К 50-летию создания первой в мире атомной электростанции

Открытия 30-х годов прошлого столетия в области ядерной физики привели ученых многих стран если не к убеждению, то к ощущению возможности практического использования в недалеком будущем внутриатомной (ядерной) энергии. В нашей стране уже в 1939 г. появились расчетно-те- оретические доказательства возможности цепного процесса деления урана, выполненные первонача- льно Ю. Б. Харитоном и Я. Б. Зельдовичем, а затем и А. И. Лейпунским. После осуществления Энрико Ферми в 1942 г. первого цепного процесса деления урана на критической сборке в Чикаго эта идея получила первое и главное экспериментальное подтверждение. С началом войны в нашей стране исследования по урановой проблеме были практически прекращены, и только в конце 1942 г. они снова возобновились в целях разработки ядерного оружия. Решением Государственного Комитета Обороны (ГКО) И. В. Курчатов назначается научным руководителем всех работ, а 15 февраля 1943 г. принимается решение об образовании единого научного координирующего центра – Лаборатории ¹ 2 (другое название – Лаборатория измерительных приборов АН СССР, а ныне – Российский научный центр – Курчатовский институт).

Исследования продвигались медленно. Все изменилось после демонстрации в конце войны созданного в США ядерного оружия над гг. Хиросима и Нагасаки Японии. Через две недели 20 августа 1945 г. решением ГКО образован Специальный комитет во главе с Л. П. Берия и Технический совет при нем, а 30 августа 1945 г. для оперативного управления по реализации “Урановой программы” создано Первое главное управление (ПГУ) при СНК СССР во главе с Б. Л. Ванниковым и его заместителем А. П. Завенягиным. Казалось, в этих условиях и речи не может идти об исследованиях в сфере мирного использования ядерной энергии. И тем не менее – даже в это время активную пропаганду идей мирного использования ядерной энергии вели академики С. И. Вавилов и П. Л. Капица.

Интерес к атомной энергетике и иным применениям ядерной энергии резко возрос после успешного испытания 29 августа 1949 г. первой советской атомной бомбы. Уже 18 ноября 1949 г.

выходит указание Спецкомитета: ПГУ в месячный срок разработать предложения по мирному использованию атомной энергии. К этой работе привлекаются Лаборатория ¹ 1 (Н. Н. Семенов), Лаборатория ¹ 2 (И. В. Курчатов), Лаборатория ¹ 3 (А. И. Алиханов), Лаборатория “В” (Х. Лозе, А. И. Лейпунский, Д. И. Блохинцев). Во исполнение решений ПГУ в декабре 1949 г. в Спецкомитет была подготовлена записка за подписями И. В. Курчатова и Б. С. Позднякова. В ней сформулированы три основные задачи [1]:

1)использование для выработки электроэнергии тепла атомных котлов, производящих плутоний;

2)создание специальных энергосиловых установок на атомной энергии для подводных и надводных кораблей, для самолетов и ракетных снарядов;

3)создание электростанций с атомными котлами с целью получения электроэнергии в большом количестве.

Эти предложения, а также результаты конструкторских разработок НИИхиммаша (Н. А. Доллежаль) корабельного уран-графитового канального реактора с водой под давлением (в качестве теплоносителя) были обсуждены у начальника ПГУ Б. Л. Ванникова 11 февраля 1950 г. По результатам этого обсуждения было решено подготовить постановление Правительства, в которое предлагалось включить следующие пункты [1]:

Принять предложение ПГУ о сооружении на территории Лаборатории “В” экспериментальной установки полупромышленного типа (установка АМ) мощностью по тепловыделению в 30 тыс. кВт и 5 тыс. кВт по паровой турбине.

НИИхиммашу (т. Доллежаль) разработать при научном руководстве и по физическим характеристикам Лаборатории ¹ 2 (т. Курчатов) технический проект установки АМ, представив его на утверждение к 1 июля 1950 г.

Поручить ПГУ (т. Ванников) силами ГСПИ-11 (т. Гутов) разработать к 1 сентября 1950 г. комплексный технический проект установки АМ, включая энергетическую часть.

Постановление СМ СССР за подписью И. В. Сталина вышло 16 мая 1950 г. Согласно этому постановлению ПГУ обязывалось соорудить в 1951 г. в Лаборатории “В” опытную энергетиче- скую установку мощностью по паровой турбине до 5000 кВт с тремя опытными реакторами на обогащенном уране (установка В-10).

С этого времени началась целенаправленная, жестко контролируемая деятельность по созданию опытных реакторных установок в Лаборатории “В”, первая из которых обретет статус атомной электростанции (первой атомной электростанции в мире).

Конечно, соорудить первую АЭС в 1951 г. не удалось, более того – Правительству пришлось трижды переносить срок окончания строительства. И все же установка была создана в очень сжатые сроки: в самом деле – первый ковш земли под будущий котлован реакторной установки был поднят в сентябре 1951 г., в этом же году был выпущен технический проект без необходимого экспериментального обоснования, а в конце июня 1954 г. состоялся энергетический пуск установки. Что помогало в процессе сооружения установки? Помогали:

опыт, приобретенный при сооружении первых промышленных реакторов и других установок для производства военного плутония (особо чистый графит, технология обогащения урана, средства контроля и управления реактором, методические наработки по физическим расчетам реактора, опытные кадры эксплуатационников, возможности проведения радиационных исследований материалов и твэл);

постоянное внимание со стороны И. В. Курча- това и привлекаемых им ученых и конструкторов для разрешения возникающих проблем;

контроль и помощь со стороны ПГУ, практиче- ское отсутствие проблемы финансирования;

отлично организованная в стране подготовка молодых специалистов на специальных факультетах Московских энергетического и механического институтов, а также в Московском университете, Физтехе, Ленинградском политехническом и многих других.

На самом деле, маленькая АЭС оказалась довольно “крепким орешком” – трудные проблемы возникали одна за другой, а в условиях постоянного дефицита времени их разрешение давалось с огромным напряжением сил. Первое, что предстояло сделать, – определиться с основными характеристиками реактора и теплоносителя, в том числе с размерами активной зоны, загрузкой и обогащением ядерного топлива, продолжительностью кампании, средствами управления реактивностью; необходимо было выбрать параметры пара, поступающего на турбину, что определило бы температуру и давление теплоносителя.

С одной стороны, был соблазн с целью повышения КПД цикла повысить температуру теплоносителя, с другой стороны, высокая его температура требовала высокого давления воды, а это приводило к увеличению количества конструкционного материала в активной зоне и ухудшению нейтронного баланса. В конце концов, была выбрана температура воды на выходе из реактора 280°С и давление 100 кгс/см2 (около 10 МПа).

Это означало, что основной освоенный конструкционный материал промышленных реакторов – алюминиевый сплав – использовать в проекте реактора АМ нельзя. Пришлось выбрать в качестве конструкционного материала нержавеющую сталь, срочно организовывать производство высококачественных тонкостенных стальных труб малого диаметра и осваивать технологию их сварки. Далее, в целях уменьшения количества стали в активной зоне, было решено теплоноситель пропускать в трубках малого диаметра, а ядерное топливо располагать с внешней стороны трубки, в которой циркулирует теплоноситель.

Предстояло выбрать топливный материал, обеспечить хороший тепловой контакт между ядерным топливом и трубкой, по которой протекает теплоноситель, выбрать способ герметизации ядерного топлива. Так было сформулировано задание на разработку твэл нового “трубчатого” типа.

Тепловыделяющий элемент разрабатывали че- тыре организации. Разработка продвигалась тяжело – первые образцы твэл НИИ-13, НИИ-9, Лаборатории измерительных приборов (ЛИП) АН

СССР и Лаборатории “В” не выдержали либо стендовых, либо реакторных испытаний, и лишь твэл последней разработки сотрудников Лаборатории “В”, руководимых В. А. Малых, выдержал все испытания и 7 октября 1953 г., за 7 мес до физиче- ского пуска реактора АМ, этот твэл был запущен в производство на машиностроительном заводе в г. Электростали.

В окончательном виде твэл Первой АЭС представлял собой конструкцию из двух соосных труб диаметрами и толщиной 14 0,2 мм и 9 0,4 мм, зазор между которыми заполнялся “крупкой” из уран-молибденового сплава и магнием – в качестве теплопроводной матрицы. Достоинством такого твэл было то, что в случае повреждения внутренней трубки неизбежно разрушалась и внешняя тонкостенная оболочка твэл и истекающая струя воды препятствовала проникновению осколков деления и топлива в первый контур, а недостатком была малая поверхность теплосъема, поскольку внешняя оболочка не имела контакта с теплоносителем.

Кроме трудностей, связанных с разработкой твэл и топливной сборки (технологического канала) в целом, была и другая проблема – проблема физических расчетов, которая присутствовала на всем протяжении создания реактора. Первые фи-

зические расчеты реактора были выполнены в Лаборатории ¹ 2 (ЛИП АН СССР) в 1950 – начале 1951 гг. Ю. Н. Занковым, П. Э. Немировским, С. М. Фейнбергом; отчет утвержден И. В. Курча- товым. Однако после выхода постановления Правительства 29 июля 1951 г. основной объем рас- четных и экспериментальных работ по физике реактора постепенно сосредоточивается в Лаборатории “В”, а в марте 1951 г. выполнение физических расчетов по предложению И. В. Курчатова полностью передается Лаборатории “В” [2]. Здесь физи- ческие расчеты выполнялись группой М. Е. Минашина под руководством директора Лаборатории “В” Д. И. Блохинцева.

Скудность константного обеспечения по основным ядерным реакциям, отсутствие проверенных экспериментом расчетных методик, особенно в вопросах резонансного поглощения нейтронов применительно к конкретной гетерогенной структуре активной зоны и в вопросах размножения на быстрых нейтронах, великое множество вариантов твэл, практически полное отсутствие средств механизации расчетов, дефицит времени – все это было причиной постоянного напряжения и неуверенности.

В 1952 г. Д. И. Блохинцев организует новый цикл расчетных исследований по всему перечню физических параметров: обогащению урана, критической загрузке, эффективности стержней управления реактором, эффектам реактивности, сравнению эффективности отражателя и замедлителя из графита и бериллия, активности сбрасываемых через венттрубу газов и активности дренажных вод, тепловыделению в графитовой кладке и др. Наибольшие трудности были связаны с оценкой эффективности воды, находящейся в топливных каналах и каналах СУЗ, и аварийной воды, которая попадает в графитовую кладку в случае разрыва трубок топливного канала (ТК). Из-за малого, неоптимального по замедлителю шага решетки технологических каналов появление дополнительной воды вблизи твэл, особенно в центре активной зоны, приводило, согласно расчетам, к росту реактивности.

3 августа 1953 г. Д. И. Блохинцев ставит в известность руководство Минсредмаша и И. В. Кур- чатова о возможной опасности неуправляемого разгона реактора на мгновенных нейтронах в слу- чае попадания в графитовую кладку аварийной воды при условии мгновенного и гомогенного заполнения ею всей активной зоны. В качестве предупредительных и компенсационных мер предлагалось:

разработать быструю аварийную защиту; разработать сдублированную систему контро-

ля за появлением утечки воды из поврежденных трубок топливных каналов по давлению и влажности газа, контактирующего с трубной системой ТК;

предусмотреть установку гидрозатвора на дренажной линии реактора;

провести эксперимент по истечению воды в графитовую кладку реактора в случае нарушения герметичности трубок ТК.

С этих пор проблема аварийной воды стала доминирующей в сфере безопасности установки. Последний раз она обсуждалась в присутствии И. В. Курчатова в Обнинске 26 марта 1954 г., т.е. за 1,5 мес до физического пуска реактора. Совещание признало нереальной гипотезу мгновенного гомогенного заполнения активной зоны аварийной водой. Перед этой встречей, 3 марта 1954 г., в Лаборатории “В” была впервые осуществлена самоподдерживающаяся реакция деления ядер урана на только что сооруженном критическом стенде – физической модели будущего реактора. На этом стенде, созданном под руководством Г. Н. Ушакова по предложению М. Е. Минашина и Ю. В. Архангельского, был проведен комплекс важных физических исследований, включая реактивностный эффект воды. Руководили этими исследованиями Б. Г. Дубовский и М. Е. Минашин.

Как и в любом новом проекте, была масса и других проблем. В числе наиболее интересных и поучительных можно упомянуть следующие.

В конце 1953 г. в адрес Лаборатории “В” поступила рекомендация Лаборатории ¹ 3 (ныне – ИТЭФ) использовать для подавления образующейся в первом контуре в результате радиолиза воды 11 м3/ч (по их расчетам) гремучей смеси контактные аппараты, содержащие в качестве катализатора реакции рекомбинации атомов водорода и кислорода 486 кг платины! Были организованы и проведены в Лаборатории “В” свои оценки возможного количества образующейся “гремучки”, проведены обсуждения, в результате чего количе- ство платиновой сетки было снижено примерно до 25 кг.

Беспокойство вызывал водный режим первого контура. Оценки показали, что в условиях очень высокого теплового потока (около 2,1 106 Âò/ì2) отложение слоя накипи толщиной 0,1 – 0,2 мм на внутренней трубке твэл приведет к недопустимому его перегреву. Поскольку в то время не были разработаны ионообменные фильтры, было принято решение об использовании для заполнения и подпитки первого контура бидистиллята. Кроме того, на АЭС запроектировали сооружение стенда с имитатором твэл, обогреваемым электрическим током, а в остальном – полностью воспроизводящим режим работы твэл в реакторе.

Беспокойство вызывал также температурный режим графитовой кладки. Выделяющееся в графите тепло могло отводиться к воде первого контура, преодолевая термическое сопротивление газовых зазоров. В случае заполнения графитовой кладки азотом, как это делалось на промышленных реакторах, температура графитовой кладки

могла превысить 700°С, поэтому было решено заполнять графитовую кладку гелием. Однако технология заполнения кладки чистым гелием была не ясна, так как кожух реактора не допускал вакуумирования внутреннего объема реактора, а использование гелия в смеси с другими газами не имело смысла.

Ахиллесовой пятой проекта были главные циркуляционные насосы первого контура. Бессальниковых насосов в то время не было. Чтобы ограни- чить утечку горячей радиоактивной воды в местах прохода вала через корпус насоса, было решено выполнить гидравлическое уплотнение этих мест с помощью подачи в них “запирающей” холодной воды, имеющей давление, несколько большее давления воды первого контура как со стороны всаса, так и со стороны напора насоса. Необходимый перепад давления предполагалось поддерживать автоматически с помощью специально разработанных гидравлических регуляторов. “Запирающую” воду обеспечивали подпиточные поршневые насосы. Было очевидно, что это очень ответственный узел обеспечения безопасности установки, так как при потере “запирающей” воды через подшипники скольжения будет вытекать наружу горячая вода первого контура, что вызовет разогрев узла уплотнения и заклинивание через несколько минут вала насоса и приведет к потере организованного теплоотвода от реактора.

С началом монтажа появились новые проблемы: не получилось уплотнение места соединения чугунной верхней плиты реактора со стальными конструкциями кожуха реактора и бака водной защиты ни с помощью свинцово-висмутового “замка”, ни с помощью сварки; не было в достаточном количестве высококвалифицированных сварщиков для сварки нержавеющих труб первого контура; задерживались поставки оборудования, графитовых блоков, топливных каналов – из-за возникших проблем по сварке тонкостенных труб и их низкого качества (брак до 60%). И все же, несмотря на эти, в общем-то обычные для периода монтажа трудности, монтажные работы были выполнены за 3,0 – 3,5 мес. В апреле 1954 г. были завершены монтажные и пусконаладочные работы, а в День Победы 9 мая 1954 г. в 19 ч 07 мин реактор АМ “ожил” – на нем была собрана критическая масса.

В течение мая на реакторе была выполнена под руководством А. К. Красина, Б. Г. Дубовского и М. Е. Минашина программа физических измерений и дано разрешение на подъем мощности. В июне был осуществлен постепенный подъем мощности вплоть до 75% в водо-водяном режиме – без выработки пара, а 26 июня в 17 ч 30 мин турбогенератор Первой в мире АЭС был синхронизирован с сетью Мосэнерго. Рождение нового источника тепловой и электрической энергии свершилось [3].

На очереди были задачи освоения установки, подтверждения ее надежности и безопасности,

оценка экономических показателей Первой АЭС и будущей атомной энергетики, использование Первой АЭС в качестве экспериментального полигона для проверки технических решений в проектах будущей атомной энергетики.

Для молодого коллектива эксплуатационников это были, пожалуй, самые трудные дни. Из много- численных возникших проблем две были определяющими: это множества течи воды в раскаленную до 650 – 700°С графитовую кладку реактора через возникшие трещины труб каналов СУЗ (системы управления и защиты) и топливных каналов и низкое качество контролирующей расход воды в топливных каналах аппаратуры, сигналы от которой были заведены в аварийную защиту реактора, что приводило к остановкам реактора, иногда один-два раза за смену.

Как выяснилось, основной причиной возникновения трещин труб СУЗ и топливных каналов была хлорная коррозия под напряжением, а отказы контролирующей аппаратуры были связаны с недостаточной надежностью электронных ламп и те- чами блоков первичных датчиков расходомеров. Наличие водяного пара в графитовой кладке реактора привело к появлению в заполняющем кладку газе больших количеств кислорода, углекислого газа, водорода, что, в свою очередь, вызвало рост температуры графита до 700 – 750°С из-за ухудшения теплопроводности газа, ускоренный разгар графита, интенсификацию коррозионных процессов и появление новых течей и, главное, – в этих условиях возникала опасность взрыва “гремучки”. Пришлось реактор остановить для выполнения ремонтных работ.

За это время были определены и заменены все негерметичные топливные каналы; каналы СУЗ были вообще все заменены на новые с большей толщиной стенки (0,5 мм вместо 0,25 мм); смонтирован дополнительный холодильник для охлаждения воды СУЗ, проведена наладка приборов контроля массового расхода воды в топливных каналах. В результате проведенных усовершенствований работа установки была стабилизирована и 25 октября 1954 г. она была выведена на проектную мощность.

В дальнейшем были выполнены другие важные усовершенствования, которые позволили повысить надежность, безопасность и экономику установки. Например, при использовании разработанного метода частичных перегрузок почти вдвое увеличилась глубина выгорания топлива и соответственно снизилась топливная составляющая себестоимости вырабатываемой электроэнергии. Этот метод позднее стал применяться на всех оте- чественных АЭС. В целях улучшения нейтронного баланса и увеличения кампании активной зоны стальные каналы СУЗ были заменены на циркониевые. Это был один из первых опытов использования циркониевого сплава в качестве перспектив-

ного конструкционного материала активных зон будущих АЭС.

Кропотливая работа была проведена в целях снижения потерь тепла, что позволило повысить коэффициент полезного действия с 14,5 до 16,5%.

В конце первого года эксплуатации была зафиксирована потеря герметичности кожуха реактора, предположительно, в месте приварки кожуха к нижней плите. По этой причине и по другим, отмеченным ранее, было решено отказаться от заполнения и подпитки газового пространства реактора гелием с заменой его на азот, а в целях его экономии избыточное давление газа в реакторе снизили с 30 до 2 мм вод. ст.

Важные усовершенствования были выполнены в целях резкого снижения интенсивности коррозионных процессов, приводящих к потере герметич- ности трубок топливных каналов. Было установлено, что коррозия под напряжением обусловлена наличием холодных зон в реакторе и связанных с ним по газу системах, в которых может происходить конденсация паров воды (в случаях, когда в газовой атмосфере присутствуют пары воды) с последующим стеканием и испарением сконденсированной воды на горячих высоконапряженных участках трубной системы топливных каналов. Кроме того, коррозионные поражения наблюдались в щелевых участках сваренных роликовой сваркой соединяемых внахлест трубок каналов.

Для устранения подобных процессов было предложено и реализовано: для подпитки газового объема реактора свежим газом (азотом) было изменено место ввода газа – газ стал подаваться по существующей системе импульсных трубок во внутренний газовый объем каждого топливного канала, препятствуя таким образом доступу паров воды и капель воды к трубной системе ТК;

во время остановок реактора на перегрузку топлива и ремонты реактор стали поддерживать в разогретом состоянии за счет подачи пара со стороны ТЭЦ в парогенераторы так, чтобы поле температур по реактору везде оставалось выше точки росы при конкретных климатических состояниях наружного воздуха и воздуха центрального зала;

в конструкции канала были устранены щели в местах сварки труб, кроме того, наиболее напряженная деталь канала – трубчатый пружинообразный компенсатор температурных удлинений – был перенесен из верхней в нижнюю часть ТК. В будущем все эти усовершенствования были использованы в проекте реактора Билибинской АТЭЦ. Они позволили существенно повысить ресурс топливных каналов.

Согласно проекту предполагалось, что удастся обеспечить расход теплоносителя в соответствии с мощностью топливных каналов и что разброс температуры воды на выходе из ТК не будет превышать 5°С. С этой целью на индивидуальных трактах ТК по проекту были установлены регули-

рующие вентили. На самом, деле удавалось добиться разброса температуры воды на выходе из ТК в лучшем случае 20°С. И чтобы избежать запретного закипания воды в канале, которое приводило бы при проектной конструкции ТК к его гибели, температура на выходе из отдельных ТК не должна была превышать 280°С, а средняя температура воды на выходе из реактора при этом составляла около 260°С. В результате проведенных исследований были разработаны предложения по усовершенствованию конструкции ТК и его выходного тракта, которые позволили перевести в режим с подкипанием воды почти половину всех ТК реактора и повысить термодинамическую эффективность установки.

Существовавшая потенциальная опасность заклинивания вала главного циркуляционного насоса была разрешена с помощью ОКБ Кировского завода, которое разработало конструкцию бессальникового насоса, а завод изготовил его. Однажды проявила себя и другая потенциальная опасность, упомянутая ранее, – значительный рост реактивности при появлении в активной зоне дополнительной воды. Случилось это при выходе на мощность после продолжительного ППР, когда графитовая кладка длительное время “общалась” с воздухом центрального зала и в результате сорбировала много воды. Реактор был вовремя остановлен, а в дальнейшем во время ППР реактор оставляли в разогретом до 100 – 120°С состоянии.

С начала 1957 г. режим работы реактора был полностью подчинен задачам исследовательских программ для обоснования проектов будущих атомных станций. И хотя утилизация тепловой энергии Первой АЭС для нужд города продолжалась, а производство изотопной продукции даже расширилось, основной целью эксплуатационников стали исследования, проводимые на экспериментальных петлях, которых за время эксплуатации установки было создано 17. Следует отметить, что канальная конструкция реактора с индивидуальным подводом теплоносителя к каждому ТК давала возможность устанавливать экспериментальные сборки (ЭС) в любом месте активной зоны и обеспечивала легкий доступ к ним. Достаточно большие размеры активной зоны по высоте (1,7 м), диаметра ячеек (65 мм, а две ячейки были рассверлены до диаметра 88 мм и еще две – до диаметра 110 мм) также благоприятствовали проведению испытаний ЭС.

Первая обширная исследовательская программа была связана с проектами первых двух блоков Белоярской АЭС. Были разработаны и проверены условия обеспечения гидродинамической устой- чивости при отводе тепла от твэл кипящей водой и очень непростые переходные режимы отвода тепла от твэл, когда происходит замена воды на пар. В 1957 г. впервые в мировой практике на одной из петель был осуществлен внутриреакторный пере-

грев пара. На двух петлях, имитировавших схемы первого и второго блоков Белоярской АЭС, кроме переходных режимов исследовались радиолиз водного теплоносителя, накипеобразование на теплопередающих поверхностях твэл, отложения радионуклидов в модели проточной части турбины, проводились испытания твэл испарительных и пароперегревательных каналов. Всего было испытано около 200 твэл и значительная часть из них – до повреждения оболочки. Именно эти испытания помогли создать твэл, который позволял перегревать в реакторе пар до 540°С.

Применительно к Билибинской АТЭЦ на реакторе АМ были созданы также две петли с естественной циркуляцией кипящей в реакторе воды. На этих петлях в течение длительного времени проходили испытания твэл и практически натурная конструкция топливного канала, проверялись пусковые и переходные режимы. Эти испытания помогли создать твэлы, которые обеспечили эксплуатацию четырех блоков Билибинской АТЭЦ в регулируемом режиме и за 30 лет эксплуатации лишь на одном было повреждение оболочки.

Â1961 г. на одной из петель реактора АМ нача- лись испытания электрогенерирующих каналов, в которых ядерная энергия непосредственно преобразовывалась в электрическую. Всего на четырех петлях было испытано около 100 электрогенерирующих каналов, в том числе на основе термоэмиссионного принципа. Результаты этих пионерских исследований были использованы при проектировании и пуске в 1970 г. первого в мире реакто- ра-преобразователя “ТОПАЗ”. Проводились испытания твэл и для других реакторов, в частности, для ТЭС-3, проектируемого реактора с органиче- ским теплоносителем и др. [4].

Âпродолжение всей эксплуатации Первая АЭС выполняла и другие, не менее важные функции: просветительскую и учебную. АЭС посетили выдающиеся ученые, политические и общественные деятели. Гостями АЭС были Джавахарлал Неру с Индирой Ганди, д-р Сукарно, В. Ульбрихт, Ким- Ир-Сен, И. Броз-Тито, Фредерик Жолио-Кюри, Хоми Баба, Глен Сиборг, Френсис Перрен, Зигвард Эклунд, Стерлинг Коул, Г. К. Жуков, Ю. А. Гагарин, члены нашего Правительства – Г. М. Маленков, Л. М. Каганович, В. М. Молотов и М. Г. Первухин. Всего за первые 20 лет работы АЭС ее посетили около 60 000 человек в составе 2000 делегаций, в том числе около 9000 иностранцев в составе 1000 делегаций.

На АЭС проходили стажировку будущие эксплуатационники Белоярской и Ново-Воронежской АЭС, ТЭС-3, ледокола “Ленин”, первые команды атомных подводных лодок, специалисты из ГДР, КНР, ЧССР, СРР.

Первая в мире АЭС находилась в эксплуатации 48 лет. Первый контур, бессальниковые насосы, экономайзеры и испарители парогенераторов, тепловыделяющие элементы, основная арматура эксплуатировались без замечаний. Пароперегреватели парогенераторов приходилось менять примерно через 5 лет вследствие их повреждения в результате хлорной коррозии под напряжением. Графитовую кладку реактора пришлось дважды ремонтировать в 1971 и 1987 гг. из-за повреждения нескольких блоков. Кроме того, начиная с 1970 г. ячейки в графитовой кладке пришлось регулярно “прошивать” алмазной фрезой для восстановления проектного диаметра – 65 мм. Из-за усадки графита происходило уменьшение этого отверстия и наблюдалось искривление вертикальной оси канала.

Конечно, при создании и эксплуатации Первой АЭС не удалось избежать и многочисленных дефектов оборудования и ошибок персонала, но за все это время на ней не было случая опасного переоблучения персонала сверх установленных норм; окружающая местность, включая расположенный в 1,5 – 3,0 км от АЭС город, не подвергалась радиационному загрязнению выше существующего природного фона.

29 апреля 2002 г. реактор Первой в мире АЭС был остановлен, на этот раз – навсегда. На нем, в соответствии с приказом министра, начались подготовительные работы по выводу его из эксплуатации. В сентябре 2002 г. из реактора была выгружена последняя топливная сборка.

Большой политический резонанс был не единственным следствием создания Первой в мире АЭС, значителен и ее конкретный научно-техни- ческий вклад. Мир был поражен тем, как истерзанная опустошительной войной страна смогла за несколько лет не только создать могучий ядерный щит, но и показать всему миру, что это не ее путь. Создание и успешная эксплуатация первой в мире АЭС стали реальным мощным фактором быстрого развития атомной энергетики во многих странах в 60 – 70-е годы прошлого столетия, а день ее пуска стал признанным днем рождения атомной энергетики.

Список литературы

1.Кудинова Л. И., Щегельский А. В. К истории мирного использования атомной энергии. 1944 – 1951 (Документы и материалы). Обнинск: ГНЦ ÐÔ-ÔÝÈ, 1994.

2.Блохинцев Д. И. Рождение мирного атома. М.: Атомиздат, 1977.

3.Кочетков Л. А. Первая атомная – как это начиналось. – Ядерная энергетика, 1994, ¹ 2 – 3.

4.Первой АЭС – 45 лет / Долгов В. В., Кочетков Л. А., Кузин В. В. и др. – Топливно-энергетический комплекс (ТЭК), 1999, ¹ 4.