Первая АЭС

Начало новой эпохи

---

От воен­ного атома к мирному

Поко­ре­ние атома и соз­да­ние Первой в мире АЭС были под­го­то­в­лены всем пре­ды­ду­щим раз­ви­тием физики и стали одними из гран­ди­оз­нейших дости­же­ний оте­че­ствен­ной и зару­беж­ной науки в позна­нии мира и про­ник­но­ве­нии в тайны природы. Ученые прошли слож­нейший путь от опа­се­ний, что, зани­ма­ясь иссле­до­ва­ни­ями атома, можно невзна­чай взо­рвать весь мир, до уве­рен­но­сти, что упра­в­ля­е­мая цепная ядерная реакция осу­ще­ствима и может служить во благо чело­века.

Мощ­ность Первой АЭС, соо­ру­жен­ной на пло­щадке Лабо­ра­то­рии «В», как тогда назы­вался ГНЦ РФ «Физико-энер­гети­че­ский инсти­тут» в Обнин­ске, была неболь­шой даже по меркам того времени. Тем не менее для нашей страны ее пуск стал уни­каль­ным тех­ноло­ги­че­ским дости­же­нием. Нео­бы­чайно велико было и поли­ти­че­ское зна­че­ние этого события — на фоне наби­рав­шей обороты без­у­дер­ж­ной гонки воо­ру­же­ний еще не оправив­ша­яся после тяже­лейшей войны страна находит в себе силы не только соз­да­вать ядерное оружие сдер­жи­ва­ния, но и пред­ла­гает миру аль­тер­на­тиву, ставшую реаль­ным при­ме­ром сози­да­тель­ного при­ме­не­ния атомной энергии.

В октябре 1945 года, когда основ­ные усилия ученых и мате­ри­аль­ные ресурсы были напра­в­лены на соз­да­ние атомной бомбы, член Спец­ко­ми­тета ака­демик П. Л. Капица писал: «То, что про­ис­хо­дит сейчас, когда атомную энергию рас­це­ни­вают первым делом как сред­ство уни­что­же­ния людей, так же мелко и нелепо, как видеть главное зна­че­ние элек­три­че­ства в воз­мож­но­сти постройки элек­три­че­ского стула». Он считал, что «главное зна­че­ние тех­ни­че­ского исполь­зо­ва­ния атомных про­цес­сов это то, что в руки чело­ве­че­ству дан новый могу­ще­ствен­ный источ­ник энергии». Капица первым поставил перед Спец­ко­ми­тетом вопрос о необ­хо­ди­мо­сти орга­ни­за­ции работ по мирному исполь­зо­ва­нию атомной энергии. После исклю­че­ния его из состава Спец­ко­ми­тета ини­ци­а­тива пере­хо­дит к пре­зи­денту АН СССР С. И. Вави­лову, который в апреле 1946 года дает свои пред­ло­же­ния по работам в этой области. В их обсу­жде­нии и под­го­товке первых планов участ­во­вали А. Ф. Иоффе, И. В. Кур­ча­тов, А. И. Лейпун­ский, А. И. Али­ха­нов, Н. Н. Семенов, Ю. Б. Харитон, Д. В. Ско­бель­цын, Г. И. Франк, В. С. Еме­лья­нов, Б. С. Позд­ня­ков. В это время впервые упо­ми­на­ются темы, свя­зан­ные с атомной энер­гети­кой и про­бле­мой соз­да­ния энер­гети­че­ских реак­то­ров.

В конце 1946-начале 1947 гг. ученый секретарь НТС ПГУ Б. С. Позд­ня­ков на основе выпол­нен­ных в СССР работ и анализа мате­ри­а­лов, опу­б­ли­ко­ван­ных в зару­беж­ной печати, под­го­то­вил записку «Энер­го­си­ло­вые уста­новки на ядерных реак­циях». 24 марта 1947 г., рас­смо­трев ее, НТС, который был в тот период главным коор­ди­ни­ру­ю­щим и экс­перт­ным органом по всем научно-иссле­до­ва­тель­ским работам в рамках совет­ского «атом­ного проекта», при­знает, что «в насто­я­щее время следует при­сту­пить к научно-иссле­до­ва­тель­ским и под­го­то­ви­тель­ным про­ек­т­ным работам по исполь­зо­ва­нию энергии ядерных реакций для энер­го­си­ло­вых уста­но­вок, имея в виду забла­го­вре­менно под­го­то­вить раз­ви­тие работ в этом напра­в­ле­нии».

Важным для даль­нейшего раз­ви­тия событий было и соз­да­ние в 1946 году Лабо­ра­то­рии «В» МВД СССР — ставшей первой в СССР научно-иссле­до­ва­тель­ской орга­ни­за­цией по раз­ра­ботке энер­гети­че­ских реак­то­ров. Уже в 1946-начале 1947 гг. в Лабо­ра­то­рии «В» про­во­дится изу­че­ние воз­мож­но­сти соз­да­ния «ура­но­вой машины с обо­га­щен­ным ураном и легкой водой», «дающей энергию в тех­ни­че­ски при­ме­ни­мом коли­че­стве». Заме­сти­тель началь­ника 9-го Упра­в­ле­ния МВД СССР А. И. Лейпун­ский, кури­ро­вав­ший научную работу Лабо­ра­то­рии «В», в начале 1947 года пору­чает ей «выяс­не­ние проблем, свя­зан­ных с модель­ными опытами на ура­но­вых котлах с берил­лием как тор­мо­зя­щим веще­ством».

К концу 1947 года на основе выпол­нен­ных работ опре­де­лены типы энер­гети­че­ских реак­то­ров, по которым пла­ни­ро­вались пред­ва­ри­тель­ные про­ра­ботки:

• «Агрегат с гели­е­вым охла­жде­нием на обо­га­щен­ном уране мощ­но­стью до 500 тыс. кВт» — Лабо­ра­то­рия № 2 АН СССР;
• «Агрегат с газовым охла­жде­нием на нату­раль­ном или слабо обо­га­щен­ном уране мощ­но­стью до 200 тыс. кВт» — ИФП АН СССР;
• «Агрегат с водяным охла­жде­нием на слабо обо­га­щен­ном уране мощ­но­стью до 300 тыс. кВт» — Лабо­ра­то­рия № 2;
• «Агрегат с торием и обо­га­щен­ным ураном, с тяжелой водой» — Лабо­ра­то­рия № 3 АН СССР;
• «Агрегат на обо­га­щен­ном уране с берил­ли­е­вым замед­ли­те­лем и газовым охла­жде­нием мощ­но­стью до 500 тыс. кВт» — Лабо­ра­то­рия «В» МВД СССР.

