Основоположник
В октябре 1949 года научные руководители советского Атомного проекта предложили включить в план на 1950 год проект реактора на обогащенном уране с небольшими габаритами только для энергетических целей общей мощностью по тепловыделению в 300 единиц, эффективной мощностью около 50 единиц с графитом и водным теплоносителем. Это первое упоминание о реакторе АМ — реакторе будущей Первой АЭС.
В конце 1949-начале 1950 гг. в ЛИПАН под руководством И. В. Курчатова приступили к физическим расчетам, а в НИИХиммаш под руководством Н. А. Доллежаля — разработке предварительного проекта «корабельного реактора» с мощностью паровой турбины около 25000 кВт.
11 февраля 1950 года на совещании у начальника ПГУ Б. Л. Ванникова принимается решение в обоснование этого проекта построить на территории Лаборатории «В» в Обнинске экспериментальную установку полупромышленного типа (установка АМ) мощностью по тепловыделению в 30 МВт и 5 МВт по паровой турбине, использующую реактор с графитовым замедлителем и водяным охлаждением, на обогащенном до 3-5 % уране. Такое решение было обосновано ограниченностью «ресурсов расщепляющихся материалов», а также необходимостью принципиального подтверждения практической возможности преобразования тепла ядерных реакций атомных установок в механическую и электрическую энергии. Таким образом, энергетическая составляющая «корабельного реактора» была выделена в отдельную опытную установку АМ.
Проектирование нового типа реактора требовало значительного расширения знаний в различных областях науки и техники, а знания по нейтронной физике в тот период были весьма ограничены. Сечения урана-235, урана-238 и конструкционных материалов были известны с погрешностью 10 % и только для тепловых нейтронов; резонансное поглощение исследовано только для урана-238, притом для сплошных блоков, выгорание урана и накопление плутония исследованы для коротких кампаний.
Для реактора АМ необходимо было разработать тепловыделяющий элемент (твэл) — основную и наиболее ответственную конструкцию в реакторе, которая позволила бы обеспечить надежный нагрев теплоносителя до температур 250-300°С без разрушения твэлов и выделения радиоактивных продуктов деления в первый контур. Надежных методов оценки изменения свойств материалов под облучением, кинетики взаимодействия горючего с оболочкой, достоверных данных об изменении размеров (так называемом распухании) ядерного топлива в зависимости от выгорания и многих других, технически важных для прогнозирования надежной работы твэлов данных, в то время в распоряжении разработчиков не было.
16 мая 1950 года постановлением СМ СССР был принят план работ по созданию на площадке Лаборатории «В» опытной энергетической установки с тремя реакторами на обогащенном уране-235, один из которых — уран-графитовый реактор с водяным охлаждением. 29 июля 1950 года Н. А. Доллежаль был утвержден «руководителем работ по разработке новых типов энергетических и силовых атомных установок», Д. И. Блохинцев — его заместителем по физическим вопросам, Б. М. Шолкович — по инженерным вопросам.
В декабре 1950 года был выпущен эскизный проект реактора и теплосиловой установки для энергетической части Первой АЭС. В нем тепловая мощность реактора была принята равной 30 МВт, кампания реактора на номинальной мощности — 120-140 суток. Согласно расчетам, загрузка урана определялась в 500-600 кг, а его обогащение подлежало дальнейшему уточнению при разработке технического проекта реактора в зависимости от выбора окончательной конструкции и композиции тепловыделяющих элементов.
В начале 1951 года по итогам рассмотрения эскизного проекта реактора и технологической схемы установки было выдано задание проектной организации на разработку окончательной тепловой схемы атомной электростанции, выбор основного и вспомогательного оборудования, циркуляционных насосов, парогенераторов, компенсаторов давления и т.п., а также на разработку строительно-монтажных чертежей АЭС.
По предложению И. В. Курчатова в середине 1951 года научно-техническое руководство проектом сооружения Первой АЭС было передано от ЛИПАН в Лабораторию «В» (Физико-энергетический институт). В июне 1951 года постановлением СМ СССР ответственными за сооружение АЭС назначаются руководители Лаборатории «В» Д. И. Блохинцев (научное руководство) и П. И. Захаров (строительство). Тогда же все проектные материалы по АМ передаются из ЛИПАН в Лабораторию «В». Таким образом, с этого времени Лаборатория «В» становится и заказчиком, и научным руководителем всех последующих разработок по проекту Первой АЭС. Главным конструктором реактора остается НИИХиммаш, общий проект АЭС разрабатывается Ленинградским ГСПИ-11 под руководством А. И. Гутова, парогенераторы — ОКБ «Гидропресс» под руководством Б. М. Шолковича.
Главная идея проекта реактора АМ состояла в применении трубчатого твэла, в котором поток воды для теплосъема движется внутри трубки, а уран, имеющий надежный тепловой контакт со стенкой трубки, находится снаружи. Создание такого твэла было наиболее трудной проблемой. Тепловыделяющие элементы — самая напряженная конструкция в реакторе — должны работать в условиях большой плотности энерговыделения (до 1 кВт/см3 топлива) под воздействием нейтронного потока плотностью до 5 1013 нейтрон/см2.сек. Согласно расчетам, для надежной работы твэла температура урана в нем не должна превышать 450° С.
Параллельно создавалось несколько вариантов конструкций твэлов. Одновременно разрабатывалась технология их изготовления, изготавливались опытные образцы твэлов натурных или представительных размеров и проводились автоклавные испытания на совместимость материалов, термоциклирование и изменение теплопроводности на специальных тепловых стендах. Образцы, успешно прошедшие эти испытания, направлялись для испытаний в исследовательский реактор РФТ ЛИПАН, после чего они изучались в «горячей» лаборатории.
Многочисленные попытки ряда институтов (ЛИПАН, НИИ-9, НИИ-13) изготовить опытные образцы, способные выдержать проектные тепловые нагрузки с термоциклированием, заканчивались неудачами. В работу включились и технологи Лаборатории «В» под руководством В. А. Малых. В конце 1952 года они разработали твэл, конструкция которого допускала осуществление многих термоциклов и выдерживала нагрузки, в три с лишним раза превышающие проектные. Таким образом, к середине 1953 года появилась уже вполне однозначная конструкция дисперсионного твэла на основе уранмолибденового сплава с магнием, работоспособность которого к этому времени была подтверждена в объеме, признанном достаточным для изготовления первой штатной загрузки реактора.
25 сентября 1953 года твэл разработки В. А. Малых принимается за базовый — за 7 месяцев до физического пуска реактора Первой АЭС. За это время необходимо было подготовить производственный участок на Заводе № 12 в г. Электростали, освоить технологию и изготовить 514 твэлов, проверить их качество, отправить на Московский завод химического машиностроения, где будут изготовлены и отправлены в Обнинск 128 топливных сборок. Потребовался напряженный труд коллективов заводов и ФЭИ, чтобы топливные сборки были изготовлены до мая 1954 года.
Решающую роль в успехе сыграло огромное внимание, которое в процессе разработки уделялось вопросам контроля качества исходных материалов и труб, а также технологии контроля в процессе изготовления твэлов. Начиная с проверки качества внутренней поверхности труб специально созданными перископами и кончая проверкой каждого сварного шва на твэле — все методы и средства контроля по существу были либо созданы вновь, либо серьезно усовершенствованы применительно к более жестким требованиям по чистоте, точности и надежности для изделий ядерного класса.
Опыт эксплуатации показал, что такое внимание к вопросам контроля вполне себя оправдало — в течение многих лет эксплуатации твэлы реактора АМ продемонстрировали исключительно надежную работу.
В окончательном проекте конструкция реактора выглядела следующим образом. Графитовая кладка реактора диаметром 3000 мм и высотой 4500 мм состояла из блоков двух типов. Активная зона набиралась из вертикально стоящих шестигранных блоков с центральными отверстиями диаметром 65 мм, в которые вводились топливные каналы. Отражатель был выполнен в виде горизонтальных блоков, нанизанных на 24 вертикальных стояка, по которым циркулировала вода для отвода выделяемого в графитовом отражателе тепла.
Основные физические расчеты реактора для АЭС были сосредоточены в отделе А. К. Красина (заместитель научного руководителя по созданию АЭС, координировавший экспериментальные и расчетные исследования) и выполнялись группой М. Е. Минашина. Ими было выдвинуто предложение о создании специального экспериментального стенда.
Этот стенд — критическая сборка активной зоны реактора АМ из графита, урана и воды с трубчатыми твэлами, названная впоследствии «физическим стендом АМФ» — создавался с целью получения экспериментальных данных, позволяющих проверить правильность методики расчета и выбора параметров реактора. АМФ достиг критического состояния 3 марта 1954 года, на нем впервые в Обнинске была осуществлена цепная реакция деления урана. Эксперименты показали, что больших ошибок, по крайней мере, на начало кампании реактора АМ, не будет.
Пуску первой в мире АЭС руководством отрасли уделялось самое пристальное внимание. Е. П. Славский фактически взял на себя руководство монтажными работами, И. В. Курчатов занимался физикой реактора, А. П. Александров «дополнял» Курчатова в части инженерно-производственных вопросов. Несмотря на принципиальную новизну проекта, серьезные проблемы и трудности, которые пришлось решить и преодолеть при его реализации, проектирование и строительство АЭС было осуществлено в чрезвычайно сжатые сроки.
Первый ковш земли на строительной площадке был вынут экскаватором в сентябре 1951 года, монтаж реактора и оборудования был начат в октябре 1953 года. К марту 1954 года на станции в основном был закончен монтаж контуров, тепломеханического оборудования и других систем. В марте 1954 года началась отладка систем и обкатка оборудования, по мере их окончания производилась окончательная приемка систем в эксплуатацию.
Одновременно в Лаборатории «В» формировался рабочий коллектив АЭС: были назначены начальник АЭС Н. А. Николаев, работавший до этого начальником промышленного реактора АВ-1 на комбинате № 817 (Челябинск-40), и заместитель начальника А. Н. Григорьянц.
Учитывая уникальный и принципиально новый характер установки, при монтаже реактора АМ, его первого контура и при подготовке технологических каналов к загрузке были проведены специальные режимные и технологические мероприятия, которые обеспечили необходимую чистоту, соблюдение технологии и строгий пооперационный контроль при ведении наиболее ответственных работ. В результате удалось практически полностью избежать монтажного загрязнения первого контура и реактора окалиной, остатками прокладок, электродов, сварочной проволоки и другими инородными предметами. Благодаря хорошей организации монтажных работ, строгому контролю над соблюдением разработанных правил монтажа и технологических условий на изготовление и поставку оборудования серьезных задержек или неполадок при проведении наладочных работ и пуске, а также отказов оборудования не наблюдалось.
5 мая 1954 года стартовала загрузка реактора топливом. 6 мая приказом Д. И. Блохинцева для проведения пусковых работ назначаются дежурные научные руководители (А. К. Красин, Б. Г. Дубовский, М. Е. Минашин) и их помощники (В. А. Коновалов, Е. И. Инютин, М. Н. Ланцов, А. В. Камаев). Еще раньше приказом Н. А. Николаева были утверждены дежурные смены и назначены их начальники.
9 мая в 19 часов 7 минут при загрузке 61-го топливного канала реактор достиг критичности и затем был загружен полным числом каналов (128 штук).
В первой партии топливных каналов, загруженных в реактор, содержалось 546 кг урана 5 % обогащения ураном-235. Всего в активной зоне содержалось 204 кг стали, 54,3 кг молибдена и 62 кг магния. Высота активной зоны составляла 1,7 м, диаметр — 1,5 м.
Физический пуск и эксперименты, выполненные по его программе, показали удовлетворительное совпадение расчетных характеристик реактора АМ с опытными. Основные характеристики реактора подтвердились с приемлемой точностью. Успешное завершение физического пуска позволило перейти в июне 1954 года к энергетическому пуску АЭС.
Первая АЭС представляла собой однореакторную установку тепловой мощностью 30 МВт, электрической мощностью — 5 МВт. Во втором контуре реактора вырабатывался перегретый пар давлением 12,5 атм и температурой 2600С, который поступал в турбину, на валу которой был установлен электрогенератор. Это был первый в мире опыт преобразования через паротурбинный цикл энергии деления ядер урана в электрическую энергию.
В 17 час. 45 мин. 26 июня 1954 года была открыта задвижка подачи пара на турбогенератор, и он начал вырабатывать электроэнергию от атомного «котла». Мощность электрогенератора достигла 1,5 МВт. Этот день стал считаться днем рождения атомной энергетики.
Освоение проектной мощности АЭС заняло четыре месяца. Шло изучение работы реактора АМ, выявление недостатков проекта и слабых мест оборудования, вносились необходимые и возможные усовершенствования в отдельные узлы и системы. В основном все шло гладко, возникавшие неполадки устранялись, вносились изменения в некоторые конструкции, а электрическая мощность АЭС все возрастала. В октябре 1954 года турбогенератор АЭС был выведен на проектную мощность 5 МВт.
Уже первый этап работы станции показал, что основные конструктивные узлы, такие, как кладка реактора, топливные каналы с твэлами, парогенераторы, насосы, трубопроводы первого контура с установленной в нем арматурой, выбраны удачно и обеспечат работу электростанции на расчетной мощности. Усилия всех участников создания первой в мире АЭС увенчались успехом.
В первый период работы АЭС рассматривалась как опытная энергетическая станция. На ней учились и проходили подготовку специалисты первых промышленных реакторов, экипажи первых атомных подводных лодок и атомного ледокола «Ленин», стажировались специалисты из ГДР, Чехословакии, Китая... Но, начиная с 1956 года, назначение станции стало постепенно меняться. Реактор решено было использовать в основном как источник нейтронов для проведения научных исследований, в частности, необходимых для создания более мощных АЭС.
На реакторе АМ родились многие идеи, взятые затем на вооружение всеми эксплуатационниками. Например, метод частичных перегрузок реактора позволил почти вдвое увеличить среднее выгорание топлива и тем самым резко снизить топливную составляющую в себестоимости отпускаемой электроэнергии. Суть метода состоит в том, что вместо замены сразу всех топливных каналов активной зоны (так предусматривалось в проекте) меняется только часть каналов. При этом слабо выгоревшие каналы из крайних рядов переставляются в центр, где плотность потока нейтронов максимальна, а свежие каналы устанавливаются на периферию зоны. Такая перестановка обеспечивает равномерное распределение плотности нейтронного потока по радиусу реактора и более глубокое выгорание топлива. И хотя время работы между перегрузками при этом уменьшается, выигрыш в экономичности настолько велик, что этот метод в тех или иных модификациях теперь применяется повсеместно.
Для проведения научных и инженерных экспериментов на реакторе АМ было сооружено 17 петель различного назначения. На них велись исследования в обоснование реакторных установок АМБ-1 и АМБ-2, ЭГП-6, отрабатывались отдельные элементы реакторов РБМК. Таким образом, реактор АМ стал основоположником направления канальных уран-графитовых реакторов.
В 1962 году на реакторе АМ начала эксплуатироваться петлевая установка термоэмиссионного преобразования энергии. На этой установке впервые в СССР ядерная энергия была непосредственно преобразована в электрическую. Полученные на петле результаты были использованы при проектировании и пуске в 1970 году первого в мире реактора-преобразователя ТОПАЗ для космических ядерных энергетических установок.
Кроме петлевых испытаний, в реакторе АМ изучалось поведение различных материалов в радиационных полях, на нейтронных пучках реактора проводились исследования по физике твердого тела. В последние годы на АМ было налажено производство радионуклида молибдена, что превратило ФЭИ в главного изготовителя и поставщика генераторов технеция-99, применяемых в медицине для диагностики онкологических заболеваний.
29 апреля 2002 года в соответствии с приказом Министра по атомной энергии № 132 Первая АЭС была остановлена, точнее — была прекращена ее эксплуатация с генерацией мощности за счет цепного процесса деления ядер урана. Реактор АМ находился в эксплуатации на энергетических режимах рекордный срок — почти 48 лет.
Конечно, при создании АЭС и ее эксплуатации не удалось избежать и многочисленных дефектов оборудования, и ошибок персонала, но за все время не было ни одного случая опасного переоблучения персонала, окружающая местность, в том числе город, расположенный в 1,5-4,5 км от реактора, не подвергались радиационному загрязнению выше существующего природного фона.
За прошедшие годы реактор АМ прошел всесторонние испытания, проработав при всех допустимых режимах, и зарекомендовал себя с самой лучшей стороны. Надежность эксплуатации реактора в первую очередь обусловлена надежностью работы твэлов и рабочих каналов. Так, за первые 20 лет эксплуатации ни один из многих тысяч работавших в реакторе твэлов не вышел из строя, если соблюдались условия их эксплуатации. На отдельных каналах была достигнута очень высокая глубина выгорания, а время их работы превысило 40 000 ч. Таким образом, создание конструкции и разработка технологии изготовления трубчатого твэла дисперсионного типа из сплава урана с молибденом с оболочкой из нержавеющей стали одним из важных достижений создателей реактора АМ.
При выводе Первой в мире АЭС из эксплуатации был принят вариант с длительным сохранением установки под наблюдением. Весь цикл работ предполагалось выполнить в четыре этапа:
1 этап — подготовка к выводу из эксплуатации (2002-2010 гг.);
2 этап — подготовка к длительному сохранению под наблюдением и локализация (2010-2015 гг.);
3 этап — длительное сохранение под наблюдением (2015-2080 гг.);
4 этап — завершающий (после 2080 года).
Фотогалерея8
