Атомная электростанция для будущей, передовой энергетики Узбекистана.
Аннотация. В репортаже кратко изложены сведения о строительстве современных атомных электростанций (АЭС). Приведены выдержки из сообщений агентств Узбекистана и России вокруг будущего строительства АЭС в Узбекистане. Здесь можно найти разъяснения по вопросам технологии получения тепла и электроэнергии на современных АЭС.
Автор: Мамедов Александр Нусратович, главный специалист ООО «Нефтегазмонтаж».
Тел. +998 94 635 1672, е-mail: mamedov_46@mail.ru.
В Узбекистане, совместно с Россией будет построена одна из самых надежных, современных атомных электростанций (АЭС). Сообщения о проработке проекта строительства АЭС в Узбекистане мелькают на страницах агентств, все чаще, по мере приближения к дате начала строительства. Вопрос по АЭС поставлен президентами России и Узбекистана. Они дали старт процессу проработки этого проекта с прицелом на его реализацию. Сам по себе факт работающей атомной электростанции в Средней Азии явление революционное, он обеспечивает прорыв в растущей экономике Узбекистана и окажет положительное влияние на все страны региона. Планируется построить АЭС с реакторами ВВЭР-1200 поколения III+, состоящей из двух блоков. Это самый крупный проект современного российско-узбекского сотрудничества, совместного сооружения атомной электростанции по российскому дизайну. Ожидается, что АЭС будет вырабатывать от 15 до 30% электроэнергии в стране. Сегодня для Узбекистана, как никогда актуален вопрос развития атомной энергетики, которая вместе с другими видами «зеленой» энергетики позволит решить проблемы энергоснабжения в Республике. Это сделает ее экономику привлекательной, для более широкого внедрения новых технологий в промышленность. Строительство атомной электростанции позволит Узбекистану выйти на новый уровень развития технологий, промышленности и образования.
В настоящее время выбрана площадка для строительства, побережье озера Тузкан в Джизакской области и проводятся необходимые согласования и предпроектные работы. Генеральный директор узбекского НИИ инженерных изысканий Юлдаш Магрупов сообщил: «Мы уже выдали отчет из 18 томов по 250 страниц в каждом. По каждому из строжайших требований МАГАТЭ даны 1000 аргументов. У МАГАТЭ перечислены 15 «неблагоприятных факторов», при наличии которых строительство АЭС под вопросом. Так вот наша нынешняя площадка — это очень редко встречается в мире — полностью свободна от 14 из них. 15-й фактор — подземные воды на расстоянии 6-12 метров от поверхности — легко решается инженерным способом».
По намерениям, российская сторона не только примет участие в строительстве станции, но и осуществит поставку российского ядерного топлива на весь жизненный цикл атомной электростанции, а также окажет узбекским партнерам помощь в обучении персонала и поддержку в эксплуатации и сервисе станции на протяжении первых 10 лет ее работы.
Настоящий репортаж написан по сообщениям агентств Узбекистана и России, для содействия доступности широкого ряда проверенных, обоснованных технологических и технических режимов.
За последнее время технологии, конструкции ядерных реакторов, защита от аварий,
строительство ядерных электростанций в России претерпело ряд существенных изменений. Это позволило вывести строящиеся станции на самые передовые позиции, значительно расширить географию строительства российских АЭС в мире.
Для того, чтобы больше знать об этой передовой отрасли промышленности, разбираться в тонкостях технологии, необходимо, прежде всего, вспомнить историю создания ядерных реакторов, она умещается в период жизни нашего поколения. Отрасль развивалась на наших глазах, мы хорошо знаем советских, российских прославленных ученых-ядерщиков, конструкторов. Нам известны созданные ими первые в мире объекты мирного атома, мы следим за современными достижениями России в области ядерной энергетики.
Кроме того необходимо ознакомится с ходом строительства аналогичных станций в мире и с опытом эксплуатации уже построенных АЭС. Это позволит широкому кругу читателей, используя информацию о уже работающих ядерных станциях в мире, представить грандиозность замысла, осознанно приобщиться к ведущему проекту строительства Республики. В таком случае, большему числу граждан удастся принять его, как передовое свершение, следить, по сообщениям в прессе, за ходом строительства, вместе, всей страной, сопереживать за его реализацию.
