О разработке реактора Первой АЭС

Е.О.Адамов, Ю.Г.Драгунов, Б.А.Габараев, А.А.Петров, ОПУБЛИКОВАНО 13.10.2014

В ОАО "НИКИЭТ" (Москва) 7-10 октября 2014 года прошла третья международная научно-техническая конференция "Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики" (МНТК НИКИЭТ-2014).

С любезного разрешения пресс-службы ОАО "НИКИЭТ", мы публикуем представленный на конференции доклад "О разработке реактора Первой АЭС".

Авторы доклада - Е.О.Адамов, Ю.Г.Драгунов, Б.А.Габараев, А.А.Петров (ОАО "НИКИЭТ", Москва, Россия).

Первая публикация доклада произошла в сборнике трудов конференции "Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики", третья международная научно-техническая конференция: доклады. - М.: ОАО "НИКИЭТ". 2014. - Т.1. - сс.32-41.

Введение

В 2014 году исполняется 60 лет с момента пуска Первой в мире АЭС и 115 лет со дня рождения Николая Антоновича Доллежаля - главного конструктора реактора этой электростанции.

В посёлке Обнинское, расположенном в ста километрах от Москвы, 25 июня 1954 года состоялось событие судьбоносного значения для всего мирового сообщества. Началась эра использования атомной энергии в мирных целях.

Однако следует отметить, что открытие явления высвобождения большого количества энергии при распаде ядер некоторых тяжёлых элементов поначалу постигла участь многих выдающихся открытий и изобретений ХХ века, которые рассматривались, в первую очередь, на предмет применения в качестве орудия разрушения и убийства.

Уже в августе 1945 года мир потрясла ядерная бомбардировка японских городов Хиросима и Нагасаки, унёсшая жизни более двухсот тысяч человек. Мир надолго погрузился в гонку ядерных вооружений.

Однако уже с первых лет ядерной эры гуманистически настроенные учёные Запада выступили против использования ядерной энергии в качестве оружия массового поражения.

В 1948 году великий физик Альберт Эйнштейн написал в своём "Обращении к интеллигенции": "Поскольку нам, учёным, уготована трагическая участь - ещё более повышать чудовищную эффективность средств уничтожения, наш самый торжественный и благородный долг состоит в том, чтобы всеми силами воспрепятствовать использованию этого орудия для тех жестоких целей, для каких оно было изобретено. Какая задача может быть для нас более важной? Какая общественная цель может быть ближе нашему сердцу?".

Со временем к выводу о целесообразности использования ядерной энергии пришли наиболее дальновидные западные политические деятели. В историю вошла речь президента США Дуайта Эйзенхауэра "Атом для мира" на заседании генеральнойассамблеи ООН 8 декабря 1953 года.

Глава государства, потерявшего вожделенную монополию на ядерное оружие, признал: "…если изменить строй атомной промышленности, направленной на военные цели, великие разрушительные силы могут быть обращены на огромное благо для пользы всего человечества… если учёные и инженеры всего мира будут обладать достаточным количеством расщепляемого материала, при помощи которого они могут доказать и развить свои идеи, эти возможности будут быстро использованы для всеобщего эффективного и экономического применения".

Из воспоминаний Николая Антоновича Доллежаля - Главного конструктора реактора Первой в мире АЭС

Пуск в Обнинске Первой в мире АЭС в 1954 году стал практическим ответом СССР на призыв Дуайта Эйзенхауэра, а также свидетельством тому, что о мирном использовании ядерной энергии думали не только по ту сторону Атлантического океана, но и в СССР.

В своих воспоминаниях главный конструктор реактора Первой в мире АЭС академик Николай Антонович Доллежаль пишет о том, что в конце 1949 года Игорь Васильевич Курчатов сказал ему: "С бомбой мы получили результат на год раньше, чем рассчитывали. Теперь можно приниматься и за другое: за мирное применение энергии атома".

Технический совет, в состав которого входил Игорь Васильевич Курчатов, собрался в начале 1950 года для выбора концепции реактора будущей АЭС.

Как вспоминает Николай Антонович Доллежаль, "рассматривались два проекта: "..наш и "шарик" Института физических проблем. "Шарик" получил своё прозвище из-за формы, которой обладал представленный на эскизе реактор. Главной его особенностью был газообразный теплоноситель. Преимуществ по сравнению с водой это тогда не давало, а неисследованных вопросов прибавляло значительно".

"Критерии, которыми руководствовался Технический совет при выборе проекта, были многообразны. Прежде всего, брался в расчёт коэффициент полезного действия, ожидаемый при использовании тепловой энергии, выделяемой в реакторе. Кроме того, принимались во внимание возможности получения необходимого ядерного горючего, реальные сроки сооружения устройства, его стоимость. И наша концепция получила ощутимый перевес".

Постановлением правительства СССР от 16 мая 1950 года конструирование реактора для атомной электростанции было поручено НИИхиммаш, в составе которого снова была организована специальная группа, как и при создании первого советского промышленного реактора "А".

Аппарату был присвоен индекс "АМ". Главным конструктором был назначен Н.А.Доллежаль, научным руководителем И.В. Курчатов.

Из предварительных расчётов вытекало, что турбогенератору в 5000 киловатт электрической мощности должен соответствовать реактор тепловой мощностью 30 тысяч киловатт. Такая мощность позволяла производить пригодный для турбины пар температурой свыше 200 градусов и давлением 12 атмосфер.

Конечно, для обычной теплотехники такие параметры выглядели вчерашним днём. Но для начала, для первого шага это было допустимо.

Реактор задумывался по вертикальной схеме, хорошо зарекомендовавшей себя при создании промышленных реакторов. Только вместо урановых стержней конструкция предусматривала твэлы в виде двустенных трубок. Между стенками располагался обогащённый уран, а по внутреннему каналу протекала вода. Расчёты показывали, что при такой конструкции нагреть её до нужных температур намного проще.

Ближайшим партнёром в окончательной разработке проекта реактора стал Физико-энергетический институт, директору которого Дмитрию Ивановичу Блохинцеву Игорь Васильевич Курчатов передал дальнейшую научную опеку над созданием энергетического реактора.

Под началом Д.И.Блохинцева находился молодой, но вполне квалифицированный творческий коллектив, которому задача пришлась по плечу. Да и АЭС в целом была их объектом.

Заместителем Д.И.Блохинцева по научному руководству проектом стал Андрей Капитонович Красин. Обязанности технолога по урановому топливу легли на Владимира Александровича Малых.

Из эскизных чертежей вырисовывался следующий облик реактора. В средней части цилиндрического корпуса диаметром более полутора метров находилась активная зона - графитовая кладка высотой около 170 сантиметров, пронизанная каналами.

Одни из них предназначались для твэлов, другие - для различных стержней: поглощающих избыточные нейтроны, автоматически поддерживающих реакцию назаданном уровне, обеспечивающих аварийную защиту. Это и дало название типу реактора - канальный.

В нижнюю часть сборки тепловыделяющих элементов поступает холодная вода, которая на самом деле отнюдь не холодна: её температура 190 градусов. Пройдя через твэлы и став на 80 градусов горячее, она попадает в верхнюю часть сборки, а оттуда в коллектор горячей воды.

Чтобы вода не вскипела, не превратилась в пар (это могло бы вызвать ненормальную работу реактора), её держали под давлением в 100 атмосфер.

Из этого коллектора горячая вода течёт по трубопроводу в теплообменник-парогенератор, после чего, пройдя через циркуляционный насос, возвращается в коллектор холодной воды.

Это так называемый первый контур. Теплоноситель (то есть, вода) циркулирует в нём по замкнутому кругу, не проникая наружу.

Во втором контуре вода выступает в роли рабочего тела. Она нерадиоактивна, безопасна для окружающих. Нагревшись в теплообменнике до температуры 260 градусов и превратившись в пар, она подводится к турбине, где и производит свою полезную работу. Покинув турбину, пар конденсируется и снова устремляется в парогенератор.

Владимир Александрович Малых экспериментировал с уран-молибденовым порошком, спрессованным с тонко измельченным марганцем, - этот металл должен был создать эффективный тепловой контакт со стенкой твэла.

Другая группа физиков тоже работала с уран-молибденовой смесью, но в сочетании не с марганцем, а с натрием. Третья исследовала возможность жёсткой сварки урана с трубкой.

В.А.Малых сумел за недолгое время завершить эксперименты и окончательно определить состав атомного горючего, создав также технологию его промышленного изготовления. Как показал последующий опыт, найденные им решения оказались оптимальными.

Проблема была не только с начинкой твэла, не проще обстояло с его оболочкой. Из какого материала делать трубки тепловыделяющих элементов?

Этот материал должен был обладать прочностью, противокоррозионной стойкостью, способностью не менять своих свойств под длительным воздействием радиации.

Из всего, что имелось тогда, ближе всех подходила к этим требованиям нержавеющая сталь. Однако у физиков имелась к ней серьёзная претензия: она бесполезно, и притом сильно, поглощала нейтроны. А это значило, что потребуется повысить процент обогащения уранового топлива, то есть пойти на его удорожание.

И всё-таки, всё-таки... Любой другой из имевшихся тогда материалов сократил бы срок службы твэлов, не обеспечил бы надёжной защиты ядерного горючего от соприкосновения с водой, что было совершенно недопустимо.

С тем, что придётся повысить процент обогащения урана, - рассуждал Курчатов, - вполне можно примириться. Реактор небольшой, в большие расходы нас не введёт. Сейчас важен не экономический результат в чистом виде, а воплощение принципиальной возможности создать энергетический реактор, накопить опыт его эксплуатации.

Доллежаль соглашался и высказывал такое соображение:

- "К тому времени, когда накопится опыт и появится возможность браться за мощные реакторы, мы наверняка будем иметь более подходящие материалы. Металловедение тоже не стоит на месте". (И действительно, много позже, при проектировании больших энергетических реакторов канального типа для оболочки твэлов уже имелся сплав циркония, вполне удовлетворительный по своей способности пропускать нейтроны).

А ведь нужны были ещё и устройства для автоматического и ручного дистанционного управления регулирующими стержнями, для аварийной остановки реактора, равно как и приспособления для замены твэлов.

Понадобилось создать циркуляционные насосы для первого контура с таким уплотнением, которое не пропускало бы и капли теплоносителя.

Для поддержания стабильно высокого давления в реакторе, не допускавшего вскипания (а стало быть, и разрушения твэлов), пришлось придумывать специальные подпиточные насосы. И ведь почти каждый механизм, каждое устройство целиком или по частям изготавливались на экспериментальном заводе и проходили строгую проверку на построенных для этой цели стендах.

В 1951 году, когда вовсю шли чертёжно-конструкторские работы (Рис.1 и 2), а экспериментам ещё не было видно конца, строительство первой в мире атомной электростанции уже началось.

Рис 1. Общий вид кристаллизатора (зашифрованное слово "реактор").

Рис 2. Технологический канал.

Заложили фундамент. Стали возводить толстые бетонные стены, способные не пропустить радиационное излучение. В стенах формировались каналы для электрокабелей, вентиляционных труб.

То, что строительство велось почти параллельно с проектированием станции, прибавляло трудностей разработчикам реактора. В ходе экспериментов выявлялись всё новые и новые данные, которые нельзя было оставлять без внимания. Не часто, правда, но всё же иногда приходилось переделывать уже сконструированные узлы и устройства.

Но из габаритов, заданных стенами, возведёнными на основе первоначальных намёток, выходить было никак нельзя. И это требовало мобилизации всей изобретательности, на какую были способны разработчики реактора, постоянного поиска нестандартных решений.

Шли такие ограничения во вред или на пользу делу - сказать трудно. Но одно не подлежит сомнению: если б строительство велось "по правилам", то есть началось после окончательного завершения проекта, АЭС вступила бы в строй на несколько лет позже.

Все рабочие чертежи были готовы в 1952 году. Но ещё продолжались эксперименты, испытания отдельных узлов. А на стройке уже начинался монтаж оборудования, требовавший наблюдения со стороны разработчиков реактора.

По времени СССР отставал от США с началом прикладных ядерных исследований. Американцы уже в 1942 году имели работающий атомный реактор, а советские учёные своим физическим реактором обзавелись четыре года спустя.

Впервые электричество от преобразования тепловой энергии ядерного реактора также получили в США. Четыре электрических лампочки, по 200 Вт каждая, загорелись 20 декабря 1951 года в здании реактора на быстрых нейтронах EBR-1 национальной лаборатории в Айдахо.

Сегодня там музейный статус, а на здании висит мемориальная доска "EBR-I World First Nuclear Power Plant". Утверждение неверное, поскольку EBR-1 никогда не был включён в энергетическую сеть, а, следовательно, АЭС в строгом смысле этого слова не являлся.

Экспериментальная установка, целью которой было подтверждение теории бридинга Э.Ферми, действительно обладает приоритетом, но лишь на первую крупную аварию: в ноябре 1955 года значительная часть активной зоны была расплавлена в ходе одного из экспериментов.

Реальным аналогом Первой в мире в американской практике стала малая АЭС BORAX-III мощностью 2 МВт, с реактором кипящего типа, подключённая 17 июля 1955 года к локальной городской электросети, т.е. через год после Первой в мире АЭС в Обнинске. Работала она лишь до 1956 года.

США сумели привлечь к работе над атомной бомбой цвет физиков-ядерщиков со всего света. СССР обходился исключительно своими силами. Пустившись в вынужденную погоню за ними, СССР опять же на четыре года позже произвёл атомный взрыв. Но уже водородную бомбу СССР создал раньше США. А прорыв в сферу мирного использования атомной энергии вывел СССР в тот момент в безусловные лидеры.

Правительство высоко оценило труд создателей Первой АЭС и наградило большую группу учёных, инженеров и рабочих, в том числе из НИИ-8 (ныне "Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт имени Н.А.Доллежаля").

Директору института Н.А.Доллежалю была присуждена Ленинская премия, руководитель работы П.И.Алещенков награждён орденом Ленина, ст. инженер Н.Н.Малицкий - орденом Трудового Красного Знамени, зав. лабораторией Б.В.Флоринский, ст. инженер А.П.Гранков и инженер Г.Д.Князева - орденом "Знак Почёта". Ещё 10 человек были награждены медалями.

К основным работам, выполненным на реакторе "АМ", относятся:

      - выработка тепловой и электрической энергии;

      - проведение реакторных исследований новых материалов, топлива, новых внутриреакторных устройств;

      - исследование новых режимов работы реакторов;

      - подготовка персонала для энергетических и исследовательских реакторов.

Реактор Первой в мире АЭС - предтеча канальных энергетических реакторов в СССР

Реактор "АМ" был остановлен в 2002 году после выполнения всех поставленных задач, прослужив атомной энергетике 48 лет. Однако опыт его разработки, эксплуатации и результаты выполненных на нём работ оказались очень востребованы при создании многих важных объектов отечественной ядерной техники.

В частности, успешный опыт разработки реактора "АМ" нашёл применение при решении проблем, связанных с переводом новых промышленных реакторов на замкнутый контур охлаждения и использованием сбросного тепла, образующегося при работе этих реакторов.

В 1954 году на заседаниях НТС Минсредмаша обсуждались доклады А.П.Александрова и Н.А.Доллежаля о соответствующих технических предложениях и научных аспектах их реализации. Первый двухцелевой реактор ЭИ-2 был пущен в сентябре 1958 года. Он стал первым блоком Сибирской АЭС.

В петлевых установках реактора "АМ" в 1957 году впервые в мире был осуществлён ядерный перегрев пара. Были обоснованы режимы с кипением воды в испарительных и перегревом пара в перегревательных каналах для проектируемых реакторов АМБ-1 и АМБ-2 Белоярской АЭС. Эти блоки стали первым в мире опытом перегрева пара непосредственно в реакторе и выходом на параметры тепловой энергетики (510°С и 90 кг/см²).

Главным конструктором и идеологом АМБ-1 и АМБ-2 Белоярской АЭС был Н.А.Доллежаль, научное руководство осуществлял ФЭИ. На первом блоке (1964 год) была реализована двухконтурная тепловая схема, на втором (1967 год) - одноконтурная.

Значение этого промышленного эксперимента, намного опередившего своё время, трудно переоценить. Только сейчас, после появления новых материалов и технологий, разработчики ядерных электрогенерирующих установок начинают проявлять реальный интерес к ядерному перегреву пара до сверхкритических параметров.

Канальная линия энергетического реакторостроения получила в СССР дальнейшее развитие в середине 1960-ых годов, когда была поставлена задача создания мощного энергоблока АЭС с канальным кипящим реактором для обеспечения прироста выработки электроэнергии в Европейской части СССР.

Требовалось создать реактор, основное оборудование которого можно было производить на существующих машиностроительных заводах.

В 1965-1969 годах эта задача была решена коллективом разработчиков из ИАЭ им. И.В.Курчатова (Научный руководитель), НИКИЭТ (Главный конструктор), ВНИПИЭТ/АЭП (Генеральный проектировщик). За период 1973-1990 годов на территории России и Украины было построено 15 энергоблоков с РБМК-1000, в Литве - два энергоблока с РБМК-1500.

Дальнейшему сооружению энергоблоков с РБМК положила конец тяжёлая авария, случившаяся 26 апреля 1986 года на четвёртом энергоблоке Чернобыльской АЭС в Украине.

Негативные последствия этой аварии и резонансный информационный бум в советских СМИ, опьянённых первыми глотками свободы слова и исподволь направляемых недругами нашей страны, заслонили собой положительные результаты многолетней эксплуатации энергоблоков с РБМК.

Например, половину "атомного" электричества в СССР, а затем и в Российской Федерации вырабатывали энергоблоки с РБМК. Также следует отметить, что два самых мощных в мире реактора РБМК-1500 безаварийно проработали более чем по двадцать лет и были выведены из эксплуатации не по техническим или экономическим причинам, а по чисто политическим мотивам, как условие вхождения Литвы в состав Европейского Союза.

Как показал ряд международных экспертиз, комплекс технических и организационных мер, реализованных на энергоблоках с РБМК после Чернобыльской аварии, обеспечил повышение их безопасности до уровня, не уступающего зарубежным энергоблокам одного года постройки.

Об этом свидетельствует опыт успешной эксплуатации российских энергоблоков с РБМК в течение 25 лет, прошедших с момента этой аварии.

В последние годы угрозой для безопасной эксплуатации энергоблоков с РБМК-1000 стала радиационно-термическая деформация графитовых кладок при флюенсе повреждающих нейтронов с энергией Е>0,18 МэВ порядка 10²² н/см².

В процессе вторичного распухания графита и деформации графитовых колонн происходит искривление в них топливных каналов и каналов СУЗ. Искривления каналов при стреле их прогиба более 100 мм делают проблемной эксплуатацию топлива и исполнительных механизмов СУЗ.

Решением ГК "Росатом" работы были развёрнуты в двух направлениях:

      - определение критериев работоспособности каналов, ТВС, ИМ СУЗ и графита кладки;

      - разработка технологии, оборудования, оснастки и выполнение на головном блоке работ по уменьшению искривлений колонн графита до величины <50 мм и снижению в два-три раза скорости дальнейших деформаций.

В результате работ, выполненных в 2012-2013 годах на реакторе первого блока Ленинградской АЭС кооперацией НИКИЭТ, ЛАЭС, НИЦ "Курчатовский Институт", ВНИИАЭС, ЭНИЦ, ВНИИЭФ, институт машиноведения, инженерные компании "Пролог", "Диаконт", НИКИМТ-Атомстрой и другие организации, намеченные цели были достигнуты.

Благодаря разрезке 300 графитовых колонн стрелы прогиба топливных каналов снижены по всему реактору до величин менее 50 мм, что позволяет эксплуатировать энергоблок на мощности 100% от номинальной ещё 2,5-3 года. Включение блока в сеть состоялось 27 ноября 2013 года.

Эта технология может быть применена на всех 11 блоках с РБМК-1000 и позволит эксплуатировать энергоблоки с РБМК-1000 столько же, сколько отработал реактор "АМ" Первой АЭС.

Иными словами, предотвращена угроза форсированного вывода из эксплуатации блоков, генерирующих почти половину "атомного" электричества нашей страны.

В отношении перспектив развития канальных энергетических реакторов следует отметить, что реакторы этого типа имеют существенный потенциал как эволюционного, так и инновационного развития.

Эволюционным развитием канального направления могли бы стать реакторы серии МКЭР с оптимизированными нейтронно-физическими характеристиками и современными системами безопасности, уже оснащённые в отличие от РБМК контайнментом:

      - МКЭР-800 и МКЭР-1000 с естественной циркуляцией теплоносителя;

      - МКЭР-1500 с принудительной циркуляцией.

Наиболее перспективным направлением инновационного развития водоохлаждаемых канальных реакторов мог бы стать переход на сверхкритические параметры теплоносителя.

В НИКИЭТ рассматривались разные концепции реакторов такого типа. Ещё в 1965 году был разработан первого в СССР проект реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя АМБ-III, который не был реализован, в первую очередь, в связи с отсутствием подходящих материалов на тот момент.

С тех пор наука о материалах прошла большой путь, благодаря чему в распоряжении конструкторов уже имеются материалы, отвечающие требованиям эксплуатации при высоких температурах и давлениях.

В последнее время в НИКИЭТ разработаны три концепции канальных реакторов, охлаждаемых водой сверхкритических параметров:

      - КР-СКД с тяжёловодным замедлителем на тепловых нейтронах;

      - ВГЭРС с графитовым замедлителем на тепловых нейтронах;

      - ВГЭРС с графитовым замедлителем на быстрых нейтронах.

Во всех трёх концепциях используется одноконтурная прямоточная схема охлаждения топлива, в которой из питательного тракта вода направляется непосредственно в топливные каналы, где полностью испаряется и нагревается примерно до 550°С.

Девиз Валерия Брюсова - путеводная звезда Николая Доллежаля и его детища

К числу своих главных достижений в области реакторостроения Николай Антонович мог бы по праву отнести создание своей слаженной команды, члены которой от поколения к поколению как эстафету передают гордое звание "доллежалец".

Даже молодые специалисты сегодняшнего НИКИЭТ, а они составляют почти 30% всего коллектива, уже именуют себя "птенцами гнезда доллежалева".

С самой юности Николай Антонович Доллежаль руководствовался девизом Валерия Брюсова: "Если можешь, иди впереди века, если не можешь, иди с веком, но никогда не будь позади века".

Не удивительно, что и его главное детище НИКИЭТ неуклонно следует этому девизу. В названиях большинства проектов института присутствуют формулировки "первый в мире", "первый в СССР", "самый мощный в мире", "самый быстрый в мире".

В прошлом это были первый промышленный реактор "А" в СССР, реактор "АМ" Первой в мире АЭС, реактор первой АПЛ в СССР, реактор самой быстрой в мире АПЛ "Золотая рыбка", самый мощный в мире энергетический реактор РБМК-1500, исследовательский реактор СМ с самой высокой в мире плотностью потока нейтронов и т.д.

НИКИЭТ и в настоящее время занимается несколькими инновационными проектами. В рамках федеральной целевой программы "Ядерные энерготехнологии нового поколения" и проекта "Прорыв" НИКИЭТ продолжает совместно с целым рядом других российских предприятий научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по разработке реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем.

Эта установка создаётся для практического подтверждения реализации концепции естественной безопасности в РУ на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, работающей в режиме АЭС в замкнутом ядерном топливном цикле (ЗЯТЦ).

Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения выводит реактор БРЕСТ на качественно новый уровень безопасности, обеспечивает его ядерную безопасность без срабатывания активных средств аварийной защиты, исключая тяжёлые аварии, требующие эвакуации населения вокруг АЭС.

Распоряжением Президента РФ от 22 июня 2010 года № 419-рп НИКИЭТ определён единственным исполнителем работ по реализации проекта "Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса" в части работ, касающейся создания реакторной установки для ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса.

Целью проекта транспортно-энергетического модуля (ТЭМ) является обеспечение лидирующих позиций России в создании высокоэффективных энергетических комплексов космического назначения.

Техническая реализуемость проекта ТЭМ базируется на следующих факторах:

      - успешный отечественный опыт создания прототипов газоохлаждаемых реакторов для ядерных ракетных двигателей;

      - уникальный опыт разработки и эксплуатации плазменных электроракетных двигателей, по которым Россия является мировым лидером;

      - использование современных возможностей вычислительной техники, позволяющих на основе суперкомпьютерного моделирования существенно повысить качество проектных работ, рабочей конструкторской документации, производственных процессов и обеспечить минимальную стоимость и сжатые сроки разработки.

НИКИЭТ также является главным конструктором высокопоточного исследовательского пучкового реактора ПИК, завершаемого сооружением в Петербургском институте ядерной физики НИЦ "Курчатовский институт".

Этот реактор тепловой мощностью 100 МВт с рекордной для пучковых реакторов плотностью нейтронного потока 5×10¹⁵ н/(см²×с) в центральном экспериментальном канале станет основой международного центра нейтронных исследований мирового класса.

В НИКИЭТ разрабатывается проект ещё более мощного многоцелевого быстрого исследовательского реактора МБИР, который будет сооружён взамен реактора БОР-60.

В концепции реактора тепловой мощностью 150 МВт заложено достижение высокой плотности нейтронного потока более 5×10¹⁵ н/(см²×с) и введение в состав реактора до трёх петлевых установок, работающих на различных рабочих средах.

ГК "Росатом", министерство энергетики США и комиссариат по атомной энергии и альтернативным источникам энергии Франции подписали в 2013 году меморандум о взаимопонимании по организации международного центра исследований на базе исследовательского реактора МБИР.

В предвидении формирования рынка атомных станций малой мощности для потенциальных российских и иностранных заказчиков НИКИЭТ разрабатывает энергетические ядерные реакторы электрической мощностью в диапазоне 1-300 МВт.

К их числу относятся, в частности, высокотемпературный газоохлаждаемый реактор ГРЭМ (1-2 МВт-эл), водоохлаждаемый реактор интегральной компоновки "Унитерм" (1,5-10 МВт-эл), корпусной кипящий водоохлаждаемый реактор с естественной циркуляцией теплоносителя ВК-300 (250 МВт-эл в конденсационном режиме).

НИКИЭТ уже в течение ряда лет является одним из ключевых российских участников международного проекта по созданию термоядерного реактора ITER. В ближайшие годы НИКИЭТ должен изготовить механическую опору для первой стенки ITER и 100% всех соединителей.

Заключение

Создание Первой в мире АЭС явилось достойным ответом советских учёных, конструкторов и производственников на один из наиболее важных вызовов мирового сообщества после создания ядерного и термоядерного оружия.

Оно дало мощный импульс работам по мирному использованию атомной энергии, благодаря которым по состоянию на 1 января 2014 года в 31 стране мира работало 430 энергетических реакторов суммарной мощностью 367000 МВт(эл.), что превышает мощность Первой АЭС почти в 73000 раз.

Воистину "из искры возгорится пламя".

Ключевые слова: История, Первая АЭС, НИКИЭТ, РБМК, Статьи

---

Другие новости:

Нижняя палата парламента Франции приняла закон о снижении доли атома

50% к 2025 году.

Фоторепортаж с конференции "МНТК НИКИЭТ-2014"

Конференция проходит 7-10 октября 2014.

Фоторепортаж с конференции "RuРАС 2014"

Конференция проходит в ГНЦ РФ - ФЭИ.

---

---

---

---

Поиск по сайту: