proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2022 год
  Агентство  ПРоАтом. 25 лет с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. Подробнее
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[17/02/2014]     К истории промышленных энергетических уран-графитовых реакторов

В. М. Федуленко, НИЦ “Курчатовский институт”

В 2014 году исполняется 50 лет промышленному энергетическому реактору АДЭ-2. В СССР за неполных 7 лет было построено 6 (шесть) промышленных энергетических гигантов, производящих оружейный плутоний и электроэнергию! Идеи создания реакторных установок с использованием атомной энергии для производства электрической стали обсуждаться в Советском Союзе буквально с начала работ по урановому проекту.


Уже в декабре 1945 года в письме П.Л.Капицы Первому заместителю Председателя СНК СССР В.М. Молотову о проблемах использования атомной энергии говорилось, что “...главное значение в применении атомной энергии лежит в мирных культурных целях, где ей предстоит революционизировать энергетику...”. В те годы главное внимание уделялось созданию реакторов для производства оружейного плутония, однако проблемы атомной энергетики если и отодвигались, но не забывались.

В ноябре 1949 года в протоколе совещания в Первом Главном управлении (ПГУ) СМ СССР о  проектах энергетических графитовых реакторов сказано: “...совещание решило:

1. Рекомендовать для разработки проектов реакторов в НИИХИММАШе следующие варианты,  предусматривающие использование тепла для энергетических целей:

а) Проект реактора типа АВ с одновременным использованием тепла для энергетических целей и производством плутония...”   Слушали сообщение Н.А. Доллежаля о том, что в НИИХИММАШе, ныне НИКИЭТ, ведется разработка предварительного проекта реактора для энергетических целей на основе задания, выданного ЛИПАН СССР, ныне НИЦ “Курчатовский институт”.

В докладной записке ПГУ в Спецкомитет при СМ ССР по “Использованию тепла для энергосиловых установок”   в декабре 1949 года за подписью И.В.Курчатова предлагается “работы в области использования тепла в ядерных процессах вести в следующих направлениях: ... 1. Разработка и осуществление атомного котла для производства плутония с использованием дарового тепла для электростанции...”.

27 января 1950 г. в записке членов НТС ПГУ и Спецкомитета при СМ СССР председателю Спецкомитета Л.П.Берия о создании энергетических ректоров и развитии других направлений мирного использования атомной энергии предлагается начать:
“1. Разработку проектов уран-графитовых атомных котлов на природном уране при повышенной температуре охлаждающей воды, позволяющих наряду с производством плутония использовать  тепло охлаждающей воды для выработки электроэнергии”.

Однако на ближайшие годы были рекомендованы работы по строительству экспериментального энергетического уран-графитового реактора АМ на обогащенном уране, который был пущен в июне 1954 года в составе первой в мире АЭС в г. Обнинске мощностью 5000 кВт. В 2014 году реактору АМ – 60 лет – двойной юбилей атомной энергетики России.

В последующие годы в Англии (1956 г., Колдер-Холл) был пущен экспериментально-промышленный энергетический газоохлаждаемый (СО2) канальный реактор электрической мощностью 46 МВт, а через год в США в г. Шиппингпорт вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт с корпусным водо-водяным реактором.

К началу работ по созданию атомных реакторов для электростанций в Советском союзе успешно работали несколько промышленных уран-графитовых реакторов (ПУГР) так называемого проточного типа, производящие оружейный плутоний. Опыт работы проточных реакторов, первый из которых был пущен в июне 1948 г., свидетельствовал о возможности повышения параметров воды на входе и выходе реактора с последующим съемом тепла замкнутого 1-го контура в парогенераторах второго контура. При этом ставилась задача обеспечения основного назначения реактора - производство и выделение оружейного плутония без изменения технологии радиохимического передела тепловыделяющих элементов.

Активная зона проточных промышленных уран-графитовых реакторов выполнена из следующих конструктивных элементов и материалов:
– замедлитель - искусственный реакторный графит высокой чистоты; графитовая кладка заполнена азотом с содержанием кислорода не более 0,02%.
– трубы технологических каналов – сплав алюминия с минимальным легированием и слабым поглощением нейтронов;
– тепловыделяющие элементы (твэлы - блочки) с сердечником из металлического урана естественного состава в оболочке из коррозионно-стойкого сплава алюминия;
– теплоноситель – вода низких параметров с максимальной температурой на выходе реактора до 97°С,  на входе –  с температурой озерной воды.

Оболочки твэлов из сплава алюминия толщиной примерно 1 мм позволяли сравнительно просто организовать химический передел топлива с извлечением из него накопленного оружейного плутония для атомных бомб.

Группа промышленных УГР была построена между городками Кыштым и Касли на Южном Урале (ныне химкомбинат или Производственное объединение “Маяк”) на берегу красивейших уральских озер. Вода для охлаждения реакторов бралась и возвращалась в озеро без стоков, загрязняя озерную воду радиоактивными продуктами.

В начале 50-х годов были приняты планы продолжения строительства промышленных реакторов вблизи Томска (г. Томск-7, ныне Сибирский химический комбинат в г. Северск) и вблизи Красноярска (Красноярск-26, ныне Горно-химический комбинат в г. Железногорске).
На этих площадках первые два реактора начали проектировать проточными (И-1 и АД). Для последующих была поставлена задача: уменьшить радиоактивные сбросы в реки Томь и Енисей и использовать энергию реакторов для производства технологического пара и электроэнергии без изменения технологии радиохимического выделения плутония.

Вначале для изготовления труб технологических каналов и оболочек твэлов рассматривался цирконий, позволяющий значительно повысить параметры охлаждающей воды и кпд установки. (ВТУ на трубы ТК из циркония были составлены в ЛИПАН в декабре 1954 г.).

Однако быстро выяснилось, что оболочки твэлов делать из циркония не только дорого, но и нельзя, не изменив технологии химической  переработки топлива.  Поэтому материалы активной зоны (трубы ТК и оболочки твэлов) оставили из сплавов алюминия, поставив задачу повысить их коррозионную стойкость.

Первый проточный реактор А проектировался НИИХИММАШем (НИИ-8, ныне НИКИЭТ). Последующая серия проточных реакторов типа АВ – конструкторским бюро завода 92 в г. Горьком (ныне ОКБМ им. И.И. Африкантова в Нижнем Новгороде). Следующие по времени проточные реакторы проектировались в НИИ-8 (реактор И-1 для  Томска-7) и в ОКБМ (реактор АД для Красноярска-26). Твэлы для ПУГР разрабатывались в НИИ-9.

Эти два реактора (И-1 и АД) стали прототипами для промышленных энергетических реакторов нового поколения с замкнутым контуром и  “энергетическим хвостом” для производства электроэнергии.

Все промышленные уран-графитовые реакторы проектировались под научным руководством лаборатории № 2 (ЛИПАН), возглавляемой академиком И.В. Курчатовым. Проектирование энергетических промышленных УГР осуществлялось непосредственно под научным руководством академика А.П. Александрова. Однако в начале 50-х годов основное внимание было уделено проектированию и строительству энергетического реактора АМ в Обнинске, пуск которого ознаменовался вводом в строй действующих первой в мире АЭС модностью 5000 кВт.

С пуском первой АЭС возрос интерес к проектированию промышленных двухцелевых реакторов. Очередным документом, в котором обсуждалась проблема промышленных энергетических реакторов, производящих оружейный плутоний и попутно электроэнергию, видимо, была докладная записка С. М. Фейнберга на имя И.В. Курчатова и В.А. Малышева, написанная в апреле 1954 года. К середине 1954 г. в Министерстве среднего машиностроения (МСМ) было принято решение по проектированию “…второй очереди агрегатов типа АВ для производства плутония и попутной выработки товарной электроэнергии”. Проектирование поручено НИИ-8, место строительства - Томск-7. Вскоре новый реактор был назван ЭИ-2. В следующем, 1955, году в МСМ принято решение о строительстве серии промышленных энергетических реакторов типа АДЭ (Главный конструктор – ОКБМ им.И. И. Африкантова).

Технические задания и технические условия на проектирование реакторов ЭИ-2 и АДЭ были составлены в ЛИПАНе. Генеральным проектантом установок был ленинградский ГСПИ (ныне ВНИПИЭТ). Металлоконструкции реакторов проектировались ЦНИИПСК им. Мельникова. Твэлы разрабатывались в НИИ-9 (ВНИИНМ).

На разработку первого промышленного энергетического реактора ЭИ-2 потребовалось около 4-х лет. Уже в 1958 году на Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии прозвучало сообщение о пуске в Советском Союзе, в Сибири, атомной электростанции мощностью 100 тыс. кВт. Это был первый блок Сибирской АЭС. На конференции был показан фильм о строительстве и пуске АЭС. Было объявлено, что общая проектная мощность Сибирской АЭС 600 МВт.

Газеты сообщили о вводе в эксплуатацию мощной АЭС, которая еще была названа Троицкой, однако ничего не говорилось о типе реактора и о месте расположения станции.
На самом деле речь шла о промышленных двухцелевых уран-графитовых реакторах, производящих оружейный плутоний и попутно электроэнергию. Строительство “Сибирской АЭС” велось на двух площадках:

- на комбинате 816 в г. Томск-7 (ныне Сибирский химический комбинат в г. Северске),
- на комбинате 815 в г. Красноярск-26 (ныне Горно-химический комбинат в г. Железногорске).
На Томской площадке были сооружены два энергетических промышленных реактора первой очереди (ЭС-1):
- ЭИ-2 - пущен в проточном режиме в феврале 1958 г., в энергетическом режиме в сентябре 1958 г.,
- АДЭ-3 – сдан в эксплуатацию в июле 1961 года.
Реакторы  ЭС–1 производили только электроэнергию (кроме, конечно, главного продукта – оружейного плутония).
(Оба реактора остановлены: ЭИ-2 - в декабре 1990 г., АДЭ-3 - в августе 1992 г.)
Реакторы второй очереди (ЭС-2) были сооружены вблизи первой очереди:
- АДЭ-4 – введён в эксплуатацию в проточном режиме в феврале-марте 1964 года, в энергетическом режиме – в декабре 1968 года;
- АДЭ-5 – введён в эксплуатацию сразу в энергетическом режиме в июне-августе 1965 года. Оба реактора вырабатывали электроэнергию и тепло, которым обеспечивали с 1973 года г. Северск, объекты комбината и частично г. Томск. В тепловом балансе г. Томска атомное тепло составляло до 30–40%.
На Красноярской площадке были сооружены два промышленных энергетических реактора:
- АДЭ-1 – введен в эксплуатацию в проточном режиме в июле-сентябре 1961 г., однако в энергетический режим переведен не был, остановлен в 1992 году;
- АДЭ-2 – введен в эксплуатацию в энергетическом режиме в январе-марте 1964 года, с 1966 года обеспечивал  г. Железногорск и промышленные предприятия коммунальным теплом.

