РАЗДЕЛЕНИЕ НЕДЕЛИМОГО, ИЛИ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЛЯ "ЧАЙНИКОВ"

(Окончание. Начало в № 3 - 2005)

2 декабря 1942 г. в Чикаго был произведен физический пуск первого в мире ядерного реактора. Он предназначался для исследовательских целей и наработки плутония-239 в количествах, достаточных для изучения его свойств. Определив важнейшие физико-химические характеристики Pu-239, интернациональный коллектив ученых и конструкторов, собранных в США для осуществления проекта "Манхэттен", смог сделать следующий шаг - создать промышленный реактор. Его важнейшим и единственным назначением являлась наработка плутония для ядерных бомб. Выделявшаяся при функционировании реактора энергия рассматривалась как ненужная и даже досадная помеха, ведь пришлось создавать специальную систему охлаждения агрегата.

Руководство Советского Союза, истощенного четырехлетней войной с гитлеровской Германией, вплоть до взрыва американских "игрушек" над Хиросимой и Нагасаки до конца не осознавало важности ядерной проблемы. Но уже 20 августа 1945 г., спустя одиннадцать дней после второго американского атомного удара, был сформирован Специальный комитет во главе с Л.П. Берией. Его задачей было - в кратчайший срок ликвидировать американскую ядерную монополию. Для этого следовало создать огромную многопрофильную индустрию: организовать добычу урансодержащих руд, построить обогатительные комбинаты, научиться разделять изотопы тяжелых элементов, построить собственные промышленные реакторы, радиохимические заводы и многое-многое другое.

Поразительно, но всего через 16 месяцев, 25 декабря 1946 г., в СССР был осуществлен пуск первого в Европе опытного реактора Ф-1. При его создании использовалась информация, полученная советской разведкой в США, а для загрузки Ф-1 использовался "трофейный" уран, вывезенный из Германии. Но это не меняет существа дела. "Дьявол в деталях" - гласит известная поговорка. Достаточно сказать, что из-за физико-химических особенностей применявшихся материалов (главным образом - чистоты урана и замедлителя - графита) создать точную копию американского реактора не представлялось возможным.

Реактор Ф-1 был гетерогенным, он представлял собой сферическую сборку из графитовых кирпичей (общая масса около 400 т), в которых было просверлено более 30000 отверстий. В узлах пространственной решетки размещались прямоугольные и шаровые брикеты из окиси природного урана (общая масса 11,57 т), а в просверленных каналах - блочки из металлического урана диаметром 32…35 мм (общая масса 23,5 т). Как и американский прототип, реактор Ф-1 не имел принудительного отвода тепла, поэтому его мощность приходилось ограничивать. Впрочем, уже после первых пусков выяснилось, что ему был присущ отрицательный температурный коэффициент. Примерно через 10 минут после начала быстрого развития цепной реакции (после извлечения регулирующих стержней надкритичность составляла 0,002) достигалась максимальная мощность порядка 3,89 МВт, затем из-за разогрева урана и плутония мощность самопроизвольно уменьшалась примерно вчетверо. При 30-минутных циклах суммарное энерговыделение составляло 540 кВт·ч, за указанный временной интервал в реакторе нарабатывалось 1…2 мг плутония…

Реактор Ф-1 был снабжен тремя вертикальными каналами для стержней системы управления и защиты (СУЗ) и шестью экспериментальными горизонтальными каналами. Выполненные на нем исследования позволили уточнить размеры и физические параметры первого отечественного промышленного реактора, который начали строить в Челябинске-40 на берегу озера Казыл-Таш. Главным конструктором промышленного реактора "А" назначили директора НИИХиммаш Н.А. Доллежаля. Конструкция реактора должна была предусматривать многократную перезагрузку уранового топлива, в котором нарабатывался плутоний, с целью извлечения последнего. Как и американские аналоги, реактор "А", хоть и назывался "промышленным", имел чисто военное назначение: плутоний должен был стать начинкой ядерных боеприпасов. Первоначальным заданием предусматривалось горизонтальное расположение технологических каналов с урановыми блоками (как в американском аналоге), но Н.А. Доллежаль нашел более удачное решение, ставшее впоследствии классическим.

Это сразу снимало многие вопросы. И прежде всего - вопрос о деформации конструктивных элементов при нагреве.
Для загрузки промышленного реактора потребовалось 150 т чистого урана. Графитовая кладка весила более 1000 т. На крупнейшей стройке Спецкомитета работало более 45 тыс. человек. В начале июня 1948 г. в каждый из тысячи технологических каналов загрузили по 75 урановых блочков. Вечером 7 июня 1948 г. И.В. Курчатов, взявший на себя функции главного оператора пульта управления реактором, начал эксперимент по физическому пуску. В отсутствие воды в технологических каналах ректор "запустился", но после ее подачи для охлаждения урана и графита цепная реакция прекратилась. Пришлось догружать реактор дополнительным урановым топливом. 22 июня 1948 г. реактор "А" был выведен на проектную мощность 100 МВт. Началась непрерывная круглосуточная работа с шестичасовыми сменами.

Работа реактора сопровождалась авариями. Быстро корродировала алюминиевая облицовка урановых блочков и алюминиевые трубы технологических каналов, что приводило к намоканию графита и сплавлению его с ураном. Возникали так называемые "козлы", препятствовавшие дальнейшей эксплуатации реактора и, что очень важно, его штатной разгрузке. На самом деле из-за разрушения труб технологических каналов часть урановых блочков пришлось извлекать присосками через верх реактора с привлечением к этой "грязной" операции всего мужского персонала объекта. В результате в 1949 г. треть работников получила дозы более 100 бэр, а несколько человек - более 400 бэр (при разрешенной в то время годовой дозе 30 бэр).

И все же главная задача - наработка плутония в количестве, достаточном для изготовления отечественной ядерной бомбы, была решена успешно. В номинальном режиме за сутки в реакторе нарабатывалось до 100 г плутония. 29 августа 1949 г. ровно в 7.00 вся местность пустынного Семипалатинского полигона озарилась ослепительным светом. Четырехлетняя ядерная монополия США ушла в прошлое…

Люди, участвовавшие в создании атомной промышленности Советского Союза, работали, не считаясь с временем и опасностью, которая была обусловлена ежедневным радиоактивным облучением. Правительство высоко оценило их подвиг: большинство руководителей было удостоено званий Героев Социалистического Труда, работники среднего и низового звена отмечены орденами. По традиции не забыли и о материальном поощрении. Небывалую в истории СССР денежную премию в 1 млн рублей получил главный конструктор бомбы РДС-1 Ю.Б. Харитон, на долю И.В. Курчатова пришлось 750 тыс. рублей. Вклад Н.А. Доллежаля в решение ядерной проблемы был оценен в 700 тыс. рублей. Каждый из указанных лиц был, кроме того, премирован автомобилем ЗИС, особняком и дачей, получил право пожизненного бесплатного проезда по территории СССР любым видом транспорта, а их дети могли бесплатно обучаться в выбранных ими учебных заведениях (в то время среднее техническое и высшее образование в СССР было платным).

Однако для эйфории времени не было. В промышленном реакторе вода служила охладителем, иных функций она не несла. Но излишки тепла, отводимые водой, были таковы, что ее температура "не дотягивала" до точки кипения. В новой конструкции воде предстояло выступить в роли энергоносителя, то есть служить для образования пара, способного выполнять полезную работу. А значит, требовалось поднять ее температуру и давление, иными словами, обеспечить достаточную энергетическую эффективность реактора.
Из предварительных расчетов вытекало, что турбогенератору в 5000 кВт электрической мощности должен соответствовать реактор с тепловой мощностью 30 МВт. Такая мощность позволяла производить пригодный для турбины пар температурой свыше 200 °С и давлением 12 кгс/см2. Для обычной теплотехники такие параметры выглядели вчерашним днем. Но для начала, для первого шага это было допустимо.

Реактор задумывался по хорошо зарекомендовавшей себя вертикальной схеме. Только вместо урановых стержней конструкция предусматривала урановые тепловыделяющие элементы - ТВЭЛы. В чем состояла разница между ними? Стержень вода обтекала снаружи. ТВЭЛ же представлял собой двухстенную трубку. Между стенками располагался обогащенный уран, а по внутреннему каналу протекала вода. Расчеты показывали, что при такой конструкции нагреть ее до нужных температур намного проще.
Из эскизных чертежей вырисовывался следующий облик реактора. В средней части цилиндрического корпуса диаметром более 1,5 м находилась активная зона - графитовая кладка высотой около 1,7 м, пронизанная каналами. Одни из них предназначались для ТВЭЛов, другие - для регулирующих и аварийных стержней. Это и дало название типу реактора - канальный.

Пришлось решать непростые проблемы, связанные с выбором рациональной конструкции ТВЭЛа, а также с материалом оболочки.

В 1951 г. началось строительство первой в мире атомной электростанции, хотя многие детали, касавшиеся конструкции реактора, еще оставались не до конца определенными. Не часто, но все же иногда приходилось переделывать уже сконструированные узлы и устройства. Но из габаритов уже почти построенного реакторного зала выходить было нельзя, и это требовало мобилизации всей изобретательности, на какую были способны конструкторы АЭС, постоянного поиска нестандартных решений. Шли такие ограничения во вред или на пользу дела, сказать трудно. Но одно не подлежит сомнению: если бы строительство велось "по правилам", то есть началось после окончательного завершения проекта, Обнинская АЭС вступила бы в строй на несколько лет позже.

Все рабочие чертежи были готовы в 1952 г. Но еще продолжались эксперименты, испытания отдельных узлов. В День Победы, 9 мая 1954 ., в Обнинске собрались члены Государственной комиссии по приему и пуску АЭС. В ее состав входили И.В. Курчатов, А.П. Александров и А.И. Алиханов. На этот день был назначен физический пуск реактора. Загрузка ураном проходила нормально. К вечеру реактор достиг критичности. Операторы проверили работу реактора на малой мощности. Потом мощность стали постепенно наращивать. И, наконец, из незаглушенного трубопровода около здания генераторной появились шипящие облачка пара - еще слишком слабого, чтобы вращать ротор турбины, но все-таки впервые в истории человечества полученного на атомной энергии. Событие не столь эффектное, как ядерный взрыв, но по своему значению вполне с ним сопоставимое. А по величине вклада в копилку человеческого прогресса намного его превосходящее.

"С легким паром!" - пришло в голову кому-то из присутствовавших. Все обнимались, пожимали друг другу руки. Теперь открылась возможность проверить действие ручной и автоматической регулировки реактора, изучить все узлы станции в условиях, близких к рабочим, выявить и устранить возможные неполадки. Все это заняло не одну неделю. И только 26 июня, в 17 часов 45 минут, в присутствии той же комиссии пар был пущен на лопатки турбины и в электросеть пошел ток, рожденный от уранового "котла". На следующий день первая в мире АЭС стала под нагрузку. Все проектные параметры были выдержаны. Это наименование - "Первая АЭС" с большой буквы - закрепилось за станцией как собственное имя повсеместно, в том числе и за рубежом.

В дальнейшем в Советском Союзе наибольшее распространение получили энергетические реакторы двух классов: водо-водяные и водо-графитовые, хотя в небольшом количестве строились реакторы на быстрых нейтронах. Кроме того, для Чехословакии был построен тяжеловодный реактор с газовым теплоносителем.

Аббревиатура ВВЭР расшифровывается как водо-водяной энергетический реактор. В данном случае водо-водяной обозначает то, что и теплоноситель, и замедлитель - это вода. Тип реактора ВВЭР определяется его электрической мощностью. Обычно реакторы маркируются таким образом: ВВЭР-440 или, например, ВВЭР-1000. Цифры, идущие за аббревиатурой ВВЭР, указывают электрическую мощность реактора. Тепловая мощность при этом приблизительно втрое больше электрической.
Заметим, что реакторы ВВЭР работают на топливе, обогащенном U-235 (3…4 %).

Отметим некоторые характерные черты реакторов ВВЭР: конструкционный материал ТВЭЛов (сплав циркония); замедлитель - вода.

Схема снятия тепла с реакторов типа ВВЭР такова. Теплоноситель (вода) прокачивается через активную зону реактора, где и нагревается. Затем вода по главным циркуляционным трубопроводам поступает в парогенераторы и далее направляется обратно в реактор. Эта замкнутая система трубопроводов называется первым контуром. Ввиду того, что нарабатываемая в реакторе радиоактивность не попадает во внешнюю среду, система с замкнутым первым контуром является очень удачной.
В парогенераторах теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генерируемый в парогенераторах, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и, пройдя цилиндры высокого и низкого давления с промежуточной сепарацией и перегревом, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура (третий контур), обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему регенеративных подогревателей, подается на подпитку парогенераторов.
Реакторы ВВЭР являются одними из самых безопасных и широко применяются на АЭС России и Украины - в течение многих лет они надежно работают на Балаковской, Нововоронежской и др. АЭС, доказав свою безопасность и эффективность. Российские реакторы ВВЭР-1000 установлены также на действующей АЭС "Козлодуй" (Болгария) и строящейся АЭС "Темелин" (Чехия). Продолжается строительство АЭС с ВВЭР-1000 в Иране (ввод в строй намечен на конец 2005 - начало 2006 гг.), активно заинтересовались российскими реакторами Китай и Индия.

Аббревиатура РБМК расшифровывается как реактор большой мощности канальный (некоторые предпочитают букву "К" трактовать как сокращение слова "кипящий"). Этот реактор по своей конструкции (а вследствие этого и по физическим свойствам) существенным образом отличается от ВВЭР. Наиболее принципиальные различия: ВВЭР - корпусной реактор (давление держится корпусом реактора), РБМК - канальный реактор (давление держится независимо в каждом канале); в ВВЭР теплоноситель и замедлитель - одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится), в РБМК замедлитель - графит, а теплоноситель - вода; в ВВЭР пар образуется во втором контуре парогенератора, в РБМК пар образуется непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину - второй контур отсутствует.

Активная зона реактора РБМК-1000 представляет собой вертикальный цилиндр с эквивалентным диаметром 11,8 м и высотой 7 м. Боковой отражатель имеет толщину 1 м, торцевые отражатели - толщину 0,5 м. Материал отражателя - графит плотностью 1,65 г/см3.

Графитовая кладка реактора состоит из 2488 вертикальных колонн, собранных из блоков сечением 250х250 мм. По центру блока проходят сквозные отверстия диаметром 114 мм для размещения технологических каналов (ТК) и стержней системы управления и защиты. Общее число технологических каналов в активной зоне составляет 1693. Материал ТК - циркониевый сплав. Внутри ТК имеется тепловыделяющая кассета, состоящая из двух последовательно соединенных тепловыделяющих сборок (ТВС), длина каждой из которых 3,5 м. ТВС содержит 18 стержневых ТВЭЛов - трубок наружным диаметром 13,5 мм с толщиной стенки 0,9 мм, заполненных таблетками диаметром 11,5 мм из двуокиси урана (UO2). Масса урана в двух ТВС - 114,7 кг. Электрическая мощность энергетического реактора РБМК-1000 составляет 1000 МВт, а тепловая - 3200 МВт. АЭС с реакторами РБМК-1000 в атомной энергетике современной России играют заметную роль. Так, они эксплуатируются на Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС. Такими же реакторами оснащены Чернобыльская АЭС на Украине, а также Игналинская АЭС в Литве.

Особенности конструкции активной зоны реактора РБМК затрудняли его физические расчеты.

Тяжелая авария реактора РБМК-1000 четвертого блока Чернобыльской АЭС оказалась крупнейшей в истории мировой ядерной энергетики и серьезно подорвала доверие к атомным станциям. Однако впоследствии возобладал здравый смысл. Были приняты меры, направленные на радикальное повышение безопасности станций, проведена широкая разъяснительная работа среди населения, проживающего поблизости от АЭС. В начале XXI века в строй были введены энергоблоки на Калининской и Ростовской АЭС.