Первая АЭС

Начало новой эпохи

---

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.