Примечание:

Реакторные установки типа АДЭ однотипны, хотя есть некоторые различия, о которых не стоит упоминать. Реакторы АДЭ-1 и АДЭ-2 расположены в горном массиве высотой более 200 метров на берегу Енисея. Решение о строительстве ГХК “под землёй” было принято в феврале 1950 года, а уже в августе 1958 года пущен в эксплуатацию промышленный реактор АД. Поражают скорость работ и циклопические масштабы горных выработок под сооружения ГХК (и глубина наивности руководителей, замысливших проект. После взрыва атомной бомбы над скалой или рядом работать “под землёй” будет практически невозможно, да уже и не нужно). Громадный объём строительных работ выполнялся в основном заключёнными. Их было около 27 тысяч, из них 4 тысячи женщин. Объём скальных горных выработок равен нескольким миллионам кубических метров, уложено более миллиона кубических метров бетона, десятки тысяч тонн металлоконструкций, трубопроводов, кабелей и прочее. Для вентиляции подземных сооружений спроектированы и изготовлены гигантские вентиляторы производительностью 1 млн. м3/час. Интересно постановление Совета Министров СССР по строительству ГХК (рассекреченное), которое размещено в приложении к данному материалу.

Что же представляли собой промышленные двухцелевые (энергетические) уран-графитовые реакторы?

Схема реактора представлена на рисунке 1. В бетонной квадратной шахте с толщиной стенок примерно 2 м смонтированы несущие металлоконструкции:  схема Л - баки водяной защиты толщиной 1,5 м; на схему Л опирается схема ОР коробчатой конструкции, пронизанная трубами для прохода технологических каналов и заполненная песком с примесью железной  и боратовой руды (нижняя биологическая защита); на схему Л опирается верхнее перекрытие (схема Е) - верхняя биологическая защита, пронизанная трубами для прохода технологических каналов и заполненная песком с боратовой и железной рудой. На схеме ОР расположена графитовая кладка. Опоясана кладка металлическими подпружиненными бандажами, стягивающими графитовую кладку и осуществляющими компенсацию температурных расширений. Графитовая кладка окружена герметичным металлическим кожухом, предотвращающим попадание воздуха и влаги в кладку. Сверху  кладка закрыта сварной алюминиевой кровлей – азотным коллектором, снизу герметизируется диафрагмой и компенсатором, который приварен к внутренним стенкам схемы Л.

В азотный коллектор и далее в кладку подается азот высокой чистоты, предотвращающий окисление графита. Снизу осуществляется отсос азота из каждого канала, что позволяет обеспечивать контроль герметичности труб технологических каналов. Азот подается также в реакторное пространство между кожухом и схемой Л.

Графитовая  кладка набрана из графитовых блоков сечением 20х20 см и высотой в основном 60 см. Нижний и верхний слои набраны из блоков разной высоты, что позволяет осуществлять перевязку слоев графитовых блоков в колоннах и выравнивать верхнюю поверхность кладки.

Графитовые блоки (соответственно, колонны) пронизаны отверстием, смещенным по отношению к оси сечения блока на 10 мм. Смещение позволяет осуществлять перевязку графитовых колонн в перпендикулярном смещению направлении, что увеличивает устойчивость кладки. Шаг решётки активной зоны 20×20 см.

В отверстия графитовых колонн вставляются графитовые втулки и трубы технологических каналов. В отверстия колонн четырех периферийных радиусов, образующих боковой отражатель тепловых нейтронов, вставлены графитовые стержни.

В алюминиевые трубы технологических каналов (ТК)  сначала загружаются опорные алюминиевые блоки – “подушка”, которые расположены в пределах разгрузочного механизма (снизу), высоты схемы ОР и части графитовой кладки, образующей нижний отражатель нейтронов. Затем загружаются топливные блочки-твэлы в пределах высоты активной зоны. Часть верха графитовой кладки, не загруженная твэлами, образует верхний графитовый отражатель нейтронов.

Охлаждающая вода поступает в ТК из верхнего группового коллектора по стойке коллектора, проходит активную зону, подушку, разгрузочный механизм, трубку, соединяющую канал с нижним групповым коллектором. Нижний коллектор имеет два выхода. На входе в каждый ТК установлен запорный орган и измеритель расхода. На выходе каждого ТК установлены обратный  клапан и измеритель температуры воды. Твэлы загружаются в канал через шаровой кран, установленный сверху на головке канала.

Горячая вода из нижних групповых коллекторов поступает в два нижних сборных коллектора, соединенных между собой перепускными (обводными) трубопроводами, образующими выравнивающее давление нижнее кольцо.

По двум трубопроводам горячей нитки 1-го контура вода от реактора поступает в парогенераторы (двух давлений) и концевые холодильники. Концевые холодильники предназначены для снижения температуры воды на входе в реактор, что позволяет увеличить мощность реактора и производство плутония без увеличения расхода воды по реактору. На трубопроводах за реактором установлены компенсаторы объёма и система подпитки 1-го контура. После концевых холодильников охлаждённая вода 1-го контура по двум трубопроводам поступает во всасывающий коллектор главных циркуляционных насосов (ГЦН), проходит ГЦН (семь насосов, из них 4-5 - работающие, остальные в резерве; установлены также четыре аварийных насоса), поступает в напорный коллектор и двумя трубопроводами направляется к реактору. Перед входом в верхние подводящие (напорные) коллекторы на каждом из двух трубопроводов установлены обратные клапаны. Подводящие коллекторы соединены между собой выравнивающими давление обводными трубопроводами. От двух подводящих коллекторов вода поступает в верхние групповые коллекторы (ВГК) через компенсационные лиры (“гуси”), на которых установлены запорные задвижки, обеспечивающие отсечение ВГК от 1-го контура при необходимости (например, ремонта). ВГК установлены над активной зоной реактора. Далее по стойкам ВГК вода поступает в технологические каналы реактора.

Таким образом, первый контур реакторной установки состоит из двух петель, объединенных верхними и нижними групповыми коллекторами, а также коллекторами ГЦН и теплообменного оборудования. На коллекторах установлены рассечные задвижки, позволяющие питать реактор по одной петле (например, при ремонте теплообменного оборудования одной из петель).

Алюминиевые трубы технологических каналов меняются в реакторе через три - четыре года вместе с графитовыми втулками. Ранее, при применении менее коррозионностойких сплавов труб ТК, смена труб проводилась через год - два, графитовые втулки сменялись через 2-3 года.

