Авторизация Регистрация

Запомнить меня
Забыли пароль?

Сброс пароля

Свежий номер уже доступен

Атомный энергосамоход: как создавалась первая мобильная АЭС

О малых и мобильных атомных станциях для труднодоступных районов заговорили 65 лет назад. Идею выдвинул руководитель Минсредмаша Ефим Славский в 1955 году: во время визита на Кировский завод, в беседе с директором Николаем Синевым, он предложил разработать мобильную АЭС, которая могла бы питать военные и гражданские объекты на Крайнем Севере и в Сибири.

Принципиальное решение было очевидно — ​блочно-комплектная поставка оборудования и строительных деталей зданий в максимально подготовленном и опробованном на заводах виде. В условиях северных районов подобные мероприятия дают особенно большой эффект из-за сезонности и высокой стоимости строительно-монтажных работ.

Энергопоезд, вездеход или баржа?

Кировский завод, который назначили головным разработчиком и изготовителем нового продукта, в кооперации с Ярославским паровозостроительным заводом подготовил два проекта атомного энергопоезда — ​передвижной АЭС небольшой мощности для транспортировки по железной дороге (ТЭС‑1 и ТЭС‑2, транспортабельные электростанции). Первый предусматривал одноконтурную схему реактора с газотурбинной установкой, второй — ​схему с использованием паротурбинной установки самого локомотива.

Вскоре Славский подключил к разработке проекта Лабораторию «В» (ФЭИ), специалисты которой предложили поставить электростанцию на гусеницы, сделав ее практически вездеходной. Идея АЭС на гусеницах казалась весьма заманчивой: станция своим ходом может подойти к потребителю и обеспечивать его электроэнергией требуемое время. Это исключало необходимость возведения зданий и сооружений в условиях вечной мерзлоты.

Параллельно шел широкий поиск наиболее перспективных проектных решений для реализации опытно-демонстрационных прототипов малых АЭС. Рассматривалась возможность создания строительно-компоновочных модификаций малых АЭС с реакторами разных типов, в частности в виде энергопоезда, на железнодорожных платформах, барже, передвижных на пневматическом и гусеничном ходу и стационарных (блочно-транспортабельных). В качестве реакторной установки изучались водно-графитовые, корпусные легководные (водо-водяные двухконтурные и кипящие одноконтурные), органо-органические и высокотемпературные газовые.

По образцу и подобию «Ленина»

В октябре 1956 года на совещании в Минсредмаше приняли решение в качестве основного варианта взять разработку конструкторского бюро ЛКЗ — ​передвижную АЭС с водо-водяным реактором на тепловых нейтронах электрической мощностью 1,5 МВт и размещение на танковых платформах. Решение поручало также проработку вариантов реактора с ртутным теплоносителем и свинцово-висмутовым.

В марте 1957 года эскизный проект передвижной станции с водо-водяным реактором был готов, а в апреле 1957 года выдано техническое задание на промплощадку для размещения и эксплуатации установки на территории ФЭИ (генпроектировщик — ​ВНИПИЭТ).

При создании ТЭС‑3 конструкторы и проектировщики максимально использовали оборудование и технологические решения, принятые при создании реакторов типа ВМ и реактора для ледокола «Ленин».

Все оборудование ТЭС‑3 размещалось на четырех гусеничных самоходных транспортерах с обогреваемыми утепленными кузовами вагонного типа. На двух располагалась реакторная парогенераторная установка, на двух других — ​турбогенератор, пульт управления и вспомогательное оборудование. Общий вес оборудования, установленного на транспортерах, составлял 201 т. В качестве транспортеров использовали удлиненные до 10 катков гусеничные шасси на базе танка Т‑10. Максимальная скорость транспортера составляла 15 км/ч. Изготовителем установки был Кировский завод.

Сборно-разборная

Установка создавалась как демонстрационный полномасштабный прототип крупноблочной транспортируемой АЭС, изготавливаемой на заводе в максимально готовом к эксплуатации виде. В неразобранном виде ТЭС‑3 легко размещалась на четырех железнодорожных платформах и могла быть доставлена в любое место. А туда, где нет железной дороги, ТЭС‑3 приходила своим ходом.

Так как ТЭС‑3 предполагалось эксплуатировать в основном стационарно, ряд узлов, связанных с ходовой частью энергосамоходов, по прибытии станции на промплощадку мог быть демонтирован (дизели, гусеницы и т. д.). В этом случае рамы самоходов играли роль фундаментных.

Два вездехода, на которых располагались атомный реактор, циркуляционные насосы, парогенераторы, теплообменник, являлись источником сильного излучения, поэтому должны были быть хорошо изолированы. Предполагалось их устанавливать или в естественных укрытиях, или в траншее с железобетонными щитами, закопанными в землю. Монтаж такой установки на месте эксплуатации сводился к прокладке трубопроводов и кабелей между вездеходами. Дизельный двигатель, установленный на шасси с электрогенератором, выполнял также роль пускового и резервного источника питания собственных нужд АЭС.

Свинцовая защита

Для установки ТЭС‑3 был выбран водо-водяной реактор тепловой мощностью 8,8 МВт с двухконтурной схемой выработки пара, подаваемого на турбину. Электрическая мощность ТЭС‑3 составляла 1,5 МВт. В активной зоне реактора, имеющей форму цилиндра высотой 600 мм и диаметром 660 мм, размещались 74 тепловыделяющие сборки из коаксиально расположенных дисперсионных кольцевых твэлов с высокообогащенным ураном. В качестве топливной композиции использовался интерметаллид UAl3, залитый силумином.

Давление воды в корпусе реактора составляло 130 атмосфер, температура на входе в реактор — ​275 °C, на выходе — ​300 °C.

Реактор рассчитывался на кампанию 250 суток (срок работы между двумя перегрузками топлива), а при частичной дозагрузке тепловыделяющих элементов — ​до одного года. Расход топлива на ТЭС‑3 незначителен — ​до 14 г урана‑235 за сутки.

При создании малогабаритной передвижной ядерной энергетической установки к решению многих вопросов разработчики подходили с принципиально новых позиций. Например, оригинальной стала конструкция биологической защиты, состоящей из трех частей. Первая, в виде свинцового стакана, в котором находится реактор, размещалась на реакторном самоходе и служила для защиты от излучения остановленного реактора, например, во время ремонта или транспортировки АЭС на новое место работы. Второй частью защиты являлась вода или раствор борной кислоты, заливаемые в бак, в котором размещен свинцовый стакан с реактором. Этот компонент защиты служил для снижения активации материалов кузова и ходовой части платформы от нейтронного излучения при работе реактора. Перед транспортировкой его сливали. Основной защитой от излучения при работе реактора служила грунтовая обваловка траншеи, в которой находились вездеходы с оборудованием первого контура. Такой подход к проектированию защиты позволил обеспечить необходимое снижение уровня излучения при весе транспортируемой защиты 28,5 т, что составляло лишь 13 % общего веса оборудования ТЭС‑3.

Примером другой задачи, успешно решенной при создании ТЭС‑3, является разработка системы перегрузки реактора в полевых условиях с применением защитного контейнера и обычного автокрана грузоподъемностью 25 т.

Малая рядом с первой

К декабрю 1959 года все нестандартное оборудование было изготовлено и к марту 1960 года смонтировано на танковых платформах. В июне завершились комплексные заводские испытания — ​без загрузки ядерного топлива.

В августе ТЭС‑3 была доставлена на площадку ФЭИ в Обнинске и размещена по соседству с первой АЭС. Энергосамоходы установили в общей траншее глубиной 2,8 м, стены и перекрытие которой выполнили из сборного железобетона и снаружи засыпали грунтом. Вездеход с турбогенератором и пультом управления располагался на поверхности земли.

7 июня 1961 года реактор ТЭС‑3 достиг критичности, а 13 октября 1961 года турбина ТЭС‑3 стала под полезную нагрузку и выдала электрический ток в систему Мосэнерго. После отработки проектной кампании реактор был остановлен для проведения регламентных работ.

Эксплуатация ТЭС‑3 продемонстрировала достаточную надежность, хорошую управляемость и удобство обслуживания. Средний КИУМ за 250 эффективных суток работы реактора составил 0,46, что является хорошим показателем для экспериментальной установки. Из крупных инцидентов следует отметить длительный останов из-за замены вышедшего из строя главного циркуляционного насоса первого контура. За весь период работы реактора не было ни одного случая выхода твэлов из строя.

