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.