В Советском Союзе осуществляется широкая программа ввода в строй крупных энергетических блоков (до 1000 Мвт) с реакторами на тепловых нейтронах. В 1948—49 были начаты работы по реакторам на быстрых нейтронах для промышленных АЭС. Физические особенности таких реакторов позволяют осуществить расширенное воспроизводство ядерного горючего (коэффициент воспроизводства от 1,3 до 1,7), что даёт возможность использовать не только ²³⁵U, но и сырьевые материалы ²³⁸U и ²³²Th. Кроме того, реакторы на быстрых нейтронах не содержат замедлителя, имеют сравнительно малые размеры и большую загрузку. Этим и объясняется стремление к интенсивному развитию быстрых реакторов в СССР. Для исследований по быстрым реакторам были последовательно сооружены экспериментальные и опытные реакторы БР-1, БР-2, БР-З, БР-5, БФС. Полученный опыт обусловил переход от исследований модельных установок к проектированию и сооружению промышленных АЭС на быстрых нейтронах (БН-350) в г. Шевченко и (БН-600) на Белоярской АЭС. Ведутся исследования реакторов для мощных АЭС, например в г. Мелекессе построен опытный реактор БОР-60.

  Крупные АЭС сооружаются и в ряде развивающихся стран (Индия, Пакистан и др.).

  На 3-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (1964, Женева) было отмечено, что широкое освоение ядерной энергии стало ключевой проблемой для большинства стран. Состоявшаяся в Москве в августе 1968 7-я Мировая энергетическая конференция (МИРЭК-VII) подтвердила актуальность проблем выбора направления развития ядерной энергетики на следующем этапе (условно 1980—2000), когда АЭС станет одним из основных производителей электроэнергии.

  Лит.: Некоторые вопросы ядерной энергетики. Сб. ст., под ред. М. А. Стыриковича, М., 1959; Канаев А. А., Атомные энергетические установки, Л., 1961; Калафати Д. Д., Термодинамические циклы атомных электростанций, М.—Л., 1963; 10 лет Первой в мире атомной электростанции СССР. [Сб. ст.], М., 1964; Советская атомная наука и техника. [Сборник], М., 1967; Петросьянц А. М., Атомная энергетика наших дней, М., 1968.

  С. П. Кузнецов.

Рис. 2. Принципиальная схема АЭС: 1 — ядерный реактор; 2 — циркуляционный насос; 3 — теплообменник; 4 — турбина; 5 — генератор электрического тока.

Рис. 1. Атомная электростанция АН СССР. в г. Обнинске Калужской обл.

Расположение основных объектов станции: 1 — главный корпус; 2 — служебный корпус; 3 — химводоочистка; 4 — газгольдерная; 5 — спецводоочистка.

Рис. 3. Принципиальная тепловая схема АЭС с ядерным перегревом пара (2-й блок Белоярской АЭС): 1 — реактор; 2 — испарительный канал; 3 — пароперегревательный канал; 4 — барабан-сепаратор; 5 — циркуляционный насос; 6 — деаэратор; 7 — турбина; 8 — конденсатор; 9 — конденсатный насос; 10 — регенеративный подогреватель низкого давления; 11 — питательный насос; 12 — регенеративные подогреватели высокого давления; 13 — генератор электрического тока.

Разрез главного корпуса станции: 1 — реактор;2 — запасные ТВЭЛы; 3 — сепаратор; 4 — деаэратор; 5 — пульт управления; 6 — машинный зал; 7 — мостовой кран; 8 — главный циркуляционный насос; 9 — водоподогреватель; 10 — кран перегрузки ТВЭЛов; 11 — вытяжная вентиляция; 12 — воздухозаборняк приточной вентиляции.

«А'томная эне'ргия», советский ежемесячный научно-технический журнал, орган Государственного комитета по использованию атомной энергии СССР и АН СССР. Издаётся в Москве с 1956. Тематика журнала: ядерная энергетика, сырьё и материалы для атомной промышленности, применение изотопов и ионизующих излучений в народном хозяйстве, радиационная безопасность, ядерное приборостроение, проблема управляемых термоядерных реакций и физика плазмы, непосредственное преобразование ядерной энергии в электрическую, ускорение заряженных частиц, нейтронная физика и физика деления атомных ядер. Тираж (1970) 2730 экз.

А'томная эне'ргия, энергия, выделяющаяся в процессе превращения атомных ядер. Источником А. э. является внутренняя энергия атомного ядра. Более точное название А. э. — ядерная энергия.

А'томно-водоро'дная сва'рка, электрическая сварка дугой переменного тока, горящей между двумя вольфрамовыми электродами в атмосфере водорода. Обрабатываемый металл не включают в цепь дуги (косвенный нагрев). В зону дуги подают водород (иногда диссоциированный аммиак). По способу действия А.-в. с. следует считать одним из видов плазменной сварки. Напряжение источника тока около 300 в, сила тока 20—80 а, диаметр электродов 1,5—4 мм. Водород диссоциирует с превращением двухатомного водорода в атомарный H₂> 2H, с затратой энергии около 400 Мдж/кмоль (100 000 кал/моль). На поверхности металла водород рекомбинирует в двухатомную форму, освобождает энергию диссоциации, передаёт её металлу и расплавляет его с образованием сварочной ванны. А.-в. с. нержавеющей стали и алюминия толщиной 1—5 мм применяют в незначительных размерах; её вытесняет аргоно-дуговая сварка.

  К. К. Хренов.

А'томное вре'мя, система счёта времени, в которой единичный интервал времени определяется с помощью электромагнитных колебаний, излучаемых (или поглощаемых) атомами (или молекулами) некоторых веществ. За предварительную единицу А. в. принята атомная секунда. Для измерения А. в. созданы устройства, называемые атомными и молекулярными часами (см. Квантовые стандарты частоты. Квантовые часы).

А'томное ору'жие, оружие, поражающее действие которого основано на использовании внутриядерной энергии. Более правильный термин — ядерное оружие.

А'томной эне'ргии институ'т им. И. В. Курчатова Государственного комитета по использованию атомной энергии СССР, создан в Москве в 1943 (до 1955 назывался Лабораторией № 2 АН СССР). Основателем и первым директором А. э. и. был академик И. В. Курчатов (по 7 февраля 1960). После его смерти директором стал академик А. П. Александров. В А. э. и. работает ряд видных учёных, среди них: академики АН СССР А. П. Александров, Л. А. Арцимович, Е. К. Завойский, И. К. Кикоин, М. А. Леонтович, А. Б. Мигдал, М. Д. Миллионщиков, член-корреспонденты АН СССР Е. П. Велихов, И. И. Гуревич, Б. Б. Кадомцев, П. Е. Спивак.

  В А. э. и. решались физические задачи, связанные с использованием ядерной энергии: осуществлена первая в Европе цепная реакция деления урана в уран-графитовом котле (25 декабря 1946), развита теория гетерогенных ядерных реакторов, разработаны методы разделения изотопов, выполнены измерения ядерных констант, важных для развития цепной реакции, решен ряд проблем радиохимии. После успешного разрешения задач по укреплению обороны Советского государства А. э. и. сосредоточил свои силы на ядерной энергетике и фундаментальных научных проблемах. По физическим разработкам А. э. и. спроектировано и построено большинство исследовательских и энергетических атомных реакторов в СССР и других социалистических странах, а также реактор ледокола «Ленин». А. э. и. является центром исследований по термоядерным реакциям и физике плазмыв СССР. Он ведёт обширную программу исследований по физике атомного ядра, физике твёрдого тела, а также работы по МГД генераторам (магнито-гидродинамическим генераторам) и другим методам прямого преобразования тепловой энергии в электрическую. Отдел молекулярной биологии занимает одно из ведущих мест в СССР.