ЭГП-6

Реактор за Поляр­ным кругом

Работы по про­ек­ти­ро­ва­нию Били­бин­ской атомной элек­тро­стан­ции начались на осно­ва­нии Поста­но­в­ле­ния Совета Мини­стров СССР от 8 октября 1965 года. Поста­но­в­ле­ние пре­ду­сма­т­ри­вало стро­и­тель­ство Били­бин­ской АЭС уста­но­в­лен­ной элек­три­че­ской мощ­но­стью четырех энер­го­бло­ков 48 МВт и выра­бот­кой тепла до 100 Гкал/ч для энер­гос­наб­же­ния быстро раз­ви­вав­ше­гося Били­бин­ского гор­но­про­мыш­лен­ного узла на базе крупных место­ро­жде­ний золота. Научное руко­вод­ство по соз­да­нию атомной энер­го­у­ста­новки было воз­ло­жено на Физико-энер­гети­че­ский инсти­тут, Гене­раль­ным про­ек­ти­ров­щи­ком станции назна­чено Ураль­ское отде­ле­ние инсти­тута «Теп­ло­элек­тро­про­ект».

Имея опыт экс­плу­а­та­ции реак­тора АМ и АМБ-100, спе­ци­али­сты ФЭИ сделали выбор в пользу водо­гра­фи­то­вого реак­тора с труб­ча­тыми твэлами, отка­зав­шись от идеи ядер­ного пере­грева пара. Это вызвало недо­воль­ство руко­вод­ства НИИ-8 (НИКИЭТ), которое отка­за­лось браться за проект, и Главным кон­струк­то­ром реак­тор­ной уста­новки ста­но­вится тех­ни­че­ское бюро «Энер­го­блок» Минэнер­го­маша.

К новым реак­то­рам предъ­я­в­ля­лись повы­шен­ные тре­бо­ва­ния к надеж­но­сти, ведь соз­да­ние спе­ци­али­зи­ро­ван­ной ремон­т­ной базы на Севере суще­ственно удо­ро­жало проект. Име­ю­щи­еся серийные насосы глав­ного цир­ку­ля­ци­он­ного контура этим не отли­чались, поэтому про­ек­ти­ров­щи­кам поставили обя­за­тель­ное условие работы реак­тор­ной уста­новки при есте­ствен­ной цир­ку­ля­ции воды в главном контуре. Это было внове для каналь­ных водо­гра­фи­то­вых уста­но­вок, таких ана­ло­гов в мире еще не суще­ство­вало. В связи с этим в про­ек­ти­ру­е­мом аппа­рате был при­ме­нен ряд новых тех­ни­че­ских решений: мно­го­пе­т­ле­вая кон­струк­ция контура есте­ствен­ной цир­ку­ля­ции, кол­лек­тор­ная схема отвода паро­во­дя­ной смеси от тех­ноло­ги­че­ских каналов в барабан-сепа­ра­тор, струйное сме­си­тель­ное устройство пита­тель­ной воды, изме­нен­ная кон­струк­ция тех­ноло­ги­че­ского канала.

Новый реактор получил назва­ние ЭГП-6 — Энер­гети­че­ский Гете­ро­ген­ный Пет­ле­вой реактор с 6-ю петлями цир­ку­ля­ции теп­ло­но­си­теля.

Теп­ло­вая мощ­ность реак­тора ЭГП-6 была принята 65 МВт, элек­три­че­ская — 12 МВт. Первые рас­чет­ные оценки гид­ра­в­ли­че­ских харак­те­ри­стик контура есте­ствен­ной цир­ку­ля­ции пока­зали, что при длине труб­ча­того твэла 3 м сум­мар­ная высота контура есте­ствен­ной цир­ку­ля­ции должна соста­в­лять 26 м.

В обо­с­но­ва­ние выбран­ных про­ек­т­ных решений в ФЭИ был создан пол­но­мас­штаб­ный стенд, содер­жа­щих два макета ТВС с шестью твэлами каждый, на котором про­ве­ря­лись гид­ро­ди­на­ми­че­ские харак­те­ри­стики уста­новки. Испы­та­ния на стенде под­твер­дили воз­мож­ность работы энер­го­у­ста­новки в режиме есте­ствен­ной цир­ку­ля­ции теп­ло­но­си­теля.

Реак­тор­ная уста­новка полу­чила шесть цир­ку­ля­ци­он­ных петель, зам­кну­тых на барабан-сепа­ра­тор. Ком­по­новка контура есте­ствен­ной цир­ку­ля­ции имела два уровня обо­ру­до­ва­ния: нижний — реактор, верхний — барабан-сепа­ра­тор. Оба узла связаны шестью груп­по­выми опускными тру­бо­про­во­дами, по которым к реак­тору пода­ется вода, и шестью груп­по­выми подъемными тру­бо­про­во­дами, по которым от реак­тора отво­дится паро­во­дя­ная смесь.

Груп­по­вая петля контура есте­ствен­ной цир­ку­ля­ции реак­тор­ной уста­новки вклю­чала в себя систему парал­лель­ных трактов теп­ло­вы­де­ля­ю­щих сборок (30-33 шт. и 52-54 шт.). В свою очередь каждая из теп­ло­вы­де­ля­ю­щих сборок (ТВС) пред­ста­в­ляла собой систему из шести парал­лель­ных трактов труб­ча­тых твэлов с про­ход­ным вну­трен­ним диа­мет­ром 10,8 мм.

Тех­ноло­ги­че­ские каналы реак­тора раз­ме­ща­ются в гра­фи­то­вой кладке. Кладка реак­тора имеет цилин­дри­че­скую форму диа­мет­ром 6 м и высотой 5,25 м. Она сложена из отдель­ных гра­фи­то­вых и в верхней части чугун­ных блоков ква­д­рат­ного сечения. Цен­траль­ная часть гра­фи­то­вой кладки диа­мет­ром 4,1 м и высотой 3 м, пред­ста­в­ля­ю­щая собой актив­ную зону реак­тора, состоит из 333 вер­ти­каль­ных колонн с отвер­сти­ями диа­мет­ром 88,6 мм по всей высоте, в которых раз­ме­ща­ются 273 рабочих канала и 60 каналов СУЗ. Кладка реак­тора смон­ти­ро­вана на сталь­ной плите и раз­ме­щена в сталь­ном гер­метич­ном кожухе, запол­нен­ном азотом. Верхняя часть кладки тол­щи­ной 1 метр явля­ется одним из эле­мен­тов биоло­ги­че­ской защиты реак­тора.

Паро­про­из­во­ди­тель­ность реак­тор­ной уста­новки соста­в­ляла 90 т/час при дав­ле­нии 6,37 МПа и тем­пе­ра­туре пита­тель­ной воды 104 °С.

Для Били­бин­ской АЭС была спро­ек­ти­ро­вана уни­каль­ная система охла­жде­ния, спе­ци­ально при­с­по­со­б­лен­ная для поляр­ных условий. Кон­ден­са­торы турбин станции охла­жда­ются водой, которая затем охла­жда­ется в воз­душно-ради­а­тор­ных охла­ди­те­лях, исполь­зу­ю­щих нахо­дя­щийся в избытке холод­ный воздух. Охла­жде­ние про­ис­хо­дит за счет при­ну­ди­тель­ной про­качки воздуха через ради­а­торы длиною 6 м и шириною 2,5 м вен­ти­ля­то­рами диа­мет­ром 3,5 метров. Летом допол­ни­тельно при­ме­ня­ется система пиковых охла­ди­те­лей. Вода теп­ло­сети, пред­на­зна­чен­ная для обо­грева жилых зданий, нагре­ва­ется пред­ва­ри­тельно в основ­ных подо­гре­ва­те­лях, пита­е­мых паром из регу­ли­ру­е­мых и нере­гу­ли­ру­е­мых отборов турбины.

5 марта 1967 года Били­бин­ская АЭС объ­я­в­лена Все­со­юз­ной ударной ком­со­моль­ской стройкой, и уже 21 июня на стройку прибыла первая группа моло­дежи из 120 человек. В конце декабря 1967 года на месте кот­ло­вана глав­ного корпуса про­гре­мел первый взрыв.

Мон­таж­ные работы по соо­ру­же­нию станции начались в 1969 году, и вел их тогда участок треста «Даль­энер­го­мон­таж». В начале 1971 года его сменил Били­бин­ский мон­таж­ный участок треста «Востокэнер­го­мон­таж», спе­ци­али­сты кото­рого имели опыт монтажа обо­ру­до­ва­ния круп­нейших ГРЭС, а также участ­во­вали в соо­ру­же­нии ядерных реак­то­ров воен­ного назна­че­ния в Крас­но­яр­ске-26. Они про­дол­жили монтаж каркаса глав­ного корпуса и ради­а­тор­ных охла­ди­те­лей, тру­бо­про­во­дов и обо­ру­до­ва­ния 1-го энер­го­блока.

В сере­дине июня 1971 года начала рабо­тать пуско­вая котель­ная — первый пуско­вой объект. А в ноябре 1973 года паром, который давала пуско­вая котель­ная, был про­из­ве­ден пробный пуск турбины первого энер­го­блока с испы­та­тель­ным про­кру­чи­ва­нием ее до 3000 обо­ро­тов в минуту и про­дув­кой всех тех­ноло­ги­че­ских паро­про­во­дов станции.

Физи­че­ский пуск ядер­ного реак­тора энер­го­блока № 1 Били­бин­ской АЭС про­хо­дил в период с 10 по 31 декабря 1973 года. При пуске первого реак­тора про­во­ди­лись деталь­ные иссле­до­ва­ния физи­че­ских харак­те­ри­стик актив­ной зоны, чтобы внести, если потре­бу­ется, изме­не­ния в загрузку после­ду­ю­щих реак­то­ров. Поэтому при пуске опре­де­ля­лись пара­метры кри­ти­че­ских сборок, а именно, мини­маль­ные кри­ти­че­ские загрузки, эффек­тив­ность тех­ноло­ги­че­ских каналов и каналов СУЗ, рас­пре­де­ле­ние потоков нейтро­нов по радиусу и высоте сборок. После про­ве­де­ния экс­пе­ри­мен­тов на сборках реактор был пол­но­стью загру­жен топ­лив­ными кана­лами, запол­нен­ными водой. Всего в реактор были загру­жены 217 топ­лив­ных каналов с 3 % обо­га­ще­нием урана и 56 каналов с обо­га­ще­нием 3,3 %, послед­ние были уста­но­в­лены в пери­фе­рийные ячейки актив­ной зоны.

Изме­ре­ния во время пуска пока­зали, что основ­ные физи­че­ские харак­те­ри­стики реак­тора ЭГП-6 соот­вет­ствуют рас­чет­ным. А уже 12 января 1974 года первый энер­го­блок Били­бин­ской АЭС дал первый про­мыш­лен­ный ток в сеть Чаун-Били­бин­ского энер­го­узла. Выход на про­ек­т­ную мощ­ность энер­го­блока состо­ялся в сере­дине 1974 года.

В даль­нейшем атомные реак­торы вво­ди­лись в строй как на кон­вейере. 30 декабря 1974 года был введен в экс­плу­а­та­цию энер­го­блок № 2, еще через год — 22 декабря — к нему при­со­е­ди­нился и энер­го­блок № 3. Послед­ний, чет­вер­тый энер­го­блок Били­бин­ской АЭС встал в строй действу­ю­щих 27 декабря 1976 года, после чего атомная станция вышла на свою про­ек­т­ную мощ­ность в 48 мега­ватт.

Станция спро­ек­ти­ро­вана по блоч­ному прин­ципу, в соот­вет­ствии с которым все четыре реак­тора рас­поло­жены в одном реак­тор­ном отде­ле­нии. Здание АЭС соо­ру­жено на моно­лит­ных желе­зо­бетон­ных плитах с пред­ва­ри­тель­ным отта­и­ва­нием грунта под фун­да­мент. Наруж­ные стены реак­тор­ного зала изго­то­в­лены из алю­ми­ни­е­вых панелей. В связи с отсут­ствием бетон­ных стен при пере­грузке топ­лив­ных каналов исполь­зу­ется спе­ци­аль­ный защит­ный кон­тейнер. С его помощью топ­лив­ные каналы выгру­жа­ются в хра­ни­лище, нахо­дя­ще­еся в реак­тор­ном зале.

Пар из реак­тора посту­пает на теп­ло­фи­ка­ци­он­ную тур­бо­у­ста­новку элек­три­че­ской мощ­но­стью 12 МВт, изго­то­в­лен­ную в ЧССР и рабо­та­ю­щую на насы­щен­ном паре при дав­ле­нии 5,9 МПа.

Каждый энер­го­блок может рабо­тать в базовом режиме и режиме пере­мен­ных нагру­зок. Это стало воз­мож­ным бла­го­даря особой кон­струк­ции актив­ной зоны. Во-первых, для твэлов была подо­брана дис­пер­си­он­ная топ­лив­ная ком­по­зи­ция на основе магния с высокой теп­ло­про­вод­но­стью. Во-вторых, созданы «щадящие» условия работы твэла — уме­рен­ная его теп­ло­на­пря­жен­ность. В третьих, слабое изме­не­ние расхода есте­ствен­ной цир­ку­ля­ции в контуре реак­тор­ной уста­новки. Эти факторы поз­во­ляли менять мощ­ность реак­тора в диа­па­зоне мощ­но­сти 50-100 % за 3 часа.

Но не все гладко. На этапе опытно-про­мыш­лен­ной экс­плу­а­та­ции энер­го­блока № 2 на мощ­но­сти 20 % был выявлен брак при монтаже рас­хо­до­мер­ных вставок в груп­по­вых петлях, что при­во­дило к недо­сто­вер­ным пока­за­ниям расхода воды. Для пере­мон­тажа тре­бо­вался останов реак­тора, что привело бы к срыву пла­но­вых сроков пуска. Руко­вод­ство станции приняло решение не оста­на­в­ли­вать реактор, и про­из­ве­сти пере­мон­таж после этапа опытно-про­мыш­лен­ной экс­плу­а­та­ции. В резуль­тате энер­го­блок № 2 был пущен в уста­но­в­лен­ные сроки.

Физи­че­ский пуск энер­го­блока № 4 должен был состо­яться в сен­тя­бре 1976 года, однако в про­цессе пуска в актив­ной зоне были обна­ру­жены области повы­шен­ного погло­ще­ния нейтро­нов, что суще­ственно уве­ли­чило кри­ти­че­скую массу реак­тора. Ока­за­лось, что Москов­ский элек­трод­ный завод поставил на станцию бра­ко­ван­ные гра­фи­то­вые блоки с высоким содер­жа­нием бора. Мон­таж­ни­кам при­шлось пере­кла­ды­вать гра­фи­то­вую кладку, что на квартал отло­жило пуск блока.

Энер­го­блоки Били­бин­ской АЭС демон­стри­ро­вали высокие технико-эко­но­ми­че­ские пока­за­тели. До 1990-х годов средний КИУМ станции дости­гал 80 %, а коэф­фи­ци­ент готов­но­сти соста­в­лял 90-92 %.

Пере­грузка реак­то­ров ЭГП-6 осу­ще­ст­в­ля­ется при помощи раз­гру­зочно-загру­зоч­ной машины. Пере­грузка про­из­во­дится при оста­но­в­лен­ном и рас­холо­жен­ном реак­торе и, как правило, при­у­ро­чи­ва­лась к про­ве­де­нию про­фи­лак­ти­че­ских и ремон­т­ных работ. Число пере­гру­жа­е­мых сборок зави­село от дли­тель­но­сти пла­ни­ру­е­мого меж­пе­ре­гру­зоч­ного интер­вала. Как правило, замены 80 тех­ноло­ги­че­ских каналов хватало на год работы реак­тора.

При пере­грузке каналов необ­хо­димо было про­из­ве­сти рас­сты­ковку каналов с под­во­дя­щими и отво­дя­щими тру­бо­про­во­дами. Доступ к голов­кам каналов, рас­поло­жен­ных под верхней плитой реак­тора, про­из­во­дился через верхнее пере­кры­тие, раз­де­ля­ю­щее надре­ак­тор­ное поме­ще­ние и цен­траль­ный зал. Пере­кры­тие пред­ста­в­ляло собой два вра­ща­ю­щихся защит­ных бара­бана — большой и внутри него — малый, оси которых рас­поло­жены экс­цен­трично. В малом вра­ща­ю­щемся пере­кры­тии выпол­нена выемная пробка, после извле­че­ния которой про­из­во­ди­лись опе­ра­ции по отсты­ковке.

Реак­торы ЭГП-6 за все время экс­плу­а­та­ции демон­стри­ро­вали высокий уровень надеж­но­сти. За все время экс­плу­а­та­ции была заре­ги­стри­ро­вана только одна ава­рийная ситу­а­ция «мокрого» типа — раз­ру­ше­ние одного твэла в реак­торе блока № 2. Кроме того, была зафик­си­ро­вана повы­шен­ная утечка азота из газо­вого контура и про­течки бака биоло­ги­че­ской защиты блока № 1. Устра­не­ние этих дефек­тов велось с исполь­зо­ва­нием слож­ного робо­то­тех­ни­че­ского обо­ру­до­ва­ния. За период 1979-1985 гг. число ава­рийных оста­но­вов реак­то­ров ЭГП-6 составило менее одного в год. Анализ времени простоя энер­го­бло­ков показал, что по вине реак­тора простой составил только 1,3 % от общего времени, а из-за тур­бо­у­ста­но­вок — 33,4 %.

Про­ек­т­ный срок экс­плу­а­та­ции каждого из энер­го­бло­ков закан­чи­вался 11 января 2004 года, 31 декабря 2004 года, 31 декабря 2005 года и 31 декабря 2006 года соот­вет­ственно. При этом реак­тор­ные уста­новки отно­си­лись к первому поко­ле­нию, и при­ве­де­ние их в соот­вет­ствие с действу­ю­щими нормами безо­пас­но­сти было весьма затруд­нено. Тем не менее, после про­ве­ден­ной модер­ни­за­ции срок экс­плу­а­та­ции каждого энер­го­блока был продлен на 15 лет.

23 января 2019 года Феде­раль­ная служба по эколо­ги­че­скому, тех­ноло­ги­че­скому и атом­ному надзору выдала кон­церну «Росэнер­го­а­том» лицен­зию на экс­плу­а­та­цию в режиме без гене­ра­ции энер­го­блока № 1 Били­бин­ской АЭС, оста­но­в­лен­ного для вывода из экс­плу­а­та­ции. Лицен­зия выдана на 15 лет (до 2034 г.).

Это один из этапов жиз­нен­ного цикла блока АЭС, между его работой на мощ­но­сти и полным выводом из экс­плу­а­та­ции. На данном этапе Росэнер­го­а­том, как экс­плу­а­ти­ру­ю­щая орга­ни­за­ция, должен будет осу­ще­ствить как перевод блока АЭС в ядерно-безо­пас­ное состо­я­ние, так и раз­ра­ботку соот­вет­ству­ю­щего ком­плекта доку­мен­тов, обо­с­но­вы­ва­ю­щего ядерную и ради­а­ци­он­ную безо­пас­ность при выводе блока из экс­плу­а­та­ции. Он потре­бу­ется для полу­че­ния лицен­зии Ростех­над­зора на сле­ду­ю­щий этап — вывод блока № 1 из экс­плу­а­та­ции.

---

Фотогалерея‍3