После обзора систем нормальной эксплуатации с системами безопасности реактора АСТ-500 и обсуждения строительства Билибинской АЭС переместимся на Первую в мире АЭС — место, где концентрировались ведущие учёные и инженеры СССР, а впоследствии бывали лучшие люди всего мира. Сегодня мы имеем возможность приобщиться к истории атомной энергетики России, попав на АЭС лично в составе экскурсии или виртуально при помощи этого лонга.
Добро пожаловать на Обнинскую атомную электростанцию!
Обнинская АЭС: она была Первой
Мало кто, направляясь в Калугу, сворачивал по развязке на 102 км Киевского шоссе вправо, как раз мимо стелы с надписью «Обнинск — первый наукоград».
Город составлен в основном из типовых кварталов советского времени, периодически перемежающихся более современными высотками. Проезжая по старой части Обнинска, сложно не почувствовать дух советского модернизма и научной эстетики — всё, от названий улиц до разбросанных по бульварам памятников напоминает о конечной цели нашего пути.
При дальнейшем движении вглубь города по улице Ленина дома становятся ещё старше, ведь сердце города лежит впереди. Наконец, дорога приведёт нас к месту назначения — Физико-энергетическому институту (ФЭИ) имени Александра Ильича Лейпунского.
После досмотра на проходной, сев на территории предприятия в маленький автобус, мы доберёмся до здания, выделяющегося среди прочих своим… явно непромышленным видом (и большой трубой). Это и есть Первая в мире АЭС, которую в литературе действительно редко называют Обнинской.
Каждый вошедший внутрь перемещается не только в пространстве, но и во времени, попадая во 2-ю половину 1940-х гг. В те годы, практически сразу после окончания Второй мировой войны, зарождался советский атомный проект.
Укрощение атома
Путь к ядерной энергетике
Понимание того, что энергия деления урана может быть использована в целях производства энергии, было естественным среди ученых и специалистов, привлеченных к созданию атомной бомбы. Выражающие это представление мнения звучали ещё в 1945 г., когда с состоявшегося 20 августа того же года запуска советской ядерной программы прошло 3-4 месяца.
Главное значение в применении атомной энергии лежит в мирных культурных целях, где ей предстоит революционизировать энергетику и ряд других ведущих областей техники… энергетика перейдёт на атомную энергию и очень возможно, что о сжигании угля, торфа и пр. в топках будут говорить как о варварстве, и это будет запрещено.
П. Л. Капица, член Специального комитета по использованию атомной энергии при Совнаркоме СССР, письмо В. М. Молотову от 18 декабря 1945 г.
Но от мнения отдельно взятого учёного-физика, хоть и принимающего участие в атомном проекте, до создания новой отрасли расстояние неблизкое. Тем более, что основные усилия были приложены к созданию атомной бомбы.
Решающим моментом на этом пути можно считать 25 декабря 1946 г., когда Игорь Васильевич Курчатов, глава научного отдела Специального комитета и руководитель Лаборатории №2 АН СССР (в будущем ЛИПАН, потом ИАЭ, сейчас — Курчатовский институт, г. Москва) лично показал членам госкомиссии управляемую цепную реакцию деления на стенде Ф-1 (часто называемом реактором, но таковым по сути дела не являвшимся).
Хоть Ф-1 представлял собой просто графитовую кладку со стержнями-поглотителями и топливом в виде урана природного обогащения, на нём удалось доказать возможность управления цепной реакцией деления и получить необходимые для теоретических расчётов реакций распада урана данные. Это дало возможность говорить о строительстве и применении ядерных реакторов.
В конце 1946 г. - начале 1947 г. коллега Курчатова, секретарь Научно-технического совета Первого главного управления (НТС ПГУ), органа при Совмине СССР, курирующего Спецкомитет, Б. С. Поздняков, проанализировал имеющиеся в СССР и за рубежом работы и подготовил записку «Энергосиловые установки на ядерных реакциях». 24 марта 1947 года, рассмотрев ее, НТС ПГУ, главный правительственный координирующий и экспертный орган советского атомного проекта, постановил, 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 (применительно к самолётам, кораблям, электростанциям, локомотивам, жирный шрифт мой — А. Х.).
Протокол № 66 «Об использовании тепла ядерных реакций в энергосиловых установках» заседания НТС ПГУ при Совете министров СССР. 24 марта 1947 г.
Экспериментальной площадкой для этих разработок стала Лаборатория В в посёлке Обнинское Калужской области (в скором времени ставшая ФЭИ) из состава Управления специальных институтов НКВД СССР. Научный руководитель Лаборатории немецкий физик Хайнц Позе и зам начальника Управления физик-ядерщик Александр Ильич Лейпунский также поддерживали направление энергетических реакторов.
