernu ROSENERGOATOM, do 2050 r., przewidują budowę reaktorów prędkich pracujących w cyklu zamkniętym (tzn. z przerobem paliwa wypalonego). Zakłada się eliminację w energetyce paliw kopalnych. Począwszy od 2020-2025 r., produkcja energii będzie oparta głównie na reaktorach prędkich. Optymistyczny scenariusz przewiduje zainstalowanie w elektrowniach jądrowych do 2050 r. - reaktorów o łącznej mocy 90 GWe.
Wielką rolę zaczynają odgrywać projekty nowych reaktorów o poziomie bezpieczeństwa odpowiadającemu zachodnim standardom. Obecnie, uwaga konstruktorów jest skupiona na reaktorze czwartej generacji WWER - 1000 o mocy elektrycznej 950 MWe. Znany jest pod nazwą AES-92 (atomnaja elektrostancija). Reaktor tego typu buduje się już w Indii, przeznaczony jest również dla elektrowni "Nowoworonież 6 i 7". Jego sprzedaż przewiduje się także Chinom.
W marcu 2004 r. w Moskwie odbyło się posiedzenie europejskiej koordynacyjnej grupy ds. opracowania założeń bezpieczeństwa dla elektrowni jądrowych (EUR), w której udział wzięli przedstawiciele Francji, Włoch, Szwecji, Rosji oraz projektanci z ROSENERGOATOM-u, moskiewskiego instytutu ATOMENERGOPROJEKT, biura konstrukcyjnego GIDROPRESS i naukowego centrum "KURCZATOWSKI INSTYTUT". Poświęcone było ocenie bezpieczeństwa rosyjskiej elektrowni AES-92 z reaktorem WWER - 1000. W 2003 r. projekt był skierowany do EUR z prośbą o przeprowadzenie analizy bezpieczeństwa zgodnie z europejskimi normami w tym zakresie. Z wnioskiem takim - po dokładnej wstępnej analizie dokumentacji - wystąpiło francuskie stowarzyszenie EDF. Oczekuje się, że prace zostaną zakończone do 2006 r. i rosyjska elektrownia jądrowa stanie się siódmą z kolei, zatwierdzoną przez klub EUR ( do którego należy dziesięć europejskich organizacji zajmujących się eksploatacją elektrowni) - do budowy i eksploatacji na terenie Unii Europejskiej.
Przy projektowaniu AES-92 dążono do maksymalnego ograniczenia tzw. "czynnika ludzkiego", który w znacznym stopniu wpływa na poziom bezpieczeństwa eksploatacji. Dlatego na szeroką skalę zastosowano bierne i kombinowane systemy bezpieczeństwa, wytrzymałą zewnętrzną obudowę bezpieczeństwa, dodatkowy - o dużym stopniu pewności - system biernego odprowadzanie ciepła z rdzenia itp. Konstrukcje barier bezpieczeństwa praktycznie uniemożliwiają wydostanie się substancji promieniotwórczej poza teren elektrowni. Stworzenie inherentnych cech bezpieczeństwa i zastosowanie autonomicznych, o dużym stopniu pewności, źródeł zasilania awaryjnego - w przypadku zaniku napięcia, wywołanego np. awarią systemu energetycznego, typu - "black-out" - pozwalają zapobiec naruszeniu pracy głównych technologicznych układów elektrowni. Reaktor posiada ważną zdolność do samoregulacji: przy wzroście temperatury chłodziwa lub mocy następuje samoczynny proces zmniejszania intensywności reakcji łańcuchowej i w efekcie - mocy, czyli występuje ujemne temperaturowe sprzężenie zwrotne.
Ważną cechą elektrowni AES-92 jest zdolność do pracy w zmiennym reżimie obciążenia, co ma zasadnicze znaczenie dla podtrzymania częstotliwości w systemie energetycznym. Jest to istotna zmiana charakterystyki elektrowni jądrowych w ogóle, gdyż dotychczas były przeznaczone do pracy podstawowej, wymagającej dużego czasu użytkowania, tzn. posiadały małą zdolności manewrowania.

Rys. 1. Schemat elektrowni AES-92
PRB - pręty regulacyjne i bezpieczeństwa, GPC - główna pompa cyrkulacyjna, TR - transformator




Rys. 2. Konstrukcja reaktora WWER - 1000 <http://www.rosatom.ru>
1 - górny blok, 2 - napędy PRB, 3 - śruby mocujące pokrywę, 4 - rura technologiczna, 5 - uszczelnienie, 6 - zbiornik ciśnieniowy reaktora, 7 - blok rur ochronnych, 8 - szyb reaktora, 9 - przegroda rdzenia, 10 - kasety paliwowe, 11- izolacja cieplna reaktora, 12- pokrywa reaktora, 13 - PRB, 14 - elementy (pręty) paliwowe, 15 - wpust nastawczy
Podstawowe parametry reaktora
| Średnica wewnętrzna | 4155 mm |
| Wysokość reaktora | 10880 mm |
| Wysokość rdzenia | 3550 mm |
| Ciśnienie robocze | 16 MPa |
| Temperatura chłodziwa: | na wejściu - 289 st. C; na wyjściu - 320 st. C |
| Masa zbiornika | 304 ton |
| Masa paliwa | 75000 kg |
| Wzbogacenie paliwa w izotop U-235: | 4,4 - 3,3 % |
| Średni czas pracy między przeładunkami paliwa: | 7000 h |
| Moc cieplna | 3200 MWt |
| Moc elektryczna | 1000 MWe |

Rys. 3. Montaż rur ochronnych prętów regulacyjnych i bezpieczeństwa na irańskim reaktorze Rozwój wielkich, nowoczesnych reaktorów w Rosji jest oparty na założeniu uzyskania następujących ekonomicznych wskaźników:
koszt wytwarzania energii - nie większy od 3 ?/kWh,
koszt inwestycji - poniżej 1000 $/kW,
okres eksploatacji - co najmniej 50 lat,
współczynnik wykorzystania mocy - nie mniejszy od 90 %
Ostatnio ROSENERGOATOM przystąpił do pierwszoplanowego zadania: projektowania reaktora WWER - 1500, jako podstawowej jednostki dla energetyki. Zakończenie przewidziano na rok 2007, a przekazanie do eksploatacji - w latach 2012 - 2013. Wstępnie na miejsce budowy wybrano Kursk i Obwód Leningradzki, gdzie obecnie pracuje osiem reaktorów typu czarnobylskiego (RBMK), których stopień bezpieczeństwa - po katastrofie czarnobylskiej- został zwiększony w znacznym stopniu.
Promocje: