Строящейся АЭС в Обнинске предстояло стать первенцем мирной атомной энергетики СССР. Вместе с тем руководство атомной отрасли и эксплуатационников промышленных реакторов, работающих на наработку военного плутония, заботил вопрос бесхозного сброса больших объемов тепла, образующихся при их работе. Идея его использования для получения электроэнергии все больше овладевала умами атомщиков.
Проработки и исследования в области создания промышленного реактора двухцелевого назначения, который, накапливая плутоний, производил бы тепло и электрическую энергию для нужд народного хозяйства, начались в начале 50-х годов. Для проверки идей использовался уран-графитовый реактор АВ-3 на ПО «Маяк», на базе которого в мае 1953 года началось создание экспериментальной петлевой установки «ПАВ», предназначенной для определение стойкости алюминиевых сплавов при температурах и давлении, принятых в тепловой энергетике.
Решающим толчком к созданию реакторов, производящих оружейный плутоний и попутно электроэнергию, стала докладная записка инициатора создания и руководителя проекта Обнинской АЭС С. М. Фейнберга на имя И. В. Курчатова и министра В. А. Малышева, написанная в апреле 1954 года. К середине 1954 года Министерство среднего машиностроения приняло решение о проектировании второй очереди агрегатов типа АВ для производства плутония и попутной выработки товарной электроэнергии.
Для сокращения сроков создания двухцелевого реактора главным конструктором реакторов Н. А. Доллежалем было предложено в максимальной степени использовать проект действующего реактора И-1 с добавлением энергетической части (электростанции). Его проектная тепловая мощность была определена в 500 МВт или 100 МВт (эл.). Однако простого сложения двух частей — реактор + генератор — не получалось, так как из-за повышения рабочих параметров реактора требовались разработка и создание ряда совершенно новых узлов установки. Так, в новой конструкции реактора нужно было создать замкнутый контур отвода тепла от активной зоны реактора вместо проточной схемы и увеличить технологические параметры воды на выходе из первого контура. Кроме того, нужно было изменить схему перегрузки реактора и конструкцию перегрузочных механизмов. Без особых изменений на реакторе ЭИ-2 осталась только активная зона, а в остальном это был совершенно новый реактор.
Строительство двухцелевого реактора решено было вести на промплощадке Сибирского химкомбината, где в ноябре 1955 года уже был введен в эксплуатацию промышленный ядерный реактор И-1, работавший только для производства плутония-239. Проект предусматривал размещение электростанции в составе парогенераторов и турбогенераторов в отдельно стоящем здании, связанном трубопроводом с реактором и градирнями.
Строительства реакторной установки, получившей индекс ЭИ-2 (Энергетический Изотопный), началось в 1956 году. Строительство велось быстрыми темпами: к январю 1958 года реактор был смонтирован без паротурбинной части энергоблока: проведена промывка и опрессовка первого контура реактора и всех вспомогательных систем, проверены системы контроля, управления и защиты. Реактор был готов к физическому пуску, который состоялся в феврале 1958 года в проточном режиме.
Энергопуск реактора ЭИ-2 был запланирован на 1 августа 1958 года и приурочен к открывающейся в первых числах сентября II Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии, где планировалось продемонстрировать документальный фильм о пуске первого энергоблока Сибирской АЭС. Однако из-за постоянных неполадок сроки пуска откладывались, и тогда руководство отрасли приняло волевое решение имитировать при съемке рабочее состояние реактора. «Документальный» фильм был показан на Женевской конференции и стал сенсацией. Советские газеты также сообщили о вводе в эксплуатацию мощной атомной станции, названной Троицкой, однако сведений о месте её расположения и типе реактора не приводилось.
Реальный физический пуск реактора перед выводом его на энергетический режим начался только 27 августа 1958 года. 24 сентября 1958 года состоялся повторный пуск реактора, во время которого был поставлен под загрузку турбогенератор № 1, что ознаменовало появление первой промышленной атомной электростанции (мощность Обнинской АЭС составляла только 5 МВт), получившей название Сибирская АЭС.
Реактор ЭИ-2 оказался своеобразным экспериментальным полигоном и научной лабораторией, в которой отрабатывались новые материалы и сплавы для атомной энергетики, оптимизировалась технология эксплуатации. Основной проблемой, как и для других уран-графитовых реакторов, стали проблемы с топливом. При возникновении зависания урановых блоков или появлении «козлов» реактор останавливался, а выработка электроэнергии прекращалась. Энергетики возмущались остановами турбины, утверждая, что такое электричество «в виде азбуки Морзе» никому не нужно, что оно раскачивает энергосистему и может привести к её разрушению. Но главным приоритетом для реактора ЭИ-2 была наработка плутония, а не электроэнергии. За недовыработку плутония могло последовать самое суровое наказание, в то время как электроэнергия являлась всего лишь побочным продуктом. Поэтому первый заместитель министра А. И. Чурин поставил перед учеными и специалистами Завода № 12 в Электростали, изготавливавшего топливо для промышленных реакторов, задачу по разработке новых технологий, обеспечивающих производство надежного топлива. Совместными усилиями со специалистами Курчатовского института и ВНИИНМ эта задача была решена, и остановки реактора стали редкостью. Так, за период 1961-1987 гг. произошло только 9 аварий, связанных с нарушением целостности оболочки блочков.
В результате многолетнего непрерывного совершенствования конструкций узлов, деталей, систем контроля и автоматики, технологии ремонта и обслуживания реактора, которые велись в тесном взаимодействии с научно-исследовательскими институтами отрасли, мощность реактора ЭИ-2 была увеличена более чем в два раза, а по числу внеплановых остановок в год эксплуатационники подошли к показателю на уровне лучших зарубежных АЭС.
Еще до ввода в эксплуатацию реактора ЭИ-2 рядом с ним началось строительство реакторной установки новой серии АДЭ, получившей индекс АДЭ-3. Проектная тепловая мощность реактора АДЭ-3 составляла 1450 МВт. Вместе реакторные установки ЭИ-2 и АДЭ-3 составляли первую очередь Сибирской АЭС (ЭС-1). Организационно три действующих реактора — И-1, ЭИ-2 и АДЭ-3 — были объединены в одну производственную структуру — реакторный завод № 5 (объект № 5).
Новый реактор предполагалось, как и ЭИ-2, сначала пустить в проточном режиме, а затем перевести в энергетический режим, завершив тем самым сооружение Сибирской АЭС. 8 июля 1961 года состоялся пуск реактора АДЭ-3 в проточном режиме, а 14 июля реактор был принят в промышленную эксплуатацию. Благодаря опыту, накопленному во время пусковых работ на реакторе ЭИ-2, трудностей при пуске и эксплуатации нового реактора оказалось гораздо меньше.
После завершения строительства комплекса энергетических сооружений электростанции (парогенераторов, градирен и пр.) 10 мая 1964 года реактор был переведен в энергетический режим.
Реактор АДЭ-3 за более чем 30 лет эксплуатации «переболел» всеми болезнями, присущими уран-графитовым реакторам. Так, после нескольких лет работы в активной зоне реактора возникли сложности с извлечением и постановкой труб технологических каналов и графитовых втулок: усадка центральных графитовых блоков с высокой температурой приводила к уменьшению газовых зазоров и «закусыванию» труб и втулок. Для исключения этого явления были разработаны специальные прошивки, калибрующие отверстия графитовых колонн после каждого извлечения графитовых втулок. В процессе эксплуатации реактора АДЭ-3 происходили и серьезные инциденты, связанные с зависанием рабочих блоков в технологических каналах, но их было практически вдвое меньше чем на реакторе ЭИ-2 — за период эксплуатации произошло всего 5 подобных случаев, последний из которых произошел 21 января 1970 года.
К концу 80-х годов после всех модернизаций реактора и аппаратуры тепловая мощность реактора АДЭ-3 приблизилась к 1900 МВт, он производил примерно 150 МВт электроэнергии и 300 гигакалорий тепла в час. При этом если стоимость электроэнергии, вырабатываемой реактором ЭИ-2, составляла 3,36 коп. за кВтч, то у реактора АДЭ-3 она снизилась почти на порядок и составляла 0,46 коп. за кВтч.
Но реакторы старели, ресурс реакторного оборудования постоянно сокращался. К тому же началась перестройка, ознаменовавшая собой окончание «холодной» войны. Количество плутония, наработанного на уран-графитовых реакторах, оказалось избыточным, а продолжение его наработки — бессмысленным.
28 декабря 1990 года реактор ЭИ-2 был навсегда остановлен, хотя техническое состояние оборудование позволяло продолжить его дальнейшую эксплуатацию. Для вывода его из эксплуатации впервые использовались технологии, позволившие реализовать вариант «захоронение на месте». Из активной зоны реактора ЭИ-2 было удалено отработавшее ядерное топливо, демонтировано и дезактивировано оборудование и металлоконструкции реактора, проведены все необходимые научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы, созданы дополнительные защитные барьеры на основе природных глин, обеспечившие ядерно-радиационную безопасность объекта на десятки тысяч лет.
14 августа 1992 года реактор АДЭ-3 также был остановлен, хотя техническое состояние реактора также соответствовало требованиям технической документации. Основанием для этого служило межправительственное соглашение от 1991 года между США и СССР об окончательной остановке атомных реакторов по наработке оружейного плутония.
Но вернемся в середину 50-х годов XX столетия. Советские ученые и инженеры создавали все новые конструкции атомного оружия: бомб, ракетных боеголовок, артиллерийских снарядов, торпед... Руководство СССР требовало наращивания производства плутония для атомного оружия, и руководство отрасли в августе 1957 года приняло решение о строительстве на Сибирском химическом комбинате нового реакторного завода в составе двух уран-графитовых реакторов: АДЭ-4 и АДЭ-5. Их проектирование и сооружение велись с учетом опыта эксплуатации реакторов ЭИ-2 и АДЭ-3, работавших на объекте № 5. Прототипом для двухцелевых реакторов АДЭ-4 и АДЭ-5 вновь стал реактор «ЭИ-2», спроектированный ОКБМ.
Строительство второй очереди реакторов — АДЭ-4 и АДЭ-5 — на СХК началось в 1959 году. Проект предусматривал расположение обоих реакторов в одном здании, разгороженном стеной. Два центральных зала реакторов соединялись между собой лабиринтными проходами через небольшой промежуточный зал.
Вдоль обоих реакторов находилось общее здание электростанции, соединявшееся с административным корпусом надземной галереей. По торцам здания электростанции располагались мощные блоки градирен. Их общее количество составляло 7 штук, располагавшихся в два ряда.
К моменту начала монтажа графитовой кладки первого реактора была практически полностью укомплектована служба управления реактором, так как этот этап работ ведется круглосуточно и под непосредственным руководством начальников смен. Практически все сотрудники нового реактора являлись опытными специалистами, выходцами реакторного завода № 5.
Как и в предыдущих случаях, руководство отрасли приняло решение о пуске реактора АДЭ-4 первоначально в проточном режиме с последующим переводом его в энергетический режим.
17 февраля 1964 года начался физический пуск реактора. 26 февраля 1964 года по достижении на реакторе мощности 0,3 % от номинальной подъем мощности был прекращен из-за обнаружившейся течи сварных швов облицовки бассейна выдержки готовой продукции. Продолжать пусковые работы было невозможно, так как бассейн мог понадобиться в любую минуту в случае аварийной выгрузки хотя бы одного из каналов.
Для устранения течи бассейн нужно было освободить от воды, что потребовало немало времени, так как быстрого слива нескольких сот кубометров воды не было предусмотрено. Много времени ушло и на ликвидацию течей, так как ни с первого, ни со второго раза все непровары и каверны заварить не удалось.
Дальнейшие пусковые работы чуть было не прервало одно чрезвычайное происшествие — из-за ошибки геодезиста строители начали прокладывать водовод к строящемуся реактору АДЭ-5 через действующий водовод реактора АДЭ-4 и пробили его, сделав полноценную подачу воды невозможной.
На проектную мощность реактор АДЭ-4 был выведен 31 марта 1964 года и продолжал работать в проточном режиме 4 года, нарабатывая только плутоний.
После пуска реактора АДЭ-4 все силы строительно-монтажных, пусконаладочных организаций были сосредоточены на окончании работ и сдаче в эксплуатацию реактора АДЭ-5, а также окончании монтажа электрической части оборудования АЭС-2.
В начале лета 1965 года реакторный завод посетил министр Е. П. Славский. Главный вопрос, который предстояло решить в ходе его визита, заключался в выборе способа пуска реактора АДЭ-5, строительство которого близилось к завершению. Можно было остановить реактор АДЭ-4, перевести его в энергетический режим, а через 4-5 месяцев пускать в энергетическом режиме и реактор АДЭ-5. При этом, как показывал опыт эксплуатации реактора ЭИ-2, на реакторе АДЭ-5 придется выполнить немалый объем восстановительных работ по ликвидации последствий его работы в проточном режиме. Поэтому руководством реакторного завода и комбината был предложен более рациональный вариант — ускорить строительство второй очереди станции и осуществить пуск реактора АДЭ-5 сразу в энергетическом режиме. И хотя в этом случае перевод реактора АДЭ-4 на энергетический режим переносился на более поздний срок, такой вариант исключал второй пуск реактора АДЭ-5 с последующими работами по дезактивации оборудования. Е. П. Славский одобрил предложенное решение.
12 июня 1965 года начался этап физического пуска реактора АДЭ-5. 25 июня реактор перешагнул уровень мощности в 0,3 %, после чего началась подготовка его к выводу на рабочую мощность с одновременным запуском комплекса энергооборудования электростанции. Вскоре после подъема мощности начальник электростанции В. П. Фукс сообщил, что турбогенератор № 9 набрал требуемые обороты и поздравил всех с «легким паром». 8 августа 1965 года реактор АДЭ-5 и первая очередь АЭС-2 были выведены на проектную мощность. Теперь предстояло включение энергоблока в энергосистему, которая состоялась после завершения процедуры синхронизации генератора с частотой сети
Вторая очередь Сибирской АЭС вступила в строй действующих.
Осенью 1968 года реактор АДЭ-4, работавший в проточном режиме, был остановлен для перевода его в энергетический режим. За четыре года работы в проточном режиме часть оборудования реактора износилась и требовала капитального ремонта. В ходе ревизии оборудования выяснилось, что замена большинства импульсных трубок к электрическим термометрам технически невозможна, а без восстановления контроля температуры на выходе из каждого технологического канала управление реактором становится проблематичным. Но специалисты службы КИПиА нашли выход из ситуации — они предложили «забыть» про импульсные трубки и установить новые, накладные термометры. Это отложило срок вывода реактора в рабочий режим на более поздний срок.
К концу 1968 года совместными усилиями ремонтников и эксплуатационников реактор АДЭ-4 был подготовлен к пуску, и 12 декабря началась загрузка реактора урановыми блоками. 20 декабря 1968 года состоялся физический пуск реактора, и он был выведен на уровень мощности 0,3 % от проектной. 2 февраля мощность реактора достигла 100 %. Вторая очередь также стала функционировать на полной мощности, тем самым поставив точку в создании Сибирской АЭС.
Организационно оба реактора — АДЭ-4 и АДЭ-5 — работали в составе реакторного завода № 45 (объект № 45).
В дальнейшем основное внимание эксплуатационного персонала Сибирской АЭС было направлено на увеличение мощности реакторов, что давало рост выработки плутония и электроэнергии. Поиск велся в первую очередь в направлении оптимизации режимов работы для достижения максимальной мощности. В результате к 1968 году уровень мощности реакторов был выше на 12 %, а к 1983 году — на 27 % выше проектного.
В это же время у ряда специалистов СХК родилось предложение использовать часть горячей воды из реакторов на отопление жилых помещений. В конце 60-х годов начались проектные работы, а к декабрю 1973 года были построены бойлерная на территории объекта № 45 СХК, пиковая резервная котельная для подогрева воды и 16 км трубопроводов до Томска, что позволило обеспечить областной центр дешевым «атомным» теплом. Так двухцелевые реактора АДЭ-4 и АДЭ-5 стали трехцелевыми. Выработка тепловой энергии постоянно возрастала: если в 1974 году Сибирская АЭС поставила 160 тыс. Гка, то в 1985 году — 3100 тыс. Гка. В тепловом балансе Томска «атомное» тепло составляло до 40 %. А в середине 1990-х годов после модернизации оборудования на бойлерной реакторы стали отапливать и половину Северска, что позволило исключить перебои с теплом из-за недопоставок угля.
Использование атомной энергии для целей теплофикации крупных населенных пунктов на Сибирской АЭС стало первым случаем не только в советской, но и в мировой практике. Эта работа была отмечена Государственной премией СССР 1978 года.
К серьезным достижениям коллектива реакторного завода следует отнести также выполненные в 1970 году работы по оптимизации водно-химического режима первого контура путем ингибирования воды ортофосфорной кислотой, что привело к снижению в 5 раз скорости коррозии алюминиевых сплавов и скорости накопления отложений.
К середине 80-х годов были проведены работы по установке в подводящих водоводах механических фильтров, в результате чего существенно повысилась стабильность работы реакторов: количество остановов из-за колебаний расхода воды в технологических каналах снизилось до 2-3 остановов в год.
В 80-х года реактор АДЭ-4 столкнулся с проблемой искривления графитовых колонн, которая впервые проявилась еще на реакторе ЭИ-2. Причина та же: на фоне медленной потери устойчивости колонн кладки вследствие искривления графитовых блоков и эксплуатационного износа ячеек произошел заметный рост сил трения труб технологических каналов в тракте при переходных режимах после достижения определенной стрелы прогиба ячеек. Возросшие осевые силы трения вдоль трубы ТК привели к потере устойчивости графитовых колонн и резкому их искривлению. Реактор пришлось ремонтировать. В отличие от способа закрепления кладок с помощью ТК-натяжителей из циркониевого сплава, примененного на других реакторах, кладки реакторов АДЭ-4 и АДЭ-5 были закреплены каналами-натяжителями из сплава алюминия с увеличенной толщиной стенки, что позволило стабилизировать состояние кладок с минимальным снижением производительности аппарата.
1 сентября 2004 года реакторные производства комбината (РЗ-5 и РЗ-45) были объединены в единый производственный комплекс — Реакторный завод. Чтобы соответствовать межправительственному соглашению от 1991 года между США и СССР об окончательной остановке атомных реакторов по наработке оружейного плутония, было увеличено технологическое время нахождения урановых блоков в активной зоне, в результате чего образовывавшийся плутоний не мог быть использован в атомном оружии.
Реактор АДЭ-4 был окончательно остановлен 20 апреля 2008 года, реактор АДЭ-5 — 5 июня 2008 года. С остановкой последних промышленных реакторов Сибирский химический комбинат закончил наработку ядерных оружейных материалов военного назначения и перешел к мирной коммерческой деятельности.
Библиография3
![Лучистая энергетика: Сибирская АЭС: история с продолжением/ [авт. коллектив: А. Г. Кохомский и др.].](http://elib.biblioatom.ru/data/-/thumb.jpg)
![Ради мира на земле : ист. очерки о Сибирском хим. комбинате : 50-летию СХК — посвящается / [авт. кол.: Г. П. Хандорин, Г. И. Дубов, М. П. Зеленов и др.].](http://elib.biblioatom.ru/data/radi-mira-na-zemle_1990/thumb.jpg)
Фотогалерея10
