Промышленные реакторы
Реакторы наработчики плутония

Реакторы АВ-1 и АВ-2: близнецы-братья

Первый в СССР уран-графитовый промышленный реактор «А» («Аннушка»), построенный на Базе-10 и выведенный на проектную мощность 19 июня 1948 года, работал днем и ночью, вырабатывая плутоний для первой советской атомной бомбы. Но для серийного производства атомных бомб плутония катастрофически не хватало, поэтому руководство СССР принимает решение о строительстве на Базе-10 двух новых реакторов – АВ-1 и АВ-2 – первых серийных промышленных уран-графитовых реакторов для наработки плутония. Эти реакторы были созданы в рекордно короткий срок и позволили создать атомное оружие в нашей стране. Таким образом, был достигнут паритет ядерных вооружений в СССР и США.

Решение о строительстве нового, более мощного реактора АВ-1 было принято в июле 1948 года непосредственно после успешного пуска первого промышленного реактора «А». Первым документом, предопределившим его создание, является приказ Б.Л. Ванникова, начальника ПГУ при СМ СССР, за № 276сс/ОП от 17 июля 1948 года, изданный во исполнение Постановления СМ СССР за № 2561-1055сс/ОП от 13 июля 1948 года.

В приказе, в частности, было сказано:

«а) Приступить к проектированию реактора АБ по проекту, аналогичному реактору А, с внесением в этот проект, по техническим условиям лаборатории № 2 АН СССР (акад. Курчатов И.В.), конструктивных улучшений, позволяющих упростить и удешевить сооружение реактора и одновременно поднять его мощность. Реактор АБ имеет назначение дублировать реактор А на период его освоения, а затем стать самостоятельным заводом предприятия.

б) Приступить к проектированию по техническим условиям лаборатории № 2 АН СССР (академик Курчатов И.В., член-корреспондент АН СССР Александров А.П.) реактора АВ (в дальнейшем было принято решение о строительстве в качестве дублера только реактора АВ – прим. ред.)».

Генеральным проектировщиком реактора был назначен ГСПИ-11 (г. Ленинград), научным руководителем – ЛИПАН (г. Москва). 30 октября 1948 года комиссия рассмотрела представленные материалы по реактору АВ (впоследствии названного АВ-1), в которых были учтены недостатки проекта реактора «А», и рекомендовала проектное задание утвердить. 10 ноября 1948 года комплексное проектное задание было рассмотрено и утверждено научно-техническим советом ПГУ при СМ СССР.

В соответствии с обычной для того времени практикой земляные работы на месте строительства реактора АВ-1, находящемся примерно в 3 км от реактора «А», начались в конце 1948 года, до получения подрядчиком всей проектной документации, взрывом скального грунта на выброс с использованием почти 200 тонн аммонала.

Официальный отчет строительства нового реактора датирован 18 февраля 1949 года. Весь 1949 год строительные и монтажные работы велись чрезвычайно высокими темпами. В результате в рекордно короткий срок строительство было закончено, и в начале 1950 года реактор АВ-1 был готов к пуску.

Реактор АВ-1 стал первым канальным аппаратом второго реакторного поколения, предназначенным исключительно для наработки оружейного плутония. Конструктивно он представлял собой вертикальный цилиндр графитовой кладки с вертикальными каналами для уранового топлива и управляющих стержней, охлаждаемый проточной озерной водой. По сравнению с реактором «А», АВ-1 был рассчитан на большую мощность и более безопасным.

Одновременно со строительством реактора АВ-1 производилась комплектация эксплуатационного персонала и его обучение на работающем реакторе «А». Для работы на строящемся реакторе рабочие и ИТР набирались с действующих заводов предприятия, по вербовке и отбору из других городов Советского Союза, из молодых специалистов, отбираемых ПГУ для работы в атомной промышленности. К окончанию строительства и монтажа весь требуемый эксплуатационный персонал был набран, обучен и принимал участие в приемке оборудования и пусконаладочных работах.

Пуск реактора АВ-1 производился под руководством академика И.В. Курчатова, который по праву считается отцом реактора. В пуске принимали участие начальник ПГУ Б.Л. Ванников, член-корреспондент АН СССР А.П. Александров, директор комбината Б.Г. Музруков, главный инженер ПГУ Е.П. Славский, научный руководитель АВ-1 В.С. Фурсов и другие. Для пуска реактора «АВ-1» приказом Б.Г. Музрукова были организованы две смены. Начальником 1-й смены был И.В. Курчатов, второй – Е.П. Славский.

1 апреля 1950 года началась загрузка блоков. Блоков не хватало, так как часть их была забракована по дефектам (забоины, трещины, посторонние включения в оболочку). Блоки загружались в несколько приемов, при этом после каждой догрузки проводился пробный физпуск. Контроль над ходом подготовки реактора к пуску осуществлял главный инженер объекта Н.А. Семенов. И.В. Курчатов лично контролировал весь ход работ.

3 апреля 1950 года загрузка рабочих блоков была полностью закончена, а 4 апреля в 15.30 мощность реактора поднялась до 0,25 %. В 24.00 по указанию А.П. Александрова мощность была поднята до 17 %. День 4 апреля 1950 г. стал считаться днем рождения завода, на котором заработал первый по-настоящему промышленный реактор.

В дальнейшем мощность поднималась ступенями по 7-10 % и в конце мая достигла проектного значения. 15 июля 1950 года реактор приняли в промышленную эксплуатацию. Первыми начальниками смен на реакторе АВ-1 были: Б.В. Брохович, Р.В. Егоров, А.Н. Митенев, Л.Г. Созинов.

Началась нормальная работа. Заводу и сменам был предписан жесткий план наработки плутония. В сентябре 1950 года первая продукция реактора АВ-1 была передана на переработку.

С проблемами персонал реактора столкнулся еще при пуске реактора, когда в канале 33-25 завис 40-й блок, извлечь который удалось с большим трудом. Зависание блоков было связано с увеличением их диаметра, которое могло происходить по различным причинам, например, вследствие радиационного изменения под действием нейтронного потока структуры металлического урана, ухудшения условий их охлаждения и др. Сам термин «зависание» произошел вследствие того, что все или часть рабочих блоков не разгружались из технологического канала (ТК) под собственным весом, как было предусмотрено проектом, т.е. зависали в канале.

Другой тип технологической аварии – «козел», связанный с расплавлением урана, прожогом стенки технологического канала, взаимодействием с графитом и образованием карбидов урана, что вело к значительному ухудшению радиационной обстановки в помещениях реактора. Для её ликвидации использовали примитивный метод пробивки: к аварийному каналу подводилась краном центрального зала (ЦЗ) длинная штанга (ее назвали пешня), которая опускалась в канал, и усилиями 2–3 человек рабочие блоки пробивались вниз. К этой работе, из соображений уменьшения радиационной нагрузки, поочередно привлекался весь персонал смены, и даже дневной персонал, в т.ч. и инженеры управления, т.к. радиационный фон от открытого технологического канала был довольно приличный. Иногда от ударов пешней канал обрывался, и тогда из реактора извлекался его обрывок. В этом случае, а также в случае образования «козлов», на канал ставился сверлильный станок, и начиналось высверливание рабочих блоков, которое осуществлялось таким образом, чтобы при этом не задеть фрезой уран рабочего блока. Технология ликвидации зависаний и «козлов» постоянно совершенствовалась персоналом реакторов по мере накопления опыта. Так, для извлечения рабочих блоков через верх канала стали использовать специальный инструмент с цанговым захватом на нижнем конце.

Скоро выявились строительные дефекты и ошибки проектировщиков. Так, пустоты в кладке стены центрального зала, примыкающей к комнатам пульта управления реактора, пришлось заполнять свинцом. Обнаружилась недостаточность чугунной защиты и особенно смотровых стекол дистанционного пульта крановщика, где гамма-фон доходил до 200 мр/сек., а также наличие гамма-излучения по щели пульта за счет отражения гамма-лучей от стен щели… Работая в зале по ликвидации россыпи блоков, операторы стали применять всевозможные виды переносной защиты: баки с водой, чугунные чушки, чтобы защититься от прямого гамма-излучения, а потом начали делать уже и переносимые кранами защитные камеры с отверстиями для работы руками.

Между сменами началось соцсоревнование за предельную выработку и сокращение простоев. План тяготел над всеми. Но зависания блоков в ТК становились все чаще, в результате чего план по накоплению плутония не выполнялся. Реактор и персонал лихорадило. Было замечено, что зависания дают ТК, имеющие накопление плутония более половины нормы. При разделке зависших ТК обнаружено распухание, искривление и потеря герметичности многих блоков.

Перед очередным плановым пуском реактора «АВ-1» было решено проверить на зависание ТК, имеющие 50 % и выше накопления плутония, опусканием на один блок. Зависших оказалось около 600. Часть зависших блоков в каналах была пробита пешней вниз через кассеты, остальные были извлечены через верх.

Другой проблемой стал планктон и водоросли озера Кызыл-Таш, которые летом нарастали на стенках трубопроводов баков, арматуры и дроссельных органах ТК реактора, так как фильтров на водоводах перед реактором не было. Появились и случаи отказа в работе кассет из-за щелевой коррозии, сломанных упоров.

При любой аварийной ситуации в реакторе необходимо было быстро разобраться с причиной появления аварийного сигнала и поднять мощность реактора, чтобы не попасть в так называемую «йодную яму». Этой «ямы» операторы боялись как огня, т.к. вызванные ими внеплановые остановки, как правило, приводили к невыполнению государственного плана накопления плутония, и в свою очередь вызывало пристрастное разбирательство правильности действий персонала на уровне министерства и оборонного отдела ЦК КПСС. Дело в том, что при эксплуатации реактора в рабочих урановых блоках происходило образование продуктов деления, в том числе сильно поглощающих нейтроны, в частности, изотопа ксенона, который образовывался из йода. При работе реактора в нормальном режиме имелась некоторая стационарная концентрация йода и ксенона, которая соответствовала номинальной мощности. Когда реактор выключали, йод в результате радиоактивного распада переходил в ксенон, являющийся сильным поглотителем нейтроном, и концентрация которого увеличивалась при остановленном реакторе. Надо было успеть поднять мощность реактора до того момента, пока количество ксенона не превысило определенной пороговой концентрации. Время для подъема мощности находилось в зависимости от топливной загрузки реактора в пределах 30–40 минут. Если это время превышалось, то поднять мощность реактора можно было только через сутки, это и называлось «йодной ямой».

В разгар строительства реактора АВ было намечено строительство еще одного аналогичного реактора вблизи строящегося здания для первого реактора АВ (указание начальника Главгорстроя СССР от 17.10.49). Новый реактор получил название АВ-2. Продолжительность строительных работ по нему была определена в 10 месяцев (с 1 января 1950 года до 1 ноября 1950 года).

В ноябре 1950 года было создано самостоятельное управление по эксплуатации реактора АВ-2. Начальником объекта назначен А.Д. Рыжов, главным инженером Н.Д. Степанов. Вновь созданное управление приняло от руководства объекта АВ функции курирования строительства, монтажа, набора и подготовки необходимых кадров.

С марта 1951 года начальником объекта АВ-2 (завод 4) назначен Н.И. Козлов. Благодаря высоким темпам строительства 30 марта 1951 года объект АВ-2 был сдан в эксплуатацию.

Ко времени пуска АВ-2 его персонал прошел подготовку на реакторных установках АВ-1 и «А». Производственные и технологические инструкции были полностью отработаны.

Пуск реактора АВ-2 был осуществлен аналогично пуску реактора АВ-1. 13 апреля 1951 года состоялся физпуск, и мощность аппарата поднята до 12 %. Ответственными за пуск реактора АВ-2 были: директор комбината Б.Г. Музруков, главный инженер Г.В. Мишенков и заместитель научного руководителя А.П. Александров. Так же как и при пуске АВ-1 на пуске АВ-2 присутствовали Б.Л. Ванников, Е.П. Славский и В.С. Фурсов, которые наблюдали за процессом в соседнем помещении через окно.

Первыми начальниками смен реактора АВ-2 были С.А. Аникин, П.Д. Данилов, А.И. Кокин, В.А. Мелешкин, А.И. Солодовников и Ю.Н. Ушаков.

В октябре 1951 года первая продукция реактора АВ-2 была передана на переработку.

Оба реактора – АВ-1 и АВ-2 – с организационной точки зрения существовали раздельно до 1954 года. В конце 1953 года ПГУ и руководством комбината было принято решение два объекта (завод 2 и завод 4) объединить в объект 24, упростить структуру управления и снизить расходы на административно-управленческий персонал.

С 1 января 1954 года реакторы АВ-1 и АВ-2 образовали единый завод 24. Объединение двух объектов в единый завод 24 позволило сократить численность персонала: с 755 до 528 человек.

Вся история эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов нашей страны – это борьба за форсирование их мощности. Для обеспечения стабильной и безаварийной работы реакторов за время эксплуатации был выполнен целый ряд ремонтов и модернизаций оборудования. Важнейшая для безопасности система управления и защиты реактора тоже неоднократно улучшалась и модернизировалась.

