Главная Финансы

Пуск первой в мире атомной электростанции. История создания аэс Когда появилась первая атомная электростанция

«Энергетика мира вступила в новую эпоху. Это случилось 27 июня 1954 года. Человечество еще далеко не осознало важности этой новой эпохи.»

Академик А. П. Александров

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.

27 июня 1954 г. в посёлке Обнинское Калужской области в Физико-энергетическом институте имени А. И. Лейпунского (Лаборатория «В») был осуществлён пуск первой в мире атомной электростанции, оснащённой одним уран-графитовым канальным реактором с водяным теплоносителем АМ-1 («атом мирный») мощностью 5 МВт. С этой даты начался отсчёт истории атомной энергетики.

В годы Второй мировой войны в Советском Союзе начала проводиться работа по созданию ядерного оружия, которую возглавил учёный-физик, академик И. В. Курчатов. В 1943 г. Курчатов создал в Москве исследовательский центр - Лаборатория № 2 - позже преобразованный в Институт атомной энергии. В 1948 г. был построен плутониевый завод с несколькими промышленными реакторами, а в августе 1949 г. была испытана первая советская атомная бомба . После того, как было организовано и освоено в промышленном масштабе производство обогащённого урана, началось активное обсуждение проблем и направлений создания энергетических ядерных реакторов для транспортного применения и получения электроэнергии и тепла. По поручению Курчатова отечественные физики Е. Л. Фейнберг и Н. А. Доллежаль начали разрабатывать проект реактора для атомной электростанции.

16 мая 1950 г. постановлением Совета Министров СССР было определено строительство трёх опытных реакторов - уран-графитового с водяным охлаждением, уран-графитового с газовым охлаждением и уран-бериллиевого с газовым или жидкометаллическим охлаждением. По первоначальному плану все они поочередно должны были работать на единую паровую турбину и генератор мощностью 5000 кВт.

Строительством атомной электростанции руководила Обнинская физико-энергетическая лаборатория. При строительстве за основу была взята конструкция промышленного реактора, но вместо урановых стержней предусматривались урановые тепловыводящие элементы, так называемые твэлы. Разница между ними заключалась в том, что стержень вода обтекала снаружи, а твэл представлял собой двустенную трубку. Между стенками располагался обогащённый уран, а по внутреннему каналу протекала вода. Научные расчёты показали, что при такой конструкции нагреть её до нужной температуры намного проще. Материал тепловыводящих элементов должен был обладать прочностью, противокоррозийной стойкостью и не должен был менять своих свойств под длительным воздействием радиации. На первой атомной электростанции была тщательно продумана система управления протекающими в реакторе процессами. Для этого были созданы устройства для автоматического и ручного дистанционного управления регулирующими стержнями, для аварийной остановки реактора, приспособлений для замены твэлов.

Помимо выработки энергии, реактор Обнинской атомной электростанции также служил базой для экспериментальных исследований и для выработки изотопов для нужд медицины. 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 атомных электростанций в Советском Союзе.

29 апреля 2002 г. в 11 ч. 31 мин. по московскому времени был навсегда заглушен реактор первой в мире атомной электростанции в Обнинске. Как сообщила пресс-служба Министерства Российской Федерации по атомной энергии, станция была остановлена исключительно по экономическим соображениям, поскольку «поддержание её в безопасном состоянии с каждым годом становилось всё дороже».

На базе Обнинской атомной электростанции был создан музей атомной энергетики.

Лит.: Велихов Е. П. От ядерной бомбы к атомной электростанции. Игорь Васильевич Курчатов (1903-1960) // Вестник РАН. 2003. Т. 73. № 1. С. 51-64; Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом»: сайт. 2008-2014. URL : http://www.rosatom.ru/ ; Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского: сайт. 2004–2011. URL: http://www.ippe.obninsk.ru/ ; 10 лет Первой в мире атомной электростанции СССР. М., 1964; Первая в мире АЭС - как это начиналось: Сб. ист.-арх. док. / Физико-энергетический институт имени академика А. И. Лейпуновского; [Сост. Н. И. Ермолаев]. Обнинск, 1999.

См. также в Президентской библиотеке:

О реструктуризации атомного энергопромышленного комплекса Российской Федерации: Указ Президента Российской Федерации от 27 апреля 2007 г. № 556. М., 2007 .

Атомная электростанция (АЭС)

электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор (см. Ядерный реактор). Тепло, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обычных тепловых электростанциях (См. Тепловая электростанция) (ТЭС), преобразуется в электроэнергию. В отличие от ТЭС, работающих на органическом топливе, АЭС работает на ядерном горючем (См. Ядерное горючее) (в основном 233 U, 235 U. 239 Pu). При делении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается 22 500 квт ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного топлива. Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущих потребностей в топливе. Кроме того, необходимо учитывать всё увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологических целей мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений органического топлива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относит увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, которая уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда промышленных стран мира.

Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения (рис. 1 ) мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преимущественно в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева).

В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 Мвт (полная проектная мощность 600 Мвт ). В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 Мвт ) выдал ток в Свердловскую энергосистему, 2-й блок мощностью 200 Мвт сдан в эксплуатацию в октябре 1967. Отличительная особенность Белоярской АЭС - перегрев пара (до получения нужных параметров) непосредственно в ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычные современные турбины почти без всяких переделок.

В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 Мвт. Себестоимость 1 квт-ч электроэнергии (важнейший экономический показатель работы всякой электростанции) на этой АЭС систематически снижалась: она составляла 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. Первый блок Нововоронежской АЭС был построен не только для промышленного пользования, но и как демонстрационный объект для показа возможностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности и безопасности работы АЭС. В ноябре 1965 в г. Мелекессе Ульяновской области вступила в строй АЭС с водо-водяным реактором (См. Водо-водяной реактор) «кипящего» типа мощностью 50 Мвт, реактор собран по одноконтурной схеме, облегчающей компоновку станции. В декабре 1969 был пущен второй блок Нововоронежской АЭС (350 Мвт ).

За рубежом первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 Мвт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия).Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 Мвт в Шиппингпорте (США).

Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. 2 . Тепло, выделяющееся в активной зоне (См. Активная зона) реактора 1, отбирается водой (теплоносителем (См. Теплоноситель)) 1-го контура, которая прокачивается через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступает в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе, воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образующийся пар поступает в турбину 4.

Наиболее часто на АЭС применяются 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя; 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.

Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным образом накопленным опытом в реакторостроении, а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. д. В СССР строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.

В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создаётся тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих элементов (См. Тепловыделяющий элемент) (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее, допустимой температурой собственно ядерного горючего, а также свойствами тенлоносителя, принятого для данного типа реактора. На АЭС, тепловой реактор которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и температурой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур - пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева (рис. 3 ). В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сгорания.

При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, т. е. ТВЭЛы выгорают. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшие ТВЭЛы переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.

К реактору и обслуживающим его системам относятся: собственно реактор с биологической защитой (См. Биологическая защита), Теплообменник и, Насос ы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура циркуляционного контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

В зависимости от конструктивного исполнения реакторы имеют отличительные особенности: в корпусных реакторах (См. Корпусной реактор) ТВЭЛы и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах (См. Канальный реактор) ТВЭЛы, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в специальных трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух. Такие реакторы применяются в СССР (Сибирская, Белоярская АЭС и др.).

Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реактор окружают биологической защитой, основным материалом для которой служат бетон, вода, серпентиновый песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герметичным. Предусматривается система контроля мест возможной утечки теплоносителя, принимают меры, чтобы появление неплотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружающей местности. Оборудование реакторного контура обычно устанавливают в герметичных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслуживаются. Радиоактивный воздух и небольшое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС специальной системой вентиляции, в которой для исключения возможности загрязнения атмосферы предусмотрены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС следит служба дозиметрического контроля.

При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система расхолаживания имеет автономные источники питания.

Наличие биологические защиты, систем специальной вентиляции и аварийного расхолаживания и службы дозиметрического контроля позволяет полностью обезопасить обслуживающий персонал АЭС от вредных воздействий радиоактивного облучения.

Оборудование машинного зала АЭС аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличительная особенность большинства АЭС - использование пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабоперегретого.

При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливают сепарирующие устройства. Иногда необходимо применение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В связи с тем что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоносителя. На двухконтурных АЭС с высокими параметрами пара подобные требования к оборудованию машинного зала не предъявляются.

В число специфичных требований к компоновке оборудования АЭС входят: минимально возможная протяжённость коммуникаций, связанных с радиоактивными средами, повышенная жёсткость фундаментов и несущих конструкций реактора, надёжная организация вентиляции помещений. На рис. показан разрез главного корпуса Белоярской АЭС с канальным графито-водным реактором. В реакторном зале размещены: реактор с биологической защитой, запасные ТВЭЛы и аппаратура контроля. АЭС скомпонована по блочному принципу реактор - турбина. В машинном зале расположены турбогецераторы и обслуживающие их системы. Между машинным и реакторным залами размещены вспомогательное оборудование и системы управления станцией.

Экономичность АЭС определяется её основными техническими показателями: единичная мощность реактора, кпд, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэффициент использования установленной мощности АЭС за год. С ростом мощности АЭС удельные капиталовложения в неё (стоимость установленного квт ) снижаются более резко, чем это имеет место для ТЭС. В этом главная причина стремления к сооружению крупных АЭС с большой единичной мощностью блоков. Для экономики АЭС характерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30-40% (на ТЭС 60-70%). Поэтому крупные АЭС наиболее распространены в промышленно развитых районах с ограниченными запасами обычного топлива, а АЭС небольшой мощности - в труднодоступных или отдалённых районах, например АЭС в пос. Билибино (Якутская АССР) с электрической мощностью типового блока 12 Мвт. Часть тепловой мощности реактора этой АЭС (29 Мвт ) расходуется на теплоснабжение. Наряду с выработкой электроэнергии АЭС используются также для опреснения морской воды. Так, Шевченковская АЭС (Казахская ССР) электрической мощностью 150 Мвт рассчитана на опреснение (методом дистилляции) за сутки до 150 000 т воды из Каспийского моря.

В большинстве промышленно развитых стран (СССР, США, Англия, Франция, Канада, ФРГ, Япония, ГДР и др.) по прогнозам мощность действующих и строящихся АЭС к 1980 будет доведена до десятков Гвт. По данным Международного атомного агентства ООН, опубликованным в 1967, установленная мощность всех АЭС в мире к 1980 достигнет 300 Гвт.

В Советском Союзе осуществляется широкая программа ввода в строй крупных энергетических блоков (до 1000 Мвт ) с реакторами на тепловых нейтронах. В 1948-49 были начаты работы по реакторам на быстрых нейтронах для промышленных АЭС. Физические особенности таких реакторов позволяют осуществить расширенное воспроизводство ядерного горючего (коэффициент воспроизводства от 1,3 до 1,7), что даёт возможность использовать не только 235 U, но и сырьевые материалы 238 U и 232 Th. Кроме того, реакторы на быстрых нейтронах не содержат замедлителя, имеют сравнительно малые размеры и большую загрузку. Этим и объясняется стремление к интенсивному развитию быстрых реакторов в СССР. Для исследований по быстрым реакторам были последовательно сооружены экспериментальные и опытные реакторы БР-1, БР-2, БР-З, БР-5, БФС. Полученный опыт обусловил переход от исследований модельных установок к проектированию и сооружению промышленных АЭС на быстрых нейтронах (БН-350) в г. Шевченко и (БН-600) на Белоярской АЭС. Ведутся исследования реакторов для мощных АЭС, например в г. Мелекессе построен опытный реактор БОР-60.

