От «Аннушки» до БРЕСТа: НИКИЭТ отметил 80-летие

Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Доллежаля (НИКИЭТ) причастен ко многим прорывам в реакторостроении: от создания легендарной «Аннушки», на которой нарабатывали плутоний для первой атомной бомбы, до разработки БРЕСТа — сердца энергокомплекса четвертого поколения. Вспомним основные страницы из богатой истории юбиляра.

Атомный проект. Первые промышленные реакторы

28 января 1946 года. Создание «Гидросектора»

Игорь Курчатов привлек к атомному проекту НИИхиммаш, которым руководил Николай Доллежаль. Институту в числе других организаций было поручено спроектировать первый в нашей стране промышленный ядерный реактор для наработки плутония. «Конструкторы химических машин оказались ближе других к новому, к диковинным процессам, — вспоминал Николай Доллежаль. — <…> Мы больше других привыкли иметь дело с экстремальными условиями, в которых должны работать наши машины: необычно высокими давлениями, химически агрессивными средами. И это, наверное, сделало нас чуточку больше других приспособленными к созданию неординарных устройств, к принятию нестандартных технических решений. От реакторов молекулярных к реакторам атомным — такой путь нам предстояло пройти».

Для решения этой задачи постановлением Совнаркома СССР 28 января 1946 года в НИИхиммаше было учреждено особое конструкторское бюро «Сектор гидрооборудования» («Гидросектор»). Там и в Лаборатории измерительных приборов АН СССР шли основные научно-исследовательские и конструкторские работы по проекту первого промышленного реактора. Научным руководителем всех работ был Игорь Курчатов, главным конструктором реактора — Николай Доллежаль. Именно ему принадлежит революционная идея вертикально расположить содержащие уран каналы реактора, что позволило снять много вопросов, прежде всего о деформации конструктивных элементов при нагреве — они перестали быть механически нагруженными.

19 июня 1948 года. Первый промышленный реактор

Пущен первый промышленный реактор А‑1 по прозвищу «Аннушка», наработавший плутоний для первой советской атомной бомбы. Между встречей Игоря Курчатова и Николая Доллежаля и испытанием ядерного заряда прошло чуть больше трех с половиной лет, в то время как западные ученые считали, что СССР на создание бомбы понадобится 15–20 лет.

1951 год. Реактор для наработки трития

В конце 1948 года «Гидросектору» поручили разработать реактор для получения трития — изотопа водорода для термоядерной бомбы. Первый промышленно-исследовательский реактор АИ был сдан в эксплуатацию в 1951 году. К этому времени в соответствии с постановлением Совета Министров СССР «Гидросектор» был расширен и стал называться специальным конструкторским бюро — СКБ‑5.

1955 год. Реактор И

Следующим большим заданием стал промышленный реактор на основе опыта работы реакторов А и АИ. Прямым назначением реактора И была наработка трития и плутония в промышленном масштабе. К проекту приступили в начале 1950 года, а в 1955‑м установку приняли в эксплуатацию.

Энергетические ядерные реакторы

27 июня 1954 года. Первая в мире АЭС

В этот день в Обнинске дала ток первая в мире промышленная атомная станция. Ее реактор АМ‑1 («атом мирный») с вертикальным расположением топливных каналов сконструировали специалисты НИИ‑8 под руководством Николая Доллежаля. Мирный атом из мечты Игоря Курчатова стал реальностью.

1958 год. Реактор ЭИ‑2, Сибирская АЭС

Давняя идея Николая Доллежаля использовать тепло, вырабатываемое промышленными реакторами, воплотилась в первом в мире двухцелевом реакторе. Проект преобразования реактора И‑2 в ЭИ‑2 горячо поддержал Игорь Курчатов. В 1958 году в эксплуатацию ввели головной энергоблок Сибирской АЭС на Сибирском химкомбинате в Томске‑7 (ныне Северск). Электрическая мощность ЭИ‑2 первоначально составляла 100 МВт, затем была доведена до 600 МВт.

1964–1967 годы. Реакторы АМБ на Белоярской АЭС

Потребность страны в электроэнергии росла — нужны были реакторы большой мощности с высокими параметрами пара, то есть чтобы он перегревался в реакторе до необходимой температуры. Площадкой-пионером стала Белоярская АЭС. Блок с реактором АМБ‑100 («атом мирный большой») ввели в эксплуатацию в 1964 году, с реактором АМБ‑200 — в 1967‑м. Опыт их разработки и эксплуатации подтвердил возможность перегрева пара на АЭС и стал революционным достижением, позволившим существенно повысить коэффициент полезного действия энергоблока.

1973–1990 годы. Реакторы РБМК

В начале 1965 года была поставлена задача в кратчайшие сроки разработать и построить серию атомных блоков для покрытия дефицита электроэнергии. 29 сентября 1966 года Совет Министров СССР определил НИИ‑8 главным конструктором уран-графитового канального реактора, получившего индекс РБМК (реактор большой мощности канальный). Научным руководителем проекта назначили Институт атомной энергии им. Курчатова (сейчас Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт») во главе с Анатолием Александровым. РБМК — один из двух типов энергетических реакторов, получивших наибольшее распространение в нашей стране.

21 декабря 1973 года. Пуск первого реактора-миллионника на Ленинградской АЭС

Начало эксплуатации блоков с РБМК‑1000 стало отправной точкой крупномасштабного применения атомной энергии в народном хозяйстве. С 1973 по 1990 год в СССР построили 15 блоков с реакторами мощностью 1 млн кВт.

31 декабря 1983 года. Пуск первого блока Игналинской АЭС

Следующим этапом развития РБМК стал реактор электрической мощностью 1,5 млн кВт. В 1980‑е годы он был самым мощным в мире. Увеличения мощности на 50 % достигли за счет интенсификации теплообмена в активной зоне. На Игналинской АЭС в Литве было построено два блока с РБМК‑1500.

Реакторные установки для Военно-морского флота

1952 год. Создание НИИ‑8

По постановлению Совета Министров СССР на базе СКБ‑5 сформирован НИИ‑8, выделенный из НИИхиммаша. Директор и научный руководитель института — Николай Доллежаль.

1958 год. Реактор для первой отечественной атомной подлодки

В конце 1952 года команда Николая Доллежаля получила новое задание — ядерная энергосиловая установка для первой советской АПЛ. Работы вели в тесном сотрудничестве с другими организациями. Для проверки работоспособности установки, ее элементов, удобства обслуживания и ремонта, условий обитаемости в энергоотсеках, а также подготовки экипажей в Лаборатории «В» (теперь Физико-энергетический институт им. Лейпунского) в Обнинске в марте 1956 года ввели наземный стенд 27‑ВМ. Результаты испытаний на стенде использовали при разработке реакторной установки для К‑3 «Ленинский комсомол». После ходовых испытаний, завершившихся в декабре 1958 года, подлодку передали ВМФ в опытную эксплуатацию. «Ленинский комсомол» развивал самую высокую на то время подводную скорость в мире — 30 узлов (55,56 км/ч). Впервые глубина погружения достигла 300 м. Благодаря энергетической установке автономность К‑3 в боевом походе составляла два месяца. 17 июля 1962 года впервые в истории советского подводного флота К‑3 всплыла в районе Северного полюса, где ее экипаж водрузил флаг СССР.

1969 год. Ядерная энергоустановка для «Золотой рыбки»

Атомная подлодка проекта 661 «Анчар» получила второе название «Золотая рыбка» из-за высокой стоимости разработки. При ее проектировании и строительстве были отработаны технологии сварки корпусных конструкций из высокопрочных титановых сплавов, изготовления из них отливок, поковок, арматуры и других изделий. «Анчар» передали в опытную эксплуатацию ВМФ СССР в 1969 году. Этой лодке принадлежит до сих пор не побитый мировой рекорд — подводная скорость 44,7 узла (82,78 км/ч). НИКИЭТ разработал для «Золотой рыбки» самую мощную в мире на то время блочную реакторную установку В‑5. По удельным характеристикам она в три раза превосходила зарубежные аналоги. Проект 661 проложил путь массовому строительству атомных подлодок с новыми возможностями, а В‑5 стала родоначальницей ядерных паропроизводящих установок второго и третьего поколений.

Исследовательские реакторы

Одно из важнейших направлений НИКИЭТ — разработка исследовательских ядерных реакторов различного типа и назначения. Первыми в линейке стали типовые бассейновые водо-водяные реакторы ИРТ. В 1960‑е годы их построили в СССР (России, Белоруссии, Грузии, Латвии), Болгарии, КНДР и Ираке.

1961 год. Реактор СМ

В НИИ в Мелекессе (сейчас Димитровград) пущен исследовательский высокопоточный реактор СМ (после модернизации в 1992 году — СМ‑3), ставший мировым рекордсменом своего времени по нейтронному потоку (до 5×10¹⁵ см⁻²·с⁻¹). Уже в те годы конструкторы НИКИЭТ предусмотрели ловушку для расплавленного ядерного топлива на случай гипотетической аварии, внутрикорпусную систему перегрузки без сброса давления и многое другое.

4 марта 1966 года. Новое имя

НИИ‑8 переименован в Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники. В 2001 году институту присвоили имя академика Николая Доллежаля.

1967 год. Реактор МИР

В НИИ в Мелекессе пущен многопетлевой исследовательский ядерный реактор МИР. По конструктивным особенностям он канальный, но размещен в бассейне с водой, что позволяет совместить основные преимущества бассейновых и канальных реакторов. На МИРе испытывают топливо различных типов ядерных реакторов в условиях, моделирующих нормальные режимы эксплуатации и некоторые проектные аварийные ситуации.

1984 год. Импульсный исследовательский реактор ИБР‑2

Запущен в Объединенном институте ядерных исследований (ОИЯИ) в Дубне. Это единственный в мире ядерный реактор с подвижным отражателем нейтронов, благодаря которому осуществляется механическая модуляция реактивности. Области исследования — физика конденсированных сред, биология, химия, материаловедение.

28 февраля 2011 года. Реактор ПИК

В Петербургском институте ядерной физики (входит в Курчатовский институт) осуществлен физпуск высокопоточного исследовательского реактора ПИК в составе пускового комплекса № 1. Разработанный специалистами НИКИЭТ под научным руководством Курчатовского института реактор отличается от большинства аналогичных зарубежных проектов увеличенными нейтронными потоками в отражателе, наличием нейтронной ловушки с очень высоким потоком и возможностью облучения материалов в активной зоне.

Реакторы для космических исследований

Февраль 1960 года. Реактор ИГР

На Семипалатинском полигоне в Казахстане для программы создания ядерных ракетных двигателей сооружен исследовательский импульсный реактор взрывного действия РВД (ныне импульсный графитовый реактор ИГР) для петлевых испытаний тепловыделяющих сборок.

7 марта 1975 года. Исследовательский реактор ИВГ.1

Пущен на Семипалатинском ядерном полигоне. На ИВГ.1 получены уникальные результаты, реактор дал возможность испытывать тепловыделяющие сборки при температуре выше 3 тыс. К. Позднее на модернизированной установке изучали рассеяние реакторного излучения в атмосфере и взаимодействие конструкционных материалов Международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР с водородом и его изотопами в условиях реакторного облучения.

Сегодня и завтра

НИКИЭТ продолжает работы по всем основным направлениям своей деятельности.

РБМК

Среди приоритетных задач института — продление срока службы и обеспечение безопасной эксплуатации АЭС с реакторами РБМК, до недавнего времени вырабатывавшими почти половину атомной электроэнергии России. НИКИЭТ — один из инициаторов и основных исполнителей масштабной программы разработки технологии для восстановления ресурсных характеристик активных зон блоков с РБМК. Внедрение этой уникальной технологии позволяет сохранять АЭС с такими реакторами в Единой энергосистеме России до ввода замещающих мощностей и получать многомиллиардный экономический эффект. В векторе стратегических целей «Росатома» по развитию новых продуктов и повышению их доли на международном рынке НИКИЭТ разрабатывает технологии получения радиоизотопной продукции медицинского и промышленного назначения. Эти технологии внедряются на всех блоках с РБМК.

Проект «Прорыв»

В рамках стратегического отраслевого проекта «Прорыв» НИКИЭТ с другими отраслевыми, академическими организациями и ведущими университетами работает над ядерной энерготехнологией на основе быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем и замкнутым топливным циклом. Реализация проекта позволит поднять на принципиально новый уровень безопасность ядерной энергетики, решить проблему радиоактивных отходов, укрепить режим нераспространения. На Сибирском химкомбинате в Северске строится опытно-демонстрационный блок с установкой БРЕСТ-ОД‑300. С учетом технических решений, заложенных в проект реактора, НИКИЭТ разрабатывает коммерческий реактор БР‑1200 мощностью 1,2 тыс. МВт, который может стать основой крупномасштабной ядерной энергетики.

АСММ

Принимая в расчет актуальность задачи надежного энергоснабжения районов Крайнего Севера, Арктики и Дальнего Востока, НИКИЭТ разрабатывает реакторные установки для атомных станций малой мощности (АСММ) в диапазоне от 1 до 100 МВт с различным целевым назначением. Приоритетный проект — «Шельф-М» для станции, разместить которую планируется на Чукотке. Основные преимущества этого реактора — транспортабельность, наличие защитной капсулы, а также способность работать в режиме когенерации (выработка тепловой и электрической энергии одновременно).

Международный проект ИТЭР

НИКИЭТ — один из ключевых российских участников международного мегапроекта термоядерного экспериментального реактора ИТЭР, строительство которого развернуто во Франции. Институт отвечает за разработку, изготовление и поставку высокотехнологичного оборудования: панелей первой стенки и соединителей модуля бланкета реактора. Также НИКИЭТ разрабатывает новейшие технологии для других установок управляемого термоядерного синтеза.

Исследовательские реакторы

НИКИЭТ — главный конструктор сооружаемого в Димитровграде многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах (МБИР) и разрабатываемого исследовательского жидкосолевого реактора (ИЖСР). МБИР обладает уникальными характеристиками и экспериментальными возможностями для широкого спектра исследований, в том числе в обоснование решений двухкомпонентной ядерной энергетики и замыкания топливного цикла. На базе МБИРа создается международный центр исследований. Реакторная установка с ИЖСР предназначена для отработки технологий, необходимых для создания полномасштабного жидкосолевого реактора — дожигателя долгоживущих отходов ядерной энергетики, минорных актинидов. Для ОИЯИ в Дубне НИКИЭТ разрабатывает высокопоточный источник нейтронов, который после 2040 года должен сменить реактор ИБР‑2. Кроме того, НИКИЭТ ведет инициативные разработки других перспективных исследовательских реакторов различной мощности и назначения.

Современные управляющие системы

У НИКИЭТ 80-летний опыт разработки, изготовления и эксплуатации управляющих систем и оборудования для ядерных энергетических установок всех типов, стенды-полигоны для испытаний оборудования и авторского сопровождения систем в течение всего их жизненного цикла. Институт разрабатывает и изготавливает уникальные внутриреакторные датчики, приводы и исполнительные механизмы систем управления и защиты, специальную аппаратуру, включая программное обеспечение.