Я'дерная энерге'тика, отрасль энергетики , использующая ядерную энергию (атомную энергию) в целях электрификации и теплофикации; область науки и техники, разрабатывающая и использующая на практике методы и средства преобразования ядерной энергии в тепловую и электрическую. Основу Я. э. составляют атомные электростанции (АЭС). Источником энергии на АЭС служит ядерный реактор , в котором протекает управляемая цепная реакция деления ядер тяжёлых элементов, преимущественно ²³⁵ U и ²³⁹ Pu. При делении ядер урана и плутония выделяется тепловая энергия, которая преобразуется затем в электрическую так же, как на обычных тепловых электростанциях . При истощении запасов органического топлива (угля, нефти, газа, торфа) использование ядерного топлива — пока единственно реальный путь надёжного обеспечения человечества необходимой ему энергией. Рост потребления и производства электроэнергии приводит к тому, что в некоторых странах мира уже ощущается нехватка органического топлива и всё большее число развитых стран начинает зависеть от импорта энергоресурсов. Истощение или недостаток топливных энергоресурсов, удорожание их добычи и транспортирования стали одними из причин так называемого «энергетического кризиса» 70-х гг. 20 в. Поэтому в ряде стран ведутся интенсивные работы по освоению новых высокоэффективных методов получения электроэнергии за счёт использования других источников, и в первую очередь ядерной энергии.

  Ни одна отрасль техники не развивалась так быстро, как Я. э.: в 1954 в СССР вступила в строй первая в мире АЭС (г. Обнинск), а в 1978 в СССР, США, Великобритании, Франции, Канаде, Италии, ФРГ, Японии, Швеции, ГДР, ЧССР, НРБ, Швейцарии, Испании, Индии, Пакистане, Аргентине и других странах уже дали ток свыше 200 АЭС, установленная мощность которых превысила 100 Гвт . Доля Я. э. в общем производстве электроэнергии непрерывно растет, и, по некоторым прогнозам, к 2000 году не менее 40% всей электроэнергии будет вырабатываться на АЭС. В программе энергетического строительства СССР также предусматривается опережающее развитие Я. э., особенно на Европейской части территории СССР.

  Все АЭС основаны на ядерных реакторах двух типов: на тепловых и быстрых нейтронах. Реакторы на тепловых нейтронах, как более простые, получили во всём мире, в том числе и в СССР, наибольшее распространение. К моменту создания первой АЭС в СССР уже были разработаны физические основы цепной реакции деления ядер урана в реакторах на тепловых нейтронах; был выбран тип реактора — канальный, гетерогенный, уран-графитовый (теплоноситель — обычная вода). Такой реактор надёжен в эксплуатации и обеспечивает высокую степень безопасности, в частности за счёт дробления контура циркуляции теплоносителя. Перегрузку топлива можно производить «на ходу», во время работы реактора. Тепловая мощность реактора первой АЭС составила 30 Мвт , номинальная электрическая мощность АЭС — 5 Мвт . Пуском Обнинской АЭС была доказана возможность использования нового источника энергии. Опыт, накопленный при сооружении и эксплуатации этой АЭС, использован при строительстве других АЭС в СССР.

  В 1964 была включена в Свердловскую энергосистему Белоярская атомная электростанция им. И. В. Курчатова с реактором на тепловых нейтронах электрической мощностью 100 Мвт , реактор которой существенно отличался от своего предшественника более высокими тепловыми характеристиками за счёт перегрева пара, осуществляемого в активной зоне реактора (т. н. ядерный перегрев). Второй блок Белоярской АЭС усовершенствованной конструкции и более мощный (200 Мвт ) был введён в эксплуатацию в 1967. Реактор имеет одноконтурную систему охлаждения. Основной недостаток ядерного перегрева — повышение температуры в активной зоне реактора, что приводит к необходимости применять температуростойкие материалы (например, нержавеющую сталь) для оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), а это в большинстве случаев ведёт к снижению общей эффективности использования ядерного топлива.

  Установленные на первых АЭС уран-графитовые реакторы канального типа не имеют тяжёлого, громоздкого стального корпуса. строительство АЭС с такими реакторами представляется весьма заманчивым, поскольку оно освобождает заводы тяжёлого машиностроения от изготовления стальных изделий больших габаритов (корпус водо-водяного реактора имеет форму цилиндра диаметром 3—5 м , высотой 11—13 м при толщине стенок 100—250 мм ) с массой 200—500 т . Опыт эксплуатации первых уран-графитовых реакторов, работавших по одноконтурной схеме с кипящей водой в качестве теплоносителя, способствовал созданию одноконтурного уран-графитового кипящего реактора большой мощности — РБМК. Первый такой реактор электрической мощностью 1000 Мвт (РБМК-1000) был установлен в сентябре 1973 на Ленинградской АЭС им. В. И. Ленина (ЛАЭС), а в декабре 1973 первый блок ЛАЭС дал промышленный ток в электрическую сеть Ленэнерго. Второй блок также мощностью 1000 Мвт сдан в эксплуатацию в конце 1975. За 1977 ЛАЭС выработала 12,5 млрд. квт ×ч электроэнергии. Строительство ЛАЭС продолжается, она будет состоять из 4 блоков общей мощностью 4000 Мвт . Тепловая мощность каждого из 4 блоков ЛАЭС 3200 Мвт , 70 Гкал/ч (335 Гдж/ч ) тепла будет отбираться для нужд теплофикации. ЛАЭС является головной из строящихся АЭС в Европейской части СССР.

  В 1976 вступил в строй первый блок Курской АЭС с реактором РБМК электрической мощностью 1000 Мвт . В 1977 вошла в строй Чернобыльская АЭС; заканчивается сооружение Смоленской АЭС и других также с несколькими реакторами РБМК-1000. В 1975 в Литовской ССР развернулось строительство Игналинской АЭС с 4 уран-графитовыми реакторами канального типа электрической мощностью 1500 Мвт каждый. Увеличение единичной мощности реактора РБМК на Игналинской АЭС до 1500 Мвт достигнуто фактически в габаритах реактора РБМК-1000 за счёт усовершенствования, главным образом конструкции ТВЭЛов. Форсирование мощности РБМК-1000 уменьшает удельные капиталовложения на сооружение АЭС, повышает её среднюю удельную мощность. Ведутся (1978) проработки и эксперименты по созданию реакторов типа РБМК электрической мощностью 2000 и 2400 Мвт .

  В СССР с 1974 успешно эксплуатируется АТЭЦ — атомная теплоэлектроцентраль, построенная в районе г. Билибино (Магаданская область). Электрическая мощность Билибинской АТЭЦ 48 Мвт , выработка тепла для отопления и централизованного горячего водоснабжения достигает 100 Гкал/ч .

  Из реакторов на тепловых нейтронах в СССР наибольшее распространение получили корпусные водо-водяные реакторы — ВВЭР. В 1964 вступила в строй Нововоронежская атомная электростанция с ВВЭР электрической мощностью 210 Мвт , в котором замедлителем нейтронов и теплоносителем служит обычная вода. Тепловая мощность реактора 760 Мвт . По удельной энергонапряжённости и экономичности использования топлива реактор этого типа один из лучших. В декабре 1969 был сдан в эксплуатацию второй блок с ВВЭР электрической мощностью 365 Мвт . В 1971—72 были введены третий и четвёртый блоки электрической мощностью 440 Мвт каждый с реакторами ВВЭР-440. За 1977 Нововоронежская АЭС выработала свыше 10 млрд. квт ×ч электроэнергии. В 1978 заканчивается сооружение пятого блока электрической мощностью 1000 Мвт , после чего мощность Нововоронежской АЭС достигнет 2500 Мвт . Именно этот пятый блок с ВВЭР-1000 стал прототипом строящихся АЭС с ВВЭР большой мощности.