Реактор-труженик
Реакторные установки типа АДЭ, главным конструктором которых являлся ОКБМ, создавались достаточно однотипными. Строительный базис реактора представлял собой квадратную шахту с бетонными стенами толщиной 2 м, в которую монтировались несущие металлоконструкции (названия которых в целях секретности зашифровывались буквами). Их основу составляли баки водяной защиты толщиной 1,5 м (схема «Л»), на которые опиралась коробчатая конструкция, пронизанная трубами для технологических каналов и заполненная песком с добавками железной и боратовой руды (схема «ОР», нижняя биологическая защита). На схеме «ОР» размещалась кладка из графитовых блоков сечением 20х20 см с отверстиями, через которые проходили трубы технологических каналов (ТК). Верхнее перекрытие (схема «Е», верхняя биологическая защита) также заполнялась песком с добавками железной и боратовой руды, через который проходили трубы для прохода технологических каналов. Графитовая кладка опоясана подпружиненными бандажами, стягивающими кладку и осуществляющими компенсацию температурных сдвигов, и окружена герметичным металлическим кожухом, предотвращающим попадание воздуха в графитовую кладку. Сверху кладка закрыта сварной алюминиевой кровлей — азотным коллектором, снизу она герметизировалсь диафрагмой и компенсатором, который приваривался к внутренним стенкам схемы «Л».
Через графитовую кладку проходило 2832 канала, из которых 132 предназначались для стержней управления и защиты реактора. В активной зоне содержалось 300 тонн топлива из естественного урана.
Во избежание окисления графита сверху в кладку подавался азот высокой чистоты.
В технологические каналы, изготавливаемые из алюминиевого сплава, через шаровой кран сначала загружались опорные алюминиевые блоки, а затем, в пределах высоты активной зоны, урановые блочки (твэлы). Твэлы изготавливались из природного урана в виде цилиндрических блоков в алюминиевой оболочке.
Первый контур реакторной установки состоял из двух петель, объединенных верхними и нижними групповыми коллекторами, а также коллектора главных циркуляционных насосов и теплообменников. Охлаждающая вода поступала в ТК из верхнего коллектора, проходила активную зону, где нагревалась, и поступала в нижний коллектор, откуда по трубопроводам попадала в парогенераторы и концевые холодильники. Отсюда охлажденная вода главными циркуляционными насосами возвращалась в реактор.
Второй контур реакторной установки предназначался для производства насыщенного пара в парогенераторах. Полученный пар направлялся в турбины для выработки электроэнергии, а его избыток шел на технологические нужды предприятия и коммунальное теплоснабжение.
Работы по строительству реактора новой серии АДЭ, отличающейся большей тепловой и электрической мощностью, начались еще до ввода в эксплуатацию реактора ЭИ-2. Здание нового реактора располагалось рядом со зданием реактора ЭИ-2. Начальником строящего реактора назначается В. С. Мухин, ставший позднее директором реакторного завода. Общими работами по строительству реактора и первой очереди Сибирской АЭС руководил директор реакторного завода № 5 Н. М. Тиранов.
Новый реактор предполагалось, как и ЭИ-2, сначала пустить в проточном режиме, а затем перевести в энергетический режим, завершив тем самым сооружение Сибирской АЭС № 1.
8 июля 1961 года состоялся пуск реактора АДЭ-3 в проточном режиме. Благодаря опыту, накопленному к тому времени на реакторе ЭИ-2, трудностей при пуске и эксплуатации нового реактора оказалось гораздо меньше.
После завершения строительства комплекса энергетических сооружений электростанции (парогенераторов, градирен и пр.) 10 мая 1964 года реактор был переведен в энергетический режим.
Реактор АДЭ-3 за более чем 30 лет эксплуатации также «переболел» всеми болезнями, присущими уран-графитовым реакторам. Так, после нескольких лет работы в активной зоне реактора возникли сложности с извлечением и постановкой труб технологических каналов и графитовых втулок: усадка центральных графитовых блоков с высокой температурой приводила к уменьшению газовых зазоров и «закусыванию» труб и втулок. Для исключения этого явления были разработаны специальные прошивки, калибрующие отверстия графитовых колонн после каждого извлечения графитовых втулок. В процессе эксплуатации реактора АДЭ-3 происходили и серьезные инциденты, связанные с зависанием рабочих блоков в технологических каналах, но их было практически вдвое меньше чем на реакторах И-1 и ЭИ-2 — за период эксплуатации произошло всего 5 подобных случаев, последний из которых имел место 21 января 1970 года.
К концу 80 гг. после всех модернизаций реактора и аппаратуры тепловая мощность реактора АДЭ-3 приблизилась к 1,9 ГВт, он производил примерно 150 тыс. кВт электроэнергии и 300 гигакалорий тепла в час. При этом если стоимость электроэнергии, вырабатываемой реактором ЭИ-2, составляла 3,36 коп. за кВтч, то у реактора АДЭ-3 она снизилась почти на порядок и составляла 0,46 коп. за кВтч.
В рамках реализации своего основного предназначения реактор АДЭ-3 «трудился» практически безукоризненно: ежегодно из него выгружалось около 1200 тонн облученного топлива, содержащего примерно 500 кг плутония.
Но пришло и его время… В соответствии с концепцией по выводу из эксплуатации промышленных ядерных реакторов, утвержденной в 1990 году первым заместителем министра Б. В. Никипеловым, и межправительственным соглашением между США и СССР об окончательной остановке атомных реакторов по наработке оружейного плутония от 1991 года, 14 августа 1992 года реактор АДЭ-3 был остановлен в связи с выработкой ресурса, хотя техническое состояние реактора позволяло его дальнейшую эксплуатацию.
Но даже остановленный реактор продолжал оставаться радиационно опасным. Вместе с тем, вывод из эксплуатации промышленного уран-графитового реактора отличается определенной спецификой и требует особого подхода, поскольку для этих реакторных установок при проектировании и строительстве не предусматривались технические решения по выводу их из эксплуатации, а обеспечение безопасного вывода из эксплуатации реактора в значительной степени определяется особенностями его конструкции, размещения и эксплуатации.
Особого внимания требовало обращение с облученным графитом кладок. Это связано с тем, что до настоящего безопасность обращения с облученным графитом уран-графитовых реакторов еще в полной мере не проработана и не обоснована. Серьезную опасность для окружающей среды представляет накопление в облученном графите углерода-14 (период полураспада которого составляет 5730 лет), хлора-36 и трития.
Руководство отрасли для вывода из эксплуатации реактора АДЭ-3 сделало выбор в пользу варианта «захоронение на месте», используя при этом апробированные при выводе из эксплуатации реактора ЭИ-2 технологии. Проект предусматривает полный демонтаж обеспечивающих систем и оборудования (за исключением самой реакторной установки), бетонирование помещений и подреакторного пространства до нижних ступеней биологической защиты. Также предполагается максимально заполнить приреакторные пространства и внутриреакторные помещения барьерным материалом, дезактивировать строительные конструкции наземной части здания, демонтировать ее и создать экран, препятствующий воздействию атмосферных осадков.
Начало работ по выводу из эксплуатации реактора АДЭ-3 запланировано после 2020 года.
Фотогалерея2
