Атомная электростанция
унаследовала от атомной промышленности ядерный реактор - источник
тепловой энергии, а от тепловой электростанции - паротурбинный
процесс преобразования тепловой энергии в электрическую. Принципиальная
схема энергоблока любой атомной электростанции состоит из двух
основных частей: ядерного реактора, в котором энергия деления
ядер урана или плутония передается теплоносителю, охлаждающему
реактор, и силовой паротурбинной установки, в которой энергия
пара превращается в электрическую энергию. В этом отношении все
атомные электростанции, по существу, аналогичны тепловым электростанциям.
Между собой атомные электростанции
различаются прежде всего по типам реакторных установок и тепловой
схеме.
При разработке тепловой схемы АЭС
применяется несколько вариантов. Например, в реакторах, использующих
в качестве теплоносителя воду, в одних случаях пар генерируется
непосредственно в реакторе, откуда поступает на турбину, а затем,
конденсируясь, вновь направляется в реактор, циркулируя по одному
единственному контуру, что дает этим схемам наименование одноконтурных.
В других схемах вода, нагретая в реакторе, поступает в парогенератор,
где отдает свою энергию рабочему телу - вскипающей воде, циркулирующей
по второму контуру, включающему в себя парогенератор, турбину
и конденсатор. Наибольшее распространение в мировой атомной энергетике
получили именно двухконтурные АЭС. При использовании в качестве
теплоносителя жидкого металла применяются и более сложные трехконтурные
схемы. Используемые реакторы отличаются друг от друга по нескольким
признакам: энергетическому спектру нейтронов, типам замедлителя
нейтронов и теплоносителя, охлаждающего активную зону реактора,
и конструктивным особенностям. Сравнительно немногочисленную группу
составляют реакторы на быстрых нейтронах ("быстрые" реакторы)
без замедлителей. В реакторах на быстрых нейтронах для теплосъема
с активной зоны используют металлы или сплавы с "низкой" температурой
плавления: натрий, свинец, сплав свинец-висмут
В некоторых экспериментальных реакторах
используют и так называемые "промежуточные" нейтроны. В качестве
замедлителя "быстрых" нейтронов, образующихся при делении ядер
урана, используют элементы с малыми массами ядер - прежде всего
водород (в составе воды), углерод (графит) и некоторые другие.
Основным замедлителем, применяемым в реакторах большинства стран,
является обычная вода, реже используется "тяжелая" вода, содержащая
изотоп водорода - дейтерий. Соответственно реакторы именуются
легководными и тяжеловодными. Основными типами реакторов, используемых
на АЭС нашей страны, являются:
-- уран-графитовые водоохлаждаемые
канальные реакторы РБМК-1000 электрической мощностью 1000 МВт
и малой мощности типа ЭГП-6 (энергетический графитовый парапроизводительный,
6-я модификация);
-- водо-водяные под давлением ВВЭР
(корпусной энергетический) электрической мощностью 440-1000 МВт;
-- реактор на быстрых нейтронах
с натриевым теплоносителем БН-600 электрической мощностью 600
МВт.
Уран-графитовые канальные реакторы
в России эксплуатируются на четырех АЭС: четыре реактора малой
мощности ЭГП-6 на Билибинской АТЭЦ единичной установленной электрической
мощностью 12 МВт и 11 реакторов по 1000 МВт (РБМК-1000) на Ленинградской
(четыре энергоблока), Курской (четыре энергоблока) и Смоленской
АЭС (три энергоблока).
В СССР были построены еще шесть
энергоблоков с уран-графитовыми реакторами: четыре реактора РБМК-1000
установлены на Чернобыльской АЭС (Украина), а два - РБМК-1500
мощностью 1500 МВт- на Игналинской АЭС (Литва). Кстати сказать,
реакторы этого типа сооружались только в СССР. Они стали составной
частью советской атомной энергетики вынужденно. Дело в том, что
корпусные реакторы ВВЭР сложны технологически из-за громоздкого,
трудноизготовляемого корпуса.