К работам были при­вле­чены про­ек­т­ные и научно-иссле­до­ва­тель­ские орга­ни­за­ции, ставшие основой будущей коо­пе­ра­ции в решении проблем атомной энер­гетики (НИИ­Хим­маш, ГСПИ-11, ВИАМ, ВТИ, ОКБ «Гид­ро­пресс», ЦКТИ, ГИПХ, ЦАГИ, ИФХ, ФХИ, ЭНИН).

По сви­детель­ству С. М. Фейн­берга (4 ноября 1949 г.), в 1948-1949 гг. в Лабо­ра­то­рии № 2 (ЛИП АН СССР) велись «изыс­ка­ния новых типов атомных котлов, пред­на­зна­чен­ных для про­из­вод­ства ядер­ного горючего из неак­тив­ных эле­мен­тов (уран-238 и торий-232), либо для дви­га­те­лей», но, как он отме­чает, «до послед­него времени довлели более пер­во­о­че­ред­ные задачи». И, действи­тельно, до испы­та­ния первой атомной бомбы в ведущих орга­ни­за­циях работы, прямо не свя­зан­ные с этой задачей, раз­ви­вались мед­ленно. Поэтому к концу 1949 года из пяти запла­ни­ро­ван­ных в 1947 году к про­ек­ти­ро­ва­нию энер­гети­че­ских уста­но­вок только по двум, раз­ра­ботку которых вели ИФП и Лабо­ра­то­рия «В», были под­го­то­в­лены про­ек­т­ные мате­ри­алы.

Сразу после испы­та­ния атомной бомбы в ПГУ по про­блеме раз­ви­тия энер­гети­че­ских реак­то­ров обра­ща­ются А. И. Лейпун­ский и С. М. Фейн­берг, которые наста­и­вают на срочном рас­смо­тре­нии под­го­то­в­лен­ных Лабо­ра­то­рией «В», ИФП и ЛИП АН про­ек­т­ных мате­ри­а­лов по энер­гети­че­ским реак­то­рам.

В октябре 1949 года А. И. Лейпун­ский, Д. И. Бло­хин­цев, А. Д. Зверев пере­дали руко­вод­ству ПГУ записку, в которой обра­щали вни­ма­ние на необ­хо­ди­мость «шире развить работы по раз­лич­ным энер­гети­че­ским систе­мам с целью их сопо­ста­в­ле­ния и выбора наи­бо­лее эффек­тив­ных путей» и пред­ла­гали обсу­дить этот вопрос на НТС ПГУ для выра­ботки пер­спек­тив­ной про­граммы. Они считали воз­мож­ным начать в Лабо­ра­то­рии «В» работы по реак­то­рам на быстрых и про­ме­жу­точ­ных нейтро­нах и др.

С. М. Фейн­берг в записке «Атомная энергия для про­мыш­лен­ных целей» (4 ноября 1949 года), про­а­нали­зи­ро­вав раз­лич­ные вари­анты исполь­зо­ва­ния «атомных дви­га­те­лей», при­хо­дит к выводу, что на данный момент стро­и­тель­ство атомных элек­тро­стан­ций эко­но­ми­че­ски неце­ле­со­об­разно, и следует пре­ду­смо­треть полу­че­ние элек­тро­энер­гии на про­мыш­лен­ных реак­то­рах. К пер­во­о­че­ред­ным задачам он отнес «раз­ра­ботку кон­струк­ции атом­ного дви­га­теля» для под­вод­ных лодок, раз­ра­ботку «схем кон­струк­ции атом­ного дви­га­теля для авиации», «если вопрос сто­и­мо­сти топлива ото­дви­га­ется на второй план».

18 ноября 1949 года пред­се­да­тель Спец­ко­ми­тета Л. П. Берия пору­чает ПГУ дать пред­ло­же­ния о «воз­мож­но­сти раз­ра­ботки про­ек­тов силовых уста­но­вок и дви­га­те­лей с при­ме­не­нием атомной энергии». А 29 ноября 1949 года НТС ПГУ рас­смо­трел первые под­го­то­в­лен­ные в СССР проекты энер­гети­че­ских реак­то­ров:

• опытный реактор Л мощ­но­стью 10 тыс. кВт на обо­га­щен­ном уране с берил­ли­е­вым замед­ли­те­лем и гели­е­вым охла­жде­нием — Лабо­ра­то­рия «В», ГСПИ-11;
• опытный реактор «Шарик» мощ­но­стью 10 тыс. кВт на слабо обо­га­щен­ном уране с гра­фи­то­вым замед­ли­те­лем и гели­е­вым охла­жде­нием — ИФП, ОКБ «Гид­ро­пресс».

После анализа экс­перт­ных заклю­че­ний и обсу­жде­ния НТС реко­мен­дует для пер­во­о­че­ред­ного стро­и­тель­ства проект реак­тора «Шарик» и при­ни­мает решение о про­дол­же­нии иссле­до­ва­ний по берил­ли­е­вому реак­тору Л с пере­но­сом начала его стро­и­тель­ства на более поздний срок. Второе важное решение этого засе­да­ния — Лабо­ра­то­рия «В» опре­де­ля­ется как база для стро­и­тель­ства опытных энер­гети­че­ских уста­но­вок с объе­ди­не­нием неко­то­рых их систем. Одно­значно опре­де­ля­ется и цель соз­да­ния этих уста­но­вок: «изу­че­ние вопро­сов о при­ме­не­нии их в первую очередь в каче­стве судовых дви­га­те­лей для крупных кора­блей и под­вод­ных лодок».

В этот же день про­ис­хо­дит другое и несколько неясное по своим побу­ди­тель­ным при­чи­нам событие — после засе­да­ния НТС соби­ра­ется сове­ща­ние в узком составе (И. В. Кур­ча­тов, А. П. Алек­сан­дров, Н. А. Дол­ле­жаль, Б. С. Позд­ня­ков), на котором обсу­жда­ется сооб­ще­ние Н. А. Дол­ле­жаля «О про­ек­тах реак­то­ров с гра­фи­том». Речь шла о раз­ра­ботке по заданию А. П. Алек­сан­дрова (в то время дирек­тора ИФП) пред­ва­ри­тель­ного проекта реак­тора для энер­гети­че­ских целей на обо­га­щен­ном до 4,5 % уране (около 1 т), при­род­ном уране (15-20 т) и тории (10-20 т).

Сове­ща­ние реко­мен­до­вало вклю­чить в план на 1950 год проект про­мыш­лен­ного реак­тора АВ «с одно­вре­мен­ным исполь­зо­ва­нием тепла для энер­гети­че­ских целей и про­из­вод­ством плу­то­ния» и 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. Были также даны ука­за­ния о срочном про­ве­де­нии физи­че­ских рас­четов и экс­пе­ри­мен­таль­ных иссле­до­ва­ний по этим реак­то­рам.

Позднее И. В. Кур­ча­тов и А. П. Заве­ня­гин объ­яс­няли выбор реак­тора АМ для пер­во­о­че­ред­ного стро­и­тель­ства тем, «что в нем может быть более чем в других агре­га­тах, исполь­зо­ван опыт обычной котель­ной прак­тики: общая отно­си­тель­ная про­стота агре­гата облег­чает и уде­ше­в­ляет стро­и­тель­ство».

---

Немно­гим сложнее само­вара

В конце 1949-начале 1950 гг. в ЛИПАН под руко­вод­ством И. В. Кур­ча­това про­во­дятся физи­че­ские расчеты и другие про­ра­ботки, а в НИИ­Хим­маш под руко­вод­ством Н. А. Дол­ле­жаля — раз­ра­ботка пред­ва­ри­тель­ного проекта «кора­бель­ного реак­тора». «Кора­бель­ный реактор» — это реактор на обо­га­щен­ном уране высо­ко­на­пря­жен­ного типа при­ме­ни­тельно к кора­бель­ной энер­го­си­ло­вой уста­новке с мощ­но­стью паровой турбины около 25000 кВт, с гра­фи­том и охла­жде­нием водой.

11 февраля 1950 года на сове­ща­нии у началь­ника ПГУ Б. Л. Ван­ни­кова проект «кора­бель­ного реак­тора» оце­ни­ва­ется как исход­ный и при­ни­ма­ется решение в обо­с­но­ва­ние этого проекта постро­ить на тер­ри­то­рии Лабо­ра­то­рии «В» «экс­пе­ри­мен­таль­ную уста­новку полу­про­мыш­лен­ного типа (уста­новка АМ) мощ­но­стью по теп­ло­вы­де­ле­нию в 30 тыс. кВт и 5 тыс. кВт по паровой турбине, исполь­зу­ю­щую обо­га­щен­ный до 3-5 % уран в коли­че­стве 300 кг для этого реак­тора с гра­фи­то­вым замед­ли­те­лем и водяным охла­жде­нием». Это решение, как считали участ­ники сове­ща­ния, обо­с­но­вано огра­ни­чен­но­стью «ресур­сов рас­щеп­ля­ю­щихся мате­ри­а­лов», а также тем, что важ­нейшей задачей первого периода явля­ется «прин­ци­пи­аль­ное под­твер­жде­ние […] прак­ти­че­ской воз­мож­но­сти пре­об­ра­зо­ва­ния тепла ядерных реакций атомных уста­но­вок в меха­ни­че­скую и элек­три­че­скую энергии». Таким образом, в отдель­ную опытную уста­новку АМ была выде­лена энер­гети­че­ская соста­в­ля­ю­щая «кора­бель­ного реак­тора».

Про­ек­ти­ро­ва­ние новых типов реак­то­ров тре­бо­вало зна­чи­тель­ного рас­ши­ре­ния знаний в раз­лич­ных обла­стях науки и техники. Знания по нейтрон­ной физике в 1948 году 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. Методы расчета коэф­фи­ци­ента исполь­зо­ва­ния теп­ло­вых нейтро­нов были развиты лишь для про­стейших ячеек; выго­ра­ние урана и накоп­ле­ние плу­то­ния иссле­до­ваны для корот­ких кам­па­ний.

До начала про­ек­ти­ро­ва­ния энер­гети­че­ских реак­то­ров пред­сто­яло иссле­до­вать глу­бо­кое выго­ра­ние ядер­ного горючего. Вопрос о влиянии струк­туры актив­ной зоны на кри­ти­че­скую массу и на рас­пре­де­ле­ние плот­но­сти потока нейтро­нов был только сфор­му­ли­ро­ван, и ответ на него еще нужно было полу­чить. Пред­сто­яло раз­ра­бо­тать систему ком­пен­са­ции боль­шого началь­ного запаса реак­тив­но­сти, необ­хо­ди­мого для работы энер­гети­че­ского реак­тора, и выяс­нить ее влияние на рас­пре­де­ле­ние плот­но­сти потока нейтро­нов в реак­торе.

Необ­хо­димо было раз­ра­бо­тать теп­ло­вы­де­ля­ю­щий элемент — основ­ную и наи­бо­лее ответ­ствен­ную кон­струк­цию в реак­торе, которая поз­во­лила бы обес­пе­чить надеж­ный нагрев теп­ло­но­си­теля до тем­пе­ра­тур, по крайней мере, 250-300°С без опас­ного раз­ру­ше­ния твэлов и выде­ле­ния ради­о­ак­тив­ных про­дук­тов деления в первый контур и поме­ще­ния АЭС. Каких-либо обо­с­но­ван­ных опытом реко­мен­да­ций по воз­мож­ной кон­струк­ции твэлов и ком­по­зи­ции ядер­ного топлива, спо­соб­ных рабо­тать при высоких тем­пе­ра­ту­рах, в то время дать было нельзя.

Тре­бо­ва­лось также обес­пе­чить хими­че­скую сов­ме­сти­мость и раз­мер­ную ста­биль­ность будущей ком­по­зи­ции ядер­ного топлива с оболоч­кой твэла при тем­пе­ра­туре выше 300°С в усло­виях интен­сив­ного нейтрон­ного излу­че­ния и изме­не­ния состава топлива в про­цессе выго­ра­ния в течение дли­тель­ного времени.

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.

В резуль­тате про­ра­бо­ток и анализа научных и тех­ни­че­ских данных, имев­шихся к тому времени, в феврале 1950 года был выпущен под­пи­сан­ный И. В. Кур­ча­то­вым, Н. А. Дол­ле­жа­лем и С. М. Фейн­бер­гом отчет, содер­жав­ший пред­ва­ри­тель­ные про­ек­т­ные мате­ри­алы по энер­гети­че­скому уран-гра­фи­то­вому реак­тору с водяным охла­жде­нием. Физи­че­ские расчеты были выпол­нены П. Э. Неми­ров­ским, а инже­нер­ные — П. И. Але­щен­ко­вым.

В выводах отчета утвер­жда­лось, что соз­да­ние уран-гра­фи­то­вого реак­тора с водяным охла­жде­нием для исполь­зо­ва­ния тепла ядерной реакции в энер­гети­че­ских целях пред­ста­в­ля­ется реаль­ным, и пред­ла­га­лось раз­ра­бо­тать и соо­ру­дить экс­пе­ри­мен­таль­ный реактор-про­тотип со сле­ду­ю­щими харак­те­ри­сти­ками: теп­ло­вая мощ­ность реак­тора 30 МВт, мощ­ность на валу турбины 5 МВт, обо­га­ще­ние урана 3–5 %.

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: уран-гра­фи­то­вый реактор с водяным охла­жде­нием, уран-гра­фи­то­вый реактор с газовым охла­жде­нием и уран-берил­ли­е­вый реактор с газовым охла­жде­нием или охла­жде­нием рас­пла­в­лен­ным метал­лом. 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, диаметр актив­ной зоны 1,5 м, кам­па­ния реак­тора на номи­наль­ной мощ­но­сти — 120-140 суток. Согласно рас­четам, загрузка топлива 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.

Доку­мен­та­ция на пер­во­о­че­ред­ные стро­и­тель­ные работы раз­ра­ба­ты­ва­лась уже в 1950 году. При этом в целях уско­ре­ния раз­ра­ботка велась исходя из тре­бо­ва­ния доста­точ­ного резер­ви­ро­ва­ния пло­ща­дей и мощ­но­стей вспо­мо­га­тель­ных систем, которые должны были обес­пе­чить воз­мож­ные вари­анты схемы и обо­ру­до­ва­ния в рамках пред­ва­ри­тельно утвер­жден­ных основ­ных харак­те­ри­стик.

В начале 50-х годов перед руко­во­ди­те­лями Лабо­ра­то­рии «В» стоял вопрос о даль­нейшем раз­ви­тии инсти­тута. Из вос­по­ми­на­ний Д. И. Бло­хин­цева: «И. В. Кур­ча­тов пред­ло­жил пере­дать даль­нейшую раз­ра­ботку этого реак­тора и соо­ру­же­ние на его основе атомной элек­тро­стан­ции инсти­туту в Обнин­ске… это вызвало серьезные дис­кус­сии отно­си­тельно выбора пути даль­нейшего раз­ви­тия в Обнин­ске энер­гети­че­ских реак­то­ров. Что раз­ви­вать: высо­ко­тем­пе­ра­тур­ные реак­торы на теп­ло­вых нейтро­нах с замед­ли­те­лем из окиси берил­лия? Реак­торы с метал­ли­че­ским охла­жде­нием? Или после­до­вать пред­ло­же­нию И. В. Кур­ча­това, которое было весьма уме­рен­ным? Пар с дав­ле­нием 12 атм в обычной теп­ло­энер­гетике был уже пройден­ным этапом… Я и мой заме­сти­тель по науке А. К. Красин под­дер­жи­вали пред­ло­же­ние И. В. Кур­ча­това. А. И. Лейпун­ский же считал такое решение неправиль­ным». Лейпун­ский полагал, что это отвле­чет силы от работы над более эффек­тив­ными реак­то­рами и отста­и­вал кар­ди­наль­ное напра­в­ле­ние раз­ви­тия ядерной энер­гетики, хотя и ока­зы­вал помощь при соз­да­нии Первой АЭС.

По пред­ло­же­нию И. В. Кур­ча­това в сере­дине 1951 года научно-тех­ни­че­ское руко­вод­ство про­ек­том соо­ру­же­ния Первой АЭС было пере­дано Физико-энер­гети­че­скому инсти­туту. В июне 1951 года по поста­но­в­ле­нию 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 ЛИП АН 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.

Бло­хин­цев писал: «…прин­ци­пи­аль­ная схема атомной элек­тро­стан­ции чрез­вы­чайно проста, можно сказать, что она немно­гим сложнее само­ва­ра… в этой видимой про­стоте схемы заклю­чено большое ковар­ство… Сперва все каза­лось очень просто, но вскоре мы поняли, что проект был в стадии лишь первой ясности. Пред­сто­яла огром­ная работа… Коли­че­ство проблем, которые пред­сто­яло решить, нара­с­тало по мере углу­б­ле­ния в работу над реак­то­ром».

Про­ек­т­ные мате­ри­алы по реак­тору АМ были пере­даны Лабо­ра­то­рии «В» без тех­ни­че­ских решений по целому ряду важ­нейших проблем, в част­но­сти, по твэлам. Видимо, поэтому на письме зам. дирек­тора ЛИП АН И. Н. Голо­вина о пере­даче доку­мен­тов («Пере­сы­лаю Вам все име­ю­щи­еся у нас про­ек­т­ные мате­ри­алы по АМ») над словом «все» стоит знак вопроса, выра­жа­ю­щий недо­у­ме­ние Д. И. Бло­хин­цева. Вот почему окон­ча­тель­ный проект АЭС отли­чался от пер­во­на­чаль­ного, и основ­ная раз­ра­ботка его была про­ве­дена Лабо­ра­то­рией «В».

Главная идея проекта реак­тора АМ состо­яла в при­ме­не­нии труб­ча­того твэла, в котором поток воды для теп­ло­съема дви­жется внутри трубки, а уран нахо­дится снаружи и должен иметь надеж­ный теп­ло­вой контакт со стенкой трубки. Соз­да­ние такого твэла (как при­зна­вал и сам главный кон­струк­тор реак­тора АМ Н. А. Дол­ле­жаль) 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 реак­тора необ­хо­димо было обес­пе­чить отвод выде­ля­ю­ще­гося в твэле тепла так, чтобы тем­пе­ра­тура урана не пре­вы­шала 450° С.

Отвод такого коли­че­ства тепла от ядер­ного топлива и пере­дача его воде первого контура без пере­грева твэла тре­бо­вали при­ме­не­ния высо­ко­теп­ло­про­вод­ной топ­лив­ной ком­по­зи­ции, тон­ко­стен­ных высокой точ­но­сти оболо­чеч­ных труб и надеж­ного, сохра­ня­ю­ще­гося во времени теп­ло­вого кон­такта оболочки твэла с топ­ли­вом.

На выбор ком­по­зи­ции в первую очередь должны были оказать влияние экс­пе­ри­менты по сов­ме­сти­мо­сти ее с мате­ри­а­лом оболо­чек. Осо­бо­тон­ко­стен­ные высо­ко­точ­ные трубы необ­хо­димо было полу­чить от про­мыш­лен­но­сти, перед которой подоб­ная задача стави­лась впервые. Надеж­ный теп­ло­вой контакт необ­хо­димо было под­твер­дить испы­та­ни­ями твэлов на теп­ло­вых стендах и в реак­торе РФТ.

Для раз­ви­тия экс­пе­ри­мен­таль­ных работ сле­до­вало нала­дить про­из­вод­ство осо­бо­тон­ко­стен­ных трубок из нер­жаве­ю­щей стали наруж­ным диа­мет­ром 9 мм, тол­щи­ной стенки 0,4 мм и длиной 2500 мм. Впо­след­ствии к этой основ­ной трубке добави­лись трубки для кожухов твэлов наруж­ным диа­мет­ром 14 мм и тол­щи­ной стенки 0,2 мм, а также трубы для каналов СУЗ.

