Промышленные реакторы
Реакторы двухцелевые

Первый энергетический

С пуском Первой в мире АЭС научное руководство атомной отрасли вернулось к идее промышленных двухцелевых реакторов. Очередным документом, в котором обсуждалась проблема 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 В.А. Малышева, написанная в апреле 1954 года. К середине 1954 года Министерство среднего машиностроения приняло решение по проектированию второй очереди агрегатов типа АВ для производства плутония и попутной выработки товарной электроэнергии.

Проектирование нового реактора поручили НИИ-8, местом строительства был выбран Томск-7 (комбинат № 816, СХК, г. Северск). Новый реактор получил индекс ЭИ-2 (энергетический изотопный второй).

Технические задание и условия на проектирование реакторов ЭИ-2 и АДЭ были составлены в ЛИПАН. Генеральным проектантом установок стал Ленинградский ГСПИ (ВНИПИЭТ). Металлоконструкции реакторов проектировались ЦНИИПСК им. Мельникова. Твэлы разрабатывались в НИИ-9 (ВНИИНМ). В качестве топлива использовался природный уран в виде металлических цилиндрических блоков в оболочке из алюминиевого сплава. Для увеличения запаса реактивности, а также для выравнивания мощности по радиусу и высоте активной зоны использовались блочки из обогащенного по урану-235 металла.

Для сокращения сроков создания реактора Н.А. Доллежалем было предложено в максимальной степени использовать проект реактора И-2 с добавлением энергетической части (электростанции). Вместе с тем из-за повышения рабочих параметров реактора требовалась разработка и ряда совершенно новых узлов, не имеющих аналогов.

Для достижения поставленной задачи были внесены значительные изменения в конструкцию реактора ЭИ-2 по сравнению с существовавшими промышленными реакторами. Во-первых, был предусмотрен замкнутый контур отвода тепла от активной зоны реактора вместо проточной схемы. Теплоноситель первого радиоактивного контура нагревал в парогенераторах теплоноситель второго, нерадиоактивного контура для получения низкотемпературного пара, который направлялся в турбогенераторы для выработки электроэнергии. Во-вторых, были увеличены параметры охлаждающей воды первого контура, что потребовало использования новых конструкционных материалов технологических каналов и оболочек твэлов. В-третьих, была изменена схема перегрузки реактора и конструкция перегрузочных механизмов. Вместо старой системы разгрузки урановых блоков из реактора была разработана новая, обеспечивающая герметизацию технологического канала снизу, чего не требовалось при проточном режиме работы. В-четвертых, в проекте была предусмотрена система преобразования тепловой энергии реактора в электрическую, т.е. имелся машинный зал со всеми необходимыми для этого устройствами и системами.

На разработку проекта первого промышленного энергетического реактора ЭИ-2 потребовалось около 4-х лет. Его проектная тепловая мощность была определена в 500 МВт или 100 МВт (эл.).

Компоновка реактора «ЭИ-2» в основном повторяла компоновку реактора И-1. Он размещался в прямоугольной шахте с размерами в плане 20,6х20,6 м и глубиной 21,4 м и армированными бетонными стенами толщиной 2 м.

Графитовая кладка реакторного пространства состояла из 2725 колонн, каждая из которых строилась из 14-и графитовых блоков сечением 200х200 мм. При наборе колонн, с целью их перевязки по высоте, использовались блоки высотой 200, 400, 500, 600 мм. В нижнем слое устанавливались блоки разной высоты, а верхние блоки подбирались для обеспечения общего высотного размера кладки 7600 мм. Блоки имели продольное отверстие диаметром 66 мм со смещением от центра. Кладка со всеми внутриреакторными узлами опиралась на нижнюю опорную металлоконструкцию – условное наименование схема «О» («Ольга»).

При изготовлении и монтаже металлоконструкций реактора, общий вес которых составлял около 3 тыс. т, и колонн графитовой кладки достигалось положение, при котором отверстия в графитовых колоннах, трубы нижних трактов, вваренные в нижнюю опорную и защитную (схема «ЭР») металлоконструкции, а также трубы верхних трактов, вваренные в верхнюю защитную металлоконструкцию (схема «Е»), располагались строго соосно, образуя тракты для установки технологических каналов.

Охлаждающая вода подавалась через верхнюю водную коммуникацию к каждому каналу через расходомерную стойку. Из канала вода поступала в коллектор, а потом отводилась в теплообменник.

Загрузка каналов блоками производилась сверху. Выгрузка блоков из канала производилась с помощью разгрузочных механизмов, управляемых дистанционно. Весь столб блоков в канале опирался на запорный «грибок» разгрузочного механизма. При подаче давления на затвор разгрузочного механизма «грибок» отводился в сторону, и столб блоков падал в бункер, из которого блоки гидротранспортом подавались в бассейн выдержки, а затем по технологической цепочке отправлялись на переработку.

В ходе строительства, начатого в 1956 году, проводились стендовые и петлевые испытания, на основании которых решались возникающие научно-технические проблемы. 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.

Организационно реактор ЭИ-2 входил в состав завода «И» (реакторный завод № 5, РЗ-5), спроектированный ГСПИ-11 в составе трех уран-графитовых промышленных реакторов (И-1, ИЭ-2 и АДЭ-3), азотно-кислородной станции и промышленной электростанции (ЭС-1) мощностью 330 МВт.

Начальником реактора назначается Том Петрович Николаев, опытный реакторщик, участник пуска реакторов А, АВ-3 (комбинат № 817) и И-1 (комбинат № 816). Учитывая особенности структуры управления работой реактора ЭИ-2 в энергетическом режиме, с реактора И-1 на него были переведены наиболее опытные начальники смен А.Г. Мешков, Ф.Н. Анисимов, Б.А. Пелевин, Е.А. Софронов, которых направили на ТЭЦ комбината для освоения должности Дежурного инженера станции (ДИС).

В день начала загрузки реактора весь обслуживающий персонал был одет в новые белоснежные комбинезоны или халаты. В центральный зал в специальном контейнере доставили комплект блочков для загрузки первого канала, которая производилась вручную через специальные воронки. В каждый технологический канал, заполненный водой, помещалось 63 блочка.

Честь опустить первый блочок в первый канал была предоставлена директору комбината М.П. Родионову, затем загрузку продолжили руководители реактора, члены приемочной комиссии и представители проектных и конструкторских организаций. Полностью первый канал заполнился в 21 ч 55 мин 29 января 1958 года. Далее загрузку блочков производил эксплуатационный персонал. Периодически загрузка останавливалась, физики производили замеры скорости счета импульсов для расчета критического числа загруженных каналов, при которых коэффициент размножения равен 1. Для реактора ЭИ-2 число каналов составило 446.

После загрузки 450 каналов в 11 ч 35 мин 30 января 1958 года приборы зафиксировали момент начала разгона реактора, что означало начало физического пуска. 31 января в 2 ч 40 мин загрузка реактора была завершена – всего было загружено 1953 технологических канала.

В феврале 1958 года состоялся пуск реактора ЭИ-2 в проточном режиме. 12 февраля, при работе реактора на мощности 200 МВт, произошло первое ЧП – сработала аварийная защита реактора из-за снижения подачи воды на охлаждение в половине каналов аппарата. На следующий день после вскрытия одного из дросселей аварийного канала оказалось, что гидравлический тракт заполнен древесной щепой. Было предположено, что при монтаже реактора внутри остался деревянный предмет, который после попадания в главный циркуляционный насос был перемолот им в мелкую щепку. Руководство реактора приняло решение для очистки активной зоны подать воду обратным током, что, однако, не гарантировало извлечение всей щепы из зазоров между блочками и каналами, а досрочное извлечение блочков грозило потерей запланированного количества плутония. Через несколько дней от научных и проектных организаций поступило разрешение на пуск реактора без перегрузки активной зоны и 20 февраля реактор после промывки стали выводить на мощность. При достижении уровня мощности в 1 % от проектной в реакторе вновь появилась щепа. Аппарат вновь был заглушен и промыт обратным током, после чего 25 февраля 1958 года начался регламентный вывод его на проектную мощность.

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 сроки пуска откладывались, и тогда руководство приняло «волевое» решение имитировать при съемке рабочее состояние реактора. Фильм был показан на конференции и стал сенсацией. А реальный физический пуск реактора перед выводом его на энергетический режим начался только 27 августа 1958 года.

Происходили аварии на реакторе и по иным причинам, связанным с человеческим фактором. Так во время плановых ремонтных работ по ошибке был открыт обратный клапан технологического канала, и блочки под напором воды стали всплывать вверх и вываливаться на защитные плиты верхней части реактора. Поскольку они были облучены, просто подойти и собрать их было невозможно из-за радиационного воздействия. Тогда главный механик реактора А.А. Худяков предложил изготовить бочку с двойными стенками, заполнив промежуток между ними свинцовой дробью, которая бы играла роль радиационной защиты. Вместо дна бочки стояло стекло толщиной 20 см, через которое велось наблюдение находившимся внутри оператором, который ручным манипулятором подхватывал блочок и опускал его в прикрепленную к бочке емкость. Операторы имели личные дозиметры, по показаниям которых определялось время работы в центральном зале реактора. После сбора всех блочков, рассыпанных по настилу, появилась возможность собрать блочки, попавшие под настил. Через несколько суток последствия аварии были ликвидированы.

24 сентября 1958 года состоялся повторный пуск реактора, во время которого был поставлен под загрузку турбогенератор № 1. Кстати, к реактору ЭИ-2 народное «Энергетический Иван» почему-то не прижилось.

К этому времени атомщики СССР имели большой опыт активный зон уран-графитовых реакторов в проточном режиме, однако процесс освоения энергетического режима оказался трудным и длительным. Сказывалось отсутствие глубоких экспериментальных работ, и в первую очередь, по ресурсному обоснованию живучести и надежности материалов активной зоны. Вскоре после энергопуска стали разгерметизироваться оболочки твэлов, появились течи труб технологических каналов, часто отказывали разгрузочные механизмы, установленные на каждом канале и управляемые гидравликой. Необходимо было оптимизировать водно-химический режим реактора.

Реактор ЭИ-2 оказался своеобразным экспериментальным полигоном и научной лабораторией, отрабатывая новые материалы и сплавы, оптимизируя технологию эксплуатации.

Наладка и освоение реактора ЭИ-2 продолжалось до 1960 года. За этот период была проведена модернизация и совершенствование ряда технологических устройств, таких как разгрузочный механизм, узел уплотнения низа технологического канала, система контроля герметичности каналов и др. За два года работы коллектив эксплуатационников совместно со специалистами проектных и научных институтов создали практически новый реактор, который мог достаточно устойчиво работать в энергетическом режиме.

Вместе с тем, частые остановки реактора из-за зависания урановых блоков отрицательно влияли на реактор как источник электроэнергии. Энергетики возмущались остановами турбины и утверждали, что такое электричество «в виде азбуки Морзе» никому не нужно, что оно раскачивает энергосистему, и были, в сущности, правы. Но главным приоритетом для реактора ЭИ-1 была наработка плутония, а не электроэнергии, которая являлась побочным продуктом. Тем не менее, первый заместитель министра А.И. Чурин поставил перед учеными и специалистами завода-производителя блочков задачу по разработке новых технологий, обеспечивающих производство надежного топлива. Совместными усилиями эта задача была решена и остановки реактора стали редкостью. Всего за период 1961-1987 гг. произошло 9 аварий, связанных с нарушением целостности оболочки блочков.

По мере работы реактора возникали новые проблемы эксплуатации. Из-за несимметричного расположения отверстий в графитовых блоках под воздействие излучения и высоких температур графитовые блоки стали деформироваться, что привело к постепенному искривлению всех графитовых колон с максимумом прогиба в центре кладки. К 1979 году деформация достигла предельных значений, и встал вопрос: либо останавливать реактор, либо разрабатывать технологию его ремонта в условиях высоких радиационных полей. Было принято второе решение и специалисты комбината, завода и НИИ успешно провели капитальный ремонт, установив в активной зоне трубы технологических каналов – натяжители из циркония, после чего работоспособность реактора была восстановлена.

В результате 32-летнего 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 была увеличена более чем в два раза, а по числу внеплановых остановок в год эксплуатационники подошли к показателю на уровне лучших зарубежных АЭС.

28 декабря 1990 года реактор ЭИ-2 был навсегда остановлен, хотя техническое состояние позволяло его дальнейшую эксплуатацию. Для вывода его из эксплуатации впервые использовались технологии, позволившие реализовать вариант «захоронение на месте». Из активной зоны 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.