Отечественная тяжелая промышленность
не справлялась с их выпуском для быстро развивающейся атомной
энергетики. В этой ситуации у специалистов Института атомной энергии
имени И. В. Курчатова появилась идея использовать 20-летний технологический
опыт сооружения промышленных канальных реакторов. Усовершенствовав
конструкцию реактора, применив кипение воды в каналах, специалисты
разработали новый энергоблок АЭС. Так реактор РБМК стал компонентом
советской атомной энергетики. Водо-водяные реакторы типа ВВЭР,
установленные на четырех отечественных АЭС, образуют мощностной
ряд от 210 МВт (первый, ныне остановленный реактор на Нововоронежской
АЭС), 440 МВт на Нововоронежской и Кольской АЭС и до 1000 МВт
на Нововоронежской (пятый энергоблок), Балаковской и Калининской
АЭС. Разработка корпусных водо-водяных реакторов началась в 1955
г. в условиях строгой секретности с проекта реактора ВВЭР-210.
К работе по распоряжению правительства были привлечены наиболее
квалифицированные в области энергетики и машиностроения предприятия
и организации.
Все атомные электростанции, кроме
АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, работают на пониженных
по сравнению с ТЭС параметрах пара: температура не выше 320 °С
и давление до 7 МПа.
Современная атомная электростанция
с серийными энергоблоками ВВЭР-1000 представляет собой энергетический
комплекс, состоящий, как правило, из нескольких отдельных блоков,
в состав каждого из которых входит ядерная паропроизводящая установка
(реакторная) единичной электрической мощностью 1000 МВт.
Реакторное отделение с машинным
залом и другим основным оборудованием образуют главный корпус
(ГК). Обычно каждому энергоблоку принадлежит свой главный корпус,
хотя иногда они объединяются попарно.
В главном корпусе кроме реакторной
установки расположены машинный зал, деаэраторная этажерка, помещения
электротехнических устройств, щиты управления энергоблоками, то
есть то, что присуще и ТЭС.
Особенностью главного корпуса АЭС
является деление его помещений на зоны строгого и свободного режимов.
В нем имеется ряд помещений с высоким уровнем радиоактивности,
в которых нахождение персонала допускается лишь на короткий срок.
Персонал из одной зоны в другую переходит только через специальные
шлюзы. В связи с этим появляется потребность в герметизации таких
помещений, предотвращающей возможное распространение радиоактивных
веществ за пределы замкнутого пространства.
Кроме главного корпуса в состав
АЭС входят корпус, в котором размещаются блок водоочистки, объединенный
вспомогательный корпус, дизель-генераторная станция, насосная
станция системы водоснабжения, хранилища жидких и твердых радиоактивных
отходов, маслохозяйство, распределительные устройства, административный
корпус и др.
Следует отметить, что атомные блоки
строились по проектам, которые не были достаточно глубоко проработаны,
что приводило к их частичной переработке уже в процессе строительства.
В результате вносимых изменений энергоблоки одной и той же мощности,
построенные по одним и тем же проектам, введенные в строй в одно
время, значительно отличаются друг от друга.
Напомним, что советские специалисты
отказались, из соображений удешевления строительства АЭС, от размещения
реакторов, как это делается за рубежом, в защитные оболочки-контейнменты,
препятствующие выходу радиоактивности при аварии за пределы энергоблока.
Реакторов на быстрых нейтронах в
мировой атомной энергетике - единицы. Они являются наиболее сложными
в сооружении и наиболее капиталоемкими. В качестве теплоносителя,
отводящего тепло из активной зоны реактора, обычно используется
натрий, что требует создания двух или даже трехконтурной тепловой
схемы. Одной из особенностей станций с таким реактором является
возможность утилизации в энергетических целях накопленного плутония,
в том числе оружейного. И дело не только в этом. В будущем в реакторах
на быстрых нейтронах-бридерах предполагается организовать процесс
нарабатывания нового топлива, что позволит удлинить эпоху атомной
энергетики.
НАЧАЛО
АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
Первое
постановление правительства, касающееся сооружения в районе нынешнего г. Обнинска
атомной электростанции, агрегата АМ, вышло в мае 1950 г., а спустя всего лишь
четыре года - 26 июня 1954 г. (официально 27 июня) - был осуществлен пуск первой
в мире атомной электростанции. С этой даты начался отсчет истории атомной энергетики
- одной из ярких страниц овладения грандиозными возможностями нового вида энергии.
Еще во второй половине 40-х годов среди ведущих
ученых-атомщиков страны зрела мысль о необходимости разработки ядерных энергетических
установок для производства электроэнергии. В 1949 г. в соответствии с планом НИОКР
НТС ПГУ были выполнены в Лаборатории измерительных приборов АН СССР (ЛИП АН СССР,
ныне - РНЦ "Курчатовский институт") под руководством И. В. Курчатова первые поисковые
расчетные исследования, а в НИИхиммаше под руководством Н. А. Доллежаля - первые
проектные проработки возможных вариантов будущей установки. Работы
по урановой проблеме вообще и по созданию экспериментальных реакторных установок,
в частности, имели наивысший приоритет. Уже упоминавшийся специальный административный
орган Первое главное управление выходил на Специальный комитет, возглавляемый
Л. П. Берия. Такое объединение сильного административного и авторитетного научного
руководства открывало возможности в кратчайшие сроки находить оптимальные решения
и обеспечивать их выполнение необходимыми ресурсами. Наконец,
сама государственная система позволяла в случае необходимости концентрировать
усилия на приоритетных направлениях и добиваться результата в кратчайшие сроки.
Так было при создании ядерного оружия и первенца атомной энергетики - Обнинской
АЭС. В феврале 1950 г. И. В. Курчатовым и Н.
А. Доллежалем на совещании в ПГУ под председательством Б. Л. Ванникова были доложены
результаты поисковых исследований и конструкторских работ по вариантам атомной
электростанции. Здесь было принято решение представить в Специальный комитет при
СМ СССР предложение о сооружении в Лаборатории "В" (ныне Государственный научный
центр "Физикоэнергетический институт") экспериментальной реакторной установки
- агрегата АМ тепловой мощностью 30 000 кВт с турбогенератором мощностью 5000
кВт. К тому времени уже имелся определенный
опыт сооружения ядерных реакторов: в конце 1946 г. под руководством И. В. Курчатова
была осуществлена самоподдерживающая реакция деления ядер урана в реакторе Ф-1,
затем в 1948 г. запущен первый промышленный реактор для наработки плутония, а
за два года до пуска первой АЭС в ЛИП АН СССР был введен в эксплуатацию реактор
МР. В стране было налажено производство реакторно-чистого графита, металлического
урана и изделий из него, появилась технология обогащения урана и данные по газовому
режиму графитовой кладки, разработаны основные приборы теплотехнического и дозиметрического
контроля. 16 мая 1950 г. выпущено Постановление
СМ СССР о разработке и сооружении в Лаборатории "В" объекта В-10 с тремя опытными
реакторами, охлаждаемыми водой (собственно реактор АМ), гелием и жидкометаллическим
теплоносителем. В 1950 г. силами ЛИП АН СССР (руководители - И. В. Курчатов и
А. П. Александров), НИИхиммаша (руководитель Н. А. Доллежаль) и ГСПИ-11 (руководитель
А. И. Гутов) был разработан эскизный проект установки АМ (по одной версии АМ расшифровывалась
как "атом мирный", по другой - "атомный морской"). Приказом начальника ПГУ от
8 августа 1950 г. директору Лаборатории "В" Д. И. Блохинцеву предписывалось приступить
к подготовительным работам: переносу деревни Пяткино, сооружению плотины и береговой
насосной станции на р. Протве, сооружению ТЭЦ, где будет расположена турбина,
здания вентцентра с вентиляционной трубой, подстанции, линии энергоснабжения стройки
и др. Строительные работы на площадке и сооружение
здания АЭС начались в 1951 г. Строительную организацию первоначально возглавил
П. И. Захаров, которого в дальнейшем сменил (с 1953 г.) Д. С. Захаров. За ходом
строительства комплекса сооружений АЭС постоянно следили представители Главпромстроя:
А. Н. Комаровский, Ф. А. Гвоздевский и другие. Здание строили одновременно с разработкой
технического и рабочего проектов АЭС, что значительно сократило сроки выполнения
работы в целом, но потребовало огромных усилий. В
этом же году частично была готова и техническая документация: выпущены технический
проект реакторной установки (НИИхиммаш), технический проект системы управления
и защиты (ОКБ-12 Министерства авиационной промышленности) и проектное задание
на разработку и сооружение объекта В-10 с тремя реакторными установками (ГСПИ-11).
Постановлением правительства научное руководство
проектом было передано по предложению И. В. Курчатова Лаборатории В; научным руководителем
проекта назначили члена-корреспондента АН СССР Д. И. Блохинцева, заместителем
научного руководителя - А. К. Красина. Учитывая
специфику и большую значимость строительно-монтажных работ на объекте В-10, в
институте ответственность за них была возложена на главного инженера Д. М. Овечкина,
а от ПГУ постоянный контроль осуществлял заместитель начальника ПГУ Е. П. Славский.
Решающим в строительстве стал 1953 г. За сравнительно
короткий срок была доделана, а в некоторых случаях переработана практически заново
проектная документация, завершались строительные и монтажные работы, формирование
и подготовка эксплуатационного коллектива. В январе и сентябре 1953 г. вышли два
постановления правительства, касающиеся станции. В
первом из них отмечалась неудовлетворительная работа строителей и проектантов,
устанавливались ответственность и сроки завершения работ по линии 110 кВ от г.
Наро-Фоминска, газопроводу, оборудованию горячей камеры (станок резки, оптика),
твэлу, технологическим каналам (тепловыделяющим сборкам), парогенераторам, главным
циркуляционным насосам. Сроком завершения строительно-монтажных работ и началом
пуска АЭС был назван III квартал 1953 г. Однако
в результате проведенной экспертизы состояния проекта, выполненных дополнительных
расчетных исследований, в том числе аварийных ситуаций, были обнаружены серьезные
недоработки проекта. Кроме того, выявились недоработки проекта в процессе выполнения
монтажных работ. Все это потребовало срочных и достаточно значительных изменений
и дополнений проекта. Неоднократное обсуждение возникших проблем у И. В. Курчатова,
Д. И. Блохинцева и руководства вновь образованного Министерства среднего машиностроения,
В. А. Малышева и Е. П. Славского, закончилось принятием целого ряда решений, в
том числе усилить биологическую защиту реактора и спроектировать специальную систему
охлаждения защитной плиты и бетонного основания. Тогда
же были приняты и другие важные решения, направленные на расширение экспериментальных
возможностей будущей установки. В мае 1953
г. под руководством А. Н. Григорьянца была создана инженерная группа наблюдения
за монтажом и для подготовки к пуску. Часть сотрудников этой группы прошла стажировку
на реакторе МР в ЛИП АН СССР. В октябре под
руководством инженера В. Ф. Гусева начались монтажные работы. С
начала 1954 г. осуществлялись пусконаладочные работы на отдельных системах, хотя
во многих помещениях еще шли завершающие монтажные и отделочные работы. Монтаж
циркуляционных контуров и другого оборудования станции был завершен в течение
3-4 мес. Высокое качество монтажных работ было обеспечено благодаря хорошей подготовке
монтажников во главе с В. Ф. Гусевым и непрерывному наблюдению и контролю со стороны
будущего персонала станции под руководством А. Н. Григорьянца. Это способствовало
проведению пусконаладочных работ в кратчайшие сроки и без существенных замечаний.
В марте был запущен критический стенд (реактор
нулевой мощности), на котором исследовались физические характеристики активной
зоны реактора АМ, завершен монтаж контуров, оборудования и других систем АЭС.
Строительство и монтаж АЭС проводились при
активном участии заместителя министра среднего машиностроения Е. П. Славского,
который осуществлял общее руководство пуском станции. Его рабочий стол был поставлен
в середине центрального реакторного зала, там часто обсуждались возникающие проблемы,
принимались технические и организационные решения. Как вспоминают очевидцы, от
Ефима Павловича исходили спокойствие и уверенность, работа шла в упорядоченном
деловом русле. Около его стола стояли обычные скамейки. Приходилось наблюдать,
как он иногда в какой-то трудный момент подзывал кого-нибудь из озабоченных руководителей
и приглашал присесть на скамейку, замечая при этом: "Посиди, отдохни, подумай,
не надо суетиться". В один из первых осмотров
станции перед пуском Е. П. Славский обнаружил, что лестница, ведущая из центрального
зала на пульт управления, представляет собой вертикально поставленный недостаточно
устойчивый трап. Надо было видеть его изумление и негодование. В короткий срок
была смонтирована прочная металлическая лестница в два марша с перилами. В ходе
пуска неоднократно возникали проблемы. Вначале не герметизировались головки технологических
каналов, что сопровождалось течами. Наиболее простым оказалось предложение Е.
П. Славского: изготовить и поставить медные прокладки треугольного поперечного
сечения.
Машинный зал атомной электростанции
26 марта
приказом министерства создается комиссия по подготовке к пуску,
13 апреля издается приказ об укомплектовании первых четырех смен:
на АЭС было переведено много специалистов из Челябинска-40 с промышленных
реакторов. 6 мая подписывается приказ о начале физического пуска.
В начале мая выходит приказ "О начале
и порядке пусковых физических работ на аппарате АЭС". Детально
разработаны научные, пусковые и оперативные вопросы. Научным руководителем
пуска был назначен Д. И. Блохинцев, дежурными научными руководителями
- А. К. Красин, Б. Г. Дубовский и М. Е. Минашин.
9 мая в 19 ч 07 мин осуществлен
первый выход на самоподдерживающуюся цепную реакцию (физический
пуск реактора), определена реальная критическая масса, физические
веса регулирующих аварийных стержней, как с водой, так и без нее.
12 июня пусковая комиссия в составе
Е. П. Славского, Б. С. Позднякова, А. И. Алиханова, Д. И. Блохинцева,
В. С. Фурсова, Н. А. Доллежаля и других, рассмотрев готовность
установки в целом, дает заключение о возможности ее эксплуатации.
Комиссия предложила на ближайшее время: установить водо-водяной
режим работы с постепенным подъемом мощности до 75 % и затем -
переход в паровой режим. По завершении программы на водо-водяном
режиме в ночь на 24 июня установка переводится в нормальный паровой
режим.
26 июня 1954 г. состоялся энергетический
пуск первой в мире АЭС. В пусковом оперативном журнале, где дежурные
научные руководители фиксировали ход проводимых посменно экспериментов,
в этот день появилась запись, сделанная Д. И. Блохинцевым: "17
часов 45 минут. Пар подан на турбину". Присутствующие на пуске
АЭС академики И. В. Курчатови А. П. Александров поздравили всех
"с легким паром". Генератор был синхронизирован с сетью Мосэнерго,
и на этом уровне мощности реактор работал в июне и июле вплоть
до остановки на планово-предупредительный ремонт.
В сообщении ТАСС от 1 июля 1954
г. говорилось: "27 июня 1954 г. атомная электростанция была пущена
в эксплуатацию и дала электрический ток для промышленности и сельского
хозяйства прилежащих районов". Впервые потребители начали получать
электроэнергию от турбогенератора, работавшего за счет сжигания
ядерного топлива. Этот день стал днем рождения ядерной энергетики.
А на установке начались рабочие
будни. На АЭС сформировался эксплуатационный коллектив. Начальником
АЭС стал Н. А. Николаев, главным инженером А. Н. Григорьянц, начальниками
смен - Г. Н. Ушаков, Н. В. Звонов, Б. Б. Батуров, Ю. В. Архангельский.
В сменах было много молодых инженеров, которые здесь же на станции
проходили специальную подготовку на рабочих местах.
Первый в мире атомный ледокол "Ленин"
После
освоения проектных параметров и накопления опыта эксплуатации первая АЭС стала
использоваться в качестве тренажера для специалистов зарождающейся атомной энергетики.
На ней учились и проходили стажировку инженерно-технические работники первых промышленных
АЭС: Белоярской и Нововоронежской, Института атомных реакторов в Димитровграде,
атомного ледокола "Ленин", командиры экипажа первой атомной подводной лодки. С
1956 г. на реакторе начинают проводиться исследования, направленные на обоснование
будущих энергетических установок. С этой целью на реакторе было сооружено более
полутора десятка экспериментальных петлевых контуров. В
последние годы на реакторе было налажено производство химически чистого молибдена
для медицинских целей, осуществлялось ядерное легирование кремния для электротехнической
промышленности. 29 апреля 2002 г. в 11 ч 31
мин после 48 лет безаварийной работы реактор первой в мире АЭС был остановлен.
Начался процесс вывода станции из эксплуатации. Она станет полигоном для разработки
технологий вывода из эксплуатации других АЭС.
Автор
- Л. Д. Рябев,Е. А. Решетников, Ю. Н. Корсун