---

Топливо. Первые шаги

Несмо­тря на кажу­щу­юся про­стоту инже­нер­ных решений по проекту Первой в мире АЭС и отно­си­тельно невы­со­кие пара­метры пара, раз­ра­бот­чики проекта встрети­лись с рядом сложных, порой, каза­лось, даже нераз­ре­ши­мых проблем среди которых наи­бо­лее трудной в инже­нер­ном и тех­ноло­ги­че­ском планах ока­за­лась про­блема твэлов. К раз­ра­ботке твэлов были при­вле­чены 5 орга­ни­за­ций, которые раз­ра­ба­ты­вали около 10 вари­ан­тов твэлов. Первые вари­анты твэл не выдер­жали испы­та­ний. Решение об окон­ча­тель­ном выборе вари­анта твэла раз­ра­ботки ФЭИ (В. А. Малых) состо­я­лось лишь 25 сен­тя­бря 1953 г. — за 7 месяцев до физи­че­ского пуска реак­тора Первой АЭС. За это время необ­хо­димо было под­го­то­вить новый цех на Элек­тро­сталь­ском Маши­но­стро­и­тель­ном заводе, освоить про­из­вод­ство и изго­то­вить 514 твэлов, про­ве­рить их каче­ство, отправить их 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 изго­то­вить до мая 1954 г.

К началу про­ек­ти­ро­ва­ния способ изго­то­в­ле­ния труб­ча­тых твэлов не был изве­стен. Раз­ра­ба­ты­ва­лось парал­лельно несколько вари­ан­тов кон­струк­ций твэлов на основе тех данных о пове­де­нии мате­ри­а­лов, которые к тому времени имелись. Наряду с этим раз­ра­ба­ты­ва­лась тех­ноло­гия их изго­то­в­ле­ния, изго­та­в­ли­вались опытные образцы твэлов натур­ных или пред­стави­тель­ных раз­ме­ров и одно­вре­менно про­во­ди­лись авто­клав­ные испы­та­ния на сов­ме­сти­мость мате­ри­а­лов, на тер­мо­ци­к­ли­ро­ва­ние и изме­не­ние теп­ло­про­вод­но­сти на спе­ци­аль­ных теп­ло­вых стендах. Образцы, успешно про­шедшие эти испы­та­ния, напра­в­ля­лись для испы­та­ний в иссле­до­ва­тель­ский реактор РФТ Инсти­тута атомной энергии в усло­виях, близких к рабочим, и после этих испы­та­ний про­хо­дили метал­ло­вед­че­ские иссле­до­ва­ния в горячей лабо­ра­то­рии.

Тем­пе­ра­тура урана опре­де­ля­ется тем­пе­ра­ту­рой охла­жда­ю­щей воды и тем­пе­ра­тур­ными пере­па­дами на участ­ках, через которые после­до­ва­тельно про­хо­дит отво­ди­мое тепло, а именно: на участке от вну­трен­ней стенки трубки твэла к охла­жда­ю­щей воде, на стенке трубки, на кон­так­т­ном сопроти­в­ле­нии трубки с топ­лив­ной ком­по­зи­цией и в самом топ­лив­ном слое. Все пере­пады тем­пе­ра­туры зависят от теп­ло­про­вод­но­сти при­ме­ня­е­мых мате­ри­а­лов, толщины стенок или слоев, вели­чины теп­ло­вого потока, ско­ро­сти воды и для выбран­ной кон­струк­ции твэла могут быть заранее с доста­точ­ной точ­но­стью опре­де­лены рас­чет­ным путем. Тем­пе­ра­тур­ный перепад в месте сопри­кос­но­ве­ния вну­трен­ней трубки твэла с топ­ли­вом не под­да­вался расчету и мог меняться в зави­си­мо­сти от условий изго­то­в­ле­ния и экс­плу­а­та­ции.

Таким образом, для надеж­ной работы твэла в реак­торе необ­хо­димо было сохра­нить в течение всей кам­па­нии посто­ян­ный теп­ло­вой контакт в месте сопри­кос­но­ве­ния трубки с ураном. Счита­лось, что этого можно достичь сле­ду­ю­щими путями:

• создать диф­фу­зи­он­ное сцеп­ле­ние между сталь­ной трубкой и ураном. Тогда про­хо­жде­ние тепла от урана к трубке будет ана­ло­гично про­хо­жде­нию тепла в металле;
• создать контакт между сталь­ной трубкой и ураном через тонкий слой жидкого металла. Чтобы не уве­ли­чи­вать тем­пе­ра­туру урана, толщина слоя должна быть по воз­мож­но­сти неболь­шой.

Из-за отсут­ствия опыта нельзя было отдать пред­по­чте­ние тому или иному вари­анту твэла, и поэтому работы по их соз­да­нию велись парал­лельно.

Мно­го­чи­с­лен­ные попытки ряда инсти­ту­тов (ЛИПАН, НИИ-9, НИИ-13) изго­то­вить опытные образцы, спо­соб­ные выдер­жать про­ек­т­ные теп­ло­вые нагрузки с тер­мо­ци­к­ли­ро­ва­нием, закан­чи­вались неу­да­чами. Поэтому в работу вклю­чи­лись 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 г. поя­ви­лась уже вполне опре­де­лен­ная одно­знач­ная кон­струк­ция актив­ной зоны с исполь­зо­ва­нием 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.

Реша­ю­щую роль в достиг­ну­том 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 исход­ных труб спе­ци­ально соз­дан­ными пери­с­ко­пами и кончая про­вер­кой «послед­него» свар­ного шва на твэле — все методы и сред­ства кон­троля по суще­ству были либо созданы вновь, либо серьезно усо­вер­шен­ство­ваны при­ме­ни­тельно к более жестким тре­бо­ва­ниям чистоты, точ­но­сти и надеж­но­сти для изделий ядер­ного класса. Парал­лельно с соз­да­нием тех­ноло­гии изго­то­в­ле­ния и поо­пе­ра­ци­он­ного кон­троля в про­цессе про­из­вод­ства были раз­ра­бо­таны и вне­дрены методы и сред­ства нераз­ру­ша­ю­щего кон­троля каче­ства готовых твэлов. Опыт экс­плу­а­та­ции показал, что такое вни­ма­ние к вопро­сам кон­троля вполне себя оправ­дало – в течение многих лет экс­плу­а­та­ции твэлы Первой АЭС про­де­мон­стри­ро­вали исклю­чи­тельно надеж­ную работу.

---

Первая про­верка

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 была набрана 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.

В тео­рети­че­ском отделе инсти­тута изу­чались отдель­ные, наи­бо­лее тонкие вопросы теории реак­тора на теп­ло­вых нейтро­нах. 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. Главной задачей этих рас­четов было опре­де­ле­ние и выбор физи­че­ских харак­те­ри­стик реак­тора, опре­де­ле­ние необ­хо­ди­мой загрузки реак­тора топ­ли­вом, изу­че­ние его пове­де­ния при разо­греве и др. Ими было выдви­нуто пред­ло­же­ние о соз­да­нии экс­пе­ри­мен­таль­ного стенда.

Этот стенд — кри­ти­че­ская сборка актив­ной зоны реак­тора АМ из графита, урана и воды, с труб­ча­тыми твэлами, назван­ная впо­след­ствии «физ. стендом АМФ», соби­рался прямо под каби­нетом Бло­хин­цева. Целью явля­лось полу­че­ние экс­пе­ри­мен­таль­ных данных, поз­во­ля­ю­щих про­ве­рить правиль­ность мето­дики расчета и выбора пара­мет­ров. 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 АЭС, не будет.

Огромную помощь Лабо­ра­то­рии «В» в соз­да­нии Первой АЭС ока­зы­вали руко­во­ди­тели ПГУ и опытные ученые и спе­ци­али­сты других инсти­ту­тов и пред­при­ятий.

Как вспо­ми­нал М. Е. Минашин, с начала монтажа обо­ру­до­ва­ния на станции почти безот­лучно нахо­дился Е. П. Слав­ский, при­ез­жали И. В. Кур­ча­тов, А. П. Алек­сан­дров, главный кон­струк­тор реак­тора Н. А. Дол­ле­жаль и его бли­жайший помощ­ник П. И. Але­щен­ков. Слав­ский фак­ти­че­ски взял на себя руко­вод­ство мон­таж­ными рабо­тами, Кур­ча­тов больше зани­мался физикой реак­тора, Алек­сан­дров «допол­нял» Кур­ча­това в части инже­нерно-про­из­вод­ствен­ных вопро­сов.

Конечно же, роль Кур­ча­това, осу­ще­ст­вляв­шего общее научное руко­вод­ство совет­ским «атомным про­ек­том», была гораздо выше, а иногда имела реша­ю­щее зна­че­ние. «Одно время, когда АЭС уже стро­и­лась, — вспо­ми­нал Бло­хин­цев через два­дцать лет после пуска станции, — весь смысл проекта был вне­за­пно поста­в­лен под вопрос. Весьма авто­ри­тет­ная и хорошо зна­ко­мая с про­ек­том группа ученых выска­зала мнение о пре­кра­ще­нии работ на том осно­ва­нии, что станция будет неэ­ко­но­мич­ной (как будто тогда дело было в эко­но­мич­но­сти!)… К счастью для боль­шого дела, И. В. Кур­ча­тов… не согла­сился с этим мне­ни­ем…».

Связь с ЛИПАН после пере­дачи проекта не пре­ры­ва­лась, а сотруд­ник этого инсти­тута П. Э. Неми­ров­ский участ­во­вал в работе тео­рети­че­ского отдела Лабо­ра­то­рии «В». Большое зна­че­ние имел перевод в Лабо­ра­то­рию «В» опытных спе­ци­али­стов из других инсти­ту­тов и пред­при­ятий отрасли. Так, из ЛИПАН пришел Б. Г. Дубов­ский, из Челя­бин­ска-40 — первый началь­ник АЭС Н. А. Нико­лаев, руко­во­ди­тели служб И. Морозов, А. Попов, П. Забелин и др.

---

От стро­и­тель­ства до загрузки топлива

В период пус­ко­вых работ вни­ма­ние к АЭС как со стороны руко­вод­ства Мини­стер­ства, так и со стороны И. В. Кур­ча­това было еще большим. 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 была начата отладка систем и обкатка обо­ру­до­ва­ния в соот­вет­ствии с тех­ни­че­скими усло­ви­ями и пус­ко­выми про­грам­мами. По мере окон­ча­ния отладки про­из­во­ди­лась окон­ча­тель­ная приемка систем в экс­плу­а­та­цию.

Надеж­ность работы любой уста­новки в реша­ю­щей степени зависит от куль­туры и каче­ства монтажа. Учи­ты­вая уни­каль­ный и прин­ци­пи­ально новый харак­тер уста­новки, при монтаже АЭС, а в осо­бен­но­сти реак­тора, первого контура и при под­го­товке тех­ноло­ги­че­ских каналов к загрузке были осу­ще­ст­в­лены спе­ци­аль­ные режим­ные и тех­ноло­ги­че­ские меро­при­ятия, которые обес­пе­чили необ­хо­ди­мую чистоту, соблю­де­ние тех­ноло­гии и строгий поо­пе­ра­ци­он­ный кон­троль при ведении наи­бо­лее ответ­ствен­ных работ. Эта система меро­при­ятий действо­вала при монтаже, наладке и под­го­товке к пуску всех систем и обо­ру­до­ва­ния АЭС. В резуль­тате удалось прак­ти­че­ски пол­но­стью избе­жать мон­таж­ного загряз­не­ния первого контура и реак­тора окали­ной, гратом, остат­ками про­кла­док, элек­тро­дов, сва­роч­ной про­волоки и другими ино­род­ными пред­метами. Бла­го­даря хорошей орга­ни­за­ции мон­таж­ных работ на Первой АЭС, стро­гому кон­тролю за 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.

Одно­вре­менно в течение 1952-1953 гг. в Лабо­ра­то­рии «В» про­во­ди­лись тео­рети­че­ские иссле­до­ва­ния по физи­че­ским рас­четам АМ и фор­ми­ро­вался ее кол­лек­тив. В это время были подо­браны и назна­чены началь­ник АЭС Н. А. Нико­лаев, рабо­тав­ший до этого началь­ни­ком про­мыш­лен­ного реак­тора АВ-1 на ком­би­нате № 817 (Челя­бинск-40), и заме­сти­тель началь­ника АЭС А. Н. Гри­го­рьянц.

К марту 1954 года был закон­чен монтаж систем АЭС, и 5 мая начата загрузка реак­тора топ­ли­вом. 6 мая 1954 года 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 (Ю. В. Архан­гель­ский, Б. Б. Батуров, В. А. Ремизов, Г. Н. Ушаков).

9 мая в 19 часов 7 минут при загрузке 61 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%-ного обо­га­ще­ния ураном-235. Отно­ше­ние числа ядер замед­ли­теля (угле­рода и водо­рода) к числу ядер урана в рабочем состо­я­нии соста­в­ляло соот­вет­ственно 174 и 4,2. В каче­стве кон­струк­ци­он­ного мате­ри­ала для топ­лив­ных каналов, каналов системы упра­в­ле­ния и защиты и оболо­чек твэлов была исполь­зо­вана нер­жаве­ю­щая сталь 1Х18Н9Т. Всего в актив­ной зоне содер­жа­лось 204 кг стали, 54,3 кг молиб­дена и 62 кг магния.

Физи­че­ский пуск и экс­пе­ри­менты, выпол­нен­ные по его про­грамме, пока­зали удо­вле­тво­ри­тель­ное сов­па­де­ние рас­чет­ных харак­те­ри­стик реак­тора с опыт­ными, что, без­у­словно, следует считать большим дости­же­нием. Основ­ные харак­те­ри­стики реак­тора под­твер­ди­лись с при­ем­ле­мой точ­но­стью — это каса­лось запаса горючего, времени работы, рас­пре­де­ле­ния потоков нейтро­нов и др. Успеш­ное завер­ше­ние работ по плану физи­че­ского пуска поз­во­лило перейти в июне 1954 года к энер­гети­че­скому пуску АЭС.

---

Есть «атомное» элек­три­че­ство!

Первая АЭС пред­ста­в­ляла собой одно­ре­ак­тор­ную уста­новку, высота актив­ной зоны 1,7 м, диаметр — 1,5 м, элек­три­че­ская мощ­ность — 5000 кВт, теп­ло­вая мощ­ность — 30000 кВт. Во втором контуре реак­тора выра­ба­ты­вался пере­гретый пар дав­ле­нием 12,5 атм и тем­пе­ра­ту­рой 2600С, пар посту­пал в турбину, на валу которой был уста­но­в­лен элек­тро­ге­не­ра­тор. Это был первый 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».

Первая и мире АЭС встала под про­мыш­лен­ную нагрузку. Мощ­ность элек­тро­ге­не­ра­тора дости­гла 1500 кВт. 27 июня про­мыш­лен­ные и сель­ско­хо­зяйствен­ные потре­би­тели окру­жа­ю­щего района уже полу­чали элек­тро­энер­гию от турбины, впервые рабо­тав­шей за счет сжи­га­ния ядер­ного топлива. С тех пор этот день по суще­ству стал считаться днем рожде­ния атомной энер­гетики.

Осво­е­ние про­ек­т­ной мощ­но­сти АЭС заняло четыре месяца. Это были месяцы упор­ного и напря­жен­ного труда, когда шло изу­че­ние АЭС, 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 г. 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 кол­лек­ти­вов, всех участ­ни­ков соз­да­ния первой в мире АЭС успешно завер­ши­лись.

Доклад Бло­хин­цева о Первой АЭС стал основ­ным докла­дом на 1-й меж­ду­на­род­ной кон­фе­рен­ции по мирному исполь­зо­ва­нию атомной энергии в Женеве (1955 год).

С 1956 года станция была открыта для посе­ще­ния совет­ских и зару­беж­ных деле­га­ций. Первую АЭС посетило много видных поли­ти­че­ских дея­те­лей, ученых, а также десятки тысяч простых людей почти из всех стран мира.

В 1957 году за участие в раз­ра­ботке, пуске и осво­е­нии Первой АЭС Д. И. Бло­хин­цеву, Н. А. Дол­ле­жалю, А. К. Красину, В. А. Малых была при­су­ждена Ленин­ская премия, а большая группа участ­ни­ков работ награ­ждена орде­нами и меда­лями СССР.

---

Реактор для науки

В первый период работы АЭС рас­сма­т­ри­ва­лась как опытная энер­гети­че­ская станция. На ней учились и про­хо­дили под­го­товку спе­ци­али­сты первых про­мыш­лен­ных станций, экипажи первых атомных под­вод­ных лодок и атом­ного ледо­кола «Ленин», ста­жи­ро­вались спе­ци­али­сты из ГДР, Чехо­сло­ва­кии, Китая, Румынии. Но, начиная с 1956 года, назна­че­ние станции стало посте­пенно меняться. Опыт раз­ра­ботки, соз­да­ния и экс­плу­а­та­ции Первой АЭС помог более четко опре­де­лить задачи бли­жайшего буду­щего по исполь­зо­ва­нию ядерных реак­то­ров как в энер­гетике, так и в других про­мыш­лен­ных напра­в­ле­ниях. Реактор решено было исполь­зо­вать в основ­ном как источ­ник нейтро­нов для про­ве­де­ния научных иссле­до­ва­ний, в част­но­сти, необ­хо­ди­мых для соз­да­ния более мощных АЭС.

Станции такой неболь­шой мощ­но­сти, как Первая АЭС, невоз­можно кон­ку­ри­ро­вать с тра­ди­ци­он­ными источ­ни­ками элек­трос­наб­же­ния, и об этом можно было бы не гово­рить вообще, если бы неко­то­рые идеи, реали­зо­ван­ные на ней и обес­пе­чи­ва­ю­щие сни­же­ние себе­сто­и­мо­сти, не были взяты затем на воо­ру­же­ние всеми атомными элек­тро­стан­ци­ями. 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 (а именно так пре­ду­сма­т­ри­ва­лось в проекте) заме­ня­ется только часть каналов. При этом слабо выго­рев­шие каналы из крайних рядов кладки пере­ста­в­ля­ются в центр, где плот­ность потока нейтро­нов имеет мак­си­маль­ное зна­че­ние. Свежие каналы уста­на­в­ли­ва­ются на пери­фе­рию зоны. Такая пере­ста­новка обес­пе­чи­вает более 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 при­ме­ня­ется пов­се­местно при раз­ра­бот­ках новых реак­то­ров.

За все время работы для про­ве­де­ния научных и инже­нер­ных экс­пе­ри­мен­тов на реак­торе АМ было соо­ру­жено 17 петель раз­лич­ного назна­че­ния. Среди работ на этих петлях надо отметить, прежде всего, иссле­до­ва­ния, про­ве­ден­ные в обо­с­но­ва­ние реак­тор­ных уста­но­вок для первой очереди Бело­яр­ской (реак­торы АМБ-1 и АМБ-2) и Били­бин­ской (реактор ЭГП-6) АЭС. На АМ отра­ба­ты­вались отдель­ные эле­менты реак­то­ров РБМК Ленин­град­ской, Курской, Смо­лен­ской, Чер­но­быль­ской и Игналин­ской АЭС. Таким образом, реактор Первой АЭС 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 иссле­до­ва­лось пове­де­ние ряда реак­тор­ных мате­ри­а­лов в ради­а­ци­он­ных полях. На нейтрон­ных пучках реак­тора про­во­ди­лись иссле­до­ва­ния, в том числе по физике твер­дого тела. В послед­ние годы на АМ было нала­жено про­из­вод­ство искус­ствен­ного ради­о­ну­клида молиб­дена, что пре­вра­тило ФЭИ в глав­ного изго­то­ви­теля и постав­щика гене­ра­то­ров тех­не­ция-99, при­ме­ня­е­мых в меди­цине для диа­гно­стики онколо­ги­че­ских забо­ле­ва­ний.

---

На «пенсию»

29 апреля 2002 года в соот­вет­ствии с при­ка­зом Мини­стра по атомной энергии № 132 от 13.03.2002 года Первая АЭС была оста­но­в­лена, точнее — была пре­кра­щена ее экс­плу­а­та­ция с гене­ра­цией мощ­но­сти за счет цепного про­цесса деления ядер урана. Станция нахо­ди­лась в экс­плу­а­та­ции на энер­гети­че­ских режимах почти 48 лет. Срок для реак­тор­ной уста­новки пока рекор­д­ный.

Конечно, при соз­да­нии АЭС и при ее экс­плу­а­та­ции не удалось избе­жать и мно­го­чи­с­лен­ных дефек­тов обо­ру­до­ва­ния, и ошибок пер­со­нала, но за все время экс­плу­а­та­ции уста­новки не было случая опас­ного пере­о­б­лу­че­ния пер­р­со­нала сверх уста­но­в­лен­ных норм; 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 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 всей кон­струк­ции рабо­чего канала. Так, за первые 20 лет экс­плу­а­та­ции ни один из многих тысяч рабо­тав­ших в реак­торе твэлов не вышел из строя, если соблю­дались условия их экс­плу­а­та­ции. Более того, на том же коли­че­стве топлива дли­тель­ное время частич­ные пере­грузки обес­пе­чи­вали работу реак­тора (в 2-2,5 раза больше про­ек­т­ного). На отдель­ных каналах была достиг­нута глубина выго­ра­ния 32 %, 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 надеж­ным теп­ло­вым, вплоть до диф­фу­зи­он­ного, кон­так­том с оболоч­кой из нер­жаве­ю­щей стали одним из важных дости­же­ний соз­да­те­лей Первой АЭС.

Первая АЭС, главный вклад которой в мировую циви­ли­за­цию заклю­ча­ется в том, что она дала начало мирному исполь­зо­ва­нию атомной энергии и спо­соб­ство­вала изме­не­нию взгляда людей на атомную про­блему, про­дол­жит уже в новом каче­стве свою более чем полу­ве­ко­вую вахту.

---

В списках не зна­чится

Согласно «Кон­цеп­ции вывода из экс­плу­а­та­ции Первой в мире АЭС» был принят вариант вывода из экс­плу­а­та­ции иссле­до­ва­тель­ского реак­тора станции 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).

За весь период экс­плу­а­та­ции реак­тора АМ на мощ­но­сти при­ме­ня­лись ТВС с раз­лич­ными топ­лив­ными ком­по­зи­ци­ями:

• ОМ-9 - сплав урана с 9 % молиб­дена с 5; 6; 6,5 и 7 % обо­га­ще­нием;
• дву­о­кись урана с маг­ни­е­вым под­слоем с 4,4 и 10 % обо­га­ще­нием;
• на основе UC;
• на основе U(AlSi)3.

Спе­ци­али­сты ФЭИ выпол­нили сор­ти­ровку твэлов от ОТВС на нор­маль­ные и дефек­т­ные с негер­метич­ными оболоч­ками, име­ю­щими видимые повре­жде­ния. Дефек­т­ные твэлы штатных и экс­пе­ри­мен­таль­ных ОТВС запа­кети­ро­ваны в спе­ци­ально раз­ра­бо­тан­ные гер­метич­ные пеналы, которые были уста­но­в­лены в штатные гильзы-чехлы АМ и отпра­в­лены в хра­ни­лище ОЯТ инсти­тута.

Раз­де­ланы также около 80-ти экс­пе­ри­мен­таль­ных каналов и сборок, испы­ты­вав­шихся на экс­пе­ри­мен­таль­ных петлях ИР АМ.

Пол­но­стью раз­де­ланы все элек­тро­ге­не­ри­ру­ю­щие каналы, включая нейтрали­за­цию опасных рабочих сред (Cs, Na, Na-K) и выде­ле­ние топ­лив­ных частей. Запа­кети­ро­ваны в гер­метич­ные пеналы топ­лив­ные эле­менты, вычле­нен­ные из этих каналов, и пеналы отпра­в­лены в хра­ни­лище ОЯТ инсти­тута.

В резуль­тате выпол­нен­ных работ в июне 2008 года иссле­до­ва­тель­ский реактор АМ при­ве­ден в ядерно-безо­пас­ное состо­я­ние и выведен из перечня ядерно-опасных участ­ков.

---

Дань дости­же­ниям

Оце­ни­вая основ­ные резуль­таты работы Первой в мире АЭС и её вклад в раз­ви­тие атомной энер­гетики нашей страны и всего мира, необ­хо­димо отметить, что надеж­ность её кон­струк­ции и безо­пас­ность экс­плу­а­та­ции открыли широкие пер­спек­тивы для даль­нейшей научной и кон­струк­тор­ской раз­ра­ботки энер­гети­че­ских реак­то­ров всех типов. Первая АЭС поз­во­лила пре­о­до­леть и суще­ство­вав­ший в то время опре­де­лен­ный пси­холо­ги­че­ский барьер, свя­зан­ный с неу­кроти­мо­стью атом­ного взрыва, а также с опа­се­нием, что все­про­ни­ка­ю­щая ради­а­ция будет тихо и неза­метно отни­мать здо­ро­вье у людей, рабо­та­ю­щих в атомной энер­гетике.

Опыт экс­плу­а­та­ции первой, по сути экс­пе­ри­мен­таль­ной атомной станции пол­но­стью под­твер­дил инже­нерно-тех­ни­че­ские решения, пред­ло­жен­ные спе­ци­али­стами атомной отрасли, что поз­во­лило при­сту­пить к реали­за­ции широ­ко­мас­штаб­ной про­граммы по стро­и­тель­ству новых АЭС в СССР.

Сотни тысяч людей, посетив­ших за эти годы атомную элек­тро­стан­цию, могли воочию убе­диться в её эффек­тив­но­сти и безо­пас­но­сти. Сюда при­ез­жали и про­дол­жают при­ез­жать атом­щики, ученые, экологи и писа­тели, артисты и выда­ю­щи­еся госу­дар­ствен­ные деятели, как из России, так и зару­беж­ных стран, чтобы отдать дань памяти людям, соз­дав­шим в далекие годы на Обнин­ской земле мирное «чудо» энер­гетики.