Третий среди первых – история реактора АДЭ-3

Мы продолжаем рассказ о большой семье российских реакторов. Сегодня речь о реакторе-труженике АДЭ‑3, который проработал больше 30 лет. Этот промышленный двухцелевой реактор с графитовым замедлителем создавали для выработки плутония, электрической и тепловой энергии. Он стал третьим и последним в составе первого реакторного комплекса (завода № 5) Сибирского химического комбината. Энергетические промышленные реакторы ЭИ‑2 и АДЭ‑3 составили первую очередь Сибирской АЭС.

Зашифрованная сборка

Реакторные установки типа АДЭ, главным конструктором которых было ОКБМ, создавали довольно однотипными. Строительный базис реактора представлял собой квадратную шахту с бетонными стенами толщиной 2 м. В ней монтировали несущие металлоконструкции, названия которых в целях секретности зашифровывали буквами. Их основу составляли баки водяной защиты толщиной 1,5 м (схема «Л»), на которые опиралась коробчатая конструкция, пронизанная трубами для технологических каналов и заполненная песком с добавками железной и боратовой руды (схема «ОР», нижняя биологическая защита).

На схеме «ОР» размещали кладку из графитовых блоков сечением 20×20 см с отверстиями, через которые проходили трубы технологических каналов. Верхнее перекрытие (схема «Е», верхняя биологическая защита) также заполняли песком с добавками железной и боратовой руды, через который шли трубы для прокладки технологических каналов. Графитовую кладку опоясывали подпружиненными бандажами и окружали герметичным металлическим кожухом, который защищал ее от попадания воздуха. Сверху кладку закрывали сварной алюминиевой кровлей — ​азотным коллектором, снизу герметизировали диафрагмой и компенсатором, который приваривали к внутренним стенкам схемы «Л».

Через графитовую кладку проходили 2832 канала, из которых 132 предназначались для стержней управления и защиты реактора. В активной зоне содержалось 300 т топлива из природного урана.

Во избежание окисления графита сверху в кладку подавали азот высокой чистоты. В технологические каналы из алюминиевого сплава через шаровой кран сначала загружали опорные алюминиевые блоки, а затем в пределах высоты активной зоны — ​твэлы из природного урана в виде цилиндрических блоков в алюминиевой оболочке.

Первый контур реакторной установки состоял из двух петель, объединенных верхними и нижними групповыми коллекторами, а также коллектора главных циркуляционных насосов и теплообменников. Охлаждающая вода поступала в технологические каналы из верхнего коллектора, проходила активную зону, нагревалась и поступала в нижний коллектор. Оттуда по трубопроводам она попадала в парогенераторы и концевые холодильники. Затем охлажденная вода главными циркуляционными насосами возвращалась в реактор.

Второй контур реакторной установки предназначался для производства насыщенного пара в парогенераторах. Полученный пар направлялся в турбины для выработки электроэнергии, а его избыток шел на технологические нужды предприятия и коммунальное теплоснабжение.

Дешевая энергия

Работы по строительству реактора новой серии АДЭ, отличающейся большей тепловой и электрической мощностью, начались еще до ввода в эксплуатацию реактора ЭИ‑2. Здание нового реактора располагалось рядом со зданием ЭИ‑2. Начальником строящегося реактора был назначен Виктор Мухин, ставший позднее директором реакторного завода. Работами по строительству реактора и первой очереди Сибирской АЭС руководил директор реакторного завода № 5 Николай Тиранов.

Новый реактор предполагалось, как и ЭИ‑2, сначала пустить в проточном режиме, а затем перевести в энергетический режим, завершив тем самым сооружение первой очереди Сибирской АЭС.

8 июля 1961 года состоялся пуск реактора АДЭ‑3 в проточном режиме. Благодаря опыту, накопленному к тому времени на реакторе ЭИ‑2, трудностей при пуске и эксплуатации нового реактора возникло гораздо меньше.

После завершения строительства комплекса энергетических сооружений электростанции — ​парогенераторов, градирен и других, 10 мая 1964 года реактор был переведен в энергетический режим.

АДЭ‑3 более чем за 30 лет эксплуатации «переболел» всеми болезнями, присущими уран-графитовым реакторам. Так, после нескольких лет работы в активной зоне реактора возникли сложности с извлечением и постановкой труб технологических каналов и графитовых втулок: усадка центральных графитовых блоков с высокой температурой приводила к уменьшению газовых зазоров и «закусыванию» труб и втулок. Для исключения этого явления были разработаны специальные прошивки, калибрующие отверстия графитовых колонн после каждого извлечения графитовых втулок.

Происходили и серьезные инциденты, связанные с зависанием рабочих блоков в технологических каналах, но их было вдвое меньше, чем на реакторах И‑1 и ЭИ‑2: за период эксплуатации произошло всего пять подобных случаев, последний — ​21 января 1970 года.

К концу 1980-х годов после всех модернизаций реактора и аппаратуры тепловая мощность реактора АДЭ‑3 приблизилась к 1,9 ГВт, он производил примерно 150 тыс. кВт·ч электроэнергии и 300 Гкал тепла в час. При этом стоимость вырабатываемой реактором ЭИ‑2 электроэнергии составляла 3,36 копейки за 1 кВт·ч, а у реактора АДЭ‑3 она снизилась до 0,46 копейки за 1 кВт·ч.

Пора на вывод

В рамках своего основного предназначения реактор АДЭ‑3 трудился практически безукоризненно: ежегодно из него выгружали около 1,2 тыс. т облученного топлива, содержащего примерно 500 кг плутония.

Но пришло и его время. В соответствии с концепцией по выводу из эксплуатации промышленных ядерных реакторов, утвержденной в 1990 году первым заместителем министра Минатомэнергопрома Борисом Никипеловым, и межправительственным соглашением между США и СССР об окончательной остановке атомных реакторов по наработке оружейного плутония от 1991 года АДЭ‑3 был остановлен 14 августа 1992 года, хотя техническое состояние реактора позволяло продолжить его эксплуатацию.

Но даже остановленный, он оставался радиационно опасным. Вывод из эксплуатации промышленного уран-графитового реактора требует особого подхода. В частности, особого внимания требовало обращение с облученным графитом кладок. До сих пор безопасность обращения с ним в полной мере не проработана и не обоснована.

Руководство отрасли для вывода из эксплуатации реактора АДЭ‑3 выбрало захоронение на месте, с использованием технологий, апробированных при выводе из эксплуатации реактора ЭИ‑2. Проект предусматривает полный демонтаж обеспечивающих систем и оборудования (за исключением самой реакторной установки), бетонирование помещений и подреакторного пространства до нижних ступеней биологической защиты. Также предполагается максимально заполнить приреакторные пространства и внутриреакторные помещения барьерным материалом, дезактивировать строительные конструкции наземной части здания, демонтировать ее и создать экран, препятствующий воздействию атмосферных осадков. Начать работы по выводу из эксплуатации реактора АДЭ‑3 планируют после 2020 года.

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.

Читайте также: Электричество в виде азбуки Морзе: история первого в своем роде реактора ЭИ-2.

Читайте также: Нелишняя буква «Э». 10 лет назад на ГХК остановили реактор АДЭ-2.

Читайте также: История самого мощного реактора по наработке оружейного плутония — АВ‑3.