На реакторах были установлены следующие системы контроля и управления:
– Система  СУЗ, состоящая из стержней-поглотителей автоматического регулирования (три группы АР), ручного регулирования (РР) и выделенных стержней аварийной защиты (АЗ). Стержни СУЗ изготовлены из карбида бора в оболочке из сплава алюминия и расположены равномерно по реактору в отдельных каналах с автономной разомкнутой системой охлаждения. Время срабатывания стержней АЗ с “заглушением” реактора около 2-3 сек., время полного погружения стержней РР в активную зону – 6-7 сек. Остановка реактора происходит уже в первые три секунды после срабатывания аварийной защиты в каналы с плёночным охлаждением. Контроль и регулирование мощности реактора осуществляются по показаниям нейтронных датчиков (ионизационных камер), расположенных в специальных трубах за кожухом реактора. На реакторе отсутствовала дополнительная (дублирующая) система аварийной защиты.

– Распределение энерговыделения по высоте активной зоны контролируется специальной многозонной системой датчиков, которые установлены в трубах СУЗ или трубах рабочих технологических каналов. Распределение энерговыделения по радиусу реактора оценивается по распределению температуры воды на выходе из каналов (в меньшей степени – по распределению температуры графита) и регулируется стержнями ручного регулирования.

- Система  контроля температуры воды на выходе из технологических каналов и каналов СУЗ.

- Система контроля расхода воды в каждом рабочем канале и каналах СУЗ.

- Система контроля целостности (герметичности) труб технологических каналов.

- Система дозиметрического контроля.

- Система аварийного охлаждения реактора (баки с водой для аварийного расхолаживания реактора с соответствующей арматурой переключения и контроля).

Все системы контроля и управления реактором находятся перед пультом оператора в виде хорошо обозреваемых табло с соответствующей звуковой и световой сигнализацией. Например, контроль расхода воды в ТК имеет предупредительную и аварийную сигнализацию снижения расхода, предупредительную и аварийную сигнализацию превышения расхода. Контроль расхода по каналам в промышленных реакторах выполняет еще одну важную функцию - функцию контроля герметичности оболочек твэлов. Дело в том, что при разгерметизации оболочки твэла начинается окисление металлического урана с ростом объема окислов, вызывающего распухание оболочки и перекрытие сечения кольцевого канала. Последнее приводит к снижению расхода, появлению предупредительной сигналиазции либо к срабатываанию аварийной защиты.

Твэлы промышленных реакторов изготовлены из металлического урана естетсвенного состава в алюминиевой оболочке в виде цилиндрических блочков длиной примерно 10 см с плоскими торцами. В трубе технологического канала твэлы опираются друг на друга торцами, часть центральных и нижних твэлов, имеющих максимальную температуру оболочек, имеют утолщенную торцевую оболочку, снижающую температуру торцов.

Выгружаются твэлы из канала с помощью специального разгрузочного механизма с гидроприводом и попадают в разгрузочный бункер, из которого удаляются гидротранспортной установкой. Плановая разгрузка твэлов осуществляется на остановленном реакторе, экстренная разгрузка канала возможна на работающем реакторе.

Загружаются твэлы в каналы на остановленном реакторе вручную, хотя возможна загрузка специальной загрузочной машинкой на мощности.

В первом контуре реактора поддерживается специальный водно-химический режим, обеспечивающий минимальную коррозию алюминиевых сплавов оболочек твэлов и труб ТК.
Второй контур реакторной установки предназначен для производства насыщенного пара в парогенераторах. Пар поступает в турбогенераторы, а также предназначен для технологических нужд комбината и обеспечения коммунального теплоснабжения.

Второй контур состоит из следующего основного оборудования:
- предвключенных парогенераторов давлением 1,0 МПа;
- основных парогенераторов давлением 0,22 МПа;
- турбогенераторов, работающих на насыщенном паре;
- конденсаторов турбин и технологических конденсаторов (последние предназначены для сброса пара в случае аварийной остановки турбин);
- конденсатных насосов, деаэраторов и другого вспомогательного оборудования.

Вода первого контура доохлаждается до необходимой температуры на входе в реактор водой промежуточного контура в концевых холодильниках. Тепло промежуточного контура снимается водой третьего контура (контуром коммунального теплоснабжения - зимой) либо циркуляционной водой градирен (летом). Конденсаторы турбин охлаждаются также циркуляционной водой градирен. Пар из парогенераторов поступает как в турбины, так и в теплообменное оборудование третьего контура, обеспечивая коммунальное теплоснабжение водой с температурой до 130°С. При необходимости в холодное время зимой вода третьего контура догревается до 150°С  в пиковой котельной, работающей на органическом топливе.

К моменту пуска первого энергетического реактора ЭИ-2 (1958 год) был получен значительный положительный опты работы активных зон проточных реакторов с трубами ТК и оболочками твэлов из сплава алюминия. Однако процесс освоения энергетического режима первого промышленного реактора ЭИ-2 оказался трудным и длительным. Сказалось отсутствие достаточно полных и серьезных экспериментальных работ, в первую очередь – по ресурсному обоснованию живучести и надежности материалов активной зоны.

Уже вскоре после энергетического пуска стали разгерметизироваться оболочки твэлов. Появились течи труб технологических каналов. Часто отказывали разгрузочные механизмы, установленные на каждом канале и управляемые гидравликой.

Верхние групповые коллекторы реактора, из которых вода поступает в технологические каналы, были изготовлены из сплава алюминия. Появились течи и разрушения групповых  коллекторов.

Каналы системы управления и защиты (СУЗ) располагались на стыке углов (ребер) графитовых блоков; поглощающие стержни СУЗ вводились (без охлаждения водой) в верхнюю часть активной зоны, что искажало высотное нейтронное поле в активной зоне, а впоследствии привело к разгару отверстий в графите и заклиниванию поглощающих стержней.

Не хватало производительности подпитки, так как были велики протечки из разгрузочных механизмов, уплотнений технологических каналов и пр.

Недостаточной оказалась ёмкость компенсаторов объёма и азотных ресиверов.

Необходимо было оптимизировать водно-химический режим реактора, отрабатывать заново систему влагосигнализации, призванную контролировать негерметичность технологических труб.

Реактор ЭИ-2 оказался экспериментальным полигоном и научной лабораторией. На нем отрабатывались новые материалы и сплавы, оптимизировалась технология эксплуатации. В течение двухлетней работы коллектив эксплуатационников совместно с проектантами и научными институтами создали практически новый реактор, который, как стало очевидно, может устойчиво работать в энергетическом режиме.

Опыт, полученный на первом энергетическом реакторе ЭИ-2, оказался бесценным при проектировании последующих энергетических реакторов двухцелевого назначения. Эксплуатационники реакторов типа АДЭ, более мощных, уже не испытывали тех мучительных трудностей, которые выпали на долю первопроходцев на реакторе ЭИ-2.

В течение многих лет реакторы эксплуатировались устойчиво и надежно. Кроме производства оружейного плутония вырабатывалась электроэнергия и тепло для технологического и коммунального теплоснабжения. Мощности реакторов постепенно повышались сверх проектных.

По мере работы реакторов возникали не учтенные проектом и непредвиденные сложности эксплуатации. Например, интересны проблемы, связанные с поведением твэлов при повышенных температурах воды и поведением графитовой кладки, длительно работающей в условиях нейтронного облучения разной интенсивности и температурах от 200 до 600°С (обусловленные определённым распределением энерговыделения по высоте и радиусу активной зоны).

Интересны проблемы надёжности работы твэлов. Уже вскоре после достижения проектной мощности на реакторе ЭИ-2 стали разгерметизироваться оболочки твэлов, в основном вблизи торцов. У торцов появлялись вздутия оболочки (отдулины – окислы урана имеют меньшую плотность), которые снижали расходы в каналах, что приводило к появлению предупредительных сигналов по снижению расхода воды в каналах и к срабатыванию аварийной защиты по аварийным сигналам. Происходили зависания твэлов в трубах ТК, усложнилась разгрузка твэлов. Появились течи труб технологических каналов.

Выяснилось при исследовании оболочек торцов разгерметизировавшихся твэлов (исследования проведены на СХК), что возникает диффузионное взаимодействие металлического урана с оболочкой вблизи оси сердечника в зоне максимальных температур торцов, что вызывает охрупчивание оболочки и её разгерметизацию. Как раз на поверхности торцов сердечников никелевый подслой оказался меньшей толщины (в некоторых местах отсутствовал), чем на боковой поверхности. Никелевый подслой наносился на поверхность сердечников для обеспечения прочного сцепления оболочки с сердечником и изоляции металлического урана от алюминиевой оболочки, чтобы исключить взаимодействие урана с алюминием. Была дана рекомендация сотрудниками комбината  (СХК) увеличить толщину никелевого подслоя и усовершенствовать технологию никелирования сердечников, особенно торцов.

Появились рекомендации по снижению температур торцов твэлов. Например, предлагалось сделать “пупырышки” на внешней поверхности торцевой оболочки для организации движения воды между торцами с целью их охлаждения. Предложение не было принято из-за вероятности  поверхностного кипения воды в узкой щели между торцами, что категорически исключалось. В  секторе № 15 ИАЭ было предложено просто увеличить толщину оболочки на торцах. По заданию академика А. П. Александрова были проведены расчёты с оценкой влияния толщины оболочки торца на её температуру. По расчётам, температуры торцевой оболочки в энергетическом режиме с повышенной температурой воды оказались заметно выше (на 60-80°С), чем на торцах твэлов проточных реакторов (с толщиной оболочки на торце 1 мм в проточных и энергетических реакторах). Повышенная температура торцов значительно снижает запасы по температуре до поверхностного кипения на стыке твэлов и снижает коррозионно-эрозионную стойкость оболочки из сплава алюминия.

По результатам исследований и расчётов были реализованы предложения по увеличению толщины торцевой оболочки до 3 мм и улучшению качества никелирования торцов. Снизились температуры на торцах и уменьшилась вероятность взаимодействия алюминия с металлическим ураном. На основе расчётов были рекомендованы и внедрены схемы загрузки твэлов в активную зону. Твэлы с утолщёнными торцевыми оболочками загружались на участке по высоте канала с максимальной температурой боковой оболочки и торцов (в нижней половине активной зоны, исключая самый нижний участок с минимальной нагрузкой). На участках уменьшенных температур (в верхней и нижней частях активной зоны) загружались твэлы со стандартной торцевой оболочкой толщиной 1 мм.

Твэлы на реакторе ЭИ-2 стали работать существенно надёжнее. Количество остановок значительно уменьшилось. На двухцелевых энергетических реакторах типа АДЭ с начала их эксплуатации (1964-1965 г.г.) стали использовать в зоне максимальных температур торцевых оболочек только твэлы с утолщёнными торцевыми оболочками. В зоне умеренных и низких температур и пониженных тепловых нагрузок использовались твэлы со стандартной толщиной торцевых оболочек около 1 мм.

Ещё одна проблема эксплуатации реакторов оказалась важной. Известно, что реакторный графит под действием нейтронного облучения с энергией более 0,18 МэВ при температурах ниже 300°С  распухает, при бóльших температурах - усаживается. Чтобы уменьшить распухание графитовых блоков периферийных зон с уменьшенными радиационно-тепловыми нагрузками, были организованы специальные горячие «пояса» с увеличенными газовыми зазорами между трубой ТК и втулкой и между графитовой втулкой и графитовым блоком. Эта мера повысила температуру графита в периферийных зонах реактора и привела к снижению радиационно-термического формоизменения графита.