На обоих реакторах со временем выявились трудности, сильно усложнявшие эксплуатацию. Так, например, сразу после пуска реакторов АВ-1 и АВ-2 начались сквозные коррозионные поражения технологических каналов. Это приводило к замачиванию графитовой кладки, невозможности выдерживать некоторые основные параметры и, как следствие, к досрочной выгрузке продукта (некондиционного).

Специалистами ЦЗЛ и завода был выполнен большой комплекс работ по изучению возможных причин этого явления и выданы рекомендации о необходимости поддержания режима рН воды в узких пределах и подпитке ее ингибитором. Коррозия прекратилась, и технологические каналы стали эксплуатироваться 2 и даже 3 срока по накопленному плутонию.

Одним из параметров, лимитирующим повышение мощности, являлась температура графитовой кладки. При существовавшей тогда воздушной продувке при высоких температурах резко возрастало окисление графита, что могло привести к разрушению кладки. Замена воздуха инертным газом – азотом – давала возможность поднять температуру графита. Для получения азота в 1954-1955 гг. на заводе была построена азотная станция. Перевод реакторов на азотную продувку позволил поднять их мощность на 20-25 %.

Большие ремонтные работы пришлось выполнить для сохранения графитовой кладки. Радиационно-термические формоизменения приводили к разрушению кирпичей. Ускоряла разрушение кладки и расчистка дефектных ячеек рассверловочным инструментом. Совместно с ЦЗЛ на заводе были разработаны способ, технология, инструмент и рецептура графито-бакелитовой пасты для ремонта кладки. На реакторе АВ-1 было отремонтировано 252 ячейки, запрессовано 40 т пасты, на АВ-2, соответственно, – 309 ячеек и 52,5 т пасты.

В 1961 году было улучшено распределение мощности по радиусу за счет загрузки каналов с обогащенным ураном в периферийную зону, а в 1964 году аналогичным образом было улучшено распределение по высоте. Это также дало вклад в повышение производительности реакторов.

В 1963-64 гг. был выполнен ряд мероприятий по снижению гидравлического сопротивления реактора для повышения расхода охлаждающей воды. Были изменены диаметры технологических каналов и рабочей загрузки, разработаны дроссель-клапаны пониженного гидравлического сопротивления. Эти мероприятия позволили в очередной раз поднять мощность реакторов.

С 1961 года начался выход из строя отдельных точек в системе поканального контроля температуры воды на сливе, а в 1964 году эта система полностью вышла из строя. Система была спроектирована как не подлежащая ремонту, поэтому на первом этапе она была заменена системой термонейтронных датчиков, которая позволяла контролировать распределение нейтронного потока. Далее была разработана новая система поканального контроля температуры воды на основе термопар. Во время капитальных ремонтов (в 1971 году на АВ-2, в 1972 году на АВ-1) новые системы были смонтированы на обоих реакторах. Практика подтвердила, что новые системы более надежны, точны и ремонтоспособны.

Первоначально плановый ресурс реакторов АВ-1 и АВ-2 ограничивался сроком в 5 лет, но остановить их было невозможно, так как продукция требовалась во все возрастающих количествах. Все ремонтные работы выполнялись во время плановых капремонтов. А за счет грамотной эксплуатации, постоянного технического совершенствования, внедрения целого ряда новшеств проектный ресурс реакторов был превышен почти в 8 раз, а проектная мощность – почти в 5 раз.

Последнее подробное обследование технического состояния реакторов АВ-1 и АВ-2 было произведено в августе 1988 года специальной комиссией. Главный вывод комиссии гласит: «Основные металлоконструкции, графитовая кладка, СУЗ, системы контроля и обеспечения находятся в работоспособном состоянии и могут эксплуатироваться в течение двух лет».

От этих дней до своей последней остановки (АВ-1 – 12 августа 1989 года, АВ-2 – 14 июля 1990 года) реакторы проработали без замечаний. К моменту прекращения эксплуатации реакторов их состояние гарантировало безаварийность и безопасность эксплуатации. Сегодня на реакторах АВ-1 и АВ-2 в рамках мероприятий ФЦП ЯРБ ведутся масштабные работы по выводу их из эксплуатации и приведение в радиационно-безопасное состояние.

Реакторы АВ-1 и АВ-2 положил начало становлению мощного реакторного производства на ПО «Маяк».