АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ

Первая в мире атомная электростанция была построена в СССР через девять лет после атомной бомбардировки Хиросимы. Этому важнейшему в истории техники событию предшествовала лихорадочная и напряженная работа по созданию собственного ядерного оружия. Эту работу возглавил видный ученый и талантливый организатор Игорь Курчатов. В 1943 году Курчатов создал в Москве свой исследовательский центр (в то время он носил название Лаборатории № 2, а позже был преобразован в Институт атомной энергии). В этой и в некоторых других лабораториях в кратчайшие сроки были повторены все исследования американских ученых, получены чистый уран и чистый графит. В декабре 1946 года здесь же была осуществлена первая цепная реакция на опытном ядерном ураново-графитовом реакторе Ф1. Мощность этого реактора едва достигала 100 Вт. Однако на нем удалось получить важные данные, послужившие основой для проектирования большого промышленного реактора, разработка которого уже шла полным ходом.

Опыта по строительству такого реактора в СССР не было никакого. После некоторых размышлений Курчатов решил поручить эту работу НИИхиммаш, которым руководил Николай Доллежаль. Хотя Доллежаль был чистый химик-машиностроитель и никогда не занимался ядерной физикой, его знания оказались очень ценными. Впрочем, собственными силами НИИхиммаш тоже не сумел бы создать реактор. Работа пошла успешно только после того, как к ней подключилось еще несколько институтов. Принцип действия и устройство реактора Доллежалю были в общих чертах ясны: в металлический корпус помещались графитовые блоки с каналами для урановых блоков и регулирующих стержней — поглотителей нейтронов. Общая масса урана должна была достигать рассчитанной физиками необходимой величины, при которой начиналась поддерживаемая цепная реакция деления атомов урана. В результате реакции деления ядер урана возникали не только два осколка (два новых ядра), но и несколько нейтронов Эти нейтроны первого поколения и служили для поддержания реакции, в результате которой возникали нейтроны второго поколения, третьего и так далее. В среднем на каждую тысячу возникших нейтронов только несколько рождались не мгновенно, в момент деления, а чуть позднее вылетали из осколков. Существование этих так называемых запаздывающих нейтронов, являющихся мелкой деталью в процессе деления урана, оказывается решающим для возможности осуществления управляемой цепной реакции. Часть из них запаздывает на доли секунды, другие — на секунды и более. Количество запаздывающих нейтронов составляет всего 0, 75% от их общего количества, однако они существенно (примерно в 150 раз) замедляют скорость нарастания нейтронного потока и тем самым облегчают задачу регулирования мощности реактора. Именно за это время, манипулируя поглощающими нейтроны стержнями, можно вмешаться в ход реакции, замедлить ее или ускорить. Большинство нейтронов рождается одновременно с делением, и за короткое время их жизни (примерно стотысячные доли секунды) невозможно как-либо повлиять на ход реакции, как невозможно остановить уже начавшийся атомный взрыв. Отталкиваясь от этих сведений, коллектив Доллежаля сумел быстро справиться с задачей. Уже в 1948 году был построен плутониевый завод с несколькими промышленными реакторами, а в августе 1949 года была испытана первая советская атомная бомба.

После этого Курчатов мог уделить больше внимания мирному использованию атомной энергии. По его поручению Фейнберг и Доллежаль начали разрабатывать проект реактора для атомной электростанции. Первый делал физические расчеты, а второй — инженерные. То что ядерный реактор может быть не только производителем оружейного плутония, но и мощной энергетической установкой, стало ясно уже первым его создателям. Одним из внешних проявлений протекающей ядерной реакции наряду с радиоактивным излучением является значительное выделение теплоты. В атомной бомбе эта теплота освобождается мгновенно и служит одним из ее поражающих факторов. В реакторе, где цепная реакция находится как бы в тлеющем состоянии, интенсивное выделение тепла может продолжаться месяцы и даже годы, причем несколько килограммов урана могут выделить столько же энергии, сколько выделяют при сгорании нескольких тысяч тонн обычного топлива. Поскольку советские физики уже научились управлять ядерной реакцией, проблема создания энергетического реактора сводилась к поиску способов съема с него тепла. Опыт, полученный в ходе экспериментов Курчатовым, был очень ценным, однако не давал ответа на многие вопросы. Ни один из построенных к этому времени реакторов не был энергетическим. В промышленных реакторах тепловая энергия была не только не нужна, но и вредна — ее приходилось отводить, то есть охлаждать урановые блоки. Проблема сбора и использования тепла, выделившегося в ходе ядерной реакции, ни в СССР, ни в США еще не рассматривалась.