Через несколько лет эксплуатации возникли сложности с извлечением и постановкой в реактор труб ТК и графитовых втулок. Центральные блоки графитовых колонн работали в зоне температур, приводящих к усадке графита. В результате уменьшались диаметры отверстий в графитовых блоках, уменьшались газовые зазоры между трубами, втулками и графитовыми блоками. Уменьшение зазоров затрудняло извлечение и постановку труб технологических каналов. Были разработаны специальные “прошивки” для калибровки ячеек до проектного диаметра после каждого извлечения графитовых втулок. Разработаны были оптимальные сроки калибровки ячеек.

Вследствие несимметричного расположения отверстий в графитовых блоках возникли разные условия воздействия на графит “толстой” и “тонкой” стенок блока: графитовые блоки стали искривляться, что привело к медленному, постепенному искривлению всех графитовых колонн по радиусу активной зоны с максимумом стрелы прогиба колонн ближе к периферии от центра кладки. Несмотря на калибровку ячеек стали возрастать усилия трения труб ТК о графит в переходных температурных условиях (при пусках и остановках реактора трубы изменяют длину). Стала снижаться устойчивость графитовых колонн по мере роста их кривизны. Возникли дополнительные силы трения в переходных деталях на нижней границе графитовой кладки, где искривленная часть канала  переходит в неискривленную.

Реактор ЭИ-2 и здесь оказался полигоном, на котором изучались и разрабатывались меры по предотвращению последствий искривления графитовых кладок. Так, примерно через 20 лет эксплуатации, графитовые колонны нескольких рядов кладки резко искривились со стрелой прогиба колонн в центре до 250 - 350 мм, что привело к разрыву центральных бандажей, стягивающих кладку. Анализ показал, что устойчивость колонн снижается не только из-за медленного искривления графитовых блоков и колонн и от воздействия осевых сил трения на трубы ТК, но и от заклинивания труб ниже графитовой кладки. Заклинивание могло возникнуть в переходных режимах не только от естественного искривления кладки, но и от ошибочных мероприятий, связанных с эксплуатацией труб ТК. В результате при  охлаждении трубы ТК перемещались вверх без особых усилий (“мёртвая” точка вверху канала), а при разогреве - перемещались не только вниз, а вбок по высоте центра кладки, что приводило к последовательному росту стрелы прогиба при каждой термокачке в процессе остановки и последующего пуска реактора (храповиковый эффект при обструкции термическим деформациям труб ТК). Почти в течение года реактор пришлось ремонтировать и разрабатывать меры по выпрямлению рядов кладки и предотвращению последующего искривления. Были разработаны и установлены трубы ТК-натяжители из сплава циркония, которые позволили проработать реактору ещ` более 10 лет устойчиво и надежно. Реактор ЭИ-2 был выведен из эксплуатации в декабре 1990 года.

Через несколько лет похожая ситуация с резким искривлением графитовых колонн возникла на реакторе АДЭ-4. Причина та же: на фоне медленной потери устойчивости колонн кладки вследствие искривления графитовых блоков и эксплуатационного износа ячеек произошел заметный рост сил трения труб ТК в тракте при переходных режимах после достижения определенной стрелы прогиба ячеек. Возросшие осевые силы трения вдоль трубы ТК привели к потере устойчивости графитовых колонн и резкому их искривлению. Росту сил трения способствовало и то обстоятельство, что по центру кладки газовые зазоры в ячейке были уменьшены с целью снижения температуры графита. Реактор пришлось ремонтировать. Графитовая кладка была заметно выровнена специальными натяжными устройствами. Для повышения устойчивости кладки были установлены каналы-натяжители из сплава алюминия с увеличенной толщиной стенки.

Анализ причин аварийной ситуации с разрывом бандажей кладки реактора ЭИ-2 и резкого искривления кладки реактора АДЭ-4 позволили разработать и внедрить оптимальные и эффективные меры по обеспечению устойчивой работы графитовых кладок энергетических реакторов.

Все реакторы были оснащены каналами-натяжителями. Обеспечена эксплуатация с минимальными силами трения труб в трактах каналов и в кладке. Разработаны оптимальные сроки калибровки ячеек с заменой труб ТК и графитовых втулок. Внедрены были и другие  меры, направленные на снижение осевых сил трения и сжатия трубы в переходных режимах. Разработана специальная инструкция по эксплуатации кладок.

По результатам эксплуатации реакторов и исследованиям поведения графита под облучением стало ясно, что предельное время  работы графитовой кладки в основном зависит от так называемого вторичного распухания графита. Графит под действием нейтронного облучения (при определенной температуре, в нашем случае это 400-600°С) переходит из стадии усадки к распуханию (вторичному, так как первичное прекращается на начальной стадии нейтронного облучения).

Распухать начинают внутренние слои графитовых блоков, что вызывает дополнительные растягивающие напряжения в блоках и их продольное растрескивание, обусловленное ещё и температурными «качками» при пуске и остановке реактора. В последующем блоки «раскрываются», давят друг на друга и практически неудержимо, медленно искривляют графитовые колонны. Продолжается искривление даже после возникновения вторых продольных трещин в блоках, появление которых может на некоторое время замедлить процесс искривления колонн. Это-то явление, медленное и контролируемое, и станет роковым в жизни канального реактора с графитовым замедлителем, заставит его остановить, если не проводить сложный ремонт по выпрямлению графитовых колонн. (Такие ремонтные работы в последнее время проводят на реакторах РБМК-1000 с целью выпрямления графитовых колонн и продления времени их эксплуатации).

