В России по сей день работают семь реакторов, идентичных тем, что были использованы в Чернобыле – два реактора РБМК на Ленинградской, три – на Смоленской и еще два – на Курской АЭС. На Ленинградской АЭС останов двух последних блоков РБМК ожидается в 2030 году, в прошлом году они получили разрешение на работу в течение 50 лет. На Курской АЭС, получившей аналогичное продление ресурса, остановка двух последних блоков РБМК запланирована на 2033 и 2035 год, а на Смоленской АЭС три оставшихся блока продолжат работать, соответственно, вплоть до 2032, 2035 и 2040 годов, также выйдя по ресурсу работы на 50-летнюю отметку.
Реакторы «чернобыльской» серии РБМК, в отличие от более современных реакторов серии ВВЭР, в которых есть полностью изолированный первый водяной контур, отделенный от второго контура, работающего с турбиной, используют старую – простую и эффективную одноконтурную схему. У РБМК пар, образующийся в активной зоне реактора, проходит через барабан-сепараторы и напрямую поступает в турбину.
Одноконтурная схема позволяет добиться лучшего термодинамического совершенства реакторной установки за счет устранения теплообменника между первым и вторым водяными контурами, но имеет свой негативный эффект. Вода первого контура, проходящая через активную зону реактора, активируется нейтронами, а также загрязняется продуктами коррозии и деления, если имеются дефекты в тепловыделяющих элементах. В результате турбины, конденсаторы и трубопроводы в машзале блоков РБМК накапливают радиоактивность. Кроме того, реакторы серии РБМК-1000 производят в десятки раз больший выброс радиоактивных веществ в атмосферу (например, изотопа азота-16), нежели двухконтурные реакторы ВВЭР сравнимой мощности.
Впрочем, «в десятки раз больше» – это лишь относительные показатели. В абсолютных все абсолютно в порядке. Например, мониторинг радиационного фона на территории Смоленской АЭС и близлежащих наблюдаемых территориях показывает соответствие наблюдаемого уровня радиоактивности естественным природным значениям на протяжении всего периода эксплуатации станции.
Возможно ли повторение инцидента, сравнимого по последствиям с Чернобылем? Категорически нет. «Сегодня российские атомные реакторы исключают "чернобыльский сценарий"», – заявил глава Росатома Алексей Лихачев. По его словам, «авария заставила нас кардинально пересмотреть подходы к безопасности». И хотя сам по себе Чернобыль оказался трагическим стечением целого ряда уникальных обстоятельств и грубых ошибок персонала – сразу после Чернобыля реакторы РБМК реконструировали, чтобы исключить даже гипотетическую вероятность крупной аварии.
Росатом планирует полностью заменить реакторы РБМК-1000 новыми энергоблоками ВВЭР-ТОИ в течение ближайших 15 лет. Этот процесс уже стартовал на Курской АЭС, где новый энергоблок Курск 2-1 с реактором ВВЭР-ТОИ был подключен к сети 1 января 2026 года.
ВВЭР-ТОИ – это наиболее продвинутые реакторы III поколения (РБМК относятся еще к второму поколению реакторов). Второе поколение – это основная масса действующих сегодня АЭС. Однако ряд аварий реакторов II поколения (Три-Майл-Айленд, Фукусима, Чернобыль) показал, что требования по безопасности, заложенные при проектировании и строительстве этих станций, были недостаточными.
Результатом работы над ошибками стала разработка современного поколения ядерных реакторов – III поколения , с акцентом на безопасность, модульность и увеличение срока службы. Системы безопасности реакторов III поколения работают без участия человека или внешнего электропитания, используя физические законы – такие как гравитация или естественная циркуляция воздуха. Например, в случае аварии, связанной с расплавлением активной зоны реактора, в энергоблоках III поколения под прочным корпусом реактора установлена так называемая ловушка расплава, которая удерживает и деактивирует в своем объеме весь раскаленный расплав, образующийся при плавлении активной зоны – кориум.
