«Тяжелая» череда
Преимущества тяжеловодной технологии были очевидны — расчеты показывали, что при одинаковой мощности реактора для тяжеловодного реактора по сравнению с уран-графитовой установкой требовалось в 15 раз меньше урана и в 60 раз меньше тяжелой воды чем сверхчистого графита. Учитывая огромный дефицит урана в СССР, «тяжеловодная идея» не могла не овладеть массами.
Работа над созданием исследовательского тяжеловодного реактора, разместить который планировалось на площадке Лаборатории № 3 в Москве, началась в 1947 году. Научным руководителем проекта стала Лаборатория № 3 во главе с А. И. Алихановым, главным конструктором — ОКБ «Гидропресс» Подольского завода тяжелого машиностроения им. С. Орджоникидзе во главе с Б. М. Шолковичем, проектировщиком — ГСПИ-11. Первый проект опытного тяжеловодного реактора, получившего название «Физический дейтонный котел» (ФДК), был готов уже к концу 1947 года. В техническом задании на проектирование помимо проведения на реакторе научно-исследовательских работ предусматривалось получение радиоактивных изотопов.
ФДК представлял собой сложную физическую установку, отличающуюся конструктивными особенностями и большим комплексом оборудования. Это было обусловлено двумя особенностями «тяжеловодной» технологии: образованием в процессе работы реактора смеси кислород+водород (гремучая смесь) и возможностью развития самопроизводьной цепной реакции. Из-за высокой стоимости тяжелой воды, играющей роль и замедлителя нейтронов и теплоносителя, повышенные требования предъявлялись к герметичности контура.
Конструктивно основу тяжеловодного реактора составлял герметичный стальной корпус с графитовой кладкой на дне и по стене. Внутри корпуса на его дно с графитовой устанавливался тонкостенный алюминиевый резервуар диаметром 175 см и высотой 195 см, и толщиной стенки 3-3,2 мм. Боковая бетонная стена толщиной 2,5 м обеспечивала дополнительную биологическую защиту реактора.
Урановые стержни подвешивались над резервуаром на вращающейся верхней плите, над которой располагалась защитная свинцовая крышка с четырьмя щелевыми затворами. Выше свинцовой защиты размещалась герметичная плита из нержавеющей стали также с четырьмя щелевыми уплотнениями для замены урановых стержней. Такая конструкция плиты и затворов давала возможность подвести любой урановый стержень под щель и произвести его замену без разборки верхней защиты реактора.
Для первоначальной загрузки активной зоны использовались урановые стержни диаметром 2,2 см и 2,8 см длиной 162,5 см и 160 см соответственно в оболочке из алюминия. В герметичной плите делалось значительное количество дополнительных отверстий, позволяющих менять шаг решетки активной зоны в пределах от 6,3 см до 16,26 см. Число урановых стержней, образующих критическую массу, при этом менялось более чем в 3 раза.
Общая загрузка урана в реакторе составляла не более 1,5 тонн (по сравнению с 46 тоннами урана для реактора Ф-1).
Теплоноситель-тяжелая вода подавался в резервуар снизу, сливался в верхней части реактора и подавался насосом на теплообменник. Над поверхностью тяжелой воды подавался гелий, который уносил образовавшийся водород и кислород с парами тяжелой воды. Вода осаждалась в конденсаторе и возвращалась в контур, а гремучая смесь сгорала в контактном аппарате на палладиевом катализаторе.
Расчетная мощность реактора составляла 500 кВт. Для ручной и автоматической регулировки мощности использовались 4 стержня из кадмия, приводы которых были смонтированы снаружи реактора.
В течение 1948 года было построено здание реактора и смонтировано основное оборудование. Реактор заработал в апреле 1949 года. Основная задача, которая ставилась перед ним, заключалась в выработке оптимальной технологической схемы и конструкции первого промышленного тяжеловодного реактора, строительство которого было запланировано на Комбинате № 817.
Полученные на реакторе ФДК экспериментальные данные полностью подтвердили теоретические расчеты тяжеловодного реактора, сделанные А. И. Алихановым еще в 1946 году. Особенно важным достоинством тяжеловодного реактора оказалась устойчивость работы, обусловленная большим отрицательным температурным коэффициентом. С увеличением мощности росла температура в АЗ и падала реактивность, т.е. коэффициент размножения — обратная связь. После достижения стационарного режима все регуляторы можно извлечь из АЗ и за счет отрицательного температурного коэффициента реактор продолжал сам себя регулировать, т.е. выход из строя системы управления реактором не мог вызвать аварии. При остановке реактора и извлечении из АЗ всех управляющих стержней мощность реактора начинала быстро возрастать, но затем возрастание мощности прекращалось, и реактор фиксировался на уровне мощности, определяемом теплосъемом.
В 1955 году экспериментальный реактор ФДК был реконструирован и стал основной научной базой для проведения исследований по ядерной физике, физике твердого тела и физики ядерных реакторов Лаборатории № 3/ИТЭФ. Мощность реактора была увеличена до 2,5 МВт.
В 1987 году реактор ФДК был остановлен.
Не дожидаясь пуска исследовательского тяжеловодного реактора, 6 апреля 1948 постановлением правительства ОКБ «Гидропресс» поручается разработка технического проекта промышленного тяжеловодного реактора. К концу 1948 года проект был готов и в январе 1949 года представлен руководителю Лаборатории № 3 А. И. Алихановым на согласование и утверждение. Но А. И. Алиханов отказался его подписывать, и к работе на проектом тяжеловодного реактора приступило другое конструкторское бюро.
Причина недовольства научного руководителя проекта крылась в отсутствии экспериментального обоснования работоспособности отдельного оборудования. ОКБ «Гидропресс» не имело к тому времени необходимых испытательных стендов, и под этим предлогом А. И. Алиханов обратился в конструкторское бюро Завода № 92 (ОКБМ) с предложением заняться проектом, и это предложение было принято. Так у проекта появился новый автор. На Завод № 92 было возложено и изготовление всего оборудования реактора. Здесь реактор получил индекс ЛБ-180 (сокращение от Лаврентий Берия), а затем — ОК-180 (Особая Конструкция).
В феврале 1949 года в ОКБ Завода № 92 А. И. Алиханов направил новое, уточненное на основании проработок ОКБ «Гидропресс», задание. Для проекта на Заводе № 92 было изготовлено 14 экспериментальных стендов, на которых были испытаны отдельные узлы реактора. В августе 1949 года проект реактора ОК-180 был готов, однако его корректировка по результатам испытаний велась до декабря 1950 года. Это было связано с тем, что весной 1950 года в ОКБ был введен в эксплуатацию полномасштабный стенд на 38 каналов с натурной моделью корпуса, на котором на симуляторах отрабатывалась технологическая операция по разгрузке урановых блочков.
Основным узлом реактора являлся герметичный сварной корпус из алюминиевого сплава диаметром 2,8 м и высотой 3,4 м с верхней защитной крышкой, через которую производилась установка и извлечение технологических каналов, а также их загрузка рабочими блоками. Выгрузка рабочих блоков осуществлялась вниз, с последующей их передачей в транспортную галерею для выдержки перед отправкой на радиохимический завод.
Проблема заключалась в том, что с рабочими блоками терялась тяжелая вода. Поэтому разработчики реактора придумали оригинальную конструкцию гидротранспорта для передачи рабочих блоков, работающего на тяжелой воде и позволяющего снизить до минимума потери тяжелой воды при разгрузке. Охлаждение рабочих блоков осуществлялось тяжелой водой, циркулирующей по замкнутому контуру. Нагретая тяжелая вода охлаждалась в теплообменниках дистиллированной водой второго контура, которая в свою очередь отдавала свое тепло озерной воде. Таким образом, теплопередающая система реактора ОК-180 состояла из трех контуров: двух замкнутых и одного разомкнутого, что исключало попадание радиоактивности в промышленное озеро. Реактор был снабжен радиальным отражателем из графита и боковой биологической защитой.
Строительные работы на промплощадке Комбината № 817 начались 8 июня 1949 года, еще до окончательного утверждения проекта, монтаж оборудования — в 1950 году. Главным проектантом комплекса стал Ленгипрострой.
Строительство реактора ОК-180, имевшего секретное наименование «Агрегат № 7», завершилось 23 сентября 1951 года. Он располагался в отдельном здании, имеющем подземное исполнение, и образовал Завод № 3, входящий в состав Комбината № 817. Начиная с глубины 30 м, под землей располагались помещения, в которых размещались газовые контуры реактора, контуры сжигания гремучей смеси и систем возврата тяжелой воды, циркуляционный тракт. Циркуляционные насосы располагались на отметке минус 16 м.
Перед началом пуско-наладочных работ для эксплуатационного персонала были подготовлены инструкции по эксплуатации и прочитан курс лекций по физике реактора и основам безопасности.
Во время пуско-наладочных работ в первый контур в целях экономии вместо тяжелой воды была залита обычная. Почти сразу же во втором контуре, также заполненном дистиллированной водой, была выявлена озерная вода. Причиной протечек стала негерметичность теплообменника, вызванная вибрацией трубок при больших скоростях воды. Для ликвидации негерметичности часть трубок была заглушена. Вскоре теплообменники, изготовленные из алюминия, были заменены на изготовленные из нержавеющей стали.
После устранения всех неполадок дистиллят был слит, а первый контур промыт техническим спиртом. В активную зону было загружено 14,4 тонны блоков из природного урана диаметром 22 мм и высотой 75 мм, очехлованных алюминиевой оболочкой. После герметизации первого контура он заполнялся гелием для деаэрации тяжелой воды. Заливка тяжелой воды в первый контур производилась через крышку реактора вручную из 10-литровых емкостей. Всего было залито 37,4 тонны тяжелой воды.
Критическое состояние реактора при полной загрузке его ураном достигалось за счет постепенного повышения уровня тяжелой воды в реакторе. 17 октября 1951 года в 19 часов 30 минут начался подъем мощности реактора, и 28 октября 1951 года реактор ОК-180 достиг проектной мощности 100 МВт (к концу работы реактора за счет его модернизации мощность установки достигла 250 МВт). Реактор ОК-180 стал четвертым реактором, введенным в СССР в эксплуатацию.
Среднесуточное выгорание урана составляло 160 МВт в сутки на тонну урана, при этом в активной зоне в день образовывалось 180 г плутония на тонну урана/28 кг плутония в год.
И уже через месяц эксплуатирующий персонал реактора столкнулся с аварийной ситуацией — из-за сильных холодов температура воды в озере Кызыл-Таш, шедшей на охлаждение теплообменников второго контура, стоящих на улице, упала ниже 3 град. С, то есть ниже температуры замерзания тяжелой воды (3,8 град. С), что привело к прекращению циркуляции тяжелой воды в реакторе. Реактор был немедленно остановлен, однако остаточное тепловыделение топлива привело к вскипанию тяжелой воды в технологических каналах.
Другая проблема возникла с высокотемпературными напряжениями, возникающими в корпусе реактора при быстром подъеме или падении мощности, что вынудило руководство вести ограничения по скорости подъема или сброса мощности.
Серьезные аварии происходили и в системе разгрузки отработанных урановых блочков, казалось бы, тщательно отработанной на стендах. В конце октября 1951 года произошла саморазгрузка 47 каналов, что привело к тяжелому завалу блоков в напорной камере. Авария была ликвидирована, и изготовлены специальные устройства, предотвращающие саморазгрузку. А 1 декабря 1951 года при второй плановой разгрузке произошла новая авария, которая была обнаружена по резкому повышению активности в помещениях. Оказалось, что часть блочков застряла в разгрузочной петле, а отсутствие охлаждения и сильное тепловыделение привели к расплавлению блочков, прогару металла гидротранспорта и выходу из строя всей системы разгрузки.
Ремонт реактора занял длительное время, так как система выгрузки была полностью переделана. Теперь выгрузка отработанных блочков велась через верх реактора в центральный зал с последующей передачей в бассейн выдержки. Вследствие высокого излучения облученного топлива вся технологическая операция разгрузки осуществлялась дистанционно.
Так как для нормального функционирования тяжеловодного реактора очень большое значение имела чистота тяжелой воды, то для ее очистки от различных примесей была смонтирована и введена в действие в августе 1952 года установка дистилляции, а в ноябре 1954 года после длительной обкатки и наладки начала работать установка регенерации. Работа этих установок обеспечила поддержание высокого качества тяжелой воды в реакторе ОК-180.
За первые четыре месяца эксплуатации удалось устранить основные дефекты в конструкции реактора. Однако проблемы накапливались, и решить можно было только путем серьезной модернизации установки. Реконструкция реактора была проведена в мае-июле 1953 года. Существенным изменениям подверглись транспортное отделение, шахты выдержки каналов, пост управления кранами, системы СУЗ и КИП.
До 1953 года реактор ОК-180 работал в основном на наработку плутония. Отдельные технологические каналы загружались для наработки изотопов — кобальта-60 или фосфора-32, но в ограниченном масштабе, так как реактор обладал небольшим избыточным коэффициентом размножения нейтронов.
После реконструкции реактор был переведен на работу в ториевом режиме для проверки возможности наработки оружейного урана-233. В активную зону был загружен уран, обогащенный по урану-235 до 2 %, при этом в активную зону загружался торий для наработки урана-233 и литий для наработки трития. Работа реактора ОК-180 в ториевом режиме продолжалась до 1 января 1956 года. В дальнейшем агрегат № 7 вновь был переведен в плутониевый, а затем в тритиевый режимы, поскольку уран-233 не показал ощутимых преимуществ по сравнению с оружейным плутонием.
В июле 1960 года в активную зону были поставлены на испытание каналы с опытной партией блочков с ураном обогащением 8 %. По существу реактор ОК-180 был опытно-промышленным реактором, на котором отрабатывались различные режимы работы.
В январе 1965 года появилась течь тяжелой воды из двух мест соединения напорной камеры с трубой гидротранспорта и дренажа из полости бокового отражателя. Никаких реальных возможностей устранить течь не было, поэтому руководством Министерства среднего машиностроения было принято решение об остановке реактора. 3 марта 1966 года реактор ОК-180 был остановлен. Слитая из первого контура тяжелая вода была использована при пуске реактора ОК-190М. Нехватка тяжелой воды для реактора ОК-190М была второй причиной остановки реактора ОК-180.
Реактор ОК-180 стал первым промышленным тяжеловодным реактором в нашей стране и проработал почти 15 лет при проектном ресурсе 3 года.
2 сентября 1952 года вышло постановление СМ СССР о строительстве на Комбинате № 817 второго тяжеловодного реактора «Агрегат № 7А» мощностью 200-250 условных единиц с тяжелой водой и 2 % обогащенным ураном. Строительство Агрегата предлагалось осуществить с размещением его в здании существующего Агрегата № 7 (ОК-180) путем расширения завода № 3 и использования резервов во вспомогательных хозяйствах этого завода. Агрегат предназначался для получения урана-233 с возможностью перевода его на производство трития или плутония.
Тяжеловодный реактор ОК-190 представлял собой естественное продолжение и развитие реактора ОК-180, поэтому главными научным руководителем, конструктором и проектантом были те же организации.
Проектная тепловая мощность реактора ОК-190 составляла 300 МВт, его корпус также как и у реактора ОК-180 был изготовлен из сплава алюминия. В его конструкцию было внесено много изменений, учитывающих опыт проектирования реактора ОК-180 и подтвержденных большим объемом экспериментальных работ.
Реакторный комплекс размещался в подземном здании 401А, примыкающем к зданию 401 с реактором ОК-180. Оба реактора в комплексе образовали Завод 37.
Строительство ОК-190 началось 6 ноября 1953 года и закончилось 29 октября 1955 года.
Физический пуск реактора состоялся 27 декабря 1955 года. Технология пуска повторяла схему, принятую при пуске реактора ОК-180: в частично загруженный ураном 2 % обогащения реактор снизу подавали тяжелую воду. Её уровень контролировался в центральном зале с помощью двух металлических штанг-щупов, при замыкании контактов которых от соприкосновения с тяжелой водой срабатывал звонок. Если при достижении расчетного уровня тяжелой воды реактор не достигал критичности, то вода сливалась, а в активную зону догружалось урановое топливо, после чего вновь шло поднятие уровня тяжелой воды с проверкой критичности реактора через каждые 5 см подъема уровня.
Эксплуатационный персонал прошел подготовку на реакторе ОК-180, однако недостатки в проектировании создали проблемы, решить которые ему было не под силу. Уже в первые месяцы работы обнаружился ряд недоработок в конструкции основного технологического канала, в частности, в результате вибрации канал разбирался в реакторе на части. А несовершенство системы предотвращения саморазгрузки приводило к обрыву нижней втулки.
В конце 1959 года через дренажи нижней защиты и опорного кольца реактора появилась течь тяжелой воды, ликвидировать которую ремонтом не удавалось. 2 декабря 1960 года после срабатывания аварийной защиты размер течи вырос и в дальнейшем продолжал расти. К маю 1962 года ежечасно вытекало 10-50 л тяжелой воды. Для повышения безопасности эксплуатации реактора в центральном зале был установлен бак емкостью 15 кубометров с тяжелой водой, предназначенный для подачи тяжелой воды в активную зону в случае её резкого обезвоживания.
В результате течи, а также недостаточной защиты верхней части реактора, низкого качества топлива и частых операций загрузки-выгрузки на реакторе образовалась неблагоприятная радиационная обстановка.
В 1961 году реактор ОК-190 был переведен в реактивный режим для наработки трития. В результате произошел резкий рост случаев зависания блочков — до трети от общего числа каналов. При этом в ряде случаев происходила разгерметизация блочков, что также вело к радиационному загрязнению реактора.
Реактор также использовался и для научных целей. В частности, в его активную зону было загружено 5 кг плутония сроком на 1 год, которые после облучения были направлены на радиохимическую переработку и исследования трансурановых элементов.
15 июня 1962 года реактор был остановлен на капитальный ремонт, во время которого была произведена попытка герметизации течи по уникальной технологии, разработанной НИКИМТ. Трещина в корпусе реактора находилась в недоступном месте, и герметизация проводилась дистанционной заливкой конструктивного кармана сплавом свинец-висмут-олово, разогретым до 500 градусов. Летом 1963 года была произведена вторая заливка, а в 1964 году — третья, однако полностью ликвидировать течь так и не удалось.
Течь тяжелой воды продолжала расти, и 8 октября 1965 года реактор был остановлен.
В связи с поставленной задачей освобождения места, занимаемого реактором ОК-190 под другое оборудование, в апреле 1970 года завершились подготовительные работы по извлечению корпуса из шахты. 11 мая 1970 года корпус реактора был подорван и поднят из шахты на высоту 2 м, а 13 мая окончательно извлечен и захоронен.
Дефекты в конструкции и проблемы эксплуатации реактора ОК-180 и ОК-190 не поставили крест на «тяжеловодной» технологии. Уже через полгода после останова реактора ОК-190 ему на смену пришел его двойник — реактор ОК-190М.
В связи со всё возрастающей течью тяжелой воды руководство Минсредмаша приняло решение «О замене корпуса реактора с устранением конструктивных недостатков, приводящих к образованию больших течей хладагента». Было разработано несколько вариантов размещения нового аппарата, из которых выбор пал на предложение ПО «Маяк» о строительстве рядом с действующим реактором ОК-190. Его преимущество заключалось в значительном сокращении объема строительном работ и возможности использования действующих трубопроводов и коммуникаций.
Реактор ОК-190М представлял собой аппарат гетерогенного типа на тепловых нейтронах с тяжеловодным теплоносителем, замедлителем и отражателем тепловой мощностью 300 МВт. Он работал по двух контурной схеме: в первом замкнутом контуре (реактор — теплообменники) циркулировала тяжелая вода, во втором — открытом, циркулировала вода из озера Кызыл-Таш. В отличие от предыдущих аппаратов для нового агрегата была создана система поддержания качества теплоносителя, включающая себя технологические операции дистилляции и регенерации, а также устройства сбора протечек тяжелой воды и возврата её в реактор.
Строительство реактора ОК-190М было закончено в марте 1966 года, в апреле этого же года он вышел на проектную мощность.
Реактор ОК-190М, как и его предшественники — реакторы ОК-180, ОК-190, работавшие ранее на заводе, являлся в свое время единственным в СССР промышленным тяжеловодным реактором. Его уникальные параметры позволяли кроме основного продукта получать различные радиоактивные изотопы, используемые в народном хозяйстве и идущие на экспорт. На нем в промышленных масштабах нарабатывался кобальт-60, иридий-192, плутоний-238, углерод-14.
Осенью 1966 года были обнаружены неплотности, через которые терялись пары тяжелой воды. Для их улавливания в январе 1968 года смонтированы контуры вентиляции околореакторного и подреакторного пространств, благодаря чему безвозвратные потери тяжелой воды стали невелики.
26 апреля 1969 года появилась течь тяжелой воды из дренажного вентиля нижних конструкций реактора. К концу года суточный слив тяжелой воды концентрации 99 % достигал 850 кг. Ситуация осложнялась тем, что рост течи не поддавался прогнозу, а точное место протечки так и не было определено.
В апреле 1970 года был проведен эксперимент по переводу всех циркуляционных насосов (ЦН-11) на минимальное число оборотов (750 об/мин). При этом течь снизилась примерно с 1100 кг до 500 кг в сутки. Насосы были оставлены в этом режиме, однако к концу 1970 года течь снова выросла до прежней величины.
Было установлено, что основной причиной роста течи тяжелой воды являются термокачки, связанные с колебаниями мощности при проведении технологических операций или срабатываниях аварийной защиты. Теперь вся деятельность персонала была направлена на снижение колебаний мощности, т.е. термокачек. Группа работников завода разработала и внедрила специальные каналы, позволившие производить перегрузку поглотителей без снижения мощности. Кроме того, заводские специалисты сконструировали приспособление для чистки фильтров без отключения насосов ЦН-11, т.е. без снижения мощности и термокачек.
В 1975 году на реакторе начались массовые выходы из строя твэлов. Выход твэлов из строя характеризовался их распуханием, зависанием в ТК и разрушением. Реактор был досрочно перегружен, а изучение этого явления показало, что основной причиной выхода твэлов из строя явилось некачественное сцепление оболочки твэлов с сердечником при изготовлении, что приводило к отслоению оболочки, перегреву и разрушению твэлов. Нарушений режима эксплуатации реактора обнаружено не было.
Была изменена технология изготовления твэлов. В местах, где условия эксплуатации твэлов были наиболее тяжелыми, были установлены технологические трубы увеличенного диаметра, что позволило увеличить расход воды через них и снизить температуру. Эти меры дали положительные результаты.
К 1979 году утечка достигла 15 тонн в сутки, и в июне 1979 года на ПО «Маяк» прибыла комиссия Минсредмаша, чтобы решить вопрос о ресурсе работы реактора. В соответствии с её решением мощность реактора, которая раньше была уже снижена на 11 % от проектной, была уменьшена еще на 15 %. Объем течи снизился, но ненадолго. Так как ее рост был непредсказуем, то не исключалась вероятность возникновения аварийной ситуации при резком увеличении течи и невозможности поддержать необходимый уровень тяжелой воды в реакторе. В этом случае могла прекратиться циркуляция воды в реакторе, произойти ее вскипание с последующим расплавлением твэлов. Для исключения подобной аварии в 1980 году была разработана и смонтирована система подачи простой воды в подреакторное пространство.
Все последующие годы эксплуатации реактор работал в щадящем режиме: на пониженном уровне мощности и с минимальным числом ее снижений.
Параллельно отрабатывалась новая технология изготовления твэлов (без никелевого подслоя). В течение 37-й кампании в реакторе была обработана партия таких твэлов. Замечаний по их стойкости не было.
В 1982 году для исключения аварийной ситуации в случае остановки всех циркуляционных насосов на реакторе ОК-190М была смонтирована система аварийного расхолаживания, предусматривающая подачу озерной воды из аварийного бака непосредственно в напорную камеру.
В апреле 1983 года произошла разгерметизация внутренней стенки бака водяной защиты. Вытекающая вода смешивалась с протечками тяжелой воды, что приводило к дополнительным трудностям в эксплуатации реактора. Течь тяжелой воды достигла 33 тонн в сутки, и решением министерства эксплуатация аппарата разрешалась до величины течи 60 тонн в сутки.
Решением Министерства остановка реактора была намечена на апрель 1986 года. Как и при остановке реактора ОК-190 основной причиной ее послужила прогрессирующая течь корпуса.
Корпуса обоих реакторов были изготовлены из сплава САВ-2Т и аналогичны по конструкции. Отсюда можно сделать вывод, что конструкция корпуса оказалась неудачной. До остановки реактора ОК-190М в 1985 году в центральном зале уже шла сборка корпуса нового реактора «Людмила», который должен был заменить реактор ОК-190М.
16 апреля 1986 года реактор ОК-190М был остановлен на реконструкцию. К концу месяца все топливо было выгружено, а тяжелая вода слита в специальные баки. Так закончилась двадцатилетняя эпопея борьбы эксплуатационного персонала за его живучесть.
Четвертым, и единственным ныне действующим тяжеловодным реактором в СССР/РФ стал реактор «Л-2», впоследствии получивший романтическое название «Людмила».