За последнее время в атомной энергетике, в строительстве ядерных электростанций в России, произошли существенные изменения, они знаменуют достижения мирового уровня. Это позволило вывести строящиеся станции на самые передовые позиции, значительно расширить географию строительства российских АЭС в мире.
Итак, нас интересует прежде всего водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) поколения III+. В свое время идея реактора ВВЭР была предложена в Курчатовском институте С.М. Фейнбергом. Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли И.В. Курчатов и А.П. Александров. Общее название реакторов этого типа в других странах — PWR, они являются основой мировой мирной ядерной энергетики. Первая станция с таким реактором была запущена в США в 1957 году (АЭС «Шиппингпорт»). Первый советский ВВЭР (модификации ВВЭР-210) был введен в эксплуатацию в 1964 году на энергоблоке №1 Нововоронежской АЭС. Первой зарубежной станцией с реактором ВВЭР стала введённая в работу в 1966 году АЭС «Райнсберг» (ГДР, позже – Федеративная республика Германия).
Первые реакторы поколения III были построены в Японии и относились к типу усовершенствованных реакторов с кипящей водой. В 2016 году на Нововоронежской АЭС II в России был введен в эксплуатацию реактор поколения III+ ВВЭР-1200/392М, который стал первым действующим реактором поколения III+.Несколько других реакторов поколения III+ находятся на поздней стадии строительства в Европе, Китае, Индии и США. Следующим запущенным в эксплуатацию реактором поколения III+ стал реактор Westinghouse AP1000 на АЭС Саньмэнь в Китае, который планировался к сдаче в 2015 году,однако был завершен и достиг критичности 21 июня 2018 г. и введен в промышленную эксплуатацию 21 сентября 2018 г. В США конструкции реакторов сертифицированы Комиссией по ядерному регулированию (NRC). На октябрь 2010 года Комиссия одобрила пять проектов и рассматривает еще пять.
Флагманский продукт энергетического решения в составе интегрированного предложения Росатома – эволюционный реакторный дизайн ВВЭР-1200. Он был разработан на основе вариантов реактора ВВЭР-1000, которые строились для зарубежных заказчиков в 1990-е и 2000-е годы: АЭС «Бушер» (Иран), АЭС «Кунданкулам» (Индия), АЭС «Тяньвань» (Китай). Каждый параметр реактора постарались улучшить, а так же внедрить ряд дополнительных систем безопасности, позволяющих снизить вероятность выхода радиации при любых авариях и их сочетаниях за пределы герметичного реакторного отделения - контейнмента. В итоге ВВЭР-1200 отличается повышенной на 20% мощностью при сопоставимых с ВВЭР-1000 размерах оборудования, сроком службы в 60 лет, возможностью маневра мощностью в интересах энергосистемы, высоким КИУМ (90%), возможностью работать 18 месяцев без перегрузки топлива и другими улучшенными удельными показателями.
Конструкции реакторов поколения III+ представляют собой эволюционное развитие реакторов поколения III, предлагающие повышение безопасности по сравнению с конструкциями реакторов поколения III. Производители начали разработку систем поколения III+ в 1990-х годах, опираясь на опыт эксплуатации легководяных реакторов в США, Японии и Западной Европе. Конструкции поколения IV по состоянию на 2020 год, все еще находятся в разработке.
В технологии ВВЭР используется двухконтурная ядерная паропроизводящая корпусная установка с реактором на тепловых нейтронах, в котором теплоносителем и замедлителем является обычная вода под давлением. Конструкция включает в себя четыре петли охлаждения с парогенератором, главным циркуляционным насосом (ГЦН), компенсатор давления, сбросная и аварийная арматура на паропроводах, емкости системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) реактора. Таким образом, ВВЭР-1200 сочетает в себе надежность давно проверенных инженерных решений с комплексом активных и пассивных систем безопасности, доработанных с учетом «постфукусимских» требований
Достоинства реакторов поколения III+.
• Природная доступность замедлителя и теплоносителя (воды);
• Большая безопасность из-за двухконтурности по сравнению с РБМК и BWR. Четыре барьера безопасности: Топливная таблетка, оболочка ТВЭЛ, границы первого контура, герметичное ограждение реакторного отделения. Отрицательный паровой коэффициент реактивности (при вскипании или утекании воды реакция замедляется).
• Отработанность технологии ВВЭР. Реакторы хорошо изучены. Современный уровень техники позволяет гарантировать безопасную работу реактора в течение минимум 60-80 лет, с последующим продлением срока эксплуатации;
• Малый размер по отношению к другим типам реакторов[схожей мощности, характерный для всех PWR-реакторов;
• Меньшее количество персонала по сравнению с РБМК (если сравнить Калининскую АЭС (ВВЭР) с Курской то окажется что на Курской работает на 900 человек больше, а электроэнергии было выработано меньше);
• Дешёвое топливо. Есть возможность иметь несколько поставщиков из разных стран. В среднем 1 ТВС используется 5-6 лет. Раз в год заменяется 15-20 % «выгоревшего» топлива.
• Простота хранения отработавшего топлива;
• Относительная простота очищения воды первого контура при выводе из эксплуатации (с помощью выпаривания количество РАО можно сократить в 50-70 раз)
Хотя различия между реакторами поколений II и III являются во многом условными, реакторы поколения III рассчитаны на более длительный срок эксплуатации (60 лет с возможностью продления до 100 лет и более) по сравнению с реакторами поколения II, которые рассчитаны на 40 лет эксплуатации с возможностью продления до 60.
Частота повреждений активной зоны этих реакторов составляет 60 случаев для EPR и 3 случая ESBWR на 100 миллионов реакторо-лет по сравнению с 1000 случаев для реактора BWR/4 поколения II.
Реактор EPR третьего поколения затрачивает примерно на 17% меньше урана на единицу произведенной электроэнергии, чем реакторы II поколения.
Дополнительные функции безопасности были внесены в конструкцию под влиянием катастрофы, произошедшей на АЭС Фукусима в 2011 году. В конструкциях поколения III+ пассивная безопасность не требует действий оператора или функционирования электронных устройств, благодаря чему может работать в условиях эвакуации персонала и отключения электричества. Многие из ядерных реакторов поколения III+ имеют ловушку расплава. Если оболочки твэлов и корпус реактора, а также связанные с ними трубопроводы расплавятся, кориум упадет в уловитель активной зоны, который удерживает расплавленный материал и имеет возможность его охлаждать. Это, в свою очередь, защищает последний барьер — герметичную оболочку. Первая в мире ловушка расплава массой 200 тонн была установлена Росатомом на реакторе ВВЭР АЭС Руппур-1 в Бангладеш. . Проект предусматривает выгорание топлива до 70 МВт•сут/кгU. Сейсмика (SL-2) - ; 0,3 g. В качестве опций возможно использование тихоходной турбины и маневренного блока (диапазон 100-50-100). Довольно много переделок коснулось внутренних элементов реактора (шахты, выгородки, блока защитных труб, датчиков и т.д.), как в целях предотвращения различных аварий, так и для обеспечения 60-летнего срока службы. В перспективе возможно использование МОКС-топлива.
Технические решения, используемые в ВВЭР-1200 - такие как бассейн выдержки отработанного топлива внутри контайнмента, фильтры на выходе из межоболочного вентилируемого пространства, уникальная «ловушка расплава» с жертвенным материалом, не имеющая аналогов пассивная система отвода тепла, - позволяют называть его реакторной установкой поколения III+. Интересны проектные решения системы САОЗ. Это емкости с холодной борной кислотой под давлением. В случае разрыва корпуса или трубопроводов они обеспечивают ввод борной кислоты в реактор, глуша его и обеспечивая охлаждение. Применение этой, а также других систем в комплексе гарантирует высокий уровень внутренней безопасности реакторной установки.
С точки зрения экологии, АЭС – это экологично. Отработанное ядерное топливо после определенной обработки опять запускается в процесс производства. То есть сейчас российские технологии выходят практически на безотходное производство электроэнергии из атома, это многоразовое использование всех компонентов. Вырабатывая электроэнергию на АЭС, меняется доля выработки энергии на действующих в Республике ГТЭС. Высвобождается из потребления энергетиками большое количество природного газа, который шел в виде топлива, для снабжения многочисленных, мощных ГТЭС.
Таким образом, в Узбекистане при строительстве АЭС будут реализованы самые передовые технологии АЭС, которые уже широко внедрены во всем мире. Главный аргумент в пользу выбора современных ВВЭР - безопасность. В проектах реализованы самые современные подходы к обеспечению безопасности, основанные на принципе глубокоэшелонированной защиты и предполагающие несколько уровней безопасности, оптимальное сочетание многоканальных пассивных и активных систем безопасности.
В АЭС с ВВЭР учтены уроки "аварий века" на АЭС "Три Майл Айленд" (США, реактор типа PWR) и на Чернобыльской АЭС (СССР, реактор типа РБМК). По результатам оценки причин и последствий аварии на АЭС «Фукусима» (Япония, реактор типа BWR) проведены дополнительные анализы безопасности (stress test) с учетом внешних экстремальных воздействий. Результаты анализов учтены в проектах РУ с ВВЭР, на основании этих анализов реализован ряд дополнительных мероприятий на действующих АЭС. Это позволяет надежно обеспечить дальнейшее развитие отечественной ядерной энергетики и экспорт технологии ВВЭР
Генеральным подрядчиком сооружения всех новых энергоблоков является Инжиниринговый дивизион Госкорпорации «Росатом» (АО «ИК «АСЭ»).
Научный руководитель проекта реактора АЭС – РНЦ «Курчатовский институт» (г. Москва); разработчик - ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск), основной изготовитель – «Атоммаш» (г. Волгодонск). Это наиболее авторитетные и опытные, прославленные отечественные научные, конструкторские, рабочие коллективы СССР, современной России.
Более подробно ознакомимся с разработчиками проекта, конструкторами. Прославленный коллектив ОКБ «ГИДРОПРЕСС», г. Подольск, является одним из мировых лидеров по количеству реализованных проектов реакторов с водой под давлением. Всего было сооружено 76 энергоблоков с ВВЭР. В настоящее время реакторные установки ВВЭР, сооруженные по проектам ОКБ «ГИДРОПРЕСС», работают на 21 атомной станции России, Украины, Армении, Финляндии, Болгарии, Венгрии, Чехии, Словакии, Китая и Индии. Это 22 энергоблока ВВЭР-440 общей мощностью 10120 мегаватт и 36 энергоблоков ВВЭР-1000 общей мощностью 36000 мегаватт. Введены в эксплуатацию энергоблоки Нововоронежской АЭС-2 и Ленинградской АЭС-2 мощностью 1200 МВт с первыми в мире реакторными установками поколения 3+. Продолжаются работы по продлению срока службы оборудования реакторных установок первых поколений. Разработка проектов базируется на более чем 70-летнем опыте конструирования, расчетно-теоретического и экспериментального обоснования проектных и конструкторских решений, с учетом многолетнего опыта эксплуатации разработанного оборудования. Проекты разрабатываются на базе современной нормативно-технической документации РФ с учетом ее развития, учета международных требований и рекомендаций Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), требований Европейских эксплуатирующих организаций (EUR), публикаций Международной консультативной группы по ядерной безопасности (INSAG). Последнее поколение усовершенствованных реакторных установок обеспечивает качественно новый, более высокий уровень безопасности. В настоящее география присутствия разработок АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» постоянно расширяется. На разных стадиях ведется сооружение новых энергоблоков с ВВЭР в целом ряде стран. Проекты с ВВЭР являются значительным вкладом в реализацию стратегической цели Госкорпорации «Росатом» по повышению доли на международных рынках. Сегодня портфель зарубежных заказов Росатома насчитывает 36 энергоблоков АЭС. Все эти энергоблоки будут оснащены реакторными установками с ВВЭР разработки АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС».
Итак, вне всякого сомнения, конструирование, строительство будущей АЭС в Узбекистане, его дальнейшая эксплуатация в надежных руках современных ученых и специалистов. Безусловно, строительство АЭС, способствует образованию новой отрасли экономики Узбекистана, укрепляет взаимодействие стран в атомной энергетике. Это важнейшее звено решения всего назревшего комплекса вопросов, прежде всего ТЭК, стоящих перед стремительно растущей экономикой Узбекистана, интеграции ее с экономикой России и других стран. Ее строительство, как никогда, своевременно, АЭС поднимет на новый уровень образование, положит начало внедрению совершенно новых технологий, в стране откроются новые предприятия, дешевое электричество получат электропоезда железных дорог, метро, появятся тысячи новых рабочих мест и т.д.
По данным энергетической концепции, Узбекистан ежегодно расходует 15,5 млрд кубометров газа для выработки 52,5 млрд кВт/часов электроэнергии. Полезный коэффициент (КПД) газовых ТЭЦ всего 36. Даже с учетом модернизации всех электростанций на природном газе, АЭС в Узбекистане с общей мощностью 2,4 ГВт, с генерацией 18 млрд кВт/час, сэкономит 3,5 млрд кубометров газа в год.
Строительство АЭС в Узбекистане не только обеспечит страну дешевой электроэнергией, но и создаст новую технологичную отрасль в экономике, даст толчок развитию образования и науки. На строительстве атомной электростанции в Узбекистане будет занято 8;10 тыс. человек, а после сдачи АЭС в эксплуатацию там будут трудиться 2,5 тыс. человек. При этом одно рабочее место на АЭС дает 10;12 рабочих мест в смежных отраслях. Не трудно посчитать, что в новой отрасли будет работать около 30 тыс. чел.
Термины, определения.
ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) — водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, представитель одной из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получивших широкое распространение в мире.
Общее название реакторов этого типа в других странах — PWR, они являются основой мировой мирной ядерной энергетики.
ВВЭР был разработан в СССР одновременно с реактором РБМК и обязан своим происхождением одной из рассматривающихся в то время реакторных установок для атомных подводных лодок
Реактор большой мощности канальный (РБМК) — серия энергетических ядерных реакторов, разработанных в Советском Союзе. Реактор РБМК канальный, гетерогенный, графито-водный, кипящего типа, на тепловых нейтронах. Теплоноситель — кипящая вода.
Главный конструктор реакторной установки: НИКИЭТ, академик Доллежаль Н. А.
Научный руководитель проекта: ИАЭ им. И. В. Курчатова, академик Александров А. П.
EPR — водо-водяной ядерный реактор поколения 3+. Спроектирован и разработан в французскими компаниями Framatome (подразделение компании Areva с 2001 по 2017 год), ;lectricit; de France (EDF) и немецкой компанией Siemens. В Европе эта конструкция реактора называлась European Pressurised Reactor (европейский водо-водяной реактор), международное название — Evolutionary Power Reactor (EPR).
Кипящий водо-водяной реактор BWR.Кипящий водо-водяной реактор — тип корпусного водо-водяного ядерного реактора, в котором пар генерируется непосредственно в активной зоне и направляется в турбину. Реактор с кипящей водой (BWR) представляет собой тип легководного ядерного реактора, используемого для выработки электроэнергии. Его конструкция отличается от конструкции советского РБМК с графитовым замедлителем . Это второй по распространенности тип ядерного реактора, вырабатывающего электроэнергию, после реактора с водой под давлением (PWR), который также относится к типу легководных ядерных реакторов. Основное различие между BWR и PWR заключается в том, что в BWR активная зона реактора нагревает воду, которая превращается в пар, а затем приводит в действие паровую турбину. В PWR активная зона реактора нагревает воду, которая не кипит. Затем эта горячая вода
Водо-водяной атомный реактор (по англ. PWR — Pressurized water reactor) использует в качестве теплоносителя обычную воду. Это и сделало его самым распространенным в мире ядерным реактором. Также его называют реакторов с водой под давлением, в отличие от другого типа – кипящих водяных реакторов BWR. Российская модель реактора с водой под давлением называется ВВЭР, подробнее о ней здесь.
Тепловыделя;ющий элеме;нт (ТВЭЛ) — главный конструктивный элемент активной зоны гетерогенного ядерного реактора, содержащий ядерное топливо. В ТВЭЛах происходит деление тяжёлых ядер 235U или 239Pu, сопровождающееся выделением тепловой энергии, которая затем передаётся теплоносителю. ТВЭЛ должен обеспечить отвод тепла от топлива к теплоносителю и препятствовать распространению радиоактивных продуктов из топлива в теплоноситель.
ТВЭЛ состоит из топливного сердечника, оболочки и установочных деталей. Несколько ТВЭЛов и крепёжно-установочные элементы объединяются в единую конструкцию, которая называется тепловыделяющая сборка (ТВС). Конструкция и материалы ТВЭЛа определяются конструкцией реактора: гидродинамикой и химическим составом теплоносителя, температурными режимами, требованиями к нейтронному потоку. В большинстве реакторов ТВЭЛ представляет собой герметичную трубку из стали или циркониевых сплавов внешним диаметром около сантиметра и длиной десятки — сотни сантиметров, заполненную таблетками ядерного топлива.
The Economic Simplified Boiling Water Reactor (ESBWR) Экономический Упрощенный реактор кипящей воды.
Контейнмент, герметичная оболочка (герметичное ограждение; защитная оболочка; гермообъём; гермозона; контейнмент от англ. containment) — пассивная система безопасности энергетических ядерных реакторов, главной функцией которой является предотвращение выхода радиоактивных веществ в окружающую среду при тяжёлых авариях. Гермооболочка представляет собой массивное сооружение особой конструкции, в котором располагается основное оборудование реакторной установки. Гермооболочка является наиболее характерным в архитектурном плане и важнейшим с точки зрения безопасности зданием атомных электростанций, последним физическим барьером на пути распространения радиоактивных материалов и ионизирующих излучений.
Энергоблок — почти автономная часть атомной или неядерной тепловой электрической станции, представляющая собой технологический комплекс для производства электроэнергии, включающий различное оборудование, например, паровой котёл или ядерный реактор, турбину, турбогенератор, повышающий трансформатор, вспомогательное тепломеханическое и электрическое оборудование, паропроводы и трубопроводы питательной воды и другое.
Компоновку электростанции из энергоблоков называют блочной, проектные решения для осуществления такой компоновки называют блокировкой. Основная её необходимость заключается в выборе тепловой схемы электростанции.
Ядерный реактор основан на процессе деления ядер, и суть его проста: когда тяжелое ядро (например, изотоп урана или плутония) внутри реактора поглощает нейтрон, оно распадается на два других, более легких ядра. В процессе выделяется большое количество энергии, гамма-лучей и свободных нейтронов, которые точно так же поражают тяжелые ядра и тем самым поддерживают цепную реакцию.
У любого ядерного реактора есть несколько частей: активная зона с топливом и замедлителем, отражатель нейтронов, теплоноситель, система управления и защиты. В качестве топлива в реакторах чаще всего используются изотопы урана (235, 238, 233), плутония (239) и тория (232). Активная зона представляет собой котел, через который протекает обычная вода (теплоноситель). Среди других теплоносителей реже используется «тяжелая вода» и жидкий графит. Если говорить про работу АЭС, то ядерный реактор используется для получения тепла. Само электричество вырабатывается тем же методом, что и на других типах электростанций - пар вращает турбину, а энергия движения преобразуется в электрическую энергию.
Знаменитые ученые и конструкторы.
И;горь Васи;льевич Курча;тов (30 декабря 1902 (12 января 1903)[8], Симский Завод, Уфимская губерния, Российская империя — 7 февраля 1960, Москва, СССР) — советский физик, «отец» советской атомной бомбы. Трижды Герой Социалистического Труда (1949, 1951, 1954). Академик АН СССР (1943) и АН Узбекской ССР (1959), доктор физико-математических наук (1933), профессор (1935).
Основатель и первый директор Института атомной энергии (1943—1960). Главный научный руководитель атомной проблемы в СССР, один из основоположников использования ядерной энергии в мирных целях. Лауреат Ленинской премии и четырёх Сталинских премий.
Анато;лий Петро;вич Алекса;ндров (31 января (13 февраля) 1903, Тараща, Киевская губерния — 3 февраля 1994, Москва) — советский физик, академик АН СССР (1953; член-корреспондент 1943), доктор физико-математических наук (1941), педагог, профессор. Трижды Герой Социалистического Труда (1954, 1960, 1973). Президент Академии наук СССР в 1975—1986 гг. Член ЦК КПСС (1966—1989).
Лауреат Ленинской премии (1959), Государственной премии СССР (1984) и четырёх Сталинских премий (1942, 1949, 1951, 1953). Член КПСС с 1961 года.
Депутат Совета Союза Верховного Совета СССР 5—6-го (1958—1966) и 10—11-го (1979—1989) созывов от г. Москвы.
Один из основателей советской ядерной энергетики. Основные труды в области ядерной физики, физики твёрдого тела, физики полимеров[5][6].
А. П. Александров был избран почётным членом академии наук Армянской ССР (1984)[7], академии наук Азербайджанской ССР, иностранным членом Болгарской академии наук (1976
Саве;лий Моисе;евич Фе;йнберг (24 декабря 1910 года, Баку, Российская империя — 20 октября 1973 года, СССР) — физик и математик, доктор физико-математических наук, сподвижник И.В.Курчатова и сотрудник Лаборатории № 2 АН СССР, один из создателей советской ядерной энергетики и атомного флота, лауреат Золотой медали имени И. В. Курчатова.
Исаак Константинович Кикоин. Советский физик-экспериментатор, академик Академии наук СССР по Отделению физико-математических наук, дважды Герой Социалистического Труда, Лауреат Ленинской премии.
Штеенбек,Макс Штеенбек — немецкий физик. В 1935 году разработал первый работающий бетатрон, а в 1947 — первую газовую центрифугу для разделения изотопов урана
Виктор Иванович Сергеев Советский и российский учёный и конструктор в системе атомной промышленности СССР, организатор науки и техники, доктор технических наук. Лауреат Ленинской премии. Заслуженный изобретатель РСФСР. Герой Социалистического Труда
Александр Дмитриевич Зверев. Советский военный деятель Советский военный и государственный деятель, начальник 4-го Главного управления Минспедмаша СССР. Генерал-майор НКВД СССР. Герой Социалистического Труда. Лауреат Ленинской, Сталинской и Государственной премий.
Фридляндер Ио;сиф Нау;мович Фридля;ндер — советский и российский металловед, мемуарист, создатель сплавов, сподвижник А. Н. Туполева. Академик АН СССР. Лауреат Ленинской премии и Государственной премии Российской Федерации.
Иосиф Наумович Фридляндер — учёный с мировым именем в области алюминиевых, магниевых и бериллиевых сплавов, создатель отечественного металловедения.
Неоценим вклад академика Фридляндера в создание теоретических основ и разработку высокоэффективных алюминиевых сплавов.
Иосиф Фридляндер родился в Андижане, Ферганская область.
Работал корреспондентом «Комсомольской правды» по Таджикистану, воевал с басмачами. Закончил МВТУ (Московский государственный технический университет) имени Баумана.
С 1937 до последних дней работал в Институте авиационных материалов (НИИАМ, ВИАМ, «Всероссийский научно-исследовательский институт авиационных материалов»).
Из разработанных академиком И. Фридляндером сплавов построены все советские (российские) пассажирские и военно-транспортные самолёты Ил-86, Ил-96, Ан-22, Ан-124 «Руслан», стратегические бомбардировщики Ту-160, Ту-95, истребители МиГ-15, МиГ-23, Су-30, Су-35, Су-37, твёрдотопливные и жидкостные ракеты, ракеты ближнего радиуса действия и межконтинента