Программа второй загрузки реактора ТЭС‐3 предусматривала массовое испытание новых видов твэлов, но приказом Минобороны проект был закрыт
Направление закрыто

В процессе эксплуатации было выполнено большое количество экспериментов для уточнения характеристики установки, а также выявления и проверки путей совершенствования малых АЭС. В частности, на установке был проведен ряд экспериментов по проверке возможности работы реактора в режиме саморегулирования и самокомпенсации при скользящих параметрах пара, подаваемого на турбину, по изучению эффективности биологической защиты при введении в воду борной кислоты.

Эксперименты, например, показали возможность отказа от системы автоматического регулирования мощности, если реактор обладает отрицательным коэффициентом реактивности во всем интервале температуры. Оказалось, что разобщенность пультов управления на каждой из платформ затрудняет эксплуатацию и увеличивает численность персонала (на ТЭС‑3 работали три человека в смену).

Вызвала проблемы неудачная, как оказалось, конструкция бака биологической защиты, от него решили отказаться при дальнейшем совершенствовании установки.

В 1963 году в ФЭИ началась подготовка ко второй кампании ТЭС‑3, в январе 1964 года было утверждено техническое задание на проект второй активной зоны. Программа второй загрузки реактора ТЭС‑3 предусматривала массовое испытание новых видов твэлов, ввод бора в первый контур реактора, облучение материаловедческих образцов. Однако из-за отказа Министерства обороны от развития этого направления работы по ТЭС‑3 были прекращены.

Разгрузка реактора началась 20 апреля и закончилась 5 мая 1966 года. 18 июля была завершена консервация первого контура. С 1969 года установка ТЭС‑3 находилась в ФЭИ в полностью законсервированном состоянии. В 1985 году после ревизии самоходная платформа с турбиной была отправлена на Камчатку в распоряжение геологоразведочной экспедиции.

В целом создание ТЭС‑3 позволило уточнить основные научно-технические принципы проектирования АЭС с водо-водяными реакторами для отдаленных районов.

При подготовке использованы материалы из архива газеты «Атомпресса», электронной библиотеки «История «Росатома» (elib.biblioatom.ru) и других открытых источников. Если вы были участником описываемых событий, знаете интересные факты о создании реакторов или обнаружили неточность в статье, напишите автору по адресу atom‑55@mail.ru.


НАМ ПИШУТ

В статье «Реактор для водородной бомбы» («СР» № 8, март 2020 года) упомянут один из участников пуска реактора АИ — ​Борис Григорьевич Дубовский. Мне посчастливилось работать под его руководством в лаборатории ядерной безопасности (ЛЯБ) ФЭИ в 1962–1969 годы.

Я был молодым специалистом, прикомандированным для работ на критических сборках реакторов, предназначенных для космоса. Разработчиком было ОКБ, сегодня — ​«Красная звезда». Хочу подчеркнуть, что эта работа не была основной для ЛЯБ. Но Борис Григорьевич был, вероятно, ее организатором, помогал выбивать в министерстве дорогостоящее высокообогащенное топливо для критических сборок и относился к ней с неподдельным интересом.

Вообще, он был инициативным ученым. В ФЭИ под его руководством был создан один из первых в СССР реактиметров. В здании № 159, в котором располагалась ЛЯБ, впервые были испытаны нейтронные измерительные каналы на основе датчиков прямой зарядки, которые в настоящее время используют во всех реакторах ВВЭР и РБМК.

Помню, как их создатель Михаил Григорьевич Миттельман раскладывал вдоль коридора здания кабель с этими датчиками перед испытанием. По инициативе и под руководством Дубовского в ЛЯБ было проведено исследование влияния омагниченной воды на эффективный коэффициент размножения уран-водных критических систем. В конце жизни, я слышал, он был консультантом руководства Москвы по вопросам безопасности.

Интересный был человек. К сожалению, многих людей, с которыми была связана его долгая жизнь, уже нет. Поэтому некому рассказать о нем в библиотеке «История «Росатома». Может быть, моя небольшая заметка будет данью памяти о нем.

Леонид Кряквин

Главный эксперт департамента научного руководства пуском энергоблоков АЭС с ВВЭР и освоения мощности, ВНИИАЭС