Создателем нового реактора снова стал тандем ОКБМ-ИТЭФ, где ИТЭФ выполнял роль научного руководителя, а ОКБМ — главного конструктора. Главным проектировщиком также остался ВНИПИЭТ. При его разработке был выполнен большой объем расчетных и экспериментальных работ, нацеленных на устранение недостатков его предшественников, в конструкцию аппарата внесены серьезные изменения, главным из которых стал отказ от алюминия при изготовлении корпуса реактора в пользу нержавеющей стали.
Вначале предполагалось создать реактор большой мощности с шестью петлями циркуляции первого контура и размещаться в новой шахте. Однако затем для сокращения капитальных затрат был утвержден вариант строительства новой установка на месте реактора ОК-190, что фактически предопределило мощность (проектная тепловая мощность реактора Л-2 — 800 МВт) и основные элементы компоновки нового реактора. Предлагалось, в частности, использовать для первого контура 4 петли охлаждения с теплообменниками и циркуляционными насосами. Вследствие этого сроки разработки проекта, изготовления и пуска реактора несколько затянулись. Задача оказалась весьма непростой, так как гамма-поля в зонах производства демонтажных работ достигали 1 рентгена в секунду.
Отдельную проблему создал бак водяной защиты, обследование которого показало его полную непригодность из-за наличия множества негерметичностей. Попытка заваривания одной из щелей привела к образованию новой щели вблизи места сварки, что объяснялось охрупчиванием металла под действием излучения. Работники завода предложили заполнить бак специальной пастой на основе графита, и их предложение было принято. Был разработан состав повышенной теплопроводности на основе жидкого стекла, кремнефтористого натрия, мелкозернистого графитового песка и графитового порошка, получивший название графитобетон. Для охлаждения бак был снабжен системой труб Фильда, после чего заполнен графитобетоном. Вся технологическая операция завершилась к концу 1985 года, после чего новая установка получила индекс ЛФ-2. Кстати, после пуска в 1988 году на площадке ПО «Маяк» легководного реактора «Руслан» буква «Л» в индексе реактора ЛФ-2 превратилась в имя пушкинской героини, и реактор получил неофициальное название «Людмила».
Из-за нехватки специалистов и задержек с поставками оборудования строительство реактора «ЛФ-2» затянулось и завершилось лишь к концу 1987 года.
30 декабря 1987 года начался физический пуск реактора, который завершился на следующий день, 31 декабря 1987 года. После этого началась подготовка к энергопуску, которая заключалась в обкатке и отладке всех систем установки. В частности, была выявлена сильнейшая вибрация трубопроводов, вызванная некачественными обратными клапанами — их заменили клапанами, извлеченными из могильника реактора ОК-190.
21 мая 1988 года реактор впервые вышел на минимально-контролируемый уровень мощности. К 25 мая мощность реактора подняли до 10 % от проектной, а к 21 июня — до 78 %. К концу года реактор ЛФ-2 вышел на проектную мощность.
У реакторной установки «ЛФ-2» оказались уникальные нейтронно-физические характеристики, аналогов которым нет не только в России, но и в мире. Большие облучательные объемы позволяют получать на нем радиоактивные изотопы широкой номенклатуры.
За годы эксплуатации на реакторе произошло несколько нештатных ситуаций. Так, 23 сентября 1998 года при подъёме мощности реактора ЛФ-2 после срабатывания автоматической защиты допустимый уровень мощности был превышен на 10 %. В результате в трёх технологических каналах произошла разгерметизация части твэлов, что привело к загрязнению оборудования и трубопроводов первого контура.
В 2012 году реакторная установка ЛФ-2 подверглась модернизации с целью продления эксплуатации.
В настоящее время реактор ЛФ-2 в значительной степени ориентирован на наработку коммерческих радиоактивных изотопов для производства источников ионизирующих излучений и радионуклидных препаратов (более 50 видов). Среди них такие как кобальт-60, иридий-192, углерод-14, селен-75, сурьма-124, тулий-170, полоний-210, молибден-99… Значительная часть продукции реакторного производства реализуется на мировом рынке.
Для их производства потребовалось проведение большого объема НИОКР, конструирование специальных изотопных каналов, размещаемых в активной зоне, и блочков с различными облучаемыми веществами, отработка специальных режимов эксплуатации реактора…
Фотогалерея7
