Промышленные реакторы
Реакторы двухцелевые

Лишняя буква

После введения в эксплуатацию в 1958 году на Горно-химическом комбинате первого подземного реактора АД начался монтаж второго реактора – АДЭ-1. Буква «Э» в названии реактора появилась из-за добавления «энергетический», то есть реактор АДЭ-1 создавался как двухцелевой и предназначался для выработки и плутония (основной продукт), и электроэнергии. Однако судьба распорядилась иначе, и в отличие от построенного следующим реактора АДЭ-2 вклада в мирное производство он так и не внес.

Проектное задание на комбинат № 815, создаваемое во исполнение Постановления СМ СССР от 26.02.1950 г., разрабатывало ГСПИ-11. За конструирование реакторов АДЭ-1 и АДЭ-2, также как и за реактор АД, отвечало ОКБМ, что заранее предполагало их типовую конструкцию. Проектная мощность новых реакторов составляла 1450 МВт.

По проекту реакторы предполагалось расположить в скальном грунте на глубине около 200 м в поперечных выработках шириной 8-18 м, длиной 60-80 м и высотой 5-30 м. На случай войны предусматривалось автономное энергоснабжение от собственной электростанции мощностью 75 МВт, работающей на угле. Но еще до начала строительства угольной электростанции у руководства отрасли и ГХК возникла идея размещения в горных выработках электростанции, работающей на базе сбросного тепла от двух уран-графитовых реакторов.

Предварительные эксперименты и расчеты показали, что такая система более эффективна и способна обеспечить высокие параметры теплоносителя (до 180-200 оС на выходе из реактора). В результате было принято решение после пуска в эксплуатацию реактора АД строить двухцелевые реакторы, которые, нарабатывая плутоний, одновременно снабжали бы электроэнергией комбинат и город Красноярск-26. Одновременно решалась еще одна важнейшая задача: замкнутый контур охлаждения реакторов повышал их экологическую и радиационную безопасность.

Проекты реакторных установок и электростанции для двух реакторных установок разрабатывались одновременно. При этом предусматривалась возможность работы каждого реактора по проточной схеме, что позволяло вводить реактора в эксплуатацию, не дожидаясь окончания строительства «энергетической» части АЭС.

Проектировщики также учли отрицательный опыт реакторных установок СХК, где в целях экономии трубопроводы были сделаны не из нержавеющей, а обычной стали, что резко снизило их долговечность.

На строительстве подземных реакторов работали около 27 тыс. заключенных, объем скальных горных выработок составлял несколько миллионов кубометров, в сооружение было уложено более миллиона кубометров бетона, десятки тысяч тон металлоконструкций, трубопроводов, кабелей и пр. Вентиляция подземных помещений осуществлялась с помощью гигантских вентиляторов производительностью около 1 млн кубометров воздуха в час.

Для водообеспечения реакторов были построены два независимых друг от друга водозабора из реки Енисей, емкости запаса воды непосредственно перед реакторами, а также три независимых источника электроснабжения. При работе на номинальном уровне мощности три реактора ГХК потребляли несколько десятков тысяч кубометров воды в час.

В 1959-60 гг. в скалах были выполнены необходимые горные и строительные работы. Только выработка скальных пород под шахту каждого из реакторов составила более ста тысяч кубических метров. Параллельно изготавливался и поставлялся на комбинат комплекс оборудования, необходимого для строительства реактора, а также энергетического и теплотехнического – для ТЭЦ.

Первоначально для работы реактора в проточном режиме предусматривался свободный слив охлаждающей воды из коллекторов реактора. В дальнейшем, на заключительном этапе монтажа проточной системы группа рационализаторов комбината предложила реконструировать систему трубопроводов с созданием на сливе гидропетли, что позволяло повысить давление воды на выходе из реактора, увеличивало её запас до вскипания и повышало температуру воды. Реконструкция трубопроводов могла повлечь задержку пуска реактора АДЭ-1, поэтому руководство комбината не сразу дало согласие на реализацию рацпредложения. Затем согласие было дано, и перед пуском реактора АДЭ-1 контур был переделан, что дало ожидаемые результаты.

