АМ

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