Усилен и внешний контур безопасности –
реакторы III поколения способны выдержать прямое падение самолета или выстрел из орудия полевой артиллерии, защищены от землетрясений и цунами.
Моделирование показало, что III поколение АЭС где-то в 20 раз безопаснее предыдущего при несравнимо меньших последствиях любой аварии. Есть и экономические преимущества: системы III поколения рассчитаны на более длительный срок службы – до 60 и более лет, они работают с более глубоким выгоранием ядерного топлива, что позволяет увеличить периоды между перегрузками топлива и снизить эксплуатационные расходы.
Реакторы следующего, IV поколения пока что реализованы в виде опытных конструкций. Существуют несколько экспериментальных технологий и образцов.
Так, в США несколько небольших компаний взялись за реализацию проектов реакторов на расплавах солей – технологии, которая считается потенциально обладающей наибольшей пассивной безопасностью. Теплоносителем в таких реакторах является смесь расплавленных солей, которая может работать при высоких температурах, обеспечивая высокую термодинамическую эффективность реактора, но оставаясь при этом при низком давлении.
Однако
реакторы на расплавах солей имеют одну «ахиллесову пяту», которую безуспешно пытаются решить еще с 1960-х годов.
Это крайне сложная химия топлива и материалов корпуса. Внутри расплава солей содержится в полном составе вся таблица Менделеева, что создает очень коррозионно-активную среду в условиях мощного ионизирующего излучения. В результате при всей конструкторской простоте такого реактора нет ответа на главный вопрос: каков его реальный ресурс и, как следствие, какую безопасность может обеспечить его конструкция.
Второй перспективный концепт, который дошел уже до стадии опытной эксплуатации – это высокотемпературный газовый реактор. Такие реакторы работают при гораздо более высоких температурах – до 1000 °C, что позволяет не только значительно повысить термодинамическое совершенство и КПД, но и проводить высокотемпературный электролиз или серно-йодный цикл для производства водорода. В 2023 году в Китае введен в опытную эксплуатацию высокотемпературный газовый реактор HTR-PM на блоке I АЭС Шидаовань. КПД производства электроэнергии на этом реакторе заявлен на уровне в 40%, против 31-33%, характерных для большинства энергоблоков II и III поколения.
Наиболее же развитая конструкция реактора IV поколения – это натриевый реактор на быстрых нейтронах. Флагманом этого направления выступает Россия,
которая накопила огромный опыт в постройке и эксплуатации опытно-промышленных реакторов серии БН (БН-650, БН-800), а в 2025 году начала подготовку строительной площадки под сооружение серийного промышленного реактора БН-1200 с натриевым теплоносителем на быстрых нейтронах и с электрической мощностью 1220 МВт.
Главная цель российского «натриевого проекта» – разработка устойчивого замкнутого топливного цикла (ЗЯТЦ). Реакторы серии БН решают для ЗЯТЦ сразу две задачи – это наработка плутониевого топлива из «балластного» изотопа урана-238 и дожигание минорных актинидов, опасных изотопов, которые накапливаются в отработанном ядерном топливе (ОЯТ).
В России разрабатывается и проект МОКС-топлива (смешанное оксидное уран-плутониевое топливо), который позволяет вовлечь в ядерную энергетику огромные количества изотопа урана-238, составляющего более 99% всего природного урана. Основным потребителем МОКС-топлива является энергоблок IV Белоярской АЭС с реактором БН-800. В 2026 году началась опытная эксплуатация МОКС-топлива на Балаковской АЭС, в реакторе ВВЭР-1000, что позволяет перевести на уран-плутониевое топливо значительный парк легководных реакторов серии ВВЭР.
А в апреле 2026 года на уже упомянутом реакторе БН-800 Белоярской АЭС завершилась первая в мире программа опытно-промышленной эксплуатации уран-плутониевого МОКС-топлива с добавлением и дожиганием так называемых минорных актинидов – наиболее радиотоксичных и долгоживущих компонентов ОЯТ. Так Россия сделала шаг к тому, чтобы создать «вечный» ядерный цикл, где все отходы АЭС вновь превращаются в энергию.