После пуска 19 июня 1948 г. реактора А (Челябинск-40, современный г. Озёрск) — наработчика оружейного плутония — к разработке ядерных энергетических установок также подключился НИИХиммаш (будущий НИКИЭТ, г. Москва) во главе с инженером-конструктором Николаем Антоновичем Доллежалем. А 29 августа 1945 г. плутоний, наработанный реактором А, был применён по прямому назначению.
После достижения основной цели ядерной программы — создания спецбоеприпаса — строить энергетические реакторы не мешало уже ничего. Проект «реактора на обогащённом топливе с небольшими габаритами только для энергетических целей» был добавлен в план на 1950 г. распоряжением ПГУ от 29 ноября 1949 г. При принятии этого распоряжения присутствовали Курчатов и Доллежаль. Под «энергетическими целями» подразумевалось в первую очередь приведение в движение кораблей.
При этом варианты облика реактора были разные:
- курчатовский ЛИПАН (бывшая Лаборатория №2) и доллежалевский НИИХимммаш работали над установкой с графитовым замедлителем и водным теплоносителем;
- академик Анатолий Петрович Александров из Института физических проблем АН СССР разрабатывал вариант с газовым теплоносителем;
- а Лейпунский вместе с директором Лаборатории В Д. И. Блохинцевым — реактор с бериллиевым замедлителем, охлаждаемый газом или жидким металлом (натрием, сплавом свинца с висмутом или просто ртутью).
Для выбора наиболее оптимальной конструкции решили воплотить в железе все три, при этом вырабатывающие пар на одну турбину.
Соответствующее Постановление Совета министров СССР было издано 16 мая 1950 г. Но из трёх реакторов оказался построен один — водо-графитовый, под индексом АМ.
Конструирование реактора АМ
Причины выбора были прозаичны. Во-первых, подобный реактор А уже работал в Челябинске-40 (совр. Озёрск), где нарабатывал плутоний. Во-вторых, проекты Александрова и Лейпунского были сырыми.
Агрегат АМ (с водным охлаждением) имеет то преимущество, что в нём может быть более, чем в других агрегатах, использован опыт обычной котельной практики, низкая температура теплоносителя — 300 °С — исключает ряд трудностей конструкторского характера; общая относительная простота агрегата облегчает и удешевляет его строительство.
Доклад И. В. Курчатова и А. П. Завенягина главе ПГУ Л. П. Берия
АМ расшифровывался как «Атом Морской». Но на подлодку он не влезал гарантированно, так как графитовая кладка, составляющая активную зону, заполняла всё свободное место. Поэтому Доллежаль назвал реактор «Атомом Мирным», определив его назначение на АЭС, и это название прижилось окончательно. Николай Антонович в скором времени присоединится к Курчатову и Александрову для конструирования реактора для первой АПЛ, но и работы по АМ он доведёт до конца.
При строительстве была применена ставшая в будущем классической система из 3-х организаций: уже неоднократно упомянутый НИИХиммаш в лице Доллежаля стал генеральным конструктором реактора, научное руководство получила Лаборатория «В» в лице Лейпунского и Блохинцева, а проектировщиком атомной станции (то есть всего оставшегося оборудования за вычетом реактора) был Государственный союзный проектный институт № 11 (ГСПИ‑11), он же Ленинградский проектный институт, в настоящее время Головной институт «ВНИПИЭТ».
Для ЛИПАН и Лаборатории В разработка тепловыделяющей сборки (ТВС) и тепловыделяющих (то есть топливных) элементов — твэлов — для реактора была очередным вызовом. Необходимо было найти: оптимальную конструкцию ТВС для обеспечения отвода тепла от топлива; материалы, способные выдержать невиданный доселе нагрев до 400-500 °С; а также способы обеспечения прочной сборки, которая, тем более, сильно облучалась нейтронами, искривляющими молекулярную структуру металлов и охрупчивающих их.
Технологам Лаборатории В к концу 1952 г. удалось создать конструкцию, допускающую многократные колебания температуры и выдерживающую нагрузки, в три раза превышающие проектные. Проект ТВС был утверждён лишь 25 сентября 1953 года. — за 7 месяцев до пуска реактора АМ. За это время необходимо было наладить новый цех по изготовлению топлива на Заводе № 12 в г. Электростали (современный Элемаш, АО «Машиностроительный завод» — ведущий производитель ядерного топлива в России), освоить производство и изготовить сборки в условиях жёсткого контроля качества. Например, проверка внутренней поверхности труб проводилась специально созданными перископами.
Из-за отсутствия ЭВМ расчёты проводились вручную. Несовершенство методов и средств (например пришлось считать в приближении, что плотность потока нейтронов в воде и в топливе одинаковая) вынуждало обосновывать различные оценки и приближения, применять сглаживающие коэффициенты. Но при этом в результате итоговая погрешность составила 3-5% — блестящий результат для своего времени.
Не всё равно казалось неясным, как поведёт реактор, если в пространство между графитовой кладкой попадёт вода (напоминаю, что чисто физически она может быть замедлителем, поэтому реактор способен разогнаться), были проблемы с конструкцией насосов — те протекали. Но многолетняя эксплуатация реактора показала правильность применённых инженерных решений, серьёзных аварий так и не случилось.
В результате, после решения всех проблем и вопросов, первая проверка на испытательном стенде, где в сборке из группы ТВС вызывалась самоподдерживающаяся цепная реакция деления (то есть достигалось так называемое критическое состояние) состоялась лишь… за три месяца до пуска самого Атома Мирного. Времени оставалось в обрез.
Создание Первой атомной станции
Строительство станции уже шло вовсю одновременно с проектированием реактора, ведь только так можно было достигнуть скорейшего ввода её в строй.
Местом расположения АЭС была выбрана деревня Пяткино Калужской области. В августе 1950 г. была начата подготовка площадки под строительство: перенос деревни на другую сторону реки Протвы, сооружение плотины и береговой насосной станции, машинного зала (для паровой турбины и электрогенератора), зданий, подстанции и линии энергоснабжения стройки и др.
После рассмотрения в начале 1951 г. эскизного проекта был дан старт строительству.
Необходимо было залить монолитный бетонный фундамент, возвести стены реакторных помещений из железобетонных блоков (а прочих помещений — из кирпича) и монтировать на них перекрытия из чугунных плит для защиты от радиации. А для монтажа реакторной установки необходимо было сварить между собой километры стальных труб с соблюдением допусков, провести испытания на ударную прочность стыков и герметичность сварных швов продувкой сначала газа, потом воды под повышенным давлением. А для сборки кладки реактора (потом увидим, что это такое) из особо чистого графита пришлось построить временные помещения для хранения блоков с ежедневной уборкой и очисткой воздуха от пыли. Такие работы требовали не только точности исполнения, но и высокой скорости.
Работы велись максимально быстро, как можно было. Режим работы у монтажников был ненормированным: рабочий день 8-12 часов, выходной — один раз в две недели. К этому дню дирекция АЭС выделяла крытые грузовые машины, которые доставляли сотрудников, проживающих в Москве, к их семьям, или они сами на поезде добирались до столицы или поселков в области.
Контингент был разный, от профессионалов, собирающих реакторы-наработчики в Челябинске-40, до заключённых, применение которых было ограниченно постройкой зданий из-за высоких требований к качеству работ.
Жесткий спрос со всех участников за результаты труда объединили строителей, монтажников и эксплуатационников в единую команду. С началом монтажа оборудования на станции почти безотлучно находился замначальника ПГУ Ефим Петрович Славский, чей рабочий стол стоял в середине реакторного зала, приезжали Курчатов, Александров, главный конструктор реактора Доллежаль, проводившие осмотр стройплощадки и лично отбиравшие будущих работников АЭС. По воспоминаниям коллег, рабочий день ответственного по научной части главы Лаборатории В Блохинцева длился иногда по 15 ч.
Но результат стоил затраченных усилий.
Момент истины
В течение октября 1953 - марта 1954 гг. был выполнен монтаж узлов и элементов реакторной установки. 3 марта на стенде испытательном стенде с ТВС впервые была достигнута критичность, после чего строительство станции вышло на финишную прямую — осталось только загрузить топливо и испытать в деле построенную установку продувкой паром, произведённым вспомогательной ТЭЦ.
Но руководство не покинуло станцию, занявшись кадровыми вопросами: 26 марта была собрана комиссия по подготовке реактора к пуску, куда входили как и руководители отрасли (Е. П. Славский), так и инженеры, строящие реактор (Н. А. Доллежаль, Д. И. Блохинцев и их команды). 13 апреля были собраны четыре дежурные смены операторов, которым предстояло запустить, вывести на мощность и регулировать мощность реактора.
А вскоре подъехали твэлы, которые начали загружать 5 мая 1954 г. Критическая масса в виде 61 загруженной ТВС из 128 была набрана через четыре дня, после чего персонал, выведя из реактора стержни-поглотители, запустил цепную реакцию деления и вывел её интенсивность на минимально контролируемый уровень мощности — произошёл физический пуск реактора АМ. После загрузки оставшейся зоны было принято решение мощность поднять.
Мощность поднимали месяц и 10 дней. Это связано не только с тем, что активная зона не любит быстрых колебаний поля нейтронов, которое может привести как к повышенному выделению сильнопоглощающих продуктов деления (т. н. «отравлению»), так и к неконтролируемому разгону реактора — но и с остановками реактора сигналами аварийной защиты. За 10 дней июня это происходило 18 раз с общей продолжительностью простоя 133 ч — выдержка в среднем на 7 ч необходима для распада отравляющих реактор радионуклидов (чтоб не было так, как в Чернобыле). А 16 июня реактор заглушили на подольше из-за течи в топливном канале, которая была успешно устранена.
24 июня реакторная установка АМ дала пар, а в 17 ч 45 мин 26 июня 1954 г. этот пар был направлен в турбину. Этот день считается датой пуска Первой в мире АЭС
Присутствовавший в сей исторический момент на блочном пункте управления Курчатов поздравил госкомиссию по приёмке и комиссию станции по пуску словами, вошедшими в историю: «С лёгким паром!». На следующий день, после достижения турбиной 50 оборотов в секунду (ведь частота тока составляет 50 Гц), генератор подключили к сети Мосэнерго. Хоть тот выдавал 10% от номинальной мощности реакторной установки, выработанный ток стал первым в мире, полученным от мирного атома.
Но за три года до этого момента, 20 декабря 1951 г. в США был запущен быстрый реактор с жидкометаллическим теплоносителем ЕBR-1 тепловой мощностью 1,4 МВт, на котором впервые в мире энергия деления урана была преобразована в электрическую. Её хватило на… четыре 200-Вт электрические лампочки. Несмотря на формальное первенство американцев, приоритет остаётся за Первой АЭС, так как турбогенератор станции в Обнинске был подключён в сети. Тем более, что у реактора EBR-1 и без этого хватает рекордов.
А что в это же самое время творилось под металлической крышкой реактора АМ? Пришло время посмотреть устройство реакторной установки!
Реактор АМ
Если ещё не прочитали предыдущие части — самое время это сделать, так как они содержат объяснения принципов работы реактора. Но если останутся неизвестные вам термины, обратитесь к их списку в конце лонга.
АМ выдавал тепла на 30 МВт — мало, сравнимо с малыми ГЭС или ТЭС на торфе. А электричества получалось… на 5 МВт! Причиной этого, по словам Доллежаля, являлся уже находящийся в Обнинске турбогенератор от ТЭС, рассчитанный на такую мощность. Оно и понятно, ведь АМ, изначально задумывавшийся как опытный, не обязан был демонстрировать высокую эффективность, но зато применял серийные агрегаты.
Тип реактора был выбран самый отработанный на данный момент— канальный. Это значит, что давление теплоносителя держат трубы, находящиеся в проложенные в графитовой кладке направляющих каналах, . Тонкий кожух (1), окружающий кладку по периметру, лишь герметизирует её. У канальной схемы есть достаточно весомое преимущество: раз все каналы параллельно подсоединены к контуру теплоносителя через коллектор (7, 8), то вполне возможно закрыть из них несколько штук, когда остальные работают. Это позволяет перегружать топливо на работающем реакторе и ликвидировать поломку ТВС без прекращения работы установки в целом.
Список позиций: 1 — кожух реактора, 2 — охлаждение бетонного основания, 3 — активная зона реактора, 4 — отражатель, 5 — охлаждение отражателя, 6 — технологический канал, 7 — напорный коллектор, 8 — выходной коллектор, 9 — канал СУЗ, 10 — канал ионизационной камеры, 11 — баки водяной защиты, 12 — охлаждение баков водяной защиты, 13 — верхняя плита, 14 — защитное перекрытие, 15 — охлаждение нижней плиты, 16 — опорное кольцо нижней плиты, 17 — нижняя плита, 18 — верхняя бетонная плита.
Активная зона состоит из поставленных друг на друга шестигранных графитовых блоков общей высотой 4,5 м. Они формируют 151 канал диаметром 65 мм — 128 для ТВС (поз. 2 на схеме ниже), 23 для стержней-поглотителей нейтронов (3, 4, 5) — и образуют цилиндрическую кладку диаметром 1,5 м, которая окружена графитовыми блоками отражателя (на большой схеме поз. 4) без каналов. Для уменьшения выхода радиации из активной зоны та окружена баками биологической защиты (11), заполненными водой. Также в баках стоят ионизационные камеры (на схеме ниже поз. 1) для определения мощности реактора путём подсчёта нейтронов (раз 1 нейтрон = 1 деление ядра, то количество поглощённых ураном-235 частиц прямо определяет выделяемое тепло).
В каналах органов регулирования системы управления и защиты (3, 4, 5) находились стержни-поглотители нейтронов в виде стального кожуха с наполнением из карбида бора. Стержни ручного регулирования (4) позволяли менять мощность реактора, стержни автоматического регулирования (5) компенсировали выгорание топлива, а аварийная защита (3) говорит сама за себя: её задача упасть в активную зону при превышении реактором пределов безопасной эксплуатации и заглушить его.
Регулирование реактора осуществляется перемещением стержней вверх и вниз, что изменяет количество нейтронов в активной зоне. Ручное регулирование производится оператором, а автоматическое — системой управления — на основе показаний ионизационных камер, фиксирующих нейтроны. Аварийная защита удерживается в поднятом положении, и при обесточивании опускается под собственным весом в активную зону на полную глубину за 0,6 с.
Тепловыделяющая сборка (ТВС) выполнена в виде перегружаемого топливного канала длиной 6,5 м (длина канала гораздо больше высоты активной зоны для преодоления расстояния до крышки), подобного тем, что через 20 лет установят на реакторы ЭГП-6 Билибинской АЭС. Водный теплоноситель затекает в ТВС, опускается до самого конца, затем движется вверх, по пути омывая изнутри тепловыделяющие элементы (твэлы), и вытекает сверху. Таким образом топливо всегда находится под водой, что необходимо для его охлаждения при аварии. Такая схема циркуляции отличается от предшественника — реактора-наработчика А, где вода текла сверху-вниз и соприкасалась с топливом снаружи (как кстати происходит и на всех современных реакторах). Но схема с обтеканием топлива изнутри была реализована для того, чтобы при аварийном растрескивании графитовой кладки топливо с продуктами деления выходило во внутриреакторное пространство (в промежутках кладки), а не в воду.
Внутриреакторное пространство было заполнено инертным газом — гелием, потом азотом — и непрерывно проверялось автоматикой на наличие радиоактивных газообразных продуктов деления урана. Присутствие таковых обозначало потерю герметизации рабочего канала.
Топливом являлся металлический уран, впоследствии заменённый на уран-молибденовый сплав, из-за более прочного сцепления со стальным каналом по соображениям лучшей теплопроводности и меньшего радиационного разбухания. Обогащение топлива ураном-235 составляло 5% и было избыточным для такого маленького реактора. Выбор именно этой величины объяснялся компенсацией отравления зоны продуктами деления и паразитным поглощением нейтронов стальными конструкциями, которое на данный момент было трудно учесть в расчётах.
Реакторная установка АМ была двухконтурной. Была выбрана именно такая схема, а не например одноконтурная с кипением в зоне, поскольку было очевидно, что лопаткам турбины от влажного пара будет нехорошо; тем более являлось неясным, как считать влияние водяного пара на распределение нейтронов.
В первом контуре вода, находящаяся под давлением в 100 атм, прокачивалась главным циркуляционным насосом (всего их было три — основной, запасной и вспомогательный, включающийся при авариях) сквозь кольцеобразные коллекторы (3, 4), где её течение успокаивалось и распределялось по направляющим каналам, нагревалась в активной зоне от 200 до 290 °С и возвращала свою начальную температуру в теплообменниках (9, 10, 12). Там энергия воды 1-го контура передавалась воде 2-го контура и превращала её в пар температурой 260-270 °С при давлении 12,5 атм. Пар этот является перегретым, то есть его температура выше температуры кипения, а капелек воды в нём нет вообще — всё испарилось!
А происходит это так: 2-й контур разделяется на 4 петли (чтобы при разгерметизации теплообменников каждый из них можно было отключить), в каждой из которых стоят последовательно подключённые экономайзер (подогреватель воды до кипения), парогенератор и пароперегреватель.
Экономайзер и перегреватель идентичны между собой. Вода первого контура (более бледные стрелки) течёт по трубкам, а рабочее тело (вода/пар) второго контура — в межтрубном пространстве.
Испаритель же представляет собой вертикальный сосуд, в котором кипит вода второго контура, разогреваемая по всему объёму циркулирующей по трубкам теплоносителем первого контура. Пар проходит сквозь жалюзийный сепаратор (гребёнка сверху корпуса испарителя) — наклонные металлические полоски, где оседают капельки воды, уносимые потоком пара — и через патрубок на крышке отправляется к перегревателю.
Также в состав оборудования второго контура входят насосы: конденсатный (после конденсатора, что характерно), и питательный (перед парогенератором), по паре каждого типа. Их электроприводы до модернизации позволяли изменять количество оборотов для регулирования расхода в контуре, впоследствии оно производилось регулирующим клапаном. Уплотнение пространства между осью рабочего колеса и корпусом достигалось графитовыми кольцами (сальниками), подпираемыми снаружи избыточным давлением воды. В 1963 г. насосы заменили на бессальниковые.
Также реакторная установка оснащалась баками и насосами для подпитки контура от протечек; деаэратором (баком, где смешиваются часть пара из турбины и вода второго контура) для отсоса газов, которые растворяются в воде, но не растворяются в насыщенном паре; а также вспомогательными холодильниками для охлаждения реактора при остановке 2-го контура.
Давление 1-го контура поддерживалось сжатым газом в баках-компенсаторах объёма (а почему объёма? При нагреве плотность воды снижается с 1000 до 700 кг/м³, что даёт расширение на 40%! Этот излишек надо куда-то убирать).
За сим душная часть лонга заканчивается, предлагаю всё-таки посмотреть саму станцию.
Здание станции
Здание Первой АЭС было построено в стиле «сталинский ампир», в первую очередь из соображений маскировки с рядом стоящими корпусами Лаборатории «В»/ФЭИ. И АЭС чрезвычайно удачно вписалась в окружающий пейзаж.
Первое впечатление обманчивое: планировка станции непроста, как кажется. Здание имеет три этажа и уходит на 17,5 м под землю. Каждое из многочисленных (порядка сотни) помещений имеет свою задачу, и персонал при необходимости может получить доступ к каждой системе реакторной установки.
И хотя к реакторным системам не пускают до сих пор, по всему остальному зданию можно прогуляться, посетив наиболее примечательные помещения.
Пост радиационного контроля
Несмотря на герметичность реактора и контуров циркуляции воды, свободное сообщение с оборудованием у них имеется: откачанные из деаэратора газы и аэрозоли с просочившимися во внутриреакторное пространство из ТВС продуктами деления фильтруются и выбрасываются в атмосферу через большую трубу, которая сопровождает здание станции на всех снимках.
Вдоль стен стоят шкафы с приборами, измеряющими как концентрацию радиоактивных элементов выбросов, так и активность в воздухе на станции.
А на рабочем столе инженера-дозиметриста находятся журнал с указанием дозы, полученной персоналом, и индивидуальные дозиметры, носимые работником станции в течение всего рабочего времени. Каждый человек, соприкасавшийся с радиацией, заходил на станцию через санитарный пропускник с душевой и аппаратом контроля загрязнения кожи. В санпропускнике сотрудник переодевался в столь знакомый всем белый халат с шапочкой и проверял личный дозиметр. Все существующие нормы не позволяют человеку в течение всей жизни (если конечно аварий не было) облучиться больше положенного, а значения допустимых доз с прогрессом атомной техники уменьшаются.
При подъёме по лестнице посетителю предстают прекрасные витражи, подаренные станции местной стекольной фабрикой к 10-летию Первой АЭС и символизирующие покорение атомной энергии.
Кабинет начальника Первой АЭС
С 1954 по 2009 гг. там работали начальник установки и главный инженер станции. После организации музея на основе в кабинете был воссоздан интерьер первых лет эксплуатации АЭС. В кабинете представлены документы о сдаче станции в эксплуатацию и счеты главы отдела физических расчётов ФЭИ Михаила Егоровича Минашина (в будущем научного руководителя Билибинской АЭС), работавшем в том числе и с проектом реактора АМ.
В кабинете начальника проходили совещания, экзамены сотрудников станции на соответствие занимаемым должностям. Обязательным атрибутом кабинета была доска (которая синяя, справа), на которой в момент обсуждения технических вопросов делались записи. В более позднее время появились корабельные часы —подарок подводников — и подарочные знамёна.
Блочный пункт управления (БПУ)
Именно отсюда операторы реакторной установки управляли ядерными реакциями. Что характерно, БПУ Первой АЭС — единственный среди одноклассников, который можно потрогать руками всем желающим: его макет находится в павильоне «Атом» на ВДНХ в Москве.
На широкой центральной панели щита расположена круглая панель с указателями положения стержней управления и защиты (СУЗ). Те остались оригинальными ещё со времени пуска реактора. Поскольку в 1950-е годы в СССР никого не учили строить приборы для управления реактором, указатели являлись обычными авиационными высотомерами.
Под табло расположена схема контуров циркуляции, выдающая состояние оборудования и показания параметров теплоносителя. Световые табло белого цвета – предупредительная сигнализация, которая требует от оператора действий по восстановлению и нормализации процессов работы соответствующего оборудования. Световые табло красного цвета – аварийная сигнализация. При срабатывании аварийной сигнализации происходит экстренное погружение всех стержней, и мощность реактора падает до нуля. Аварийную защиту можно также уронить нажатием красной кнопки на щите управления.
С соседних щитов также можно почерпнуть информацию о состоянии реакторной установки во многих её местах.
Табло световой сигнализации давления газа в ячейках графитовой кладки реактора. Выдаёт значения при втыкании штекера в соответствующий разъём. Телевизор был включён в состав системы видеонаблюдения в 1970-е гг.
На пульте также находятся приборы контроля нейтронного потока, соответствующего мощности реактора, органы управления стержнями СУЗ, а также ключи задвижек и насосов первого и второго контура. Для связи с оперативным персоналом здания АЭС на пульте расположен телефон для внутренней связи.
Пульт управления кранами реакторного зала
Из зала БПУ по лестнице для персонала можно спуститься в небольшой лабиринт, необходимый для остановки радиоактивного излучения из центрального зала с реактором и перегружаемыми ТВС. Узкий коридор приводит нас в экранированную рубку с пультом управления балочным краном реакторного зала. Поскольку период полураспада урана-235 составляет 4,5 млрд лет, то вероятность самопроизвольного распада каждого ядра слишком мала, и нейтронов от урана из-за этого мало — свежее топливо практически не фонит. Но облучённые, и как следствие напичканные радиоактивными отходами, ТВС стоит перегружать осторожно, наблюдая за ними только их бронированной рубки.
Посмотрев на открывающиеся из иллюминаторов рубки виды, стоит идти по коридору дальше.
Центральный (реакторный) зал
Там билось сердце Первой АЭС — реактор АМ. Он до сих пор не демонтирован по причине наведённой в его конструкциях радиации. Но в те годы защита персонала от ионизирующего излучения рассчитывалась со значительным запасом, из-за чего в зал сейчас можно спуститься, а от прогулки по крышке реактора ничего не произойдёт (мы даже на ней фотографировались).
В случае необходимости перезагрузки ТВС кран-балка реакторного зала снимает стальные блоки крышки реактора АМ, затем после отключения нужного рабочего канала оттуда вынимается ТВС. Отработанная сборка отправляется в угол зала, в отсеки, находящиеся в бассейне выдержки, где ТВС ожидает распада короткоживущих изотопов и остановки деления топлива. Это происходит за несколько месяцев.
Новые топливные сборки же ждёт своей очереди подвешенным под потолком реакторного зала.
А после выгрузки из бассейна выдержки ТВС опускается через специальный колодец прямо в горячую камеру, где у сборки отпиливают нижнюю часть — хвостовик — и достают твэлы. Хвостовик отправляется на захоронение, остальная ТВС — в бассейн выдержки, а топливо идёт в переработку.
Эксплуатация
Всё вышеуказанное великолепие Первой АЭС в течение времени работы подверглось определённым изменениям, помогая советским учёным и конструкторам понять процессы, о которых в момент проектирования реактора АМ науке не было известно.
Из-за этого как раз первые несколько месяцев работы станции были непростыми: вода из необнаруженных при пуске течей попадала во внутриреакторное пространство, превращаясь в пар, и начала разлагаться под действием радиации на водород и кислород. Последний в свою очередь охотно стал реагировать с графитом… Но система контроля внутриреакторной газовой атмосферы оперативно отследила появление нежелательных примесей, после чего на АЭС в июле 1954 г. созвали комиссию во главе с Курчатовым. Несмотря на предложение Александрова остановить реактор, АМ отстояли. Топливные каналы были заменены, а сам реактор запустили снова, выведя к зиме 1954 г. на номинальную мощность.
Полученный опыт вместе с техническим прогрессом атомной промышленности позволили модернизировать работу газовой системы, управляющую аппаратуру СУЗ и насосы. В воду второго контура, являвшуюся при пуске дистиллированной, стали добавлять фосфаты — для уменьшения накипи, забивавшей трубки парогенераторов.
Хоть были и модернизации, основные системы и элементы реакторной установки проявили высокую работоспособность — например парогенераторы за первые 42 года работы Первой АЭС не имели следов коррозии! Отработанные персоналом методы обслуживания установки АМ позволили ей безотказно проработать почти полвека. Лишь единственный раз в 1972 г. реактор остановили на капитальный ремонт, проверив состояние всех его конструкций и элементов.
Поскольку параллельно работе над АМ велись проектирование и постройка первой атомной подводной лодки (АПЛ) СССР — К-3, в будущем получившей имя «Ленинский комсомол» — то команда субмарины тренировалась именно в Обнинске, где был единственный в СССР энергетический реактор с парогенерирующей установкой. А после начала строительства новых реакторов в Советском Союзе и ГДР их персонал обязательно проходил школу работы на АМ.
Реактор Первой АЭС был оценён по достоинству и работниками Лаборатории В, уже ставшей ФЭИ, на территории которой и стояла установка. Поскольку АМ выдавал как много тепла, так и дармовые нейтроны, реактор в скором времени приспособили под эксперименты. Канальная система реактора позволяла заменить часть ТВС на экспериментальные сборки. При необходимости под каналы для опытов строились отдельные петли циркуляции. А если нужно было лишь облучить некоторые материалы без обмывания их теплоносителем, то в кладку отражателя были врезаны два горизонтальных канала-нейтроновода.
Всего 17 экспериментальных каналов позволяли работать до 42-м опытным сборкам, как то:
- петля для перегрева пара в активной зоне;
- одноконтурная петля с кипящим теплоносителем;
- петля с естественной циркуляцией воды без насоса;
- канал с термоэмиссионным преобразователем и пр.
Работы с экспериментальными каналами не ушли в стол — на них основывались реакторы следующего типа АМБ, ЭГП-6 Билибинской АЭС, широко известный РБМК и даже космические энергоустановки Бук и Топаз!
На АМ испытывались материалы, предназначенные для выдерживания высоких давлений, температур и доз облучения. А в начале 1990-х годов на установке были наработаны медицинские изотопы молибдена и технеция для радиотерапии.
Но кроме работы с неживой материей Первая АЭС воздействовала на живые умы, став с самого начала объектом посещения международных делегаций.
Правительство СССР впервые посетило станцию 29 октября 1954 г. А с апреля 1955 г. Лаборатория В начала принимать зарубежные делегации.
Только с 1955 по 1971 г. Первую АЭС посетили 7586 иностранных гостей из 85 стран. На станции побывали известные политические лидеры, ученые, деятели культуры и науки, участники Международного фестиваля молодежи и студентов 1957 г., а также почти весь дипкорпус находящихся в Москве иностранных посольств.
Книга отзывов и предложений Первой АЭС заполнена благодарностями и пожеланиями сотрудникам станции от гостей и коллег со всего мира.
Но всё хорошее имеет свойство заканчиваться.
Уход со сцены
Первую АЭС не обошло начало 90-х годов, когда досталось всей атомной промышленности. Денег, получаемых за счёт продажи наработанных изотопов и электричества, не хватало на поддержание реактора в эксплуатации. Тем более, что необходимость в средствах не уменьшалась — АМ разменял четвёртый десяток и уж точно не молодел. Уже на тот момент в России функционировало достаточное количество исследовательских реакторов, чтобы можно было пережить остановку самого старого из них.
Поэтому в силу экономических причин, несмотря на то, что станцию можно было ещё поддерживать в рабочем состоянии, приказом министра по атомной энергии от 1999 г. предельный срок эксплуатации реактора АМ был определен концом 2004 г. Но финал наступил раньше — 29 апреля 2002 г. АМ, самый старый энергетический реактор России, был остановлен.
В 11:31 по московскому времени Л.А. Кочетков, советник генерального директора ФЭИ, ветеран атомной энергетики и сподвижник Минашина и Лейпунского нажал на кнопку аварийной защиты.
В момент, когда перестали вращаться насосы и турбина, как будто остановилась вся история.
Первая АЭС в городе Обнинск была свидетелем зарождения и подъёма отечественной атомной отрасли, приняв в оном непосредственное участие. Строительство реактора АМ дало возможность проверить теоретические выкладки и концепции на практике, так и испытать перспективные элементы для будущих реакторов. А с 2008 г. на бывшей станции был открыт мемориальный комплекс, проводящий экскурсии для простых посетителей.
Не этим ли прошлым нам стоит гордиться и развивать перспективы на будущее? И о том, что было дальше, пойдёт рассказ в следующий раз.
Автор: Аким Халиуллин