Крупные АЭС сооружаются и в ряде развивающихся стран (Индия, Пакистан и др.).

На 3-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (1964, Женева) было отмечено, что широкое освоение ядерной энергии стало ключевой проблемой для большинства стран. Состоявшаяся в Москве в августе 1968 7-я Мировая энергетическая конференция (МИРЭК-VII) подтвердила актуальность проблем выбора направления развития ядерной энергетики на следующем этапе (условно 1980-2000), когда АЭС станет одним из основных производителей электроэнергии.

Лит.: Некоторые вопросы ядерной энергетики. Сб. ст., под ред. М. А. Стыриковича, М., 1959; Канаев А. А., Атомные энергетические установки, Л., 1961; Калафати Д. Д., Термодинамические циклы атомных электростанций, М.-Л., 1963; 10 лет Первой в мире атомной электростанции СССР. [Сб. ст.], М., 1964; Советская атомная наука и техника. [Сборник], М., 1967; Петросьянц А. М., Атомная энергетика наших дней, М., 1968.

С. П. Кузнецов.

Большая советская энциклопедия. - М.: Советская энциклопедия . 1969-1978 .

Синонимы :

Смотреть что такое "Атомная электростанция" в других словарях:

Электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую энергию. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор. Синонимы: АЭС См. также: Атомные электростанции Электростанции Ядерные реакторы Финансовый словарь… … Финансовый словарь

- (АЭС) электростанция, на которой ядерная (атомная) энергия преобразуется в электрическую. На АЭС тепло, выделяющееся в ядерном реакторе, используется для получения водного пара, вращающего турбогенератор. 1 я в мире АЭС мощнностью 5 МВт была… … Большой Энциклопедический словарь

Побывал на первой в мире атомной электростанции. Еще раз восхитился гениями советских ученых и инженеров, сумевших в тяжелые послевоенные годы создать и ввести в эксплуатацию невиданные ранее энергетические установки.

Строили атомную электростанцию в обстановке строжайшей секретности. Расположена он на территории бывшей секретной лаборатории «В», сейчас это Физико-энергетический институт.

Физико-энергетический институт — не просто режимный объект, а особо режимный. Охрана строже чем в аэропорту. Всю аппаратуру и мобильные телефоны пришлось оставить в автобусе. Внутри люди в военной форме. Поэтому фотографий будет не очень много, только те, что предоставлены штатным фотографом. Ну, и парочка моих, снятых перед проходной.

Немного истории.
В 1945 году США впервые в мире применили атомное оружие, сбросив бомбы на японские города Хиросиму и Нагасаки. На какое-то время весь мир оказался беззащитным перед ядерной угрозой.
В кратчайшие сроки Советский Союз сумел создать и испытать 29 августа 1949 года оружие сдерживание — собственную атомную бомбу. В мире наступило пусть и шаткое, но равновесие.

Но помимо разработки оружия советские ученые показали, что атомная энергия может использоваться и в мирных целях. Для этого была постоена первая в мире атомная электростанция в Обнинске.
Место было выбрано не случайно: ученые-атомщики не должны были летать на самолетах, в то же время Обнинск находится сравнительно недалеко от Москвы. Теплоэлектростанция была построена ранее для обслуживания энергией института.

Оцените сроки, с которыми происходило создание и запуск АЭС.
9 мая 1954 года была осуществлена загрузка активной зоны и запущена самоподдерживающаяся реакция деления ядер урана.
26 июня 1954 года — подача пар на турбогенератор. Курчатов сказал по этому поводу: «С легким паром!» АЭС была включена в сеть Мосэнерго.
25 октября 1954 года — выход атомной электростанции на проектную мощность.

Мощность АЭС была небольшой, всего 5 Мегаватт, но это было колоссальное технологическое достижение.

Все создавалось впервые. Крышка реактора находится на уровне земли, а сам реактор уходит вниз. Всего под зданием 17 метров бетона и различных конструкций.

Все управлялось автоматикой, насколько это было возможно на то время. Из каждого помещения на пульт подавались пробы воздуха, таким образом осуществлялся мониторинг радиационной обстановки.

Первые дни работы были очень тяжелыми. В реакторе происходили течи, требовавшие его аварийных остановок. По ходу работы совершенствовали конструкции и меняли узлы на более надежные.
У сотрудников были переносные дозиметры размером с авторучку.

Но самое главное, что за все время эксплуатации Первой АЭС не было аварий с выбросом радиоактивных веществ или других проблем, связанных с облучением и радиацией.

Сердце АЭС — ее реактор. Загрузка и выгрузка тепловыделяющих элементов происходила при помощи крана. Специалист наблюдал за происходящим в реакторном зале через полуметровое стекло.
Атомная станция в Обнинске проработала 48 лет. В 2002 году ее вывели из эксплуатации, позже ее переоборудовали мемориальный комплекс. Сейчас на крышке реактора можно сфотографироваться, но попасть туда очень сложно.

На Первой АЭС бережно хранят память и каждую страницу истории атомной энергетики. Это не только сама электростанция, но и изотопная медицина, энергетические установки для транспорта, подводных лодок и космических кораблей. Все эти технологии разрабатывались и оттачивались в Обнинске.

Вот так выглядели ядерные энергетические установки «Бук» и «Топаз», которые обеспечивают электричеством те самые космические корабли, которые бороздят просторы вселенной.

После Первой АЭС были другие. Более мощные, с другими техническими решениями, но впереди их была атомная электростанция в Обнинске. Многие решения были использованы в других областях атомной энергетики.

В настоящее время Россия по-прежнему лидирует в атомной энергетике. Основы этого были заложены первопроходцами, строившими когда-то Обнинскую АЭС.

Индивидуальные туры на АЭС не проводятся, а на организованные очередь стоит на месяцы вперед. Мы приехали вместе с ЦППК по новому, недавно разработанному маршруту. Очень надеюсь, что скоро можно будет приобрести билеты в комплексный тур в Обнинск и окрестности. Планы такие есть и они реализуются.

7 июня 1954 г. в поселке Обнинское Калужской области в Физико-энергетическом институте имени А.И. Лейпунского (Лаборатория «В») был осуществлен пуск первой в мире атомной электростанции, оснащенной одним уран-графитовым канальным реактором с водяным теплоносителем АМ-1 («атом мирный») мощностью 5 МВт. С этой даты начался отсчет истории атомной энергетики.

В годы Великой Отечественной войны начала проводиться работа по созданию ядерного оружия, которую возглавил ученый-физик, академик И. В. Курчатов. В 1943 г. Курчатов создал в Москве исследовательский центр - Лаборатория № 2 - позже преобразованный в Институт атомной энергии. В 1948 г. был построен плутониевый завод с несколькими промышленными реакторами, а в августе 1949 г. была испытана первая советская атомная бомба. После того, как было организовано и освоено в промышленном масштабе производство обогащенного урана, началось активное обсуждение проблем и направлений создания энергетических ядерных реакторов для транспортного применения и получения электроэнергии и тепла. По поручению Курчатова отечественные физики Е.Л. Фейнберг и Н.А. Доллежаль начали разрабатывать проект реактора для атомной электростанции.

16 мая 1950 г. постановлением Совета Министров СССР было определено строительство трех опытных реакторов - уран-графитового с водяным охлаждением, уран-графитового с газовым охлаждением и уран-бериллиевого с газовым или жидкометаллическим охлаждением. По первоначальному плану все они поочередно должны были работать на единую паровую турбину и генератор мощностью 5000 кВт. ...

В мае 1954 г. был запущен реактор, а в июне того же года Обнинская атомная электростанция дала первый промышленный ток, открыв дорогу использованию атомной энергии в мирных целях. Обнинская АЭС успешно проработала почти 48 лет. 29 апреля 2002 г. в 11 ч. 31 мин. по московскому времени был навсегда заглушен реактор первой в мире атомной электростанции в Обнинске. Как сообщила пресс-служба Министерства Российской Федерации по атомной энергии, станция была остановлена исключительно по экономическим соображениям, поскольку «поддержание ее в безопасном состоянии с каждым годом становилось все дороже». Помимо выработки энергии, реактор Обнинской атомной электростанции также служил базой для экспериментальных исследований и для выработки изотопов для нужд медицины.

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 атомных электростанций в Советском Союзе. Обнинская АЭС еще во времена строительства и пуска превратилась в замечательную школу подготовки строительных и монтажных кадров, научных работников и эксплуатационного персонала. Эту свою роль АЭС выполняла многие десятилетия во время промышленной эксплуатации и многочисленных экспериментальных работ на ней. Обнинскую школу прошли такие известные в атомной энергетике специалисты как: Г. Шашарин, А. Григорьянц, Ю. Евдокимов, М. Колмановский, Б. Семенов, В. Коночкин, П. Палибин, А. Красин и многие другие.

В 1953 году на одном из совещаний министр Минсредмаша СССР В. А. Малышев поставил перед Курчатовым, Александровым и другими учеными вопрос о разработке атомного реактора для мощного ледокола, в котором нуждалась страна, чтобы существенно продлить навигацию в наших северных морях, а потом сделать ее круглогодичной. Крайнему Северу уделялось тогда особое внимание как важнейшему хозяйственному и стратегическому региону. Прошло 6 лет, и первый в мире атомный ледокол «Ленин» вышел в свое первое плавание. Этот ледокол прослужил 30 лет в тяжелых условиях Арктики. Одновременно с ледоколом строилась атомная подводная лодка (АПЛ). Правительственное решение о ее строительстве было подписано в 1952 году, а в августе 1957 года лодку спустили на воду. Эта первая советская АПЛ получила название «Ленинский комсомол». Она совершила подледный поход к Северному полюсу и благополучно вернулась на базу.

«Энергетика мира вступила в новую эпоху. Это случилось 27 июня 1954 г. Человечество еще далеко не осознало важности этой новой эпохи».

Академик А.П. Александров

«В Советском Союзе усилиями ученых и инженеров успешно завершены работы по проектированию и строительству первой промышленной электростанции на атомной энергии полезной мощностью 5000 киловатт. 27 июня атомная станция была пущена в эксплуатацию и дала электрический ток для промышленности и сельского хозяйства прилежащих районов.

Лондон, 1 июля (ТАСС). Сообщение о пуске в СССР первой промышленной электростанции на атомной энергии широко отмечается английской печатью, Московский корреспондент «Дейли уоркер» пишет, что это историческое событие «имеет неизмеримо большее значение, чем сброс первой атомной бомбы на Хиросиму.

Париж, 1 июля (ТАСС). Лондонский корреспондент агентства Франс Пресс передает, что сообщение о пуске в СССР первой в мире промышленной электростанции, работающей на атомной энергии, встречено в лондонских кругах специалистов-атомников с большим интересом. Англия, продолжает корреспондент, строит атомную электростанцию в Колдерхолле. Полагают, что она сможет вступить в строй не ранее чем через 2,5 года...

Шанхай, 1 июля (ТАСС). Откликаясь на пуски в эксплуатацию советской электростанции на атомной энергии, токийское радио передает: США и Англия также планируют строительство атомных электростанций, но завершение их строительства они намечают на 1956-1957 годы. То обстоятельство, то Советский Союз опередил Англию и Америку в деле использования атомной энергии в мирных целях, говорит о том, что советские ученые добились больших успехов в области атомной энергии. Один из выдающихся японских специалистов в области ядерной физики - профессор Иосио Фудзиока, комментируя сообщение о пуске в СССР электростанции на атомной энергии, заявил, что это является началом «новой эры».

Статьи по теме