щения и эксплуатации на подводной лодке. С самого начала рассматривалось несколько проектов: один – в Лаборатории № 2 под руководством А.П. Александрова и С.М. Файнберга, а другой – в Лаборатории «В» под руководством Д.И. Блохинцева. Конструкторские работы по обоим проектам проводились под руководством Н.А. Доллежаля. В обоих проектах реакторных установок в качестве теплоносителя использовалась вода. В проекте Лаборатории № 2 в качестве замедлителя нейтронов также использовалась вода, а в проекте Д.И. Блохинцева – твердые вещества. В это же время в Лаборатории «В» под руководством А.И. Лейпунского были начаты исследования по возможности создания судовой реакторной установки с использованием металлического теплоносителя в виде сплава «свинец-висмут».
Научным руководителем проекта первой АПЛ и ядерной установки был назначен А.П. Александров, главным конструктором АПЛ – В.Н. Перегудов, главным конструктором ядерной установки – Н.А. Доллежаль. Первый проект создания АПЛ получил название проект 627, а сама подводная лодка впоследствии была названа «Ленинский комсомол». Для отработки элементов ядерной энергетической установки использовалась технология специальных наземных стендов, которые воспроизводили состав и компоновку установки АПЛ в «лабораторных» условиях. Первая АПЛ проекта 627 была спущена на воду в августе 1957 года, а 17 января 1959 года она была передана в состав ВМФ. По своему типу эта АПЛ относилась к классу атомных ударных подводных лодок.
2. РАЗВИТИЕ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ
2.1. Развитие схемы водографитовых реакторов
Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт была пущена 27 июня 1954 года в России в г. Обнинске.
Параллельно с созданием демонстрационной атомной электростанции начались работы по двухцелевым реакторам, которые могли бы сочетать выработку электроэнергии и наработку оружейного плутония. Реальное развитие этого направления также пошло по пути графитовых реакторов с водяным охлаждением.
В1955 году на Сибирском химическом комбинате был пущен новый, существенно более мощный промышленный реактор И-1 с первоначальной мощностью в 300 МВт, которая со временем была увеличена в пять раз.
Впервых схемах промышленных реакторов использовалась проточная схема охлаждения, когда вода забиралась из водоема, после очистки охлаждала активную зону и сбрасывалась для охлаждения в другую часть водоема. В 1950 году, по инициативе И.В. Курчатова, были начаты исследования по возможности перехода на замкнутый контур охлаждения, что позволяет существенно сократить выход радиоактивности в окружающую среду. Такой двухконтурный уран-графитовый реактор ЭИ-2 был разработан в НИКИЭТ, и с 1958 года он действовал на СХК. Эта линия развития промышленных реакторов стала основной и была использована в новых реакторах типа АДЭ, которые были построены как на СХК, так и на Красноярском ГХК.
Успешный опыт создания первой АЭС и создания промышленных реакторов для наработки плутония стал основой для разработки мощных энергетических реакторов канального типа для Белоярской АЭС. В качестве ядерного топлива этих реакторов использовался низкообогащенный уран, в качестве замедлителя – графит, в качестве теплоносителя – вода. Особенностью схемы этих реакторов было осуществление перегрева пара до высокой температуры непосредственно в активной зоне, что потребовало решения специальных инженерных вопросов. Их проектирование проводилось, начиная с 1956 года, в НИИ-8 (НИКИЭТ). НИКИЭТ образовался на основе НИИ химического машиностроения. Во главе НИИ химического машиностроения и НИКИЭТ стоял выдающийся конструктор отечественных ядерных реакторов, один из создателей ядерной программы СССР
академик Н.А. Доллежаль. Основной проблемой разработки была необходимость существенного увеличения теплового КПД ядерных реакторов по сравнению с созданными к тому времени про-
мышленными реакторами. Первый энергоблок Белоярской АЭС с электрической мощностью 100 МВт был введен в эксплуатацию в апреле 1964 года, а в декабре 1967 года был введен в эксплуатацию второй энергоблок этого типа с электрической мощностью 150 МВт. Эти энергоблоки работали в течение длительного времени. Первый энергоблок Белоярской АЭС был закрыт 1 января 1983 года и произвел к тому времени 14,5 ТВт час электроэнергии. Второй энергоблок Белоярской АЭС был закрыт 1 января 1990 года и произвел за время своей работы 22 ТВт час электроэнергии. Разработка и эксплуатация двух первых энергоблоков Белоярской АЭС предоставили уникальный опыт для дальнейшего развития ядерной энергетики СССР.
