Невезучие
Создание реакторов АМБ (Атомный Большой Мирный) было инициировано руководством НИИ-8 (НИКИЭТ) и Лаборатории «В» (ФЭИ) в 1954 году. В мае 1955 года руководством Минсредмаша было выбрано 4 варианта реакторов для дальнейшего сооружения атомных электростанций. Одним из них был предложенный НИКИЭТ и ФЭИ аналог реактора АМ первой АЭС, работающего на слабообогащенном уране с некипящим водным теплоносителем. Однако уже в середине 1955 года НИКИЭТ предложил перейти к теплосъему кипящей водой и перегретым паром. Реализация этого предложения сулила получение пара высоких параметров, высокий кпд установки и возможность использования стандартного энергетического оборудования.
После изучения и обсуждения вариантов было принято решение о разработке проекта и строительстве двух энергоблоков Белоярской АЭС (АМБ-1 и АМБ-2) с реакторами АМБ с использованием турбогенераторов, серийно выпускавшихся Ленинградским металлическим заводом, мощностью 100 МВт с параметрами пара 8-9 МПа и температурой 480-510 °С и КПД 38 %.
Первоначально предполагалось, что мощность каждого реактора будет составлять 200 МВт. В директивах XX съезда КПСС по шестой пятилетке и в Постановлении СМ СССР от 15 марта 1956 года предусматривалось строительство в 1956-1960 гг. Белоярской АЭС с реакторами АМБ мощностью 400 МВт.
ФЭИ провел экспериментальное обоснование режимов работы с кипением воды в испарительных и перегревом пара в пароперегревательных каналах на петлевых установках реактора АМ — в 1957 году на них был осуществлён ядерный перегрев пара. Однако примера ядерного перегрева в промышленном масштабе, при котором теплоноситель прямо из реактора поступает в турбину, еще не было в мировой практике, и многие специалисты предполагали возможность появления радиоактивности в машинном зале. В связи с этим в 1957 году было принято решение о пошаговой реализации схем с перегревом пара, и тепловые схемы 1-го и 2-го блоков стали различны.
Схема энергоблока № 1 — двухконтурная. В нем пароводяная смесь из испарительных каналов (ИК) поступает в сепаратор, после чего отсепарированный пар направляется в испаритель, где его тепло обеспечивает испарение питательной воды, циркулирующей по 2-му контуру. Полученный в испарителе пар перегревается до заданной температуры в перегревательных каналах и направляется в турбину. Проектная мощность реактора для энергоблока № 1 была ограничена 100 МВт(эл.), и реактор получил индекс АМБ-100.
На энергоблоке № 2 была реализована одноконтурная схема, в соответствии с которой отсепарированный пар поступает прямо в пароперегревательные каналы (ППК) реактора и после них на турбину. Схема 2-го блока значительно проще схемы 1-го блока, главным образом благодаря исключению громоздких и дорогостоящих парогенераторов. Переход на одноконтурную схему позволил также упростить регулирование работы установки. Одноконтурная схема и некоторые изменения в конструкции каналов и в схеме расположения каналов в реакторе дали возможность увеличить проектную мощность второго реактора вдвое по сравнению с первым, до 200 МВт(эл.). Реактор для энергоблока № 2 получил индекс АМБ-200.
В реакторе теплоноситель попадал под воздействие радиации. И если на АМБ-100 пар второго контура, используемый для вращения турбины, «заходил» в реактор только один раз, на перегрев, то на АМБ-200, при одноконтурной схеме, один и тот же теплоноситель (вода-пар) «посещал» реактор дважды – соответственно, и радиационное воздействие на турбину повышалось вдвое.
Конструкция реакторов АМБ осталась принципиально такой же, как и реактора АМ. Графитовая кладка реактора диаметром 9,6 м и высотой 9 м набиралась из блоков размером 200х200х600 мм и была заключена в герметичный объём, образованный нижней и верхней плитами и кожухом с компенсатором разности температурных удлинений. Нижняя плита заполнена водой.
Вокруг реактора расположен кольцевой бак, заполненный водой, являющийся частью боковой биологической защиты. Реактор и бак размещены в прямоугольной бетонной шахте размером 15,0х15,0 м. Шахта закрыта сверху защитным перекрытием, выполненным из отдельных плит на периферии и индивидуальной защиты над каналами в центральной части. Над перекрытием расположен центральный зал, в котором осуществляются работы на реакторе и перегрузка топлива. Под реактором находится помещение, в котором размещены приводы стержней системы управления и защиты.
Высота активной зоны реактора АМБ составляла 6 м, диаметр 7,2 м. В столбах графитовой кладки выполнены отверстия с шагом 200 мм под технологические каналы (ТК) диаметром 75 мм. Общее число каналов в реакторе равно 998, из которых 730 испарительных и 268 перегревательных. Кроме этого, вне основной решётки имеется 94 канала для стержней компенсации реактивности и аварийной защиты (АЗ), а 6 каналов для стержней автоматического регулирования расположены в основной решётке. Приводы РР и АР расположены под реактором, а стержни АЗ выведены наверх и, при необходимости, падают под собственным весом.
В реакторе АМБ-100 ППК расположены по кольцу, а в реакторе АМБ-200 в центре вперемежку с ИК. Для выравнивания энерговыделения использовались ИК с топливом разного обогащения, при большем обогащении на периферии.
Конструкция испарительного канала аналогична конструкции ТК реактора АМ, только в них шесть твэлов вместо четырех. Пароперегревательные каналы имеют иную конструкцию: три опускных и три подъемных трубки с трубчатыми твэлами. Твэлы для испарительных каналов отличались от твэлов для пароперегревательных каналов (ППК) большими диаметром и высотой. Наружный диаметр твэлов составлял 22 мм, внутренний диаметр трубки для теплоносителя в испарительных твэлах — 10,8 мм, в перегревательных — 14,6 мм. Диаметр канала равнялся 75 мм. В испарительных каналах вода из нижней камеры, куда она поступает из головки канала по центральной опускной трубке, раздавалась по 5 твэлам. В перегревательных каналах насыщенный пар по 3 параллельным опускным твэлам поступает из головки в нижнюю камеру, откуда раздается по 2 подъёмным твэлам, проходя через которые насыщенный пар перегревается.
В качестве топлива для испарительных каналов была предложена крупка из уран-молибденового сплава. Ко времени пуска реактора АМБ-100 решения по твэлам ППК найдено не было, и НТС Минсредмаша принимает решение о пуске энергоблока на пониженных параметрах пара с использованием твэлов ППК аналогичных твэлам ИК. В дальнейшем НИИ-9 разработал удачную конструкцию твэла на основе диоксида урана. Новые каналы установили в реактор во второй кампании, что обеспечило работу АМБ-100 на проектных параметрах пара.
В ФЭИ были выполнены расчеты активной зоны реактора АМБ-100 со стержневыми твэлами из циркониевой оболочки, но это решение не нашло поддержки в НТС и министерстве. После дискуссий специалисты остановили свой выбор на нержавеющих сталях для первого контура реактора и в основном на стандартных углеродистых сталях для второго.
Очень сложной оказалась задача расчета основных физических параметров реактора, как из-за сложной структуры активной зоны, так и за недостатком знаний отдельных констант. Для их уточнения в 1957 году в ФЭИ был сооружен критический стенд с центральной вставкой-имитатором реальной решетки реактора АМБ. В результате выполненных расчетно-экспериментальных физических исследований были обоснованы состав и компоновка активных зон реакторов АМБ-100 и АМБ-200, биологической защиты, органов управления… Спектр нейтронов реактора АМБ оказался «чуть недозамедленным», и вода в ИК играла роль и замедлителя, и поглотителя, так, что паровой эффект оказался отрицательным и очень близким к нулю. То есть осушение зоны почти никак не влияло на нейтронно-физические характеристики реактора, хотя теплофизические проблемы при возможной аварии все равно оставались.
Проектные параметры пара на выходе из ППК составляли: температура — 520 °С, давление — 8,5 МПа.
Проектированием энергоблоков с реакторами АМБ занимался Ленинградский «Атомэнергопроект». 1 июня 1958 года работники треста «Уралэнергомонтаж» приступили к строительству станции. 11 августа 1958 года состоялась торжественная закладка первого бетона и капсулы «Послание потомкам» в фундаменте реакторного отделения блока № 1 Белоярской АЭС. В 1959 году усилиями строителей была создана база с цехом изготовления водопаропроводов, построено 3 жилых дома в поселке Заречном и начато возведение главного корпуса.
В 1959 году на строительстве появились работники треста «Центроэнергомонтаж», которым поручалось монтировать реактор. В конце 1959 года на строительство АЭС был перебазирован участок из Дорогобужа Смоленской области и монтажные работы возглавил В. Невский, будущий директор Белоярской АЭС.
Интенсивный период строительства Белоярской АЭС начался с 1960 года. В это время монтажникам пришлось вместе с ведением строительных работ осваивать новые технологии по монтажу нержавеющих трубопроводов, облицовок спецпомещений и хранилищ радиоактивных отходов, монтаж конструкций реактора, графитовую кладку, автоматическую сварку и т.д.
Пусконаладочные работы на энергоблоке с реактором АМБ-100 завершились в 1963 году. Руководителем физического пуска реактора был назначен Б. Г. Дубовский (ФЭИ). 3 сентября 1963 года состоялся физический пуск реактора АМБ-100 энергоблока № 1 Белоярской АЭС — первого в СССР атомного энергетического реактора промышленного уровня мощности, на тепловых нейтронах, водографитового, канальной конструкции. Физический пуск реактора АМБ-100 показал, что отличие расчетного и реального запаса реактивности составляло только 3 %.
Энергетический пуск реактора АМБ-100 проходил под руководством Л. А. Кочеткова. 26 апреля 1964 года энергоблок начал вырабатывать электричество в Уральскую энергосистему.
С самого начала эксплуатации энергоблока с реактором АМБ-100 начались отказы оборудования и нарушения режимов эксплуатации, которые либо не были предусмотрены в проекте, либо не могли быть объяснены на текущем уровне знаний. Так, в мае 1964 года аварийный останов реактора АМБ-100 произошел по причине потери пара для собственных нужд, который обеспечивала котельная. Чтобы исправить ошибку проекта, эксплуатирующий персонал реактора разработал и реализовал систему обеспечения реактора собственным паром.
В августе 1964 года было зафиксировано первое нарушение герметичности оболочки твэла, в октябре проявились течи в трубках топливных каналов. Увеличение мощности реактора до 85 МВт в конце апреля 1965 года привело к массовой разгерметизации твэлов в 7 испарительных каналах. Вследствие этого мощность реактора была понижена ступенями до 75, 65 и 60 МВт. В июле 1965 года из реактора аварийно было извлечено 57 испарительных и 12 пароперегревательных каналов.
В ходе эксплуатации также выявились недостатки предусмотренных проектом средств и способов извлечения заклиненных в графитовой кладке рабочих каналов, а также несовершенство конструкции самой кладки, что привело к разрушению части графитовой кладки реактора и перспективе досрочного вывода реактора из эксплуатации. Эксплуатационный персонал разработал новую технологию извлечения без повреждений заклиненных в ячейках графитовой кладки реактора каналов, а также технологию ремонта поврежденных ячеек.
Строительство энергоблока с реактором АМБ-200 стартовало 1 января 1962 года, в 1967 на энергоблоке были закончены строительные и монтажные работы.
Руководство физпуском реактора АМБ-200 также было поручено Б. Г. Дубовскому, энергопуска — Л. А. Кочеткову.
Физический пуск реактора АМБ-200 стартовал 17 сентября 1967 года и успешно завершился 10 октября. Однако при подготовке к энергетическому пуску оказалось, что часть каналов непригодна к эксплуатации из-за вибрации поглощающих кадмиевых стерженьков. К пуску успели отремонтировать только часть топливных каналов, и энергопуск было решено проводить при их неполном числе. 27 декабря в смену с 16.00 был начат энергопуск блока № 2. Официальной датой энергопуска считается 29 декабря 1967 года, хотя по журналу учёта технико-экономических показателей, который вёлся инженером группы эксплуатации ПТО, первое включение в сеть было зафиксировано 28 декабря. Турбогенератор № 3 был включён в сеть только в конце января 1968 года, так как при пуске турбины в ней были повреждены две диафрагмы.
Энергоблок АМБ-200 был логическим продолжением блока АМБ-100: конструкция, размеры реакторов, активных зон, количество и типы ТВС... Соответственно, АМБ-200 унаследовал проблемы, выявившиеся и возникшие при эксплуатации реактора АМБ-100, к которым добавились ещё свои, связанные с переходом на одноконтурную схему. Основной проблемой была ненадёжная работа тепловыделяющих сборок испарительных и пароперегревательных каналов – потеря их герметичности из-за недостатков конструкции, воднохимических режимов. Из-за этого ухудшалась радиационная обстановка на оборудовании, увеличивались дозозатраты персонала при перегрузках реакторов и ремонтах оборудования.
В 1968 году ухудшение условий теплообмена как АМБ-100, так и АМБ-200 потребовало дополнительных исследований. Анализ, проведенный ВТИ, связал ухудшение условий теплообмена в испарительных каналах с кризисом второго рода, что впоследствии подтвердили эксперименты, проведенные ФЭИ на электроимитаторах твэлов. В результате допустимая мощность реактора АМБ-100 была ограничена в 70 МВт(эл.), а АМБ-200 — в 140 МВт(эл.). Чтобы восстановить номинальные значения мощности реакторов в конце 1969 года был реализован ряд мероприятий, в результате чего мощность АМБ-100 была восстановлена до 100 МВт(эл.), а АМБ-200 — до 193 МВт(эл.). В 1975 году были изготовлены и поставлены в реактор 22 экспериментальных испарительных канала с поперечным гофрированием, что окончательно сняло проблему кризиса теплообмена.
После освоения мощности энергоблока АМБ-200 18 декабря 1969 года государственной комиссией был подписан акт приёмки.
На АМБ-100 и АМБ-200 работала первая в отечественной ядерной энергетике вычислительная система «Карат», изготовленная еще на ламповой элементной базе, собиравшая информацию от внутризонных датчиков прямой зарядки (ДПЗ) и производившая элементарные балансные подсчеты. Система «Карат» предназначалась для сбора информации и в случае отклонений должна была выдавать сигнал на БЩУ. Две ЭВМ занимали огромное помещение, сигнализация была смонтирована на БЩУ в виде больших табло.
В дальнейшем система стала вести расчёт полей энерговыделения в реакторе. Это увеличило мощность энергоблока № 2, позволило сократить дозозатраты на обслуживание и ремонт приводов ручного и автоматического управления СУЗ.
Повышение мощности энергоблоков и их конструктивные особенности привели к повышенному по сравнению с реактором АМ числу отказов твэлов. В 1970 году НИИ-9 (ВНИИНМ) предложило использовать в твэлах испарительных каналов новую топливную композицию: крупку оксида урана в магниевой матрице (взамен крупки из уран-молибденового сплава). Для пароперегревательных каналов была предложена пропитка топливной крупки инертным медно-магниевым сплавом. В декабре 1974 года была изготовленная опытная партия из 70 штук ИК, которые впоследствии стали штатными Предложенные улучшения привели к резкому снижению выхода твэлов из строя.
В 1971 году на энергоблоке АМБ-200 во время пуска после очередного ППР по вине персонала произошел останов главного циркуляционного насоса (ГЦН) на одной из двух петель. Он не был замечен сразу, и половина активной зоны оказалась при пониженном расходе воды через ИК (возможно, что одной из причин поздней реакции персонала на аварийную ситуацию было то, что эта ситуация почти не отразилась на нейтронно-физических характеристиках). В половине ИК развился кризис теплообмена — явление, когда объемное кипение превращается в пленочное и коэффициент теплоотдачи резко падает. Активность газа в графитовой кладке возросла, а затем в кладку стала поступать вода. Это означало, что в аварийных ИК произошла разгерметизация сначала внешней оболочки, а затем и внутренней трубки. Около 200 каналов ИК оказались поврежденными, из них около 100 пришлось удалять из зоны фрезой.
Технология извлечения поврежденных технологических каналов такова: ТК отсоединяется от коммуникаций, мостовой кран зацепляет его и вытаскивает из зоны с определенным усилием. Если это усилие выше допустимого, тогда технологический канал разрывается. Верхняя часть ТК удаляется, а оставшаяся в зоне высверливается специальной фрезой. При этом, хотя конструкция фрезы предусматривает, чтобы стружка в основном всасывалась в специальные контейнеры, появляются незначительные просыпи активных материалов в кладку. К тому же, как бы точно фрезу ни подводили к отверстию в кладке, все равно часть графитового блока фрезой срезалось.
В результате такого способа извлечения ТК происходит расшатывание графитовой кладки и расширение отверстия канала, а на дне каналов кладки скапливаются просыпи высокорадиоактивных материалов.
26 мая 1976 года при выводе реактора АМБ-200 на мощность не были открыты напорные задвижки на одной петле, и часть испарительных каналов оказалась обезвоженной, что привело к повреждению значительного числа твэлов. Тогда, чтобы не превышать разрешённые дозовые нагрузки на работников, на замене каналов в реакторном зале пришлось потрудиться всему персоналу станции. Пуск энергоблока состоялся после замены всех поврежденных каналов в феврале 1977 года.
В ночь на 30 декабря 1978 года, при температуре на улице -48°С на энергоблоке с реактором АМБ-200 произошла серьезная авария. Примерно в 01.45 прошёл сигнал о срабатывании защиты реактора по отключению турбогенератора № 2. Оказалось, что в результате повреждения фланцевого соединения на трубопроводе главного масляного насоса турбины масло под давлением 30 атм стало поступать в машзал, что привело к пожару. Огонь проник в кабельную шахту и затем непосредственно на БЩУ блока. В результате сгорания кабелей был потерян контроль над реактором. Под действие пламени произошла деформация стальных ферм перекрытия общего машзала и обрушение трех пролетов перекрытия. Энергоблок № 1 с реактором АМБ-100, несмотря на обрушившуюся кровлю совмещённого машзала, продолжал работать, но к концу смены из-за перемерзания датчиков и импульсных линий стали отказывать приборы контроля турбины и вспомогательных систем реактора, и он также был остановлен. Пожар продолжался двенадцать часов, и хотя ни реактор, ни топливные каналы не был
и повреждены, на восстановление блока потребовалось полгода. Сгорела и больше не была восстановлена система «Карат». В феврале 1979 года была возобновлена эксплуатация реактора АМБ-100, а 29 июля 1979 года в 6 часов утра в сеть был включен и реактор АМБ-200.
Самые уникальные задачи, которые были решены при эксплуатации реактора АМБ-200 — это ремонт бака биологической защиты реактора и ремонт кладки реактора с заменой графитовых столбов.
Выход на паровой режим реактора АМБ-200 был одной из самых сложных технологических операций. Реактор сначала выводился на мощность 20 %, затем следовал разогрев в водяном режиме и сброс мощности до 3 % с одновременным сбросом давления в паровом контуре и образованием уровня в сепараторе, после чего шла продувка пароперегревательных каналов паром и немедленный подъем мощности реактора до 15 %.
В целом же опыт разработки, строительства и эксплуатации реакторов АМБ-100 и АМБ-200 Белоярской АЭС подтвердил возможность применения ядерного перегрева пара на АЭС. Себестоимость производимой ими электроэнергии — 1,1 коп./кВтч — была ниже себестоимости электроэнергии на станциях Урала с органическим топливом такой же мощности. К тому же, Белоярская станция стала первой из АЭС, которая обеспечивала и теплоснабжение прилегающего жилого посёлка.
Тем не менее, неудачи в эксплуатации привели к досрочному останову энергоблоков. В 1981 году был остановлен реактор АМБ-100, а 29 сентября 1989 года — АМБ-200. За время работы с 1967 по 1989 год энергоблок АМБ-200 произвёл 22,24 млрд кВтч электроэнергии.
На недолгой жизни реакторов сказались торопливость, недостаточность экспериментального обоснования многих проблем, разногласия между основными разработчиками (ФЭИ и НИКИЭТ).
После окончательного останова реакторов АМБ-100 и АМБ-200 топливо из реакторов были полностью выгружено в приреакторные бассейны выдержки, контура освобождены от теплоносителя. В работе оставались системы хранения отработавшего ядерного топлива, жизнеобеспечения главного корпуса 1-й очереди (радиационный контроль, электроснабжение, контроль параметров работающего оборудования, вентиляция, отопление и водоснабжение), теплофикационная установка.
Эксплуатация реакторов АМБ позволила накопить ценный опыт для разработки конструкций, проектирования и эксплуатации АЭС большой атомной энергетики. На этих реакторах впервые в промышленных масштабах апробировалась схема ядерного перегрева пара с целью повышения кпд установки (достигнуто значение 37 %). Само функционирование реакторов типа АМБ представляло собой, по сути, постоянный эксперимент. На реакторах прошли опытную эксплуатацию свыше 40 типов тепловыделяющих сборок с различными топливными композициями двух типов: испарительных и пароперегревательных.
В дальнейшем эта линия реакторостроения не получила серьезного развития, хотя не все возможности конструкции были исчерпаны. Преемниками реакторов АМБ стали реакторы ЭГП-6 (ФЭИ) и РБМК-1000 (НИКИЭТ).
Фотогалерея6
