Атомные электростанции

Реактор ВВЭР-1200

Флагманский продукт энергетического решения в составе интегрированного предложения Росатома – эволюционный реакторный дизайн ВВЭР-1200. Он был разработан на основе вариантов реактора ВВЭР-1000, которые строились для зарубежных заказчиков в 1990-е и 2000-е годы: АЭС «Бушер» (Иран), АЭС «Кунданкулам» (Индия), АЭС «Тяньвань» (Китай). Каждый параметр реактора постарались улучшить, а так же внедрить ряд дополнительных систем безопасности, позволяющих снизить вероятность выхода радиации при любых авариях и их сочетаниях за пределы герметичного реакторного отделения – контейнмента. 

В итоге ВВЭР-1200 отличается повышенной на 20% мощностью при сопоставимых с ВВЭР-1000 размерах оборудования, сроком службы в 60 лет, возможностью маневра мощностью в интересах энергосистемы, высоким КИУМ (90%), возможностью работать 18 месяцев без перегрузки топлива и другими улучшенными удельными показателями.

Научный руководитель проекта – РНЦ «Курчатовский институт» (г. Москва); разработчик — ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск), основной изготовитель – «Атоммаш» (г. Волгодонск). 

Проект предусматривает выгорание топлива до 70 МВт•сут/кгU. Сейсмика (SL-2) —  ≤ 0,3 g. В качестве опций возможно использование тихоходной турбины и маневренного блока (диапазон 100-50-100). 

Довольно много переделок коснулось внутренних элементов реактора (шахты, выгородки, блока защитных труб, датчиков и т.д.), как в целях  предотвращения различных аварий, так и для обеспечения 60-летнего срока службы. В перспективе возможно использование МОКС-топлива.

В технологии ВВЭР используется двухконтурная ядерная паропроизводящая корпусная установка с реактором на тепловых нейтронах, в котором теплоносителем и замедлителем является обычная вода под давлением. Конструкция включает в себя четыре петли охлаждения с парогенератором, главным циркуляционным насосом (ГЦН), компенсатор давления, сбросная и аварийная арматура на паропроводах, емкости системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) реактора. Таким образом, ВВЭР-1200 сочетает в себе надежность давно проверенных инженерных решений с комплексом активных и пассивных систем безопасности, доработанных с учетом «постфукусимских» требований.

Технические решения, используемые в ВВЭР-1200 – такие как бассейн выдержки отработанного топлива внутри контайнмента, фильтры на выходе из межоболочного вентилируемого пространства, уникальная «ловушка расплава» с жертвенным материалом, не имеющая аналогов пассивная система отвода тепла, – позволяют называть его реакторной установкой поколения III+. 

Интересны проектные решения системы САОЗ. Это емкости с холодной борной кислотой под давлением. В случае разрыва корпуса или трубопроводов они обеспечивают ввод борной кислоты в реактор, глуша его и обеспечивая охлаждение. Применение этой, а также других систем в комплексе гарантирует высокий уровень внутренней безопасности реакторной установки.

Первый энергоблок с реактором ВВЭР-1200 – энергоблок №6 Нововоронежской АЭС-2 – был включен в энергосистему России в августе 2016 года. Энергоблоки поколения III+ в настоящее время сооружаются в США, Франции и других странах, однако именно шестой энергоблок Нововоронежской АЭС стал первым в мире блоком последнего поколения, который вышел на этап физического пуска и опытно-промышленную эксплуатацию. Там же строится ещё один аналогичный блок. 

ВВЭР-1200 также используется на площадке Ленинградской АЭС-2 (энергоблок №5 ЛАЭС уже построен) и на Белорусской АЭС (близ г. Островец Гродненской области). Генеральным подрядчиком сооружения всех этих новых энергоблоков является Группа компаний ASE.

Справочно:

В свое время идея реактора ВВЭР была предложена в Курчатовском институте С.М. Фейнбергом. Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли И.В. Курчатов и А.П. Александров. Общее название реакторов этого типа в других странах –  PWR, они являются основой мировой мирной ядерной энергетики. Первая станция с таким реактором была запущена в США в 1957 году (АЭС «Шиппингпорт»). Первый советский ВВЭР (модификации ВВЭР-210) был введен в эксплуатацию в 1964 году на энергоблоке №1 Нововоронежской АЭС. Первой зарубежной станцией с реактором ВВЭР стала введённая в работу в 1966 году АЭС «Райнсберг» (ГДР, позже – Федеративная республика Германия).

[править] Принцип работы атомной электростанции

Атомная электростанция представляет собой комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путем использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции. Атомные электростанции различаются по типу реактора (на быстрых и на медленных нейтронах), по виду отпускаемой энергии (АЭС и АТЭЦ), по количеству контуров (одноконтурные, двухконтурные, трехконтурные). В зависимости от типа конструкции в состав атомной электростанции могут входить: ядерный реактор, турбина, конденсатор, электрогенератор, парогенератор и др.

Ядерная реакция возникает при делении ядра атома. Ядра атомов разделяют нейтроны, которые попадающие в них извне. При этом возникают новые нейтроны и осколки деления, которые имеют огромную кинетическую энергию. Эта энергия передается теплоносителю, который поступает в парогенератор, где нагревает до кипения воду. Полученный при кипении пар вращает турбины, связанные с электрогенератором.

Ядерный реактор

Ядерным реактором называется устройство, осуществляющее управляемую реакцию деления ядра. Ядерный реактор состоит из многих элементов, таких как: ядерное горючее, замедлитель нейтронов, теплоноситель для вывода энергии и устройство для регулирования скорости реакции. Энергия, выделяемая из ядерного топлива, нагревает теплоноситель, который затем следует в парогенератор. Реактор окружают защитной оболочкой, задерживающей гамма-излучение.

Обычно в качестве горючего для ядерного реактора используются ядра изотопа урана, наиболее эффективно захватывающее медленные нейтроны. Захват медленных нейтронов происходит с гораздо большей вероятностью чем быстрых, поэтому в ядерных реакторах, которые работают на естественном уране, используются замедлители (вода, тяжёлая вода, бериллий, графит).

В качестве теплоносителей в ядерных реакторах на быстрых нейтронах используют жидкие металлы и газы, они дают возможность получить на выходе из реактора высокие температуры, позволяющие вырабатывать в парогенераторах пар высоких, сверхвысоких и закритических параметров. Теплоносители в реакторах на тепловых(медленных) нейтронах используют обычную и тяжелую воду, водяной пар, двуокись углерода.

Устройство для вывода энергии состоит из регулирующих и компенсирующих стержней. Регулирующие стержни предназначены для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора, перехода с одного уровня мощности на другой. Все эти операции требуют малых изменений реактивности. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы.

Парогенератор

Парогенератором называется теплообменный аппарат, использующий теплоту первичного теплоносителя ядерного реактора, для производства водяного пара с давлением выше атмосферного. Теплоноситель из реактора, прокачивающийся насосами через парогенератор, отдает часть тепла, а затем снова возвращается в реактор. В парогенераторе это тепло передается воде второго контура, находящейся под гораздо меньшим давлением, вследствие чего вода закипает. Образовавшийся пар поступает на паровую турбину, которая вращает электрогенератор, а затем в конденсатор, где пар охлаждают. Пар конденсируется и снова поступает в парогенератор. В конденсаторе используется вода из внешнего открытого источника.

Турбина и электрогенератор

Подавляющее большинство паровых турбин, устанавливаемых на АЭС с водоохлаждаемыми реакторами предназначены для работы на насыщенном паре. Тепловая энергия пара при его расширении в проточной части турбины превращается в кинетическую энергию потока пара, которая используется для вращения ротора турбины электрогенератора.

Конденсатор

В конденсатор поступают перегретые пары теплоносителя, охлаждающиеся до температуры насыщения, они конденсируются и переходят в жидкую фазу. Для конденсации пара от каждой единицы его массы отводят теплоту равную удельной теплоте конденсации. В качестве охлаждающей жидкости на АЭС используется большое количество воды, поступающее из водохранилища.

Атомная электростанция и ее устройство:

Атомная электростанция (АЭС) – это ядерная установка, назначением которой является выработка электрической энергии.

Атомная электростанция (АЭС) – это ядерная установка для производства электрической энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определенной проектом территории, на которой для осуществления этой цели используется ядерный реактор (реакторы) и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимыми работниками (персоналом).

Отличие АЭС от иных видов электростанций заключается в том, что ее конструкция включает в себя ядерный реактор, являющийся ее основным компонентом. В качестве топлива в ней применяется уран-235.

АЭС располагается на территории нескольких зданий, в которых размещается комплекс сооружений, систем и оборудования, требуемых для обеспечения ее работы.

В главном корпусе АЭС находится реакторный зал, в котором располагаются:

– реактор,

– специальный бассейн, служащий для выдержки ядерного топлива,

– машина для выполнения перегрузок топлива (перегрузочная машина).

Работа этого оборудования контролируется персоналом – операторами, использующими в этих целях блочный щит управления.

Ключевой элемент реактора – зона, располагающаяся в бетонной шахте. В нем также предусмотрена система, обеспечивающая управление и защитные функции; с ее помощью можно выбирать режим, в котором должна проходить управляемая цепная реакция деления. Система обеспечивает и аварийную защиту, что позволяет оперативно прекратить реакцию в случае возникновения внештатной ситуации.

Во втором здании АЭС находится турбинный зал, в котором располагаются турбина и парогенераторы. Кроме того, имеется корпус, в котором перегружается ядерное топливо и хранится отработанное ядерное топливо в специально предусмотренных бассейнах.

На территории атомной станции располагаются конденсаторы, а также градирни, охладительный пруд и брызгальный бассейн, представляющие собой компоненты оборотной системы охлаждения. Градирнями называются башни, выполненные из бетона и по форме напоминающие усеченный конус; в качестве пруда может служить естественный или искусственный водоем. АЭС оборудована высоковольтными линиями электропередач, простирающимися за границы ее территории.

Строительство первой в мире атомной электростанции было начато в 1950 году в России и завершено четыре года спустя. Для осуществления проекта была выбрана территория неподалеку от пос. Обнинского (Калужская область).

Однако впервые вырабатывать электроэнергию начали в Соединенных Штатах Америки в 1951 году; первый успешный случай ее получения был зафиксирован в штате Айдахо.

В сфере производства электроэнергии лидируют США, где ежегодно вырабатывается более 788 млрд кВт/ч. В список лидеров по объемам выработки также входят Франция, Япония, Германия и Россия.

Фукусима

Это еще один пример глобальной катастрофы с участием атомной электростанции. И в данном случае также причиной стала цепь случайностей. Станция была надежно защищена от землетрясений и цунами, которые не редкость на Японском побережье. Мало кто мог предположить, что оба эти события произойдут одновременно. Принцип работы генератора АЭС «Фукусима» предполагал использование внешних источников энергии для поддержания в работоспособности всего комплекса безопасности. Это разумная мера, так как получить энергию от самой станции в процессе аварии было бы затруднительно. Из-за землетрясения и цунами все эти источники вышли из строя, из-за чего реакторы расплавились и произошла катастрофа. Сейчас проводятся меры по устранению ущерба. По оценкам специалистов, на это уйдет еще около 40 лет.

Проблема топлива

Не последнюю роль в популярности АЭС играет топливо – уран-235. Его требуется значительно меньше, чем любых других видов с одновременным огромным выбросом энергии. Принцип работы реактора АЭС подразумевает использование этого топлива в виде специальных «таблеток», уложенных в стержни. Фактически, единственная сложность в данном случае заключается в создании именно такой формы. Тем не менее в последнее время начинает появляться информация, что текущих мировых запасов тоже не хватит надолго. Но и это уже предусмотрено. Самые новые трехконтурные реакторы работают на уране-238, которого очень много, и проблема дефицита топлива исчезнет надолго.

Принцип работы атомной электростанции:

Выработка энергии происходит при помощи реактора, в котором происходит процесс деления ядер. При этом осуществляется распад тяжелого ядра на два осколка, которые, находясь в очень возбужденном состоянии, излучают нейтроны (и др. частицы). Нейтроны, в свою очередь, вызывают новые процессы деления, в результате которых излучается еще большее количество нейтронов. Этот непрерывный процесс распада носит название цепной ядерной реакции, характерной особенностью которой является выделение большого количества энергии. Производство этой энергии и является целью работы атомной электростанции (АЭС).

Производственный процесс включает в себя следующие этапы:

1. 1. преобразование ядерной энергии в тепловую;
2. 2. превращение тепловой энергии в механическую;
3. 3. преобразование механической энергии в электрическую.

На первом этапе в реактор выполняется загрузка ядерного топлива (уран-235) для запуска контролируемой цепной реакции. Топливо высвобождает тепловые или медленные нейтроны, что приводит к выделению значительного количества тепла. Для отведения тепла из активной зоны реактора используется теплоноситель, который пропускается через весь объем активной зоны. Он может иметь жидкую или газообразную форму. Образующаяся тепловая энергия служит в дальнейшем для генерации пара в парогенераторе (теплообменнике).

На втором этапе осуществляется подача пара в турбогенератор. Здесь происходит преобразование тепловой энергии пара в механическую – энергию вращения турбины.

На третьем этапе, с помощью генератора происходит преобразование механической энергии вращения турбины в электрическую, которая далее направляется к потребителям.

На “тяжелой воде”

В Канаде был разработан совершенно иной подход и типы ядерных реакторов. Их  цепная реакция деления используют “тяжелую воду” (D₂O, а не H₂O, где дейтерий (D) состоит из одного протона и одного нейрона) в качестве замедлителя и хладагента. D₂O встречается естественным образом как очень малая составляющая обычной воды-одна на каждые 3200 молекул. Преимущество использования тяжелой воды заключается в том, что природный уран может служить топливом для реактора—по сути, вода “обогащается” (химическими и фракционными методами дистилляции), а не ураном. То есть используется менее обогащенный уран.

Еще одним преимуществом типа реакторов на тяжелой воде  является то, что они могут быть заправлены в режиме on-line, поэтому их не нужно отключать для дозаправки. Поскольку в реакторах используются тяжелые металлы, они производят больше плутония из своего уранового топлива, что увеличивает риск распространения радиации.

Первая электростанция в мире

Самая первая центральная электростанция, the Pearl Street, была сдана в эксплуатацию 4 сентября 1882 года в Нью-Йорке.

Станция была построена при поддержке Edison Illuminating Company, которую возглавлял Томас Эдисон.

На ней были установлены несколько генераторов Эдисона общей мощностью свыше 500 кВт.

Станция снабжала электроэнергией целый район Нью-Йорка площадью около 2,5 квадратных километров.

Станция сгорела дотла в 1890году, сохранилась только одна динамо-машина, которая сейчас находится в музее the Greenfield Village, Мичиган.

30 сентября 1882 года заработала первая гидроэлектростанция the Vulcan Street в штате Висконсин. Автором проекта был Г.Д. Роджерс, глава компании the Appleton Paper & Pulp.

На станции был установлен генератор с мощностью приблизительно 12.5 кВт. Электричества хватало на дом Роджерса и на две его бумажные фабрики.

Электростанция Gloucester Road. Брайтон был одним из первых городов в Великобритании с непрерывным электроснабжением.

В 1882 году Роберт Хаммонд основал компанию Hammond Electric Light , а 27 февраля 1882 года он открыл электростанцию Gloucester Road.

Станция состояла из динамо щетки, которая использовалась, чтобы привести в действие шестнадцать дуговых ламп.

В 1885 году электростанция Gloucester была куплена компанией Brighton Electric Light. Позже на этой территории была построена новая станция, состоящая из трех динамо щеток с 40 лампами.

Электростанция Зимнего дворца

В 1886 году в одном из внутренних дворов Нового Эрмитажа была построена электростанция.

Автором проекта выступил техник дворцового управления Василий Леонтьевич Пашков.

Электростанция была крупнейшей во всей Европе, не только на момент постройки, но и на протяжении последующих 15 лет.

Ранее для освещения Зимнего дворца использовались свечи, с 1861 года начали использовать газовые светильники. Так как электролампы имели большее преимущество, были начаты разработки по внедрению электроосвещения.

Прежде чем здание было полностью переведено на электричество, освещении при помощи ламп использовали для освещения дворцовых зал во время рождественских и новогодних праздников 1885 года.

9 ноября 1885 года, проект строительства «фабрики электричества» был одобрен императором Александром III. Проект включал электрификацию Зимнего дворца, зданий Эрмитажа, дворовой и прилегающей территории в течение трех лет до 1888 года.

Была необходимость исключить возможность вибрации здания от работы паровых машин, размещение электростанции предусмотрели в отдельном павильоне из стекла и металла. Его разместили во втором дворе Эрмитажа, с тех пор называемом «Электрическим».

Как выглядела станция

Здание станции занимало площадь 630 м², состояло из машинного отделения с 6 котлами, 4 паровыми машинами и 2 локомобилями и помещения с 36 электрическими динамо-машинами. Общая мощность достигала 445 л.с.

Было предложено три режима освещения:

• полное (праздничное) включать пять раз в году (4888 ламп накаливания и 10 свечей Яблочкова);
• рабочее – 230 ламп накаливания;
• дежурное (ночное) – 304 лампы накаливания.
  Станция потребляла около 30 тыс. пудов (520 т) угля в год.

Защита

Поскольку предназначенное для загрузки в реактор само по себе ядерное топливо слабо радиоактивно, обращаться с ним можно без применения экранирования. После того как реактор проработает некоторое время и расщепляющийся материал будет частично использован, активность топлива возрастет приблизительно в 10 раз из-за образования радиоактивных продуктов деления ядер. По этой причине для экранирования продуктов деления требуется очень мощная защита вокруг активной зоны реактора

Вот почему так важно, чтобы герметичное сооружение, изолирующее реактор, не нарушило своей целостности, иначе радиоактивные вещества вырвутся в окружающую среду

История «мирного атома» в СССР и России

XX век навсегда останется в истории точкой отсчёта покорения «атома». Незадолго до его начала английские физики Джозеф Томсон и Эрнест Резерфорд использовали радиоактивные частицы при изучении процесса ионизации. Первая ядерная реакция была осуществлена Резерфордом во время бомбардировки атомов азота α-частицами в 1919 году.

Тремя годами позже в Петрограде под руководством академика Вернадского начал работу Радиевый институт. Учреждение объединило в себе все организации города, работающие в области радиологии. В плане практической деятельности институт осуществлял научное руководство радиевым рудником и заводом посёлка Бондюга в Татарстане.

На базе учебного заведения в 1933 году проводится Всесоюзная научная конференция, посвящённая проблемам ядерной физики. 1939 год ознаменовался открытием возможности урановой ядерной реакции, в разработке которой приняли участие выдающиеся советские учёные того времени. Через год Президиумом Академии Наук СССР утверждается программа научных исследований.

Вторая мировая война, осуществление управляемой ядерной реакции Э. Ферми в Чикаго, бомбардировка атомными бомбами японских городов Хиросима и Нагасаки и последующие события внесли жёсткие коррективы в работу учёных-ядерщиков. Во главе работ по урану ставят профессора И. В. Курчатова. Создаётся профильная лаборатория, затем институт, который существует и поныне. Чрезвычайная упорная работа приносит результаты:

• 1944 год – первые килограммы чистого урана на территории Европы и Азии;
• 1946 год – запущен первый в Евразии реактор;
• 29 августа 1949 года на полигоне под Семипалатинском испытана первая в СССР атомная бомба;
• 1953 год – водородная бомба;
• 26 июня 1954 года первая в мире атомная электростанция (реактор «Атом мирный») в городе Обнинске, СССР, дала электрический ток.

Помимо чисто военных целей (бомбы, ракеты, подводные лодки), ядерная энергия начинает использоваться в народном хозяйстве и научных исследованиях. Кроме электростанции, в 60-ых годах прошлого века был запущен в работу исследовательский реактор на быстрых нейтронах, появился первый атомный ледокол – «Ленин».

Атомная энергетика России

Строительство атомных электростанций в нашей стране принимает широкие масштабы. 1958 год. Запущена первая очередь Сибирской АЭС (атомная электрическая станция), начато сооружение промышленной Белоярской атомной электростанции. В сентябре 1964 года вступает в строй первый энергоагрегат Нововоронежской АЭС. 1973 год – Ленинградская атомная станция.

Так продолжается вплоть до 1986 года, когда катастрофа планетарного масштаба на Чернобыльской электростанции вынудила пересмотреть доктрину ядерной энергетической безопасности. На территории СССР появилось 11 недостроенных атомных объектов. 

После распада Советского Союза в атомной отрасли произошёл целый ряд структурных изменений. Одно ведомство сменяло другое. В 1992 году путём преобразований было создано профильное министерство. Огромные экономические трудности привели к стагнации ядерной индустрии страны. Лишь благодаря высокой потребности в энергоресурсах и активной позиции специалистов атомные мощности и ресурсный человеческий потенциал в значительной степени удалось сохранить. В конце 1991 года в работе оставались 28 энергоблоков производительностью 20 242 МВт.

Для справки: общая мощность электростанций страны составляла на начало 1992 года 211 755 МВт. С 2000 года открывается новый этап атомной энергетики России.

Атомные электростанции России

Балаковская АЭС

Расположена рядом с городом Балаково, Саратовской области, на левом берегу Саратовского водохранилища. Состоит из четырёх блоков ВВЭР-1000, введённых в эксплуатацию в 1985, 1987, 1988 и 1993 годах.

Балаковская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Ежегодно она вырабатывает более 30 миллиардов кВт•ч электроэнергии. В случае ввода в строй второй очереди, строительство которой было законсервировано в 1990-х, станция могла бы сравняться с самой мощной в Европе Запорожской АЭС.

Белоярская АЭС

Белоярская АЭС расположена в городе Заречный, в Свердловской области, вторая промышленная атомная станция в стране (после Сибирской).

На станции были сооружены четыре энергоблока: два с реакторами на тепловых нейтронах и два с реактором на быстрых нейтронах.

В настоящее время действующими энергоблоками являются 3-й и 4-й энергоблоки с реакторами БН-600 и БН-800 электрической мощностью 600 МВт и 880 МВт соответственно.

БН-600 сдан в эксплуатацию в апреле 1980 — первый в мире энергоблок промышленного масштаба с реактором на быстрых нейтронах.

БН-800 сдан в промышленную эксплуатацию в ноябре 2016 г. Он также является крупнейшим в мире энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах.

Билибинская АЭС

Расположена рядом с городом Билибино Чукотского автономного округа. Состоит из четырёх блоков ЭГП-6 мощностью по 12 МВт, введённых в эксплуатацию в 1974 (два блока), 1975 и 1976 годах.

Вырабатывает электрическую и тепловую энергию.

Калининская АЭС

Калининская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Расположена на севере Тверской области, на южном берегу озера Удомля и около одноимённого города.

Состоит из четырёх энергоблоков, с реакторами типа ВВЭР-1000, электрической мощностью 1000 МВт, которые были введены в эксплуатацию в 1984, 1986, 2004 и 2011 годах.

4 июня 2006 года было подписано соглашение о строительстве четвёртого энергоблока, который ввели в строй в 2011 году.

Кольская АЭС

Кольская АЭС расположена рядом с городом Полярные Зори Мурманской области, на берегу озера Имандра.

Состоит из четырёх блоков ВВЭР-440, введённых в эксплуатацию в 1973, 1974, 1981 и 1984 годах.
Мощность станции — 1760 МВт.

Курская АЭС

Курская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Расположена рядом с городом Курчатов Курской области, на берегу реки Сейм.

Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1976, 1979, 1983 и 1985 годах.

Мощность станции — 4000 МВт.

Ленинградская АЭС

Ленинградская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Расположена рядом с городом Сосновый Бор Ленинградской области, на побережье Финского залива.

Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1973, 1975, 1979 и 1981 годах.

Мощность станции — 4 ГВт. В 2007 году выработка составила 24,635 млрд кВт•ч.

Нововоронежская АЭС

Расположена в Воронежской области рядом с городом Воронеж, на левом берегу реки Дон. Состоит из двух блоков ВВЭР.

На 85 % обеспечивает Воронежскую область электрической энергией, на 50 % обеспечивает город Нововоронеж теплом.

Мощность станции (без учёта Нововоронежской АЭС-2) — 1440 МВт.

Ростовская АЭС

Расположена в Ростовской области около города Волгодонск. Электрическая мощность первого энергоблока составляет 1000 МВт, в 2010 году подключен к сети второй энергоблок станции.

В 2001—2010 годах станция носила название «Волгодонская АЭС», с пуском второго энергоблока АЭС станция была официально переименована в Ростовскую АЭС.

В 2008 году АЭС произвела 8,12 млрд кВт-час электроэнергии. Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) составил 92,45 %. С момента пуска (2001) выработала свыше 60 млрд кВт-час электроэнергии.

Смоленская АЭС

Расположена рядом с городом Десногорск Смоленской области. Станция состоит из трёх энергоблоков, с реакторами типа РБМК-1000, которые введены в эксплуатацию в 1982, 1985 и 1990 годах.

В состав каждого энергоблока входят: один реактор тепловой мощностью 3200 МВт и два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт каждый.