Это направление не получило дальнейшего развития и было лишь повторено в измененном виде в четырех реакторных установках Билибинской АЭС с электрической мощностью блоков 12 МВт. В конструктивной схеме реактора использованы естественная циркуляция теплоносителя в первом контуре и выработка в каналах активной зоны насыщенного пара.
Билибинская АЭС, действующая в условиях Крайнего Севера, одновременно производит электроэнергию и тепло, то есть является атомной теплоэлектроцентралью (ТЭЦ). Ее энергоблоки входили в эксплуатацию в период с 1974 по 1977 год, и они действуют до настоящего времени. Общая выработка электроэнергии на Билибинской АЭС составила за время ее эксплуатации на 2000 год 6,5 ТВт час.
2.2. Атомные электростанции с водографитовыми реакторами
Промышленное развитие водографитовых реакторов в электроэнергетике пошло по конструктивной линии РБМК – канальных реакторов большой мощности. Поступательный прогресс в их конструкции был реализован в целом ряде модификаций реакторной установки. Изменения были связаны с модернизацией трубопроводной системы первого контура, его гидравлических характеристик, эксплуатационных процедур и управления реакторной установки, компоновочностроительными решениями для упрощения монтажа. Далее последовала серия изменений, связанных с последовательным усилением систем аварийного охлаждения и локализации аварий при введении новых правил по безопасности АЭС.
Разработку реактора РБМК-1000 возглавлял Н.А. Доллежаль. Научное руководство проектом осуществляли А.П. Александров и С.М. Фейнберг. Эти реакторы явились одной из основ ядерной энергетики СССР. Они входят в состав всех четырех энергоблоков Ленинградской АЭС, четырех энергоблоков Курской АЭС, трех энергоблоков Смоленской АЭС. Все эти энергоблоки действуют в настоящее время. Кроме того, они входили в состав четырех энергоблоков Чернобыльской АЭС, последний из которых был закрыт в декабре 2000 года. Два энергоблока повышенной мощности с реакторами РБМК-1500 входят в состав Игналинской АЭС (Литва), где они также действуют до настоящего времени.
Первая модификация реакторов РБМК-1000 была реализована по проекту 1968 года с доработками до пуска первого блока Ленинградской АЭС в 1973 году и изменениями, внесенными по результатам опыта его освоения. Вторую модификацию представляют первые два блока Курской и Чернобыльской АЭС, пущенные в 1975–1979 годах. Третья модификация – третий и четвертый блоки Ленинградской АЭС, пущенные в 1979–1981 годах, разработанные с учетом новых требований безопасности. Четвертая модификация – третий и четвертый блоки Курской, Чернобыльской и первые два блока Смоленской АЭС, пущенные в 1978–1983 годах. Основным отличием этой группы блоков является наличие в системе локализации аварий бассейна-барботера под реактором. Пятая модификация – третий блок Смоленской АЭС, имеющий наиболее плотные боксы локализации аварии и упрощенную конструкцию бассейна-барботера. Шестая модификация отличается от других повышенной электрической мощностью – по проекту 1500 МВт, на практике реализована мощность 1250 МВт (два блока Игналинской АЭС). Седьмая модификация – достраиваемый пятый блок Курской АЭС, в котором уменьшено количество графитового замедлителя в активной зоне, а также разработана новая система сброса парогазовой смеси из реакторного пространства в случае разрушения большой группы каналов.
Для реакторов РБМК характерна высокая степень «живучести», что достигается возможностью поканального контроля и регулирования каналов. Это позволяет своевременно обнаруживать нарушение режима в отдельных технологических каналах (их в реакторе 1700 штук), и отключать отдельные каналы, прежде чем опасные последствия разрушения распространятся на систему в целом.
Такие уязвимые узлы, как технологические каналы, расположенные в активной зоне реактора, можно заменять не только во время остановки реактора в период планово-предупредительного ремонта, но даже во время работы реактора, не останавливая его. В этом огромное преимущество РБМК по сравнению с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР), в которых замену ТВЭЛовможно производить только при полной остановке реактора, со снятием крышки реактора.
Общее количество электроэнергии, произведенное на 11 энергоблоках России с реакторами РБМК-1000, составило на 2001 год 1300 ТВт час. Электроэнерговыработка реакторов РБМК-1000 на Украине составила 283 ТВт час, а электроэнерговыработка реакторов РБМК-1500 в Литве составила 190 ТВт час.
Вариантом наиболее полной реализации общепринятых мер безопасности, включая создание внешней защитной оболочки, стал проект многопетлевого водо-графитового реактора МКЭР первоначально на электрическую мощность блока 800 МВт, затем – 1000 МВт. В нем была принципиально изменена схема циркуляции теплоносителя и удалось реализовать общепризнанную структуру барьеров безопасности, включающую защитную оболочку. Этот проект разрабатывался совместно НИКИЭТ и РНЦ «Курчатовский институт», в первую очередь для замещения выбывающих из эксплуатации первых блоков РБМК.
2.3. Развитие реакторов ВВЭР
Параллельно с развитием водографитовых реакторов в СССР шла разработка другого ядерноэнергетического проекта. Это так называемые реакторы на лёгкой воде – ВВЭР. В реакторах ВВЭР нейтроны замедляются водой, которая одновременно отводит тепло от топлива. В отличие от РБМК, легководные реакторы заключены в корпус, находящийся под давлением.
В 1957 году в США была пущен первый легководный реактор на станции Shippingport. Легководные реакторы, называемые по западной классификации LWR (в состав которых входят как реакторы под давлением – PWR, так и кипящие ядерные реакторы – BWR), с тех пор стали основой развития всей мировой ядерной энергетики. Все первые зарубежные реакторы были без бетонных защитных колпаков. Однако несколько позже реакторы PWR стали закрывать такими колпаками. Правильность этого подхода подтвердилась во время аварии на американской станции Three Mile Island в 1979 году. Зашитый колпак устоял при выбросе из реактора и тем самым предотвратил основной выход радиоактивных продуктов в окружающую среду.
Направление энергетических реакторов с водой под давлением – ВВЭР получило первичный импульс от разработки энергетической реакторной установки для подводной лодки, который представлял один из рассматривавшихся в этих целях типов ядерных реакторов. Идея схемы этого реактора была предложена в РНЦ «Курчатовский институт» С.М. Файнбергом. Начало работ над проектом реактора ВВЭР относится к 1954 году, а в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к его разработке. Научное руководство разработкой осуществляли И.В. Курчатов и А.П. Александров. Проектная мощность реактора составляла 210 МВт, и его сооружение было осуществлено на площадке Нововоронежской АЭС. Первый энергоблок с реактором ВВЭР-210 был сдан в эксплуатацию в конце 1964 года и был закрыт 16 февраля 1988 года, проработав 24 года. За это время его общая электрическая энерговыработка составила 33,7 ТВт час.
В 1970 году вступил в эксплуатацию второй энергоблок Нововоронежской АЭС на основе реактора увеличенной мощности ВВЭР-365, который проработал до августа 1990 года и выработал за это время 50 ТВт час электроэнергии. Дальнейшее совершенствование реакторов ВВЭР также проводилось ОКБ «Гидропресс», которым руководил главный конструктор В.В. Стекольников.
Можно выделить несколько определяющих этапов в развитии этого направления ядерных энергетических реакторов в Советском Союзе:
•разработка первого опытно-промышленного блока на Нововоронежской АЭС, которая завершилась пуском в 1964 году. Освоение и последующий опыт эксплуатации первого, затем второго блока подтвердили техническую осуществимость надежных промышленных энергоисточников на ядерном топливе;
•создание на базе этого опыта первого поколения серийных ВВЭР электрической мощностью 440 МВт (головной блок введен в 1971 году), продемонстрировавших высокую экономическую конкурентоспособность АЭС;
•создание второго поколения серии энергоблоков средней мощности ВВЭР-440, начавшееся разработкой реакторной установки для АЭС «Ловииса» (Финляндия). Оно форсировало выполнение новых требований к безопасности советских АЭС на уровне международных. Второе поколение ВВЭР, к которому относятся и созданные позже ВВЭР-1000, обеспечило устойчивое функционирование ядерной энергетики в Советском Союзе (затем в России и на Украине), особенно в период после аварии на Чернобыльской АЭС, и про-
демонстрировало возможности России на международном рынке АЭС.
Первым реактором ВВЭР-440, введенным в эксплуатацию на территории России, был третий энергоблок Нововоронежской АЭС (июль 1972 года), а первым реактором ВВЭР-1000 – пятый энергоблок Нововоронежской АЭС (февраль 1981 года), которая явилась, таким образом, опытнопромышленной площадкой для внедрения в эксплуатацию различных типов реакторов ВВЭР. В настоящее время в России действуют четыре энергоблока ВВЭР-440 на Кольской АЭС, два энергоблока ВВЭР-440 и один энергоблок ВВЭР-1000 на Нововоронежской АЭС, два энергоблока ВВЭР1000 на Калининской АЭС, четыре энергоблока ВВЭР-1000 на Балаковской АЭС и один энергоблок ВВЭР-1000 на Ростовской АЭС. Их общая электрическая энерговыработка на конец 2001 года составила 974 ТВт час, из них около 40% электроэнергии выработали реакторы ВВЭР-440.
Широкое распространение реакторы ВВЭР получили на Украине. Здесь были построены два энергоблока ВВЭР-440 на Ровенской АЭС и 11 энергоблоков ВВЭР-1000 (один – на Ровенской АЭС, один – на Хмельницкой АЭС, три – на Южно-Украинской АЭС и шесть – на Запорожской АЭС). Все они в настоящее время работают и обеспечивают производство около 47% электроэнергии на Украине. Всего на конец 2001 года на этих реакторах было выработано 1030 ТВт час электроэнергии, из которых на долю реакторов ВВЭР-440 приходится около 11% объема электроэнергии. Отметим, что один реактор ВВЭР-1000 – шестой энергоблок Запорожской АЭС – был подключен к электросети уже после распада СССР – в сентябре 1996 года.
Кроме России и Украины, реакторы ВВЭР на территории СССР были построены в Армении – два энергоблока ВВЭР-440 на Армянской АЭС. Они поступили в эксплуатацию в 1979–1980 годах, работали до 1989 года, и были остановлены в связи с разрушительным землетрясением в Армении. Впоследствии второй энергоблок был опять введен в эксплуатацию и действует в настоящее время. Общая выработка электроэнергии этими реакторами составила 60 ТВт час.
Реакторы ВВЭР являлись и являются важным элементом экспорта ядерных энергетических технологий. В Болгарии в период с 1974 по 1982 год было введено в эксплуатацию четыре реактора ВВЭР-440, а в конце 1988 и 1993 годов – два реактора ВВЭР-1000. Все они входят в состав АЭС «Козлодуй». Доля ядерной энергетики в производство электроэнергии Болгарии составляет 45% (2000 год). В настоящее время два первых реактора ВВЭР-440 этой АЭС остановлены. Общая электроэнерговыработка этой АЭС на конец 2001 года составила 330 ТВт час.
На территории Чешской республики действуют четыре реактора ВВЭР-440, входящих в состав АЭС «Дукованы» и сданных в эксплуатацию в 1985–1987 годах. Их общая электроэнерговыработка составила 201 ТВт час. В настоящее время здесь также введен в действие первый энергоблок АЭС «Темелин» с реактором ВВЭР-1000.
На территории Словацкой республики действуют 6 реакторов ВВЭР-440. Из них 4 реактора, входящих в состав АЭС «Богуница», были сданы в эксплуатацию в 1980–1985 годах, а 2 реактора, входящие в состав АЭС «Моховце», были подключены к электросети в 1998 и 2000 годах. Доля