Первая в мире АЭС - вполне официальное название главной достопримечательности Обнинска, истории и устройству которого была посвящена . Построенная в 1951-54 годах, Обнинская атомная электростанция проработала 48 лет до 29 апреля 2002 года. Мощностью всего в 5 МВт она была в сотни раз меньше своих современных потомков, но именно она стала первенцем Мирного Атома. Более того, старейшие атомные электростанции Запада - британская Колдерс-Хилл и американская Шиппингпорт по истечении срока эксплуатации были разобраны. А на Обнинской АЭС с 2009 года действует отраслевой мемориальный комплекс - этакий квазимузей, попасть в который, впрочем, не так-то просто.

Прежде я показывал многие вехи советского атомного проекта. Вот например - в Киргизии, первый в СССР урановый рудник, где руду добывали кайлом и возили на ишаках. Вот соседний в Таджикистане - город первого советского урана. Вот , где в 1949 году была взорвана первая в СССР атомная бомба, раз и навсегда лишившая Америку монополии на супероружие. Вот, с холмов соседнего Верх-Нейвинска - , центр изотопного обогащения урана, а ещё есть Саров, Озёрск, Северск, Железногорск и другие ЗАТО, в которые ой как непросто попасть! Советский ядерный проект, как принято считать, начался с доклада Берии Сталину об американская разработках, и словами вождя - "Надо делать!". Потом был взрыв над Хиросимой, планы атомной бомбардировки советских городов, спешные поиски урана в самых разных местах от до , и наконец создание к 1950-м годам ещё не ядерного паритета с потенциальным противникам, но - оружия возмездия. Однако атомная бомба - это лишь конечный результат, а ключевое звено в цепочке её создания - ядерный реактор-"наработчик" плутония. Первый в мире ядерный реактор , за расположение и характерный внешний вид прозванный Чикагской поленницей, построил в 1942 году итальянец Энрико Ферми, и был он чисто экспериментальным. В 1943 году в Оук-Ридже, штат Тенниси, заработала Клинтонская поленница, или Х-1 - первый в мире реактор-"наработчик" в постоянной эксплуатации, а в 1948 году от него впервые в истории запитали электросеть предприятия. Первый в СССР экспериментальный реактор Ф-1 был пущен в 1946 году в московской Лаборатории №2 (ныне Курчатовский институт) и действовал до 2016 года, а в 1948 году в нынешнем Озёрске (Челябинская область) заработал первый промышленный реактор-наработчик А-1 , обеспечивший первую советскую атомную бомбу. Однако, как часто быает, теория опережала практику: если первый сугубо бумажный проект атомной бомбы в СССР появился ещё в 1940 году, то в 1945 академик Пётр Капица представил доклад "О применении внутриатомной энергии в мирных целях". Будущий Обнинск находился с самого начала чуть в стороне от атомного проекта, как бы над схваткой: давшая ему начало Лаборатория "В", основанная в 1946 году (с 1960 - Физико-энергетический институт), никогда не занималась ядерным оружием.

Путь к Первой в мире АЭС начнём в Старом городе - районе 1950-х годов, строившемся ещё в те времена, когда был здесь не город Обнинск, а посёлок при Объекте "В" и россыпь усадеб, сёл и интернатов вокруг него. О Старом городе с его тихим тенистыми улицами, грандиозными старыми соснами, тишиной и чистотой, я рассказывал в прошлой части, ну а теперь продолжим прогулку к началу проспекта Ленина. На кадре выше - ДК ФЭИ, законченный в 1954 году, почти одновременно с АЭС, и хотя памятник перед ним - Ленину, это крыльцо помнит весь цвет советской ядерной и космической науки.

В Старом городе удивительно стерильный пейзаж, словно попал в 1960-е годы:

А здесь не 21-й век вклинивается, а лишь 1980-е на заднем дворе:

Одно из старейших зданий Обнинска - школа (1949), где учились дети первых сотрудников Лаборатории "В", и великие учёные и конструкторы входили в её двери как просто чьи-то папы или мамы. Памятник перед школой, впрочем, не кому-нибудь из именитых родителей её учеников, а знакомому нам по прошлой части Станиславу Шацкому - его колония "Бодрая жизнь" отсюда за оврагом.

Последние кварталы перед ФЭИ, где улица делает весьма заметный поворот - в перспективе проспекта Ленина не корпус института, а дали за Протвой:

Дома на другой стороне квартала окнами глядят на Институт:

С фасадов дома в обоих кварталах к югу и к северу от проспекта Ленина одинаковы, и облик их явно рубежа 1940-50-х. Но дом №1 со двора выглядит совсем иначе:

В том же стиле и главный корпус ФЭИ, выглядывающий из-за проходной:

У проходной - ещё пара корпусов, один из которых занят институтскими офисами, другой - телефонной станцией:

Фотографировать на территории ФЭИ мне не дали разрешения, да и находится Обнинская АЭС на другой площадке, поэтому за главной проходной я не был. Но Главный корпус - здание с очень интересной историей, и по архитектуре его хорошо видно, что строилось оно никак не во времена "песен победителей": это был Испанский детский дом . Вернее, закладывалось здание в 1937 году как интернат для детей-туберкулёзников, но как раз накануне его открытия в Ленинград прибыл пароход "Сантай" из Бильбао, и вскоре поезд привёз на станцию Обнинское пять сотен испанских детей и несколько десятков их воспитателей. Частью это были дети испанских революционеров вроде Долорес Ибаррури, частью - просто сироты и беженцы, чьи дома разрушила Гражданская война. Опыт реабилитации беспризорников у рожденного своей Гражданской войной СССР был огромный, но с испанским темпераментам справиться было непросто: игрушки дети разобрали по винтику и распределили поровну, на лугу воевали с ромашками (на их родине это был символ детских фашистских организаций), первый же футбольный матч лишил здание большей части стёкол, а однажды маленькие испанцы забрались в аппаратную станции Обнинское и устроили семафорное светопреставление. Вся эта феерия продолжалась недолго - в войну Испанский детдом эвакуировали в Саратов, подросший Рубен Ибаррури стал лётчиком и погиб героем, а люди с испанскими фамилиями в России не редкость до сих пор (так, в студенчестве у меня была однокурсница Санчес-Перес). Капитальным зданиям в красивом чистом месте быстро нашёлся новый хозяин - Объект "В". И тем не менее в день моего приезда в ФЭИ творилась изрядная суета - делегация во главе с калужским губернатором и испанским послом приехала открывать мемориальную доску.

13. фото предоставлено пресс-службой АО ГНКЦ РФ ФЭИ

Дом с кадра №10 служил квартирами воспитателей. Судя по внешнему виду, к Испанскому детдому относилась и гостиница ФЭИ, фасад которой хорошо виден в конце обнимающей Институт улицы Менделеева, если стоя лицом к проходной посмотреть направо.

На первом этаже, за неприметной дверью - отличная столовая "Здоровье", среди посетителей которой много явных людей науки:

А если у гостиницы свернуть налево и пойти вдоль забора института, то у подножья одного из корпусов можно увидеть симпатичный деревянный домик.
На закрытой территории ФЭИ, у Главного корпуса, стоят памятники Дмитрию Блохинцеву и Александру Лейпунскому . Первый более известен как один из основателей знаменитого института ядерных исследований и автор ряда открытий в квантовой физике, возглавлял Объект "В" хоть и недолго, но в самое ответственное время - 1950-56 годах. Александр Лейпунский был научным руководителем института. Он заложил основы научной школы ФЭИ, цвет здешней науки - его ученики и ученики его учеников, поэтому с 1996 года институт называется ФЭИ имени Александра Лейпунского. Ну а этот деревянный особнячок известен как "домик Лейпунского" - здесь учёный жил в 1949-72 годах, до самой смерти. Ныне это не музей, а обычное и ветхое муниципальное жильё:

Углубившись дальше в лесок, можно увидеть ещё один похожий дом - это остатки усадьбы Турлики, более известной как Морозовская дача. В 1901 году здесь поселился дворянин и известный публицист Виктор Обнинский , владелец знакомой нам по прошлой части усадьбы Белкино, которому город через железнодорожную станцию обязан своим названием. В 1909 году Турлики купила Маргарита Морозова, сводная родственница Саввы Морозова, тектисльного короля из . При ней, в 1910-х годах, и были построены деревянные здания - дом Лейпунского изначально был особняком управляющего имением, а это - дом для гостей усадьбы:

А чуть поодаль - и каменный Главный дом, в состоянии столь же печальном:

В основе он был построен ещё при Обнинском в романтическом "английском" стиле. Над крышей возвышалась смотровая башня, а интерьеры украшала мебель из калужского дома имама Шамиля, сдавшегося русским властям предводителя бесконечной Кавказской войны. Здесь было отопление, лифты, полы с линолеумом - всё по последнему слову тогдашней техники. В 1910-х, при Морозовой, дом был перестроен, причём есть версия (вроде бы не совсем достоверная), что проект текстильная принцесса заказала у основателя московского модерна Льва Кекушева .

В революцию и гражданскую войну с Турликами случилось примерно то же, что и с большинством русских усадеб, и с 1918 года сюда из-за оврага распространилась "Бодрая жизнь". А в 1942 году Морозовскую дачу, вместе с Испанским детдомом, занял Штаб Западного фронта. Крыша усадьбы была выкрашена в цвет хаки, башня обрублена, а между деревьев натянута сеть из колючей проволоки, поверх которой набросали лапник - с воздуха усадьба была не видна. Под зданиями выросла целая система подземных коммуникаций - так называемые Жуковские пещеры, стараниями народной молвы разросшиеся в подобие средневековых катакомб. После войны Морозовская дача служила домом для высокопоставленных гостей, в первую очередь регулярно приезжавшего курировать работы Лаборатории "В" Игоря Курчатова. Затем это был профилакторий ФЭИ, а в 2016 году Турлики передали на баланс города. Усадьба теперь ждёт реставрации, а пока её не привели в порядок - вход на территорию закрыт, лишь музей иногда проводит экскурсии. Тем не менее, в доме сохранились интерьеры . Ну а я долго ходил по снегу вдоль забора, чтобы найти подходящий вид на фасад:

Всё это можно увидеть, просто приехав в Обнинск. Но ФЭИ раскинулся на пол-города, размером он достоин крупного завода (2км на 500м), состоит из двух разделённых дорогой площадок, и Обнинская АЭС находится в самом сердце той площадки, что подальше. Позвонив в музей, я узнал, что экскурсии на Первую в мире АЭС проводят бесплатно, но - для групп не менее 15 человек, без возможности подсоединения к готовой группе и без фотосъёмки. Затем я позвонил директору по коммуникациям Алексею Юрьевичу Громыко, и дальнейшей частью этого поста вы обязаны ему: моё предложение он встретил заинтересованно, но всё равно ещё неделя ушла на все согласования, звонки и письма в пресс-службу, музей и службу безопасности. В итоге мне было разрешено присоединиться к группе школьников и фотографировать "в установленных местах" - то есть, строго внутри здания Первой в мире АЭС. И вот, погуляв по городу, в условленное время я был у проходной, где ждал автобус с девятиклассниками одного из обнинских лицеев. Следующие кадры с граффити я снял на обратном пути в сумерках - проходные двух площадок соединяет всё та же улица Менделеева:

Лаборатория "В" - ФЭИ за свою историю разработал более 120 проектов ядерных реакторов. Но первоначальный проект "АМ-1" расшифровывался вовсе не как Атом Мирный, а как Атом Морской. Здесь не создавалось оружия, но всё-таки Лаборатория "В" тоже работала на оборнку: первым её проектом были ядерные реакторы для подводных лодок. Огромный уран-графитовый реактор не слишком подходил для кораблей, в отличие от электростанции. Первые в мире АЭС (в СССР) и АПЛ (в США) вошли в строй почти одновременно - в 1954 году, а вот создание советской атомной подводной лодки затянулось до 1959-го, и экипажи для неё также готовились в Обнинске. В последующие десятилетия в ФЭИ были созданы атомные реакторы, умеющие стоять на месте, ездить, плавать и даже летать.

Среди детищ ФЭИ были не только атомные реакторы большинства советских АЭС, кораблей и ледоколов, но и такая экзотика, как передвижные АЭС-вездеходы "Памир" (на кадре ниже они на фоне ТЭЦ Обнинской АЭС) для энергоснабжения геологических партий в глухих углах Крайнего Севера или космические ядерные реакторы "Бук" и "Топаз" с годичным сроком службы, обеспечивавшие работу аппаратуры спутников.

Подъездной путь ФЭИ, тепловоз на автобусной остановке. По эти колеям возили оборудование Обнинской АЭС:

Если рядом с основной площадкой стоит домик Лейпунского, то у второй площадки, что расположена на месте деревни Пяткино - соответственно, домик Курчатова. Это уже не усадьба - деревянный особняк, в котором сложно признать сталинский стиль, строился в 1952-53 годах. Сейчас он на охраняемой территории, выглядывая верхним этажом из-за ворот, но планируется обустроить в нём музей и интерактивный образовательный центр для детей.

Самое интересное в этом домике - с обратной стороны: заснеженная Скамейка Трёх "К", на которой сиживали Игорь Курчатов, Сергей Королёв и Мстислав Келдыш. И хотя точно не известно, были ли они здесь когда-либо все вместе, дух захватывает от мысли, какие перспективы могли на этой лавке обсуждаться тёплыми летними ночами, без лишнего официоза.

В помещении КПП я сдал в камеру хранения рюкзак с ноутбуком, телефон и флешки, а солдат-охранник сверил мой паспорт со списком, и вместе с экскурсоводом и ответственной по музею Инной Михайловной я прошёл в автобус. Группы "от 15 человек" здесь именно потому, что от КПП до АЭС чуть меньше километра, и конечно же пешком по территории столь режимного института экскурсантов не водят. Даже фасад Обнинской АЭС и информационные плакаты рядом с ним и то запрещено снимать!

25. фото предоставлено пресс-службой АО ГНКЦ РФ ФЭИ

Мирный атом создавался в условиях строжайшей секретности, с воздуха площадка должна была иметь минимум отличий от городских кварталов. Поэтому Обнинская АЭС состоит из двух зданий - слева от главной дороги собственно атомная станция с реактором, справа - ТЭЦ. Обывателю не вполне очевидно, что ядерная реакция используется для того, чтобы нагреть котёл, и даже атомные корабли фактически являются пароходами. Так и на ТЭЦ из реакторного зала раскалённый пар подавался через подземный паропровод. 26 июня 1954 года состоялся энергетический пуск Первой в мире АЭС, и когда над зданием ТЭЦ появилось облачко пара, еще не достаточно горячего чтобы крутить турбину, Игорь Курчатов воскликнул "С лёгким паром!": для атомщиков эта фраза значит примерно то же, что гагаринское "Поехали!" для космонавтов. Тех труб, из которых пошёл "лёгкий пар", не сохранилось, они видны на чёрно-белой фотографии с "Памирами" (№21а), а нынешние полосатые трубы - позднесоветской постройки.

Нынешний статус Обнинской АЭС - двоякий. С мощностью 5 МВт к концу ХХ века "старушка" (как ласково её называли атомщики) работала в основном с научными целями, а также нарабатывала изотопы для медицины. Её экспулатация не окупалась, проектный срок вышел давно (хотя держалась "старушка" бодро и могла бы проработать ещё годы), и в 2002 году Обнинскую АЭС было решено остановить - первой из советских атомных электростанций. Но ломать её здание не стали, и параллельно с демонтажем оборудования шло создание отраслевого мемориального комплекса. Для экскурсантов он открылся в 2009 году, работы по консервации завершились в 2015-м, но и теперь Первая в мире АЭС напоминает скорее действующее предприятие, чем музей, и в её узких коридорах мы не раз и не два встречали сосредоточенных сотрудников. На входе, по регламенту, группа облачается в белые халаты и бахиллы.

Экскурсия проходит 4 объекта. Первый - это пост контроля и радиационной безопасности на первом этаже. Самописцы и циферблаты измерительных приборов здесь непрерывно показывали данные об уровне радиации и составе воздуха в рабочих помещениях станции. Вентили на стене слева соответствуют каждый какому-то из помещений, откуда при их нажатии бралась на анализ проба воздуха.

Мелкие сбои в работе первой в мире атомной станции поначалу происходили регулярно, порой по несколько раз на дню, но ни один из них не обернулся серьёзным ЧП. За 48 лет работы на Обнинской АЭС не было ни единого опасного выброса радиации в окружающую среду или случаев облучения сотрудников (а вот на других объектах института в том же 1954 году имело места куда более серьёзное происшествие - не с погибшим, но с пострадавшими).

Дозиметры, в том числе "карандаш" - на рабочем месте такой висел на груди у каждого сотрудника:

Костюмы радиационной защиты. Такие использовались при ремонте оборудования в помещении «горячей камеры», где режут отработавшие тепловыделяющие сборки. При надевании такой ещё и поддувают изнутри, чтобы при малейшей разгерметизации человек заметил это по выходящим воздуху, и успел покинуть опасное помещение, пока воздух из костюма выходит, не давая заражённому воздуху проникнуть под костюм.

Вообще же про АЭС сложно рассказывать хотя бы потому, что большая часть её техники в принципе не понятна далёким от темы людям. Вот например прибор УИМ-2Д для измерения скорости импульсов - многим ли из читающих эти строки это о чём-нибудь говорит?

Прямиком в кабинет начальника станции. Обстановка, пока АЭС действовала, здесь неоднократно менялась, и нынешняя - воссоздана по состоянию на 1950-е годы. На стене - портреты директоров, на столе - небольшая экспозиция измерительных приборов:

Но главный артефакт этой комнаты - гостевая книга. Первоначально Обнинская АЭС строилась в такой секретной обстановке, что даже не все участники строительства знали, чем именно они занимаются - просто делали рассчёты, не будучи в курсе всей картины. Когда "Правда" написала о запуске Мирного Атома, даже не все сотрудники Объекта "В" знали, что этот Мирный Атом - у них, а когда шедшие мимо мужики поинтересовались у атомщиков, накрывших у берега Протвы поляну, "Что празднуете?", те ответили - "Лунное затмение празднуем!". Но вскоре Мирный Атом начал открываться миру, и только при Советах в составе различных делегаций Обнинскую АЭС посетило более 60 тысяч человек (для сравнения, ныне посещаемость музея - 3-5 тысяч экскурсантов в год).

Старая гостевая книга с афтографами Георгия Жукова, Юрия Гагарина, Хо Ши Мина, Индиры Ганди, Броза Тито и других уже легендарных личностей ХХ века ныне хранится в Москве. Но и нынешняя книга с надписями на всех языках мира выглядит впечатляюще. Именитые гости бывают на Первой в мире АЭС и ныне - например, несколько лет назад её посещал британский принц Майкл Кентский.

А неподалёку, за дверью, отмеченной детскими рисунками и памятником Курчатову ("шумерскую" бороду он носил, кстати, потому, что был для своего значения весьма молод и старался среди ветеранов физики выглядеть солиднее)...

Находится центральный пульт АЭС. Странная штуковина слева меня озадачила своим абсолютным космическим видом, и предназначалась она действительно для космоса. Это ни что иное, как уже упоминавшийся "Бук" (вернее, его макет), космическая ядерно-энергетическая установка для питания бортовой аппаратуры. С 1970 года с ней было запущено не менее 30 космических аппаратов.

Пульт управления атомной станцией:

Вновь, как и (с его пульта - моя нынешняя аватарка), не могу не восхититься техническим дизайном советской атомной техники.

А с другой стороны - тепловыделяющие сборки для разных типов реакторов (РБМК, ВВР и БН-600). ТВС - это то, что загружают в активную зону ядерного реактора. Каждая сборка представляет собой "пучок" ТВЭЛов - тепловыделяющих элементов, длинных стержней с таблетками ядерного топлива внутри, и устроена так, чтобы ядерная реакция была эффективной, но управляемой. Слово "ТВЭЛ" родилось также в Лаборатории "В" в 1951 году, ещё до строительства Обнинской АЭС, и создателем их был Владимир Малых , которого коллеги называли "королём ТВЭЛов". Ныне на Россию в лице компании "ТВЭЛ" с основным производством в подмосковной Электростали приходится 17% мирового рынка атомного топлива, и все 100% - для некоторых типов реакторов.

Ну а последний пункт - святая святых АЭС, её реактор. Путь к нему - по неприметной лестнице в полу, по узким извилистым коридорам:

Сначала коридоры приводят на пульт управления краном. С этого пульта работа шла не всегда, а только при открытии крышки реактора для замены активных технологических каналов:

За зелёными оконцами - будто бы макеты. На самом деле такой эффект даёт полметра защитного кварцевого стекла:

В реакторый зал кабина крановщика глядит как угрюмый трёхглазый марсианин:

Справа внизу характерное "решето", бассейн выдержки для отработанных каналов:

Сами каналы, само собой без топилва и "чистые":

Когда же реактор был закрыт многотонной крышкой, крановщик работал с пульта на застеклённой площадке практически над самым реактором. Главным конструктором реактора Обнинской АЭС был Николай Доллежаль , участвовавший в создании реакторов и последующих советских атомных станций.

Экскурсовод сказала фразу "Америка - страна атомной тьмы, Россия - страна атомного света". США создали атомную бомбу и сбросили её на город, а СССР хоть и отставал на 4-5 лет по оружию и кораблям, а создал первую в мире атомную электростанцию. В 1956 году дала ток первая АЭС в Британии, а в 1957 - в США. В 1958 году заработала Сибирская АЭС под Томском, в десятки раз более мощная, чем Обнинская, но всё же в основном занимавшаяся наработкой плутония. То же самое относится и к пущенной в 1964 году Белоярской АЭС на Урале, ныне старейшей действующей в России. А первой полностью гражданской атомной электростанцией в стране стала Нововоронежская, заработавшая в том же 1964 году. Но самой известной атомной станцией Советского Союза, как ни печально, так и осталась , и в этом есть большая несправедливость. Когда там случилась катастрофа, в иностранной прессе появлялись заголовки вроде "Дикарей нельзя подпускать к высоким технологиям", и авторы их явно успели забыть, кто именно эти технологии создал и впервые воплотил. На данный момент у реактора Обнинской АЭС 441 живой "потомок", ещё 40 своих реакторов после Фукусимы заглушила Япония. А Россия продолжает строить атомные станции и поставлять к ним топливо и у себя, и по всему миру.

Вот только музей Первой в мире АЭС вряд ли станет когда-нибудь легкодоступным - слишком уж далеко от проходной она находится, и слишком уж ответственную работу делает ФЭИ, чтобы сделать проход к ней свободным. Напоследок - вид ФЭИ с поезда, Обнинской АЭС принадлежат высокая труба основного корпуса слева и низкие трубы ТЭЦ в середине.

Обнинск образует хорошо заметную агломерацию, куда входят Балабаново, Боровск, Малоярославец и множество посёлков поменьше и сёл. Как уже говорилось в прошлой части, ныне это один из самых благополучных уголков России. Ну а за исторический центр этой системы отвечает Боровск, куда отправимся в следующих 3-4 частях.

КАЛУЖСКАЯ ОБЛАСТЬ-2018
и оглавление.
и оглавление.
. Город.
Обнинск. Первая в мире АЭС.
Боровск. Пафнутьев монастырь и окрестности.
Боровск. Центр.
Боровск. Предместья и детали.
Калуга. Общий колорит.
Калуга. Старый торг и окрестности.
Калуга. Церкви.
Калуга. Палаты и особняки.
Калуга. Колыбель Космонавтики.

Атомные электростанции представляют собой, ядерные установки производящие энергию, соблюдая при этом заданные режимы при определённых условиях. Для этих целей используется определённая проектом территория, где для выполнения поставленных задач используют ядерные реакторы в комплексе с необходимыми системами, устройствами, оборудованием и сооружениями. Для выполнения целевых задач привлекается специализированный персонал.

Все атомные электростанции России

История атомной энергетики у нас в стране и за рубежом

Вторая половина 40 –х гг., ознаменовалась началом работ по созданию первого проекта, предполагающего использование мирного атома для генерации электроэнергии. В 1948 году, И.В. Курчатов, руководствуясь заданием партии и советского правительства, внёс предложение о начале работ по практическому использованию атомной энергии, для вырабатывания электроэнергии.

Спустя два года, в 1950г., неподалёку от посёлка Обнинское, расположенного в Калужской области, был дан старт строительству первой на планете АЭС. Запуск первой в мире промышленной атомной электростанции, мощность которой, составляла 5МВт, состоялся 27.06.1954г. Советский Союз стал первой в мире державой, которой удалось применить атом в мирных целях. Станция была открыта в получившем к тому времени статус города, Обнинске.

Но советские учёные не остановились на достигнутом, ими были продолжены работы в этом направлении, в частности всего четыре года спустя в 1958г., была начата эксплуатация первой очереди Сибирской АЭС. Её мощность в разы превосходила станцию в Обнинске и составляла 100МВт. Но для отечественных учёных и это, не было пределом, по завершению всех работ, проектная мощность станции составила 600МВт.

На просторах Советского Союза, строительство АЭС, приняло по тем временам, массовые масштабы. В том же году, была развёрнута стройка Белоярской АЭС, первая очередь которой, уже в апреле 1964 году снабдила первым потребителей. География строительства атомных станций, опутала своей сетью всю страну, в этом же году запустили первый блок АЭС в Воронеже, его мощность равнялась 210МВт, второй блок запущенный пять лет спустя в 1969 году, мог похвастаться мощностью в 365МВт. бум строительства АЭС, не стихал на протяжении всей советской эпохи. Новые станции, или дополнительные блоки уже построенных, запускались с периодичностью в несколько лет. Так, уже в 1973 году, собственную АЭС, получил Ленинград.

Однако Советская держава не была единственной в мире, кому было под силу осваивать такие проекты. В Великобритании, также не дремали и, понимая перспективность данного направления, активно изучали этот вопрос. Спустя всего два года, поле открытия станции в Обнинске, англичане запустили собственный проект по освоению мирного атома. В 1956г, городке Колдер – Холл британцами была запущенная своя станция, мощность которой, превышала советский аналог и составляла 46МВт. Не отставали и на другом берегу Атлантики, год спустя американцы торжественно запустили в эксплуатацию станцию в Шиппингпорте. Мощность объекта составила 60МВт.

Однако освоение мирного атома таило в себе скрытые угрозы, о которых вскоре узнал весь мир. Первой ласточкой стала крупная авария в Три – Майл – Айленд произошедшая в 1979г., ну а вслед за ней произошла катастрофа поразившая весь мир, в Советском Союзе, в небольшом городе Чернобыле произошла крупномасштабная катастрофа, это случилось в 1986году. Последствия трагедии были невосполнимы, но кроме этого, данный факт, заставил задуматься весь мир о целесообразности использования ядерной энергии в мирных целях.

Мировые светила в данной отрасли, всерьёз задумались о повышении безопасности ядерных объектов. Итогом стало проведение учредительной ассамблеи, которая была организована 15.05.1989г в советской столице. На ассамблее приняли решение о создании Всемирной ассоциации, в которую должны войти все операторы атомных электростанций, её общепризнанной аббревиатурой является WANO. В ходе реализации своих программ, организация планомерно следит за повышением уровня безопасности атомных станций в мире. Однако, несмотря на все приложенные усилия, даже самые современные и на первый взгляд кажущиеся безопасными объёкты, не выдерживают натиска стихий. Именно по причине эндогенной катастрофы, которая проявилась в форме землетрясения и последовавшего за ним цунами в 2011 году произошла авария на станции Фукусима – 1.

Атомный блэкаут

Классификация АЭС

Атомные станции классифицируются по двум признакам, по виду энергии которую они выпускают и по типу реакторов. В зависимости от типа реактора определяется количество вырабатываемой энергии, уровень безопасности, а также то, какое именно сырьё применяется на станции.

По типу энергии, которую производят станции, они делятся на два вида:

Их основной функцией является выработка электрической энергии.

Атомные теплоэлектростанции. За счёт установленных там теплофикационных установок, использующих тепловые потери, которые неизбежны на станции, становится возможен нагрев сетевой воды. Таким образом, данные станции помимо электроэнергии вырабатывают тепловую энергию.

Исследовав множество вариантов, учёные пришли к выводу, что наиболее рациональными являются три их разновидности, которые в настоящее время и применяются во всём мире. Они отличаются по ряду признаков:

1. Используемое топливо;
2. Применяемые теплоносители;
3. Активные зоны, эксплуатируемые для поддержания необходимой температуры;
4. Тип замедлителей, определяющий снижение скорости нейтронов, которые выделяются при распаде и так необходимые, для поддержки цепной реакции.

Самым распространённым типом, является реактор, использующий в качестве топлива обогащённый уран. В качестве теплоносителя и замедлителя здесь используется обыкновенная или лёгкая вода. Такие реакторы называют лёгководными, их известно две разновидности. В первом, пар служащий для вращения турбин, образуется в активной зоне, называемой кипящим реактором. Во втором, образование пара происходит во внешнем контуре, который связан с первым контуром посредством теплообменников и парогенераторов. Данный реактор, начали разрабатывать в пятидесятых годах прошлого столетия, основой для них, были армейские программы США. Параллельно, примерно в эти же сроки, в Союзе разработали кипящий реактор, в качестве замедлителя у которого, выступал графитовый стержень.

Именно тип реактора с замедлителем данного типа и нашёл применение на практике. Речь идёт о газоохлаждаемом реакторе. Его история началась в конце сороковых, начале пятидесятых годов XX века, первоначально разработки данного типа использовались при производстве ядерного оружия. В связи с этим, для него подходят два вида топлива, это оружейный плутоний и природный уран.

Последним проектом, которому сопутствовал коммерческий успех, стал реактор, где в качестве теплоносителя применяется тяжёлая вода, в качестве топлива используется уже хорошо нам знакомый природный уран. Первоначально, такие реакторы проектировали несколько стран, но в итоге их производство сосредоточилось в Канаде, чему служит причиной, наличие в этой стране массовых залежей урана.

Ториевые АЭС -- энергетика будущего?

История совершенствования типов ядерных реакторов

Реактор первой на планете АЭС, представлял собой весьма разумную и жизнеспособную конструкцию, что и было доказано в ходе многолетней и безупречной работы станции. Среди его составных элементов выделяли:

1. боковую водную защиту;
2. кожух кладки;
3. верхнее перекрытие;
4. сборный коллектор;
5. топливный канал;
6. верхнюю плиту;
7. графитовую кладку;
8. нижнюю плиту;
9. распределительный коллектор.

Основным конструкционным материалом для оболочек ТВЭЛ и технологических каналов была избрана нержавеющая сталь, на тот момент, не было известно о циркониевых сплавах, которые могли бы, подходить по свойствам для работы с температурой 300°С. Охлаждение такого реактора осуществлялось водой, при этом давление под которым она подавалась, составляло 100ат. При этом выделялся пар с температурой 280°С, что является вполне умеренным параметром.

Каналы ядерного реактора были сконструированы таким образом, чтобы была возможность их полностью заменить. Это связано с ограничением ресурса, которое обусловлено временем нахождения топлива в зоне активности. Конструкторы не нашли оснований рассчитывать на то, что конструкционные материалы расположенные в зоне активности под облучением, смогут выработать весь свой ресурс, а именно порядка 30 лет.

Что касается конструкции ТВЭЛ, то было решено принять трубчатый вариант с односторонним механизмом охлаждения

Это уменьшало вероятность того, что продукты деления попадут в контур в случае повреждения ТВЭЛ. Дл регуляции температуры оболочки ТВЭЛ, применили топливную композицию ураномолибденового сплава, который имел вид крупки, диспергированной посредством тепловодной матрицы. Обработанное таким образом ядерное горючее позволило получить высоконадёжные ТВЭЛ. которые были способны работать при высоких тепловых нагрузках.

Примером следующего витка развития мирных ядерных технологий может, послужить печально известная Чернобыльская АЭС. На тот момент технологии, применённые при её строительстве, считались наиболее передовыми, а тип реактора современнейшим в мире. Речь идёт о реакторе РБМК – 1000.

Тепловая мощность одного такого реактора достигала 3200МВт, при этом он располагает двумя турбогенераторами, электрическая мощность которых, достигает 500МВт, таким образом, один энергоблок обладает электрической мощностью 1000МВт. В качестве топлива для РБМК использовалась обогащённая двуокись урана. В исходном состоянии перед началом процесса одна тонна такого топлива содержит порядка 20кг горючего, а именно урана – 235. При стационарной загрузке двуокиси урана в реактор масса вещества составляет 180т.

Но процесс загрузки не представляет собой навал, в реактор помещают тепловыделяющие элементы, уже хорошо нам известные ТВЭЛ. По сути, они являются трубками, для создания которых применён циркониевый сплав. В качестве содержимого, в них помещаются таблетки двуокиси урана, обладающие цилиндрической формой. В зоне активности реактора их помещают в тепловыделяющие сборки, каждая из которых объединяет 18 ТВЭЛ.

Таких сборок в подобном реакторе насчитывается до 1700 штук, и размещаются они в графитовой кладке, где специально для этих целей сконструированы технологические каналы вертикальной формы. Именно в них происходит циркуляция теплоносителя, роль которого, в РМБК, выполняет вода. Водоворот воды происходит при воздействии циркуляционных насосов, коих насчитывается восемь штук. Реактор находится внутри шахты, а графическая кладка находится в цилиндрическом корпусе толщиной в 30мм. Опорой всего аппарата является бетонное основание, под которым находится бассейн – барботер, служащий для локализации аварии.

Третье поколение реакторов использует тяжёлую воду

Основным элементом которой, является дейтерий. Наиболее распространённая конструкция носит название CANDU, она была разработана в Канаде и широко применяется по всему миру. Ядро таких реакторов располагается в горизонтальном положении, а роль нагревательной камеры играют резервуары цилиндрической формы. Топливный канал тянется через всю нагревательную камеру, каждый из таких каналов, обладает двумя концентрическими трубками. Существуют внешняя и внутренняя трубки.

Во внутренней трубке, топливо находится под давлением теплоносителя, что позволяет дополнительно заправлять реактор в процессе работы. Тяжёлая вода с формулой D20 используется в качестве замедлителя. В ходе замкнутого цикла происходит прокачка воды по трубам реактора, содержащего пучки топлива. В результате ядерного деления выделяется тепло.

Цикл охлаждения при использовании тяжёлой воды заключается в прохождении через парогенераторы, где от выделяемого тяжёлой водой тепла закипает обыкновенная вода, в результате чего, образуется пар, выходящий под высоким давлением. Он распределяется обратно в реактор, в результате чего возникает замкнутый цикл охлаждения.

Именно по такому пути, происходило пошаговое совершенствование типов ядерных реакторов, которые использовались и используются в различных странах мира.

Во второй половине 40-х гг., ещё до окончания работ по созданию первой советской атомной бомбы (её испытание состоялось 29 августа 1949 года), советские учёные приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии, генеральным направлением которого сразу же стала электроэнергетика.

В 1948 г. по предложению И. В. Курчатова и в соответствии с заданием партии и правительства начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии.

В мае 1950 года близ посёлка Обнинское Калужской области начались работы по строительству первой в мире АЭС.

Первая в мире промышленная атомная электростанция мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 в СССР, в городе Обнинск, расположенном в Калужской области. В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт, впоследствии полная проектная мощность была доведена до 600 МВт. В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди дал ток потребителям. В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 365 МВт запущен в декабре 1969. В 1973 г. запущена Ленинградская АЭС.

За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Великобритания).Через год вступила в строй АЭС (англ.)русск. мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).

В 1979 году произошла серьёзная авария на АЭС Три-Майл-Айленд, а в 1986 году - масштабная катастрофа на Чернобыльской АЭС, которая, помимо непосредственных последствий, серьёзно отразилась на всей ядерной энергетике в целом. Она вынудила специалистов всего мира переоценить проблему безопасности АЭС и задуматься о необходимости международного сотрудничества в целях повышения безопасности АЭС.

15 мая 1989 года на учредительной ассамблее в Москве, было объявлено об официальном образовании Всемирной ассоциации операторов атомных электростанций (англ. WANO), международной профессиональной ассоциации, объединяющей организации, эксплуатирующие АЭС, во всём мире. Ассоциация поставила перед собой амбициозные задачи по повышению ядерной безопасности во всём мире, реализуя свои международные программы.

Крупнейшая АЭС в Европе - Запорожская АЭС у г. Энергодар (Запорожская область, Украина), строительство которой начато в 1980 г. С 1996 г. работают 6 энергоблоков суммарной мощностью 6 ГВт.

Крупнейшая АЭС в мире Касивадзаки-Карива по установленной мощности (на 2008 год) находится в Японском городе Касивадзаки префектуры Ниигата - в эксплуатации находятся пять кипящих ядерных реакторов (BWR) и два улучшенных кипящих ядерных реакторов (ABWR), суммарная мощность которых составляет 8,212 ГВт.

«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.

Атомная электростанция - комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений, предназначенный для производства электрической энергии. В качестве топлива станция использует уран-235. Наличие ядерного реактора отличает АЭС от других электростанций.

На АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии

Ядерная энергия

переходит в тепловую

Тепловая энергия

переходит в механическую

Механическая энергия

преобразуется в электрическую

1. Ядерная энергия переходит в тепловую

Основой станции является реактор - конструктивно выделенный объем, куда загружается ядерное топливо и где протекает управляемая цепная реакция. Уран-235 делится медленными (тепловыми) нейтронами. В результате выделяется огромное количество тепла.

ПАРОГЕНЕРАТОР

2. Тепловая энергия переходит в механическую

Тепло отводится из активной зоны реактора теплоносителем - жидким или газообразным веществом, проходящим через ее объем. Эта тепловая энергия используется для получения водяного пара в парогенераторе.

ЭЛЕКТРОГЕНЕРАТОР

3. Механическая энергия преобразуется в электрическую

Механическая энергия пара направляется к турбогенератору, где она превращается в электрическую и дальше по проводам поступает к потребителям.

Из чего состоит АЭС?

Атомная станция представляет собой комплекс зданий, в которых размещено технологическое оборудование. Основным является главный корпус, где находится реакторный зал. В нём размещается сам реактор, бассейн выдержки ядерного топлива, перегрузочная машина (для осуществления перегрузок топлива), за всем этим наблюдают операторы с блочного щита управления (БЩУ).

Основным элементом реактора является активная зона(1) . Она размещена в бетонной шахте. Обязательными компонентами любого реактора являются система управления и защиты, позволяющая осуществлять выбранный режим протекания управляемой цепной реакции деления, а также система аварийной защиты – для быстрого прекращения реакции при возникновении аварийной ситуации. Все это смонтировано в главном корпусе.

Есть также второе здание, где размещается турбинный зал(2) : парогенераторы, сама турбина. Далее по технологической цепочке следуют конденсаторы и высоковольтные линии электропередач, уходящие за пределы площадки станции.

На территории находятся корпус для перегрузки и хранения в специальных бассейнах отработавшего ядерного топлива. Кроме того, станции комплектуются элементами оборотной системы охлаждения – градирнями(3) (бетонная башня, сужающаяся кверху), прудом-охладителем (естественный водоем, либо искусственно созданный) и брызгальными бассейнами.

Какие бывают АЭС?

В зависимости от типа реактора на АЭС могут быть 1, 2 или 3 контура работы теплоносителя. В России наибольшее распространение получили двухконтурные АЭС с реакторами типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор).

АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Одноконтурная схема применяется на атомных станциях с реакторами типа РБМК-1000. Реактор работает в блоке с двумя конденсационными турбинами и двумя генераторами. При этом кипящий реактор сам является парогенератором, что и обеспечивает возможность применения одноконтурной схемы. Одноконтурная схема относительно проста, но радиоактивность в этом случае распространяется на все элементы блока, что усложняет биологическую защиту.

В настоящее время в России действует 4 АЭС с одноконтурными реакторами

АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Двухконтурную схему применяют на атомных станциях с в водо-водяными реакторами типа ВВЭР. В активную зону реактора подается под давлением вода, которая нагревается. Энергия теплоносителя используется в парогенераторе для образования насыщенного пара. Второй контур нерадиоактивен. Блок состоит из одной конденсационной турбины мощностью 1000 МВт или двух турбин мощностью по 500 МВт с соответствующими генераторами.

В настоящее время в России действует 5 АЭС с двухконтурными реакторами

АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Трехконтурную схему применяют на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой, сооружают второй контур с нерадиоактивным натрием. Таким образом схема получается трехконтурной.

---