Опыт работы промышленных уран-графитовых реакторов и расчетные исследования показывали, что энергетические промышленные реакторы могут работать 50 и более лет, до того времени, когда колонны  графитовой кладки реакторов (основной несменяемый узел) достигнут искривления, препятствующего нормальной эксплуатации. Будет затруднена замена труб ТК и графитовых втулок, действие поглощающих стержней СУЗ; возможен обрыв бандажей. В связи с этим рассматривались варианты ремонта кладок с выпрямлением графитовых колонн, однако от ремонтов кладок отказались.

В течение нескольких десятилетий реакторы работали на металлическом природном уране с добавлением некоторого количества каналов с обогащенным по урану-235 топливом. С 1995 г плутоний, неизбежно нарабатываемый на этих реакторах, не использовался в атомном оружии, а складировался под контролем МАГАТЭ в виде двуокиси. С правительством США в 1997 г. была достигнута договоренность о прекращении производства оружейного плутония в 2000 году после конверсии активных зон реакторов. Остановить реакторы было невозможно, так как они отапливали города-спутники. Остановка реакторов предполагалась после ввода в строй замещающих мощностей по коммунальному теплоснабжению. (Кстати, американцы остановили свой последний производящий оружейный плутоний реактор в 1986 году).

С 1995 года была проведена большая работа по проекту конверсии реакторов типа АДЭ  (АДЭ-2 в ГХК, АДЭ-4 и АДЭ-5 в СХК) с финансовым участием США.

Цель конверсии:
- прекращение производства оружейного плутония;
- повышение безопасности эксплуатации;
- повышение экономической эффективности.
- снижение вероятности распространения оружия массового поражения.

Было разработано несколько вариантов загрузки активной  зоны реакторов высокообогащенным и низкообогащенным по урану-235 топливом. Рассматривалось дисперсионное топливо в виде диоксида урана в матрице из алюминия. Это топливо было хорошо освоено и применялось в промышленных реакторах с целью повышения запаса реактивности и улучшения распределения  энерговыделения по объему активной зоны.

В проекте конверсии была предусмотрена модернизация СУЗ реакторов и частичная модернизация первого контура с существенным повышением эффективности системы  аварийного расхолаживания. Было обращено особое внимание на достижение отрицательного плотностного эффекта реактивности активной зоны.  В существующем режиме эксплуатации реакторы имели положительный плотностной эффект при обезвоживании активной зоны. Этот эффект очень важен при анализе аварий с крупным разрывом трубопроводов. Например, положительный плотностной эффект реактивности с неконтролируемым ростом мощности на мгновенных нейтронах мог проявиться при аварии с разрывом напорного водовода и вскипанием воды в активной зоне.  Проект модернизации системы аварийного расхолаживания обеспечивал нормальное расхолаживание реактора при авариях с крупным разрывом трубопроводов без расплавления твэлов.

(Реакторы проектировались в конце 50-х – начале 60-х годов. Они не имели внешней защитной оболочки–контаймента, не имели плотно–прочных боксов. Аварийные системы были рассчитаны на сравнительно небольшие разрывы трубопроводов, покрываемые системой подпитки контура. Безопасное расхолаживание реакторов обеспечивалось при обесточивании всех ГЦН и включении АЦН).

Однако в 2001 году проектирование режима конверсии было прекращено по экономическим и политическим соображениям. В связи со “старением” последних работающих реакторов типа АДЭ стали рассматривать возможности и условия вывода их из эксплуатации.

Рассматривались варианты ввода замещающих мощностей путем модернизации существующих электростанций и строительства котельной на органическом топливе. Рассматривались варианты строительства АСТ, что считалось предпочтительным, так как существуют подготовленные кадры эксплуатационников.

Очевидно, однако, что решение о прекращении проектирования режима конверсии обрекало реакторы АДЭ продолжать работу в существующем режиме ещё несколько лет до момента их физического старения и остановки вследствие невозможности дальнейшей эксплуатации из-за предельного искривления  графитовых колонн кладок. Ежегодные комплексные инженерные обследования систем реакторов, планово-предупредительные ремонты позволили эксплуатировать реакторы с высокой степенью надёжности до момента их остановки.

Реакторы АДЭ-4 и АДЭ-5 были окончательно остановлены летом 2008 года; реактор АДЭ-2 остановлен в апреле 2010 года.

2014 год для реактора АДЭ-2 юбилейный: 50 лет назад в конце января 1964 года энергетический реактор АДЭ-2 введён в строй действующих. (25.01. 1964 г. – подъём мощности; 31.01.1964 г. – включение в энергосеть комбината).

В таблице 1 представлен список промышленных реакторов СССР (России).

Таблица 1.  Промышленные уран-графитовые реакторы СССР (России)
Реакторы
Пуск в эксплуатацию
Когда остановлен реактор
Примечание
ПУГР   ПО «Маяк»
А
06.1948
06.1987
проточный
АИ
01.1952
05.1987
проточный
АВ-1
04.1950
08.1989
проточный
АВ-2
04.1951
06.1990
проточный
АВ-3
09.1952
10.1990
проточный
ПУГР   СХК
И
11.1955
08.1990
проточный
ЭИ-2
02.1958
12.1990
энергетический
АДЭ-3
06.1961
08.1992
энергетический
АДЭ-4
26.02.1964
20.04.2008
энергетический
АДЭ-5
25.07.1965
05.06.2008
энергетический
ПУГР   ГХК
АД
08.1958
06.1992
проточный
АДЭ-1
27.06.1961
29.09.1992
работал как проточный
АДЭ-2
25.01.1964
15.04.2010
в 12.00 по м. вр.
энергетический

Список использованной литературы
1.      Ядерная индустрия России.  М.: Энергоатомиздат, 2000 г.
2.      К истории мирного использования атомной энергии в СССР. 1944-1951. Документы и материалы.  М.: ГНЦ ФЭИ, 1994 г.
3.      Материалы торжественного заседания Ученого Совета РНЦ «Курчатовский институт», посвященного 50-летию пуска первого в СССР атомного реактора Ф-1 25 декабря 1996 г.
4.      Проспект “Горно-химический комбинат”.  Красноярск-26, изд-во “Прикладные технологии”.
5.      Проспект. Конверсия активной зоны северского и железногорского реакторов для прекращения наработки плутония (издан в США в 1997 г.)
6.      В. И. Меркин.  Создание первых промышленных атомных реакторов Советского Союза. РНЦ “Курчатовский институт”. История атомного проекта. Выпуск 5/96. Москва, 1996 г.
7.      Г.В. Киселёв и др.  История создания первого в СССР промышленного уран-графитового реактора А комбината № 817 (в документах). Москва. ОАО НИКИЭТ. 2009 г.
8.      И.И. Гроздов. Как создавался реактор ЭИ-2. Москва. Издательство ГУП НИКИЭТ. 2005г.
9.      РНЦ “Курчатовский институт”. Доклад “К 50-летию промышленного энергетического уран-графитового реактора ЭИ-2”.  10.02.2009 г
10.  РНЦ “Курчатовский институт”. История атомной энергетики Советского Союза и России. Очерк “К истории промышленных энергетических уран-графитовых реакторов”. Москва. ИздАТ. 2001 г.
11.  Н. С. Бурдаков. Некоторые страницы из истории развития технологии промышленных уран-графитовых реакторов. Озёрск. 1996 г.
12.  Н. С. Бурдаков. Записки ветерана-атомщика. 2009 г. Озёрск.
13.  В. И. Шевченко. Первый реакторный завод (страницы истории, 1998 г).  А. П. Жаров,
      В. И. Шевченко. Второй реакторный завод (страницы истории, 1997 г.).  г. Озёрск.

Приложения


Рисунок 1. Упрощённая схема энергетического реактора типа АДЭ



Рисунок 2.  Постановление Правительства СССР.

Рисунок  3.   Схема реактора АДЭ-2 в “горе”.

Рисунок  4. Схема реактора ЭИ-2: 1 – Боковая ионизационная камера, 2 – Кожух реактора, 3 – Манипулятор, 4 – Бункер, 5 – технологический канал, 6 – Система гидравлической разгрузки реактора, 7 – Металлоконструкция.


Рисунок 5   Схема АТЭЦ  ГХК с реактором АДЭ-2.
 

 
Связанные ссылки
· Больше про Время и судьбы
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Время и судьбы:
О.Пеньковский - «шпион века» или «подстава» КГБ?

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 5
Ответов: 9


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 9 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: К истории промышленных энергетических уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 17/02/2014
Проектировать и строить проточные реакторы - преступление перед будущими поколениями


[ Ответить на это ]


Re: К истории промышленных энергетических уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 17/02/2014
"...преступление перед будущими поколениями" – о чем вы? наука и техника развиваются последовательно. Сначала лошадь, потом паровоз, потом автомобиль, и только потом ракета. Не инопланетяне же дают нам технику, люди сами изобретают и совершенствуют. Последовательно. Другое дело, что сегодня мы можем сделать выводы о наиболее эффективных и безопасных аппаратах. Но суть остается: в ядре атома пока больше всего известной человеку энергии. Нужно развивать ее использование дальше.


[
Ответить на это ]


Re: К истории промышленных энергетических уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 18/02/2014
Ну да, засрать Енисей и Течу - это вы называете развитием науки и техники? Кто мешал поставить теплообменник? Ума не хватило? Может прежде, чем так развиваться, надо у природы поучиться гармонии? 


[
Ответить на это ]


Re: К истории промышленных энергетических уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 18/02/2014
Когда проектировались наши первые проточные реакторы, американцы уже в спешке гнали оружейный плутоний на своих. Воду спокойно сбрасывали в реку Коламбия, причем выше по течению от населенного пункта. Зачем им была такая спешка? Ответ всем известен. Что нам было делать? Спокойно разрабатывать экологически чистые технологии и ждать, когда этот плутоний упадет на наши головы?   


[
Ответить на это ]


Re: К истории промышленных энергетических уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 18/02/2014
Логично, если бы американский плутоний упал на наши головы как в Хиросиме и Нагасаки, то дерьма было бы столько, что Енисей и Теча показались бы мелкими шалостями.


[
Ответить на это ]


Re: К истории промышленных энергетических уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 18/02/2014
Не надо с больной головы на здоровую перекладывать. Они вовремя спохватились, у них нет таких мест, как оз. Карачай и Теча, и   а мы даже не подумали изменить технологию и гнали количество. Теперь не знаем, куда же Pu девать лишний. Так стоило ли гнобить природу и народ ради этих излишков? Были ли люди трезвые в то время или одно ВПК лобби? За высокую зп в 3-4 раза выше, чем в обычной промышленности, готовы были всю природу засрать. Одно слово - жадность-неотъемлемое у человека черта и двигала ваш прогресс.


[
Ответить на это ]


Re: К истории промышленных энергетических уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 12/04/2016
Этих мест у них довольно много . Просто на них забили .


[
Ответить на это ]


Re: К истории промышленных энергетических уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 18/02/2014
Росатом и гармония?  Это несовместимо.


[
Ответить на это ]


Re: К истории промышленных энергетических уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 15/09/2015
ДА НАДО БЫЛО!!!! А МЫ СЕЙЧАС ТАКИЕ УМНЫЕ - ВСЕ ТИПА ЗНАЕМ - МЫ ЖЕ ЦАРИ ПРИРОДЫ- ОДУМАЙТЕСЬ, КТО МЫ?


[
Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.10 секунды
Рейтинг@Mail.ru