В первом полугодии 1961 года на реакторе широким фронтом начались монтажные и пусконаладочные работы. 10 июля 1961 года персонал реакторного завода приступил к загрузке активной зоны реактора АДЭ-1 рабочими урановыми блоками. В качестве основного топлива в реакторах АДЭ-1 и АДЭ-2 использовался природный уран. Кроме того каждый из реакторов имел в активной зоне около 100 стержней из высокообогащенного урана.

27 июля 1961 года в 12 час. 38 мин. реактор АДЭ-1 был выведен на мощность 300 мВт. В это же день реактор АДЭ-1 был принят в эксплуатацию.

Поскольку строительство реактора АДЭ-1 значительно опережало по срокам строительство ТЭЦ, традиционно было принято решение пустить реактор в проточном режиме со сбросом охлаждающей воды в реку Енисей. Предполагалось, что через год-два закончатся строительно-монтажные работы по ТЭЦ, и реактор будет переведен на энергетический режим. Такая практика была принята тогда для всех двухцелевых реакторов.

Общий для двух реакторных установок турбинный зал размещался в горной выработке, получившей название «Объект 120/1». Но исследования, проведенные в Курчатовском институте и на комбинате, показали, что первоначально принятые в проекте мощности реакторов в результате их модернизации могут быть увеличены и для работы турбин будет достаточно одного из них. Так, в итоге реактор АДЭ-1 остался «без работы», и вся энергетическая нагрузка легла на плечи реактора АДЭ-2, а буква «Э» в названии АДЭ-1 осталась чисто номинальной.

В начале 1961 года приступили и к монтажу оборудования реактора АДЭ-2. Работы велись круглосуточно, в смену трудилось до двухсот человек.

19 января 1963 года Министерство среднего машиностроения принимает новаторское решение пускать реактор сразу в энергетическом режиме, минуя работу на проток.

В декабре 1963 года монтаж оборудования и всех систем был завершен, выполнены необходимые пусконаладочные работы, оформлен акт готовности, назначены руководители и ответственные пуска. Руководителем пуска от Министерства среднего машиностроения был назначен начальник ТО 4 ГУ Л.А. Алехин, от ГХК – заместитель главного инженера предприятия Б.М. Долишнюк, от ГМЗ – главный инженер завода Ю.С. Волжанин. Научным руководителем пуска стал В.И. Рябов.

25 декабря 1963 года начался физический пуск третьего реактора ГХК – реактора АДЭ-2. В 00 часов 15 минут в торжественной обстановке первый рабочий блок загрузил в технологический канал (ТК) директор ГХК С.И. Зайцев. В 20 часов 15 минут при загрузке 950 ТК была достигнута критическая масса, и приборы зарегистрировали начало цепной реакции в активной зоне реактора. В 20 часов 42 минуты загружено 977 ТК, достигнут минимальный контролируемый уровень мощности, и технологический процесс поставлен на автоматическое регулирование. С этого момента началась трудовая биография уникального подземного атомного энергетического реактора АДЭ-2.

В дальнейшем, после регистрации основных физических параметров работы реактора, продолжилась загрузка топлива. 26 декабря 1963 года в 23 часа 30 минут реактор был полностью загружен топливом (общее время загрузки реактора составило 46 часов 40 минут). В среднем в смену загружалось по 350 ТК.

Перевод водоснабжения реактора АДЭ-2 в режим циркуляции с включением главных циркуляционных насосов и дача рабочего хода были произведены 11 января 1964 года. После отладки системы расхода, выполнения необходимых проверок и готовности всех систем к пуску начался вывод реактора на мощность и подготовка комплекса к энергетическому пуску. 25 января 1964 года в 3 часа 17 минут реактор выведен на первую ступень мощности. 31 января в 15 часов 00 минут была включена первая турбина и нагружена до мощности 2 МВт, а через полчаса – до 15 МВт. Впервые в Советском Союзе, в мире, промышленный атомный уран-графитовый реактор был пущен в энергетическом режиме, минуя стадию работы реактора на «проток».

Таким образом, в этот день вступила в строй единственная в мире подземная атомная электростанция.

За пуск реактора сразу в энергетическом режиме, минуя стадию работы на проток, пяти работникам комбината – В.П. Муравьеву, А.Г. Мешкову, В.И. Рябову, Ю.С. Волжанину, Н.Ф. Луконину – была присуждена Ленинская премия.

А 20 апреля 1964 года началась уже первая выгрузка из реактора АДЭ-2 топлива с плутонием.

Реактор АДЭ-2 в комплексе с подземной АТЭЦ стал третьей атомной электростанцией в СССР после Обнинской и Сибирской АЭС (СХК). Помимо этого была разработана и впервые в мире внедрена схема для теплоснабжения и горячего водоснабжения комбината и города от второго контура атомной ТЭЦ. Начиная с отопительного сезона 1966 года, тепло атомного реактора АДЭ-2 пришло в каждый дом жителей города.

Первый период эксплуатации реактора и АТЭЦ был особенно сложным и ответственным: в новом деле было много проблем, которые требовали правильного оперативного инженерного, а порой научно обоснованного проектного решения. Достаточно сказать, что за первый год эксплуатации реактора произошло 78 кратковременных остановов, в то время как в последние годы работы реактора АДЭ-2 в среднем происходит шесть-семь кратковременных остановов в год.

Несмотря на то, что при проектировании реакторов учитывался опыт эксплуатации других ПУГР, на обоих реакторах имели место и тяжелые аварии типа «тепловой козел», но гораздо меньше, чем на первых ПУГР: до 1972 года на реакторе АДЭ-1 произошло 5 таких инцидентов, на АДЭ-2 – всего 1.

За годы эксплуатации на реакторах был разработан и реализован комплекс мероприятий по поддержанию работоспособного состояния графитовых кладок, в которых из-за радиационного и термического воздействия происходили разрушительные процессы. На всех аппаратах была проведена реконструкция систем управления и защиты, а также систем массового контроля (измерение температуры теплоносителя в технологических каналах, контроль их целостности и др.).

Распределение энерговыделения по высоте активной зоны реакторов контролировалось специальной многозонной системой датчиков, которые устанавливались в трубах СУЗ или трубах рабочих технологических каналов. Распределение энерговыделения по радиусу реактора оценивалось по распределению температуры воды на выходе из каналов (в меньшей степени – по распределению температуры графита) и регулировалось стержнями ручного регулирования.

Все системы контроля и управления реактором находились перед пультом оператора в виде хорошо обозреваемых табло с соответствующей звуковой и световой сигнализацией. Например, контроль расхода воды в ТК имел предупредительную и аварийную сигнализацию снижения расхода, предупредительную и аварийную сигнализацию превышения расхода. Контроль расхода по каналам в промышленных реакторах выполнял еще одну важную функцию – контроля герметичности оболочек твэлов. Дело в том, что при разгерметизации оболочки твэла начиналось окисление металлического урана с ростом объема окислов, распухание оболочки и перекрытие сечения кольцевого канала. Последнее приводило к снижению расхода, появлению предупредительной сигнализации либо к срабатыванию аварийной защиты.

В результате проведенных модернизаций мощность каждого из реакторов выросла до 2000 МВт.

В 1987 году в России начался процесс вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов. Реактор АДЭ-1 проработал до 29 сентября 1992 года, когда был остановлен и выведен из эксплуатации согласно приказу Минатома РФ. Как и реактор АД, реактор АДЭ-1 был приведен в ядернобезопасное состояние (полное удаление из реактора делящихся материалов и охлаждение конструкции до температуры окружающей среды).

В 1995 году гособоронзаказ по наработке ядерных оружейных материалов для ГХК был снят, и основным назначением реактора АДЭ-2 стало производство тепла и электроэнергии. По ориентировочным оценкам реакторы ГХК произвели за время своей работы около 45,7 тн плутония оружейного качества.

Реактор АДЭ-2 Горно-химического комбината в Железногорске был остановлен для вывода из эксплуатации 15 апреля 2010 года в 12 часов по красноярскому времени (8 часов московского). Столь поздняя дата останова объяснялась необходимостью строительства замещающих мощностей по водо- и теплоснабжению города.

Благодаря удачным конструкторским решениям и реализации специальных программ модернизации на АДЭ-2 был достигнут беспрецедентный срок эксплуатации – более 46 лет. Для реакторов подобного типа это стало мировым рекордом по срокам службы.

После остановки в центральном зале АДЭ-2 состоялось торжественное мероприятие с участием представителей Горно-химического комбината, Росатома, местной и краевой власти. Четверо работников реакторного завода были награждены нагрудным знаком «Академик Курчатов» IV степени. После этого работники реакторного производства возложили цветы на остановленный реактор и открыли памятную доску.