Доклад первая аэс в россии

Обновлено: 02.07.2024

Покорение атома и создание Первой в мире АЭС были подготовлены всем предыдущим развитием физики и стали одними из грандиознейших достижений отечественной и зарубежной науки в познании мира и проникновении в тайны природы. Ученые прошли сложнейший путь от опасений, что, занимаясь исследованиями атома, можно невзначай взорвать весь мир, до уверенности, что управляемая цепная ядерная реакция осуществима и может служить во благо человека.

К концу 1947 года на основе выполненных работ определены типы энергетических реакторов, по которым планировались предварительные проработки:

Немногим сложнее самовара

Проектирование новых типов реакторов требовало значительного расширения знаний в различных областях науки и техники. Знания по нейтронной физике в 1948 году были весьма ограничены. Сечения урана-235, урана-238 и конструкционных материалов были известны с погрешностью 10 % и только для тепловых нейтронов; резонансное поглощение исследовано только для урана-238, притом для сплошных блоков. Методы расчета коэффициента использования тепловых нейтронов были развиты лишь для простейших ячеек; выгорание урана и накопление плутония исследованы для коротких кампаний.

До начала проектирования энергетических реакторов предстояло исследовать глубокое выгорание ядерного горючего. Вопрос о влиянии структуры активной зоны на критическую массу и на распределение плотности потока нейтронов был только сформулирован, и ответ на него еще нужно было получить. Предстояло разработать систему компенсации большого начального запаса реактивности, необходимого для работы энергетического реактора, и выяснить ее влияние на распределение плотности потока нейтронов в реакторе.

Необходимо было разработать тепловыделяющий элемент – основную и наиболее ответственную конструкцию в реакторе, которая позволила бы обеспечить надежный нагрев теплоносителя до температур, по крайней мере, 250-300°С без опасного разрушения твэлов и выделения радиоактивных продуктов деления в первый контур и помещения АЭС. Каких-либо обоснованных опытом рекомендаций по возможной конструкции твэлов и композиции ядерного топлива, способных работать при высоких температурах, в то время дать было нельзя.

Требовалось также обеспечить химическую совместимость и размерную стабильность будущей композиции ядерного топлива с оболочкой твэла при температуре выше 300°С в условиях интенсивного нейтронного излучения и изменения состава топлива в процессе выгорания в течение длительного времени.

Надежных методов оценки изменения свойств материалов под облучением, кинетики взаимодействия горючего с оболочкой, достоверных данных об изменении размеров (так называемом распухании) ядерного топлива в зависимости от выгорания и многих других технически важных для прогнозирования надежной работы твэлов данных в то время в распоряжении разработчиков не было.

В результате проработок и анализа научных и технических данных, имевшихся к тому времени, в феврале 1950 года был выпущен подписанный И.В. Курчатовым, Н.А. Доллежалем и С.М. Фейнбергом отчет, содержавший предварительные проектные материалы по энергетическому уран-графитовому реактору с водяным охлаждением. Физические расчеты были выполнены П. Э. Немировским, а инженерные – П.И. Алещенковым.

В выводах отчета утверждалось, что создание уран-графитового реактора с водяным охлаждением для использования тепла ядерной реакции в энергетических целях представляется реальным, и предлагалось разработать и соорудить экспериментальный реактор-прототип со следующими характеристиками: тепловая мощность реактора 30 МВт, мощность на валу турбины 5 МВт, обогащение урана 3–5 %.

В декабре 1950 года был выпущен эскизный проект реактора и теплосиловой установки для энергетической части Первой АЭС. В нем тепловая мощность реактора была принята равной 30 МВт, диаметр активной зоны 1,5 м, кампания реактора на номинальной мощности – 120-140 суток. Согласно расчетам, загрузка топлива определялась в 500-600 кг, а его обогащение подлежало дальнейшему уточнению при разработке технического проекта реактора в зависимости от выбора окончательной конструкции и композиции тепловыделяющих элементов.

В начале 1951 года по итогам рассмотрения эскизного проекта реактора и технологической схемы установки было выдано задание проектной организации на разработку окончательной тепловой схемы атомной электростанции, выбор основного и вспомогательного оборудования, циркуляционных насосов, парогенераторов, компенсаторов давления и т.п., а также на разработку строительно-монтажных чертежей АЭС.

Документация на первоочередные строительные работы разрабатывалась уже в 1950 году. При этом в целях ускорения разработка велась исходя из требования достаточного резервирования площадей и мощностей вспомогательных систем, которые должны были обеспечить возможные варианты схемы и оборудования в рамках предварительно утвержденных основных характеристик.

Главная идея проекта реактора АМ состояла в применении трубчатого твэла, в котором поток воды для теплосъема движется внутри трубки, а уран находится снаружи и должен иметь надежный тепловой контакт со стенкой трубки. Создание такого твэла (как признавал и сам главный конструктор реактора АМ Н.А. Доллежаль) было наиболее трудной проблемой. Тепловыделяющие элементы – самая напряженная конструкция в реакторе – должны работать в условиях большой плотности энерговыделения (до 1 кВт/см3 топлива) под воздействием нейтронного потока плотностью до 5 1013 нейтрон/см2.сек. Согласно расчетам, для надежной работы реактора необходимо было обеспечить отвод выделяющегося в твэле тепла так, чтобы температура урана не превышала 450° С.

Была впервые в Обнинске осуществлена цепная реакция деления урана.

В ФЭИ была решена самая главная и самая сложная проблема зарождающейся атомной энергетики

Состоялся физический пуск атомной электростанции.

НАЧАЛО

В этот период на разных уровнях обсуждаются варианты использования энергетических реакторов.

ПРОЕКТ

Проектом были предусмотрены следующие параметры реактора: тепловая мощность 30 тыс. кВт, электрическая мощность – 5 тыс. кВт, тип реактора – реактор на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и охлаждением натуральной водой.

К этому времени в стране уже был опыт создания реакторов такого типа (промышленные реакторы для наработки бомбового материала), но они существенно отличались от энергетических, к которым относится реактор АМ. Сложности были связаны с необходимостью получения в реакторе АМ высоких температур теплоносителя, из чего следовало, что придётся вести поиск новых материалов и сплавов, выдерживающих эти температуры, устойчивых к коррозии, не поглощающих нейтроны в больших количествах и др. Для инициаторов строительства АЭС с реактором АМ эти проблемы были очевидны изначально, вопрос был в том, как скоро и насколько удачно их удастся преодолеть.

РАСЧЁТЫ И СТЕНД

На этом стенде 3 марта 1954 г. была впервые в Обнинске осуществлена цепная реакция деления урана.

Но, учитывая, что экспериментальные данные постоянно уточнялись, совершенствовалась методика расчётов, вплоть до запуска реактора продолжалось изучение величины загрузки реактора топливом, поведение реактора в нестандартных режимах, вычислялись параметры поглощающих стержней и др.

СОЗДАНИЕ ТВЭЛА

Так впервые в нашей стране была решена, пожалуй, самая главная и самая сложная проблема зарождающейся атомной энергетики – создание тепловыделяющего элемента.

СТРОИТЕЛЬСТВО

Начальником строительства был назначен П.И. Захаров, главным инженером объекта – Д.М. Овечкин.

Стиль работы по строительству первой АЭС характеризовался быстрым принятием решений, скоростью разработок, определённой выработанной глубиной первичных проработок и способами доработки принимаемых технических решений, широким охватом вариантных и страхующих направлений. Первая АЭС была создана за три года.

В начале 1954 г. началась проверка и опробование различных систем станции.

9 мая 1954 года в Лаборатории "В" началась загрузка активной зоны реактора АЭС топливными каналами. При внесении 61-го топливного канала было достигнуто критическое состояние, в 19 ч. 40 мин. В реакторе началась цепная самоподдерживающаяся реакция деления ядер урана. Состоялся физический пуск атомной электростанции.

Пуск АЭС для молодого коллектива института стал первой проверкой на готовность к решению новых и более сложных задач. В начальные месяцы работы доводили отдельные агрегаты и системы, подробно изучали физические характеристики реактора, тепловой режим оборудования и всей станции, дорабатывали и исправляли различные устройства. В октябре 1954 г. станция была выведена на проектную мощность.

Успешный пуск Первой АЭС вызвал широкий международный резонанс и стал поворотом от чисто военных программ к мирному использованию атомной энергии. Восторженно был встречен доклад Д.И. Блохинцева о её создании и работе на Первой Женевской конференции, и Обнинск на долгие годы стал местом паломничества учёных, специалистов, политиков и экскурсантов из многих стран мира.

ГОСТИ ПЕРВОЙ АЭС

Среди гостей, в разное время посетивших Обнинскую АЭС, были выдающиеся ученые, политические и общественные деятели. За первые 20 лет работы Первую АЭС посетили около 60 тысяч человек.

ПЕРВАЯ АЭС ОСТАНОВЛЕНА

Первая АЭС была остановлена, точнее – была прекращена ее эксплуатация с генерацией мощности за счет цепного процесса деления ядер урана. Станция находилась в эксплуатации на энергетических режимах почти 48 лет.

Срок для реакторной установки пока рекордный. Сейчас принят вариант вывода из эксплуатации реактора АМ с длительным сохранением установки под наблюдением.

Операция по остановке реактора в Обнинске прошла штатно, без нарушений, в присутствии научной общественности и ветеранов отечественной ядерной энергетики.

Результаты, полученные в ходе выполнения этой операции, будут использованы при выполнении аналогичных процедур на других реакторах.

Исследования в области ядерной физики велись в Советском государстве еще в довоенные годы. В 1921 году Государственный ученый совет Наркомпроса учредил при Академии наук Радиевую лабораторию (позже — Радиевый институт), заведующим которой стал В.Г. Хлопин. В 1933 году в Ленинграде была проведена I Всесоюзная конференция по ядерной физике, которая дала мощный толчок дальнейшим исследованиям. В 1935 году в Радиевом институте, на первом в Европе циклотроне был получен первый пучок ускоренных протонов. В 1939 году Я.Б. Зельдович, Ю.Б. Харитон, А.И. Лейпунский обосновали возможность протекания в уране цепной ядерной реакции деления. А в сентябре 1940 года Президиумом Академии наук СССР была утверждена программа работ по изучению реакций деления урана.

Однако все же работы в условиях военного времени и ориентации промышленности на нужды фронта развивались недостаточно интенсивно. Успешное испытание атомной бомбы в США (июль 1945 года) придало им значительное ускорение. Постановлением ГКО №9887сс от 20 августа 1945 года (эта дата может выступать как точка отсчета в истории отрасли) создается особый орган управления работами по урану - Специальный комитет при ГКО СССР, состоящий из высших государственных деятелей и ученых-физиков. Упомянутым выше постановлением было создано и Первое главное управление (ПГУ) при Совете народных комиссаров СССР во главе с Б.Л. Ванниковым (1887-1962), который де-факто стал первым руководителем отрасли.

В октябре 1954 года Совет министров СССР одобрил масштабную программу строительства АЭС в период с 1956 по 1960 годы. В 1964 году был запущен первый реактор ВВЭР-1 мощностью 210 МВт (Нововоронежская АЭС). В 1973 году был введен в эксплуатацию первый в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 (г. Шевченко, ныне — г. Актау, Казахстан). В 1974 году состоялся запуск первого реактора РБМК мощностью 1000 МВт (Ленинградская АЭС). Было развернуто строительство АЭС в странах Восточной Европы. В период с 1957 по 1967 год в странах Восточной Европы, Азии и Африки СССР было построено 25 атомных установок, в том числе 10 реакторов АЭС, 7 ускорителей, 8 изотопных и физических лабораторий.

Стоит отметить важную роль, которую сыграла II Международная конференция по мирному использованию атомной энергии в Женеве 1958 года. От СССР в ее работе приняли участие 44 академика и члена-корреспондента, 33 профессора и доктора наук, было представлено более 200 докладов. Все большие обороты набирали исследования в области мирных применений ядерных реакций. В частности, в период с 1957 по 1986 годы было построены крупные АЭС, значительное развитие получили работы по управляемому термоядерному синтезу. В 1967 году в Институте физики высоких энергий был запущен крупнейший (на тот момент) ускоритель протонов на энергию 70 миллиардов электронвольт (У-70). Его создание вывело страну в лидеры исследований в области физики высоких энергий.

Авария на Чернобыльской АЭС (1986 г.) затормозила развитие отечественной ядерной энергетики, и в 90-е годы XX века атомная отрасль России пережила период стагнации. В января 1992 года Министерство атомной энергии и промышленности СССР (преемник Минсредмаша) было преобразовано в Министерство Российской Федерации по атомной энергии. Ему отошло около 80% предприятий бывшего Минсредмаша СССР, 9 АЭС с 28 энергоблоками. Начался процесс восстановления, в результате которого отрасль сумела в значительной степени сохранить накопленный потенциал и человеческие ресурсы.

В последние годы Росатом ведет активное строительство новых энергоблоков как в Российской Федерации, так и за ее пределами. 24 июня 2008 года был дан старт строительству Нововоронежской АЭС-2, 25 октября того же года началось сооружение Ленинградской АЭС-2. Обе эти атомные станции сооружаются по новому проекту "АЭС-2006" (ВВЭР-1200). В марте 2010 года завершилась достройка энергоблока №2 Ростовской АЭС, работы на котором были возобновлены в 2002 году. В декабре 2014 года состоялся энергетический пуск энергоблока №3 Ростовский АЭС, в сентябре 2015 года он был принят в промышленную эксплуатацию. Энергоблок №4 Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-800 был принят в промышленную эксплуатацию 1 ноября 2016 года. Ввод в строй этого энергоблока существенно расширил топливную базу атомной энергетики, он обещает также сократить объемы радиоактивных отходов, за счёт организации замкнутого ядерно-топливного цикла. В 2018 году были сданы в промышленную эксплуатацию четвертый блок Ростовской АЭС и первый блок Ленинградской АЭС-2. Осуществлен энергетический пуск плавучей атомной теплоэнергостанции. Суммарная установленная мощность всех энергоблоков в 2019 году достигла 30,25 ГВт.

Читайте также: