Первая АЭС на быстрых нейтронах

Бело­яр­ская АЭС

После пуска и успеш­ной экс­плу­а­тации Пер­вой в мире АЭС в 1955 году по иници­а­тиве И. Кур­ча­това было при­нято реше­ние о стро­и­тельстве на Урале промыш­лен­ной атом­ной элек­тро­станции с водо-водя­ным реак­то­ром каналь­ного типа. К осо­бен­но­стям этого типа реак­то­ров отно­сится перегрев пара до высо­ких парамет­ров непо­сред­ственно в актив­ной зоне, что откры­вало возмож­ность для исполь­зо­ва­ния серий­ного тур­бин­ного обо­ру­до­ва­ния.

В 1958 году в цен­тре Рос­сии в одном из живопис­нейших угол­ков уральской при­роды раз­вер­ну­лось стро­и­тельство Бело­яр­ской АЭС. Для мон­таж­ни­ков эта станция нача­лась еще в 1957 году, а так как в те времена тема атом­ных станций была закрыта, в пере­писке и жизни она назы­ва­лась Бело­яр­ская ГРЭС. Начи­нали эту станцию работ­ники тре­ста «Уралэнерго­мон­таж». Их уси­ли­ями в 1959 году была создана база с цехом изго­тов­ле­ния водо­па­ропро­во­дов (1 кон­тур реак­тора), постро­ено три жилых дома в поселке Зареч­ный и начато воз­ве­де­ние глав­ного корпуса.

В 1959 году на стро­и­тельстве появи­лись работ­ники тре­ста «Цен­троэнерго­мон­таж», кото­рым пору­ча­лось мон­ти­ро­вать реак­тор. В конце 1959 года на стро­и­тельство АЭС был пере­ба­зи­ро­ван уча­сток из Дорого­бужа Смо­лен­ской обла­сти и мон­таж­ные работы возгла­вил В. Нев­ский, будущий дирек­тор Бело­яр­ской АЭС. Все работы по мон­тажу теп­ломе­ха­ни­че­ского обо­ру­до­ва­ния были пол­но­стью пере­даны тре­сту «Цен­троэнерго­мон­таж».

Интен­сив­ный период стро­и­тельства Бело­яр­ской АЭС начался с 1960 года. В это время мон­таж­ни­кам при­ш­лось вме­сте с веде­нием стро­и­тель­ных работ осва­и­вать новые тех­но­логии по мон­тажу нержа­веющих тру­бопро­во­дов, облицо­вок спецпомеще­ний и хра­ни­лищ радио­ак­тив­ных отхо­дов, мон­таж кон­струкций реак­тора, гра­фи­то­вую кладку, авто­ма­ти­че­скую сварку и т.д. Обу­ча­лись на ходу у спе­ци­а­ли­стов, кото­рые уже при­нимали уча­стие в сооруже­нии атом­ных объек­тов. Перейдя от тех­но­логии мон­тажа теп­ло­вых элек­тро­станции к мон­тажу обо­ру­до­ва­ния атом­ных элек­тро­станций, работ­ники «Цен­троэнерго­мон­тажа» успешно спра­ви­лись со сво­ими зада­чами, и 26 апреля 1964 года пер­вый энерго­блок Бело­яр­ской АЭС с реак­то­ром АМБ-100 выдал пер­вый ток в Сверд­лов­скую энерго­си­стему. Это событие наряду с вво­дом в экс­плу­а­тацию 1-го энерго­блока Ново­во­ро­неж­ской АЭС озна­чало рож­де­ние большой ядер­ной энерге­тики страны.

Реак­тор АМБ-100 стал даль­нейшим усо­вершен­ство­ва­нием кон­струкции реак­тора Пер­вой в мире атом­ной элек­тро­станции в Обнин­ске. Он пред­став­лял собой реак­тор каналь­ного типа с более высо­кими теп­ло­выми харак­те­ри­сти­ками актив­ной зоны. Полу­че­ние пара высо­ких парамет­ров за счет ядер­ного перегрева непо­сред­ственно в реак­торе стало большим шагом впе­ред в раз­ви­тии атом­ной энерге­тики. Реак­тор рабо­тал в одном блоке с тур­бо­ге­не­ра­то­ром мощ­но­стью 100 МВт.

В кон­струк­тив­ном отноше­нии реак­тор пер­вого энерго­блока Бело­яр­ской АЭС ока­зался инте­ре­сен тем, что он созда­вался фак­ти­че­ски бес­корпус­ным, т. е, реак­тор не имел тяже­лого много­тон­ного проч­ного корпуса, как, скажем, ана­логич­ный по мощ­но­сти реак­тор водо-водя­ного типа ВВЭР с корпу­сом дли­ной 11-12 м, диамет­ром 3-3,5 м, толщи­ной сте­нок и днища 100-150 мм и более. Возмож­ность стро­и­тельства АЭС с реак­то­рами бес­корпус­ного каналь­ного типа ока­за­лась весьма заман­чи­вой, поскольку осво­бож­дала заводы тяже­лого маши­но­стро­е­ния от необ­хо­димо­сти изго­тов­ле­ния сталь­ных изде­лий мас­сой 200-500 т. Но осуществ­ле­ние ядер­ного перегрева непо­сред­ственно в реак­торе ока­за­лось свя­зано с извест­ными труд­но­стями регу­ли­ро­ва­ния процесса, осо­бенно в части кон­троля за его ходом, с тре­бо­ва­нием точ­но­сти работы очень многих при­бо­ров, нали­чием большого коли­че­ства труб раз­лич­ных разме­ров, нахо­дящихся под высо­ким дав­ле­нием, и т. д.

Пер­вый блок Бело­яр­ской АЭС достиг пол­ной про­ект­ной мощ­но­сти, однако из-за отно­си­тельно небольшой уста­нов­лен­ной мощ­но­сти блока (100 МВт), слож­но­сти его тех­но­логи­че­ских кана­лов и, сле­до­ва­тельно, дорого­визны, сто­и­мость 1 кВтч элек­троэнергии ока­за­лось суще­ственно выше, чем у теп­ло­вых станций Урала.

Вто­рой блок Бело­яр­ской АЭС с реак­то­ром АМБ-200 был построен быст­рее, без больших напряже­ний в работе, так как стро­и­тельно-мон­таж­ный кол­лек­тив был уже подго­тов­лен. Реак­тор­ная уста­новка была зна­чи­тельно усо­вершен­ство­вана. Она имела одно­кон­тур­ную схему охла­жде­ния, что упро­стило тех­но­логи­че­скую схему всей АЭС. Так же как в пер­вом энерго­блоке, глав­ная осо­бен­ность реак­тора АМБ-200 выдаче пара высо­ких парамет­ров непо­сред­ственно в тур­бину. 31 декабря 1967 года энерго­блок № 2 был вклю­чен в сеть — этим было завершено сооруже­ние 1-й оче­реди станции.

Зна­чи­тель­ная часть исто­рии экс­плу­а­тации 1-й оче­реди БАЭС была напол­нена роман­ти­кой и драма­тизмом, свойствен­ными всему новому. В осо­бен­но­сти это было при­суще пери­оду осво­е­ния бло­ков. Счи­та­лось, что про­блем в этом быть не должно — были про­то­типы от реак­тора АМ «Пер­вой в мире» до промыш­лен­ных реак­то­ров для нара­ботки плу­то­ния, на кото­рых апро­би­ро­ва­лись основ­ные концепции, тех­но­логии, кон­струк­тив­ные реше­ния, многие типы обо­ру­до­ва­ния и систем, и даже зна­чи­тель­ная часть тех­но­логи­че­ских режимов. Однако ока­за­лось, что раз­ница между промыш­лен­ной АЭС и ее пред­ше­ствен­ни­ками настолько велика и свое­об­разна, что воз­никли новые, ранее неве­домые про­блемы.

Наи­бо­лее круп­ной и явной из них ока­за­лась неудо­вле­тво­ри­тель­ная надеж­ность испа­ри­тель­ных и паропе­регре­ва­тель­ных кана­лов. После непро­должи­тель­ного пери­ода их работы появ­ля­лась разгерме­ти­за­ция твэ­лов по газу или течь теп­ло­но­си­теля с непри­ем­лемыми послед­стви­ями для гра­фи­то­вой кладки реак­то­ров, тех­но­логи­че­ских режимов экс­плу­а­тации и ремонта, ради­аци­он­ного воз­действия на пер­со­нал и окружающую среду. По науч­ным кано­нам и рас­чет­ным норма­ти­вам того времени этого не должно было быть. Углуб­лен­ные иссле­до­ва­ния этого нового явле­ния заста­вили пере­смот­реть уста­но­вивши­еся пред­став­ле­ния о фун­дамен­таль­ных зако­номер­но­стях кипе­ния воды в тру­бах, так как даже при малой плот­но­сти теп­ло­вого потока воз­ни­кал неиз­вест­ный ранее вид кри­зиса теп­ло­обмена, кото­рый был открыт в 1979 году В. Е. Дорощу­ком (ВТИ) и впо­след­ствии назван «кри­зис теп­ло­обмена II рода».

В 1968 году было при­нято реше­ние о стро­и­тельстве на Бело­яр­ской АЭС тре­тьего энерго­блока с реак­то­ром на быст­рых нейтро­нах — БН-600. Науч­ное руко­вод­ство созда­нием БН-600 осуществ­ля­лось Физико-энерге­ти­че­ским инсти­ту­том, про­ект реак­тор­ной уста­новки был выпол­нен Опыт­ным кон­струк­тор­ским бюро маши­но­стро­е­ния, а гене­раль­ное про­ек­ти­ро­ва­ние блока осуществ­ляло Ленинград­ское отде­ле­ние «Атомэлек­тропро­ект». Строил блок гене­раль­ный под­ряд­чик — трест «Уралэнерго­строй».

При его про­ек­ти­ро­ва­нии учи­ты­вался опыт экс­плу­а­тации реак­то­ров БН-350 в г. Шев­ченко и реак­тора БОР-60. Для БН-600 была при­нята более эко­номич­ная и кон­струк­тивно удач­ная интеграль­ная компо­новка пер­вого кон­тура, в соот­вет­ствии с кото­рой актив­ная зона реак­тора, насосы и промежу­точ­ные теп­ло­обмен­ники размещаются в одном корпусе. Корпус реак­тора, имеющий диаметр 12,8 м и высоту 12,5 м, уста­нав­ли­вался на кат­ко­вых опо­рах, закреп­лен­ных на фун­дамент­ной плите шахты реак­тора. Масса реак­тора в сборе состав­ляла 3900 т., а общее коли­че­ство натрия в уста­новке пре­вышает 1900 тонн. Био­логи­че­ская защита была выпол­нена из сталь­ных цилин­дри­че­ских экра­нов, сталь­ных бол­ва­нок и труб с гра­фи­то­вым запол­ни­те­лем.

Тре­бо­ва­ния к каче­ству мон­таж­ных и сва­роч­ных работ для БН-600 ока­за­лись на поря­док выше достиг­ну­тых ранее, и кол­лек­тиву мон­таж­ни­ков при­ш­лось срочно пере­обу­чать пер­со­нал и осва­и­вать новые тех­но­логии. Так в 1972 году при сборке корпуса реак­тора из аусте­нит­ных ста­лей на кон­троле про­све­чи­ва­нием круп­ных свар­ных швов впер­вые был при­ме­нен бета­трон.

Кроме того, при мон­таже внут­ри­корпус­ных устройств реак­тора БН-600 предъяв­ля­лись осо­бые тре­бо­ва­ния по чистоте, велась реги­страция всех вно­симых и выно­симых дета­лей из внут­ри­ре­ак­тор­ного про­стран­ства. Это было обу­слов­лено невозмож­но­стью в даль­нейшем промывки реак­тора и тру­бопро­во­дов с теп­ло­но­си­те­лем-натрием.

Большую роль в раз­ра­ботке тех­но­логии мон­тажа реак­тора сыг­рал Нико­лай Мура­вьев, кото­рого уда­лось при­гла­сить на работу из Ниж­него Новго­рода, где он раньше рабо­тал в кон­струк­тор­ском бюро. Он являлся одним из раз­ра­бот­чи­ков про­екта реак­тора БН-600, и к тому времени уже нахо­дился на пен­сии.

Кол­лек­тив мон­таж­ни­ков успешно спра­вился с постав­лен­ными зада­чами по мон­тажу блока на быст­рых нейтро­нах. Заливка реак­тора натрием пока­зала, что чистота кон­тура была выдер­жана даже выше тре­бу­емой, так как темпе­ра­тура засты­ва­ния натрия, кото­рая зави­сит в жид­ком металле от нали­чия посто­рон­них загряз­не­ний и окис­лов, ока­за­лась ниже достиг­ну­тых на мон­таже реак­то­ров БН-350, БОР-60 в СССР и АЭС «Феникс» во Франции.

Успех работы мон­таж­ных кол­лек­ти­вов на сооруже­нии Бело­яр­ской АЭС во многом зави­сел от руко­во­ди­те­лей. Сна­чала это был Павел Рябуха, потом при­шел моло­дой энергич­ный Вла­ди­мир Нев­ский, затем его сме­нил Вазген Каза­ров. В. Нев­ский много сде­лал для ста­нов­ле­ния кол­лек­тива мон­таж­ни­ков. В 1963 году его назна­чили дирек­то­ром Бело­яр­ской АЭС, а в даль­нейшем он возгла­вил «Гла­ва­томэнерго», где много тру­дился для ста­нов­ле­ния атом­ной энерге­тики страны.

Нако­нец, 8 апреля 1980 г. состо­ялся энерге­ти­че­ский пуск энерго­блока № 3 Бело­яр­ской АЭС с реак­то­ром на быст­рых нейтро­нах БН-600. Неко­то­рые про­ект­ные харак­те­ри­стики БН-600:

• элек­три­че­ская мощ­ность — 600 МВт;
• теп­ло­вая мощ­ность — 1470 МВт;
• темпе­ра­тура пара — 505 ^оС;
• дав­ле­ние пара — 13,7 МПа;
• тер­мо­ди­нами­че­ский КПД брутто — 40,59 %.

Сле­дует спе­ци­ально оста­но­виться на опыте обраще­ния с натрием в каче­стве теп­ло­но­си­теля. Он имеет непло­хие теп­лофи­зи­че­ские и удо­вле­тво­ри­тель­ные ядерно-физи­че­ские свойства, хорошо совме­стим с нержа­веющими ста­лями, дву­оки­сью урана и плу­то­ния. Нако­нец, он не дефици­тен и отно­си­тельно недо­рог. Однако он весьма хими­че­ски акти­вен, из-за чего его при­ме­не­ние потре­бо­вало реше­ния, по край­ней мере, двух серьез­ных задач: све­де­ния к минимуму веро­ят­но­сти течи натрия из кон­ту­ров цир­ку­ляции и меж­кон­тур­ных течей в паро­ге­не­ра­то­рах и обес­пе­че­ния эффек­тив­ной лока­ли­за­ции и пре­краще­ния горе­ния натрия в слу­чае го утечки.

Пер­вая задача в целом довольно успешно была решена в ста­дии раз­ра­ботки про­ек­тов обо­ру­до­ва­ния и тру­бопро­во­дов. Весьма удач­ной ока­за­лась интеграль­ная компо­новка реак­тора, при кото­рой все основ­ное обо­ру­до­ва­ние и тру­бопро­воды 1-го кон­тура с радио­ак­тив­ным натрием были «спря­таны» внутри корпуса реак­тора, и поэтому его утечка в принципе ока­за­лась возмож­ной только из немного­чис­лен­ных вспомога­тель­ных систем.

И хотя БН-600 сегодня явля­ется самым круп­ным энерго­бло­ком с реак­то­ром на быст­рых нейтро­нах в мире, Бело­яр­ская АЭС не вхо­дит в число атом­ных станций с большой уста­нов­лен­ной мощ­но­стью. Ее отли­чия и досто­ин­ства опре­де­ляются новиз­ной и уни­каль­но­стью про­из­вод­ства, его целей, тех­но­логии и обо­ру­до­ва­ния. Все реак­тор­ные уста­новки БелАЭС были пред­на­зна­чены для опытно-промыш­лен­ного под­твер­жде­ния или отрица­ния заложен­ных про­ек­ти­ровщи­ками и кон­струк­то­рами тех­ни­че­ских идей и реше­ний, иссле­до­ва­ния тех­но­логи­че­ских режимов, кон­струкци­он­ных мате­ри­а­лов, теп­ло­вы­де­ляющих элемен­тов, управ­ляющих и защит­ных систем.

Все три энерго­блока не имеют прямых ана­логов ни у нас в стране, ни за рубежом. В них были воплощены многие из идей пер­спек­тив­ного раз­ви­тия ядер­ной энерге­тики:

• сооружены и осво­ены энерго­блоки с каналь­ными водогра­фи­то­выми реак­то­рами промыш­лен­ных масшта­бов;
• при­ме­нены серий­ные тур­бо­уста­новки высо­ких парамет­ров с КПД теп­ло­си­ло­вого цикла от 36 до 42 %, чего не имеет ни одна АЭС в мире;
• при­ме­нены ТВС, кон­струкция кото­рых исклю­чает возмож­ность попа­да­ний оско­лоч­ной актив­но­сти в теп­ло­но­си­тель даже при раз­ру­ше­нии твэ­лов;
• в пер­вом кон­туре реак­тора 2-го блока при­ме­нены угле­ро­ди­стые стали;
• в зна­чи­тель­ной мере осво­ена тех­но­логия при­ме­не­ния и обраще­ния с жид­коме­тал­ли­че­ским теп­ло­но­си­те­лем;

Бело­яр­ской АЭС пер­вой из атом­ных элек­тро­станций Рос­сии столк­ну­лась на прак­тике с необ­хо­димо­стью реше­ния задачи вывода из экс­плу­а­тации отра­бо­тавших ресурс реак­тор­ных уста­но­вок. Раз­ви­тие этого весьма акту­аль­ного для всей атом­ной энерге­тики направ­ле­ния дея­тель­но­сти из-за отсут­ствия орга­ни­за­ци­онно-норма­тив­ной докумен­таль­ной базы и нерешен­но­сти вопроса финан­со­вого обес­пе­че­ния имело дли­тель­ный инку­баци­он­ный период.

Более чем 50-лет­ний период экс­плу­а­тации Бело­яр­ской АЭС имеет три доста­точно выражен­ных этапа, каж­дому из кото­рых были при­сущи свои направ­ле­ний дея­тель­но­сти, спе­ци­фи­че­ские труд­но­сти ее осуществ­ле­ния, успехи и разо­ча­ро­ва­ния.

Пер­вый этап (с 1964 года до сере­дины 70-х гг.) был все­цело свя­зан с пус­ком, осво­е­нием и достиже­нием про­ект­ного уровня мощ­но­сти энерго­бло­ков 1-й оче­реди, множе­ством рекон­струк­тив­ных работ и реше­нием про­блем, свя­зан­ных с несо­вершен­ством про­ек­тов бло­ков, тех­но­логи­че­ских режимов и обес­пе­че­нием устой­чи­вой работы топ­лив­ных кана­лов. Все это потре­бо­вало от кол­лек­тива станции огром­ных физи­че­ских и интел­лек­ту­аль­ных уси­лий, кото­рые, к сожа­ле­нию, не увен­ча­лись уве­рен­но­стью в пра­виль­но­сти и пер­спек­тив­но­сти выбора уран-гра­фи­то­вых реак­то­ров с ядер­ным перегре­вом пара для даль­нейшего раз­ви­тия атом­ной энерге­тики. Однако наи­бо­лее суще­ствен­ная часть накоп­лен­ного опыта экс­плу­а­тации 1-й оче­реди была учтена про­ек­ти­ровщи­ками и кон­струк­то­рами при созда­нии уран-гра­фи­то­вых реак­то­ров после­дующего поко­ле­ния.

Начало 70-х годов свя­зано с выбо­ром для даль­нейшего раз­ви­тия атом­ной энерге­тики страны нового направ­ле­ния — реак­тор­ных уста­но­вок на быст­рых нейтро­нах с после­дующей пер­спек­ти­вой стро­и­тельства нескольких энерго­бло­ков с реак­то­рами-раз­множи­те­лями на смешан­ном уран-плу­то­ни­е­вом топ­ливе. При опре­де­ле­нии места стро­и­тельства пер­вого опытно-промыш­лен­ного блока на быст­рых нейтро­нах выбор пал на Бело­яр­скую АЭС. Суще­ствен­ное вли­я­ние на этот выбор ока­зало при­зна­ние спо­соб­но­стей кол­лек­ти­вов стро­и­те­лей, мон­таж­ни­ков и пер­со­нала станции долж­ным обра­зом постро­ить этот уни­каль­ный энерго­блок и в даль­нейшем обес­пе­чить его надеж­ную экс­плу­а­тацию.

Это реше­ние обо­зна­чило вто­рой этап в раз­ви­тии Бело­яр­ской АЭС, кото­рым большей своей частью был завершен с реше­нием Госу­дар­ствен­ной комис­сии о при­емке закон­чен­ного стро­и­тельства энерго­блока с реак­то­ром БН-600 с редко при­ме­ня­емой в прак­тике оцен­кой «отлично».

Обес­пе­че­ние каче­ствен­ного выпол­не­ния работ этого этапа было пору­чено лучшим спе­ци­а­ли­стам как у под­ряд­чи­ков по стро­и­тельству и мон­тажу, так и из состава экс­плу­а­таци­он­ного пер­со­нала станции. Пер­со­нал станции при­об­рел большой опыт в наладке и осво­е­нии обо­ру­до­ва­ния АЭС, что было активно и пло­до­творно исполь­зо­вано в ходе пус­ко­на­ла­доч­ных работ на Чер­но­быльской и Кур­ской АЭС. Особо сле­дует ска­зать о Били­бин­ской АЭС, на кото­рой кроме пуско-нала­доч­ных работ был выпол­нен глу­бо­кий ана­лиз про­екта, на базе кото­рого был вне­сен ряд зна­чи­тель­ных усо­вершен­ство­ва­ний.

С пус­ком в экс­плу­а­тацию тре­тьего блока начался тре­тий этап суще­ство­ва­ния станции, про­должающийся уже более 35 лет. Целями этого этапа было достиже­ние про­ект­ных пока­за­те­лей блока, под­твер­жде­ние прак­ти­кой жиз­не­спо­соб­но­сти кон­струк­тив­ных реше­ний и при­об­ре­те­ние опыта экс­плу­а­тации для после­дующего учета в про­екте серий­ного блока с реак­то­ром-раз­множи­те­лем. Все эти цели к насто­ящему времени успешно достиг­нуты.

Концепции обес­пе­че­ния без­опас­но­сти, заложен­ные в про­екте блока, в целом под­твер­ди­лись. Так как точка кипе­ния натрия почти на 300^оС пре­вышает его рабо­чую темпе­ра­туру, реак­тор БН-600 рабо­тает почти без дав­ле­ния в корпусе реак­тора, кото­рый стало возмож­ным изго­то­вить из высо­ко­пла­стич­ной стали. Это прак­ти­че­ски исклю­чает возмож­ность воз­ник­но­ве­ния быст­ро­раз­ви­вающихся трещин. А трех­кон­тур­ная схема пере­дачи тепла от актив­ной зоны реак­тора с уве­ли­че­нием дав­ле­ния в каж­дом после­дующем кон­туре пол­но­стью исклю­чает возмож­ность попа­да­ния радио­ак­тив­ного натрия 1-го кон­тура во вто­рой (не радио­ак­тив­ный) и тем более — в паро­во­дя­ной тре­тий кон­тур.

Под­твер­жде­нием достиг­ну­того высо­кого уровня без­опас­но­сти и надеж­но­сти БН-600 явля­ется выпол­нен­ный после ава­рии на Чер­но­быльской АЭС ана­лиз без­опас­но­сти, кото­рый не выявил необ­хо­димо­сти каких-либо тех­ни­че­ских усо­вершен­ство­ва­ний сроч­ного харак­тера. Ста­ти­стика сра­ба­ты­ва­ния ава­рий­ных защит, ава­рий­ных отклю­че­ний, непла­но­вых сниже­ний рабо­чей мощ­но­сти и других отка­зов пока­зы­вает, что реак­тор БН-6ОО нахо­дится, по край­ней мере, в числе 25 % лучших ядер­ных бло­ков мира.

По итогам ежегод­ного кон­курса Бело­яр­ская АЭС в 1994, 1995, 1997 и 2001 гг. удо­ста­и­ва­лась зва­ния «Лучшая АЭС Рос­сии».

В предпус­ко­вой ста­дии нахо­дится энерго­блок № 4 с реак­то­ром на быст­рых нейтро­нах БН-800. Новый 4-й энерго­блок с реак­то­ром БН-800‍ мощ­но­стью 880 МВт 27 июня 2014 года был выве­ден на минималь­ный кон­тро­ли­ру­емый уро­вень мощ­но­сти. Энерго­блок при­зван суще­ственно расши­рить топ­лив­ную базу атом­ной энерге­тики и мини­ми­зи­ро­вать радио­ак­тив­ные отходы за счёт орга­ни­за­ции замкну­того ядерно-топ­лив­ного цикла.

Рас­смат­ри­ва­ется возмож­ность даль­нейшего расши­ре­ния Бело­яр­ской АЭС энерго­бло­ком № 5 с быст­рым реак­то­ром мощ­но­стью 1200 МВт — голов­ного коммер­че­ского энерго­блока для серий­ного стро­и­тельства.