Важнейшими вопросами на пути проектирования энергетического реактора для АЭС были: какой тип реактора (на быстрых или на медленных нейтронах) будет наиболее целесообразен, что должно являться замедлителем нейтронов (графит или тяжелая вода), что может служить теплоносителем (вода, газ или жидкий металл), какими должны быть его температура и давление. Кроме того, было много и других вопросов, например, о материалах, о безопасности для персонала и об увеличении КПД. В конце концов Фейнберг и Доллежаль остановились на том, что уже было опробовано: стали разрабатывать реактор на медленных нейтронах с графитовым замедлителем и водяным теплоносителем. В их использовании уже был накоплен хороший практический и теоретический опыт. Это предрешило успех их проекта. В 1950 году технический совет Министерства среднего машиностроения из нескольких предложенных вариантов выбрал реактор, разработанный НИИхиммаш. Проектировать электростанцию в целом (ее решено было строить в Обнинске) поручили одному из Ленинградских НИИ, возглавляемому Гутовым. Планируемая мощность первой атомной электростанции 5000 кВт — во многом была выбрана случайно. Как раз тогда МАЭС списал вполне работоспособный турбогенератор мощностью 5000 кВт и переправил его в строящийся Обнинск. Под него и решили проектировать всю АЭС.

Энергетический реактор был не столько промышленным, сколько научным объектом. Непосредственно строительством АЭС руководила Обнинская физико-энергетическая лаборатория, основанная в 1947 году. В первые годы здесь не было ни достаточных научных сил, ни необходимого оборудования. Условия жизни также были далеки от приемлемых. Город только строился. Неасфальтированные улицы покрывались весной и осенью непролазной грязью, в которой безнадежно вязли машины. Большинство жителей ютилось в дощатых бараках и неуютных «финских» домиках. Лаборатория располагалась в совершенно случайных и неприспособленных для научных целей зданиях (одно — бывшая детская колония, другое — особняк Морозовых). Электричество вырабатывала старая паровая турбина на 500 кВт. Когда она останавливалась, весь поселок и стройка погружались в темноту. Сложнейшие расчеты производились вручную. Однако ученые (многие из которых только недавно вернулись с фронта) стойко переносили трудности. Мысль, что они проектируют и строят первую в мире атомную электростанцию, будоражила умы и возбуждала огромный энтузиазм.

Что касается чисто научных проблем, они тоже были очень непростыми. Принципиальное отличие энергетического реактора от промышленного заключалось в том, что во втором типе реактора вода служила только охладителем и никаких иных функций не несла. К тому же излишки тепла, отводимые водой, были таковы, что температура ее изрядно не дотягивала до точки кипения. Здесь же воде предстояло выступать в роли энергоносителя, то есть служить для образования пара, способного выполнять полезную работу. А значит, требовалось сколько возможно поднять температуру и давление. Для эффективной работы турбогенератора требовалось по крайней мере получить пар с температурой свыше 200 градусов и давлением 12 атм (что, кстати, было для того времени очень мало, но решили пока ограничиться этими параметрами).

При строительстве за основу была взята конструкция промышленного реактора. Только вместо урановых стержней предусматривались урановые тепловыводящие элементы — твэлы. Разница между ними заключалась в том, что стержень вода обтекала снаружи, твэл же представлял собой двустенную трубку. Между стенками располагался обогащенный уран, а по внутреннему каналу протекала вода. Расчеты показали, что при такой конструкции нагреть ее до нужной температуры много проще. По эскизным чертежам вырисовывался следующий облик реактора. В средней части цилиндрического корпуса диаметром более 1, 5 м находится активная зона — графитовая кладка высотой около 170 см, пронизанная каналами. Одни из них предназначались для твэлов, другие — для стержней, поглощающих нейтроны и автоматически поддерживающих равновесие на заданном уровне. В нижнюю часть сборки твэлов должна поступать холодная вода (которая на самом деле отнюдь не холодная — температура ее около 190 градусов). Пройдя через тепловыводящие элементы и став на 80 градусов горячее, она попадала в верхнюю часть сборки, а оттуда — в коллектор горячей воды. Чтобы не вскипеть и не превратиться в пар (это могло вызвать ненормальную работу реактора) она должна была находиться под давлением в 100 атм. Из коллектора горячая радиоактивная вода текла по трубам в теплообменник-парогенератор, после чего, пройдя через циркулярный насос, возвращалась в коллектор холодной воды. Этот ток назывался первым контуром. Теплоноситель (вода) циркулировала в нем по замкнутому кругу, не проникая наружу. Во втором контуре вода выступала в роли рабочего тела. Здесь она была нерадиоактивна и безопасна для окружающих. Нагревшись в теплообменнике до 190 градусов и превратившись в пар с давлением 12 атм, она подводилась к турбине, где и производила свою полезную работу. Покинувший турбину пар должен был конденсироваться и снова направляться в парогенератор. КПД всей энергетической установки составлял 17%.

Эта вроде бы простая в описании схема на самом деле была технически очень сложной. Теории реактора тогда не существовало — она рождалась вместе с ним. Особенно сложным элементом были твэлы, от устройства которых во многом зависело КПД всей установки. Процессы, протекавшие в них, были очень сложны со всех точек зрения: предстояло решить, как и каким образом загружать в них уран, до какой степени необходимо его обогащать, каким образом добиться циркуляции воды, находившейся под высоким давлением, и как обеспечить теплообмен. Из нескольких вариантов были выбраны твэлы, разработанные Владимиром Малых — с ураново-молибденовым порошком (уран был обогащен до 5%), спрессованным с тонко измельченным магнием — этот металл должен был создать эффективный тепловой контакт урано-молибденового сплава со стенкой твэла.

Не только начинка твэла, но и его оболочка создавала проблему. Материал тепловыводящих элементов должен был обладать прочностью, противокоррозийной стойкостью и не должен был менять своих свойств под длительным воздействием радиации. Лучший с химической точки зрения материал — нержавеющая сталь — не нравился физикам, так как он сильно поглощал нейтроны. В конце концов, Доллежаль все-таки остановился на стали. Чтобы компенсировать ее поглощающие свойства, решено было увеличить процент обогащенного урана (уже много позже для твэлов был разработан специальный циркониевый сплав, удовлетворявший всем необходимым условиям). Изготовление твэлов и сварка нержавеющей стали оказались чрезвычайно трудными. Каждый твэл имел несколько швов, а таких твэлов было 128. Между тем требования к герметичности швов предъявлялись самые высокие — их разрыв и попадание горячей воды под высоким давлением в активную зону реактора грозили бедой. Одному из многих институтов, которые трудились над этой проблемой, была поручена разработка технологии сварки нержавеющей стали. В конце концов работа была с успехом выполнена. Реактор был пущен в мае 1954 года, а в июне того же года АЭС дала первый ток.

На первой АЭС была тщательно продумана система управления протекающими в реакторе процессами. Были созданы устройства для автоматического и ручного дистанционного управления регулирующими стержнями, для аварийной остановки реактора, приспособлений для замены твэлов. Известно, что ядерная реакция начинается лишь при достижении некоторой критической массы делящегося вещества. Однако в процессе работы реактора ядерное горючее выгорает. Поэтому необходимо рассчитать значительный запас топлива, чтобы обеспечить работу реактора более или менее значительное время. Влияние этого сверхкритического запаса на ход реакции компенсировалось специальными стержнями, поглощающими избыточные нейтроны. При необходимости увеличить мощность реактора (по мере выгорания горючего) регулирующие стержни несколько выдвигались из активной зоны реактора и устанавливались в таком положении, когда реактор находится на грани цепной реакции и идет активное деление ядер урана. Наконец, были предусмотрены стержни аварийной защиты, опускание которых в активную зону мгновенно гасило ядерную реакцию.

Поиск по сайту: