ПЕРВЫЙ ПЕРИОД РАЗВИТИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ В СССР

11 мая 2024 00:09

201

0

Белоярская Атомная Электростанция ИСТОРИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ СОВЕТСКОГО СОЮЗА И РОССИИ ВЫПУСК 1

Главный редактор

Первые поисковые работы по опытно- промышленным энергетическим реакторам в СССР были начаты в 1948 г. после ввода в эксплуатацию первого в СССР производственного плутониевого реактора " А", за которым последовало строительство более мощных канальных уран- графитовых плутониевых реакторов. Поисковые работы велись в первую очередь по разработке высокотемпературного уран- графитового реактора с гелиевым теплоносителем под давлением 100 атм. Намечалось, что корпус реактора будет иметь форму шара, поэтому его назвали " Шариком". Другим вариантом являлся графитовый реактор канального типа, как и " А», с водяным теплоносителем под давлением 100 атм.

Из- за ряда преимуществ предпочтение было дано второму варианту, который и был принят для разработки. Проектные, конструкторские и исследовательские работы по созданию этого реактора AM для первой АЭС широко развернулись в 1950 г.

В тот период уровень научных знаний в области физики и техники энергетических ядерных реакторов был совершенно недостаточен. Помимо теоретических и расчетных исследований требовались многообразные, широкие экспериментальные работы в обоснование проектирования реакторов. Главными из них являлись испытания тепловыделяющих элементов (основной, важнейшей части реакторов), различных конструкционных материалов и других ответственных узлов будущих реакторов в нейтронных полях высокой интенсивности.

Возможность проведения таких испытаний тогда в нашей стране отсутствовала. В связи с этим И. В. Курчатовым и А. П. Александровым 23 июля 1949 г. за № 739 было внесено предложение о строительстве экспериментального реактора.

На основании этого предложения 6 апреля 1950 г. было принято решение о строительстве на территории Лаборатории № 2 АН СССР, впоследствии Института атомной энергии (ИАЭ), малогабаритного реактора MP (РФТ) мощностью 10 МВт.

Реактор РФТ с петлевыми установками и " горячей" материаловедческой лабораторией был введен в действие в апреле 1952 г., т. е.  за очень короткий срок. Это была первая в СССР комплексная уникальная экспериментальная база в области радиационного материаловедения. Тогда реактор РФТ был также первым в мире петлевым материаловедческим реактором, работавшим с пятью петлевыми установками. Он был построен под руководством В. В. Гончарова, автора этих воспоминаний.

В реакторе РФТ в 1952 г. были начаты испытания опытных тепловыделяющих элементов для энергетических реакторов.

И. В. Курчатов был инициатором и непосредственным руководителем создания первой в мире атомной электростанции с уран- графитовым реактором AM канального типа с водяным теплоносителем.

Первая АЭС в мире сыграла роль первенца в развитии атомной энергетики в СССР. Пуск станции был осуществлен под руководством И. В. Курчатова и А. П. Александрова.

А. П. Александров в связи с 20 - летаем со дня пуска первой АЭС писал 1 июля 1974 г. в " Правде": " Идея конструкции активной зоны уран- графитового канального реактора этой станции была предложена академиком И. В. Курчатовым и профессором С. М. Фейнбергом. Главным конструктором являлся академик Н. А. Доллежаль".

Первая АЭС строилась в Обнинске на базе Лаборатории " В" (Физико- энергетический институт (ФЭИ)). Огромная работа по созданию станции велась в ФЭИ и в других организациях. В Институте атомной энергии проводились испытания образцов тепловыделяющих элементов в материаловедческом реакторе РФТ.

Хотя мощность первой станции была невелика - всего 5000 кВт (эл.), до сих пор канальные реакторы в нашей атомной энергетике играют важную роль, достигнув мощности в миллион киловатт.  Атомная энергетика всего за два десятка лет преодолела по развитию единичных мощностей путь, который был пройден обычной энергетикой примерно за целый век.

Научным руководителем АЭС был назначен Д. И. Блохинцев, а заместителем А. К. Красин.

Испытания твэлов для реактора AM первой АЭС проводились под руководством автора в реакторе РФТ с октября 1952 г.

Разработкой вариантов конструкции и технологии изготовления твэлов для реактора AM занимались параллельно три организации: ИАЭ, НИИ- 9 и Лаборатория " В" (ФЭИ).

Всего в РФТ было проведено 12 длительных испытаний твэлов для AM, из них три конструкции Лаборатории № 2, три - НИИ- 9 и шесть Лаборатории " В".

В некоторых случаях опытные твэлы испытывались при тепловых нагрузках, превышающих проектные нагрузки AM. Часть твэлов при испытаниях преждевременно выходила из строя (из- за нарушения герметичности стальных оболочек), в основном это были твэлы НИИ- 9 и Лаборатории № 2.

Результаты испытаний в РФТ тепловыделяющих элементов AM различных типов, проводившихся до апреля 1954 г., позволили выбрать лучший вариант элементов для применения в реакторе AM.  Такими оказались элементы конструкции Лаборатории " В", которые обладали необходимой работоспособностью и достаточной надежностью при проектных параметрах AM и даже допускали возможность превышения тепловой нагрузки на 70% в течение 1500 ч.

 Следует отметить, что в докладе № 239 Д. И. Блохинцева и Н. А. Николаева " Первая атомная электростанция СССР и пути развития атомной энергетики" на Первой Международной конференции ООН по мирному использованию атомной энергии (Женева, 1955 г.) было указано:

"Среди большого комплекса работ особое значение имеют работы, выполненные на экспериментальном реакторе РФТ, который был специально предназначен для физических и теплотехнических исследований, применительно к энергетическим реакторам.

Наиболее важными были испытания тепловыделяющих элементов в водяной петле реактора РФТ. Испытания длились тысячи часов, после чего тепловыделяющие элементы изучались в " горячей" лаборатории. Эти испытания позволили выбрать наиболее надежный и устойчивый вариант тепловыделяющего элемента для первой атомной электростанции".

Таким образом, испытания твэлов AM в реакторе РФТ и исследования их в " горячей" лаборатории существенно способствовали успешному пуску 27 июня 1954 г. в Обнинске первой в мире электростанции электрической мощностью 5 МВт. Ввод ее в действие явился реальным шагом в мирном использовании атомной энергии.

В сообщении Совета Министров СССР о пуске первой промышленной АЭС, опубликованном в газете " Правда" 1 июля 1954 г., указывалось, что " советскими учеными и инженерами ведутся работы по созданию промышленных электростанций на атомной энергии мощностью 50 - 100 тыс. киловатт".

27 июня 1955 г. И. В. Курчатов и А. П. Александров представили  Министру среднего машиностроения СССР А. П. Завенягину предложения о развитии атомной энергетики в СССР, предусматривающие строительство одной атомной электростанции с замедлителем и теплоносителем из простой воды полезной мощностью около  150 тыс. кВт и одной атомной электростанции по типу действующей ( в Обнинске) полезной мощностью до 75 тыс. кВт, а также реактора  для электростанции мощностью 50 тыс. кВт с замедлителем из тяжелой воды и газовым теплоносителем и реактора для электростанции с графитовым замедлителем и газовым теплоносителем.

В предложениях отмечалось, что проектирование, сооружение и опыт эксплуатации этих четырех типов атомных электростанций позволит определить, по какому пути должно быть направлено развитие атомной энергетики крупного масштаба в течение ближайших 10- 20 лет.

И. В. Курчатов внес весьма значительный вклад в разработку программы сооружения мощных АЭС и опытных энергетических реакторов в шестой пятилетке (1955 - 1960). Эта программа была включена в директивы XX съезда КПСС.

На XX съезде КПСС в феврале 1956 г. И. В. Курчатов заявил: " Я остановлюсь на работах по одному из важнейших разделов советской науки - на предстоящих работах по атомной энергии.

Объем этих работ очень велик, но и силы наши теперь велики.  На смену небольшому отряду ученых, которые начинали работу, выросла воспитанная армия ученых, инженеров, конструкторов, сильная, молодая, способная решать труднейшие задачи.

Нужно доложить съезду, как будет решаться в текущем пятилетии записанная в проекте Директив задача получения 2- 2, 5 миллиона киловатт в электрической мощности за счет атомной энергии.

Наши атомные электростанции в текущем пятилетии строятся еще в порядке большого эксперимента, проводимого государством с целью найти более технически надежные и экономичные пути создания атомных электростанций. Нам нужно надежно определить, какой объем в седьмой и последующих пятилетках должна занять атомная энергетика в общей энергетике нашего социалистического государства.

Дело строительства и освоения атомных электростанций - всенародное дело. Особенно большая работа должна быть выполнена конструкторами, инженерами и рабочими Министерства электростанций, строительных министерств и министерств тяжелого машиностроения, машиностроительной и электротехнической промышленности. Но мы получим полноценные результаты только в том случае, если и многие другие министерства горячо поддержат новую атомную технику.

Перед нами большая программа работ по атомным электростанциям и атомным силовым установкам, но советские ученые - специалисты по атомному ядру не должны ограничивать свою деятельность решением только этих задач. Необходимо и дальше развивать атомную теоретическую науку с тем, чтобы были надежно освещены пути будущей техники".

Выдержки из текста выступления И. В. Курчатова приведены в приложении 1.

В апреле 1956 г. И. В. Курчатов сделал доклад в Харуэлле (Англия) и написал статью " Некоторые вопросы развития атомной энергетики в СССР", опубликованную в газете " Правда" 18 мая 1956 г., в которых отметил: " В наши дни основным источником энергии служит органическое топливо (уголь, нефть, торф и т. п.). Перед многими странами уже сейчас реально встает угроза истощения запасов топлива и возникает новая проблема - найти и использовать другие источники энергии. В разрешении этой проблемы важную роль призвана сыграть атомная энергия.

В своем докладе я хотел бы осветить главные направления, по которым развиваются в СССР работы в области атомной энергетики, а также рассмотреть некоторые вопросы физики атомных реакторов с замедлением нейтронов водой.

Мы ставим задачу создать атомную энергетику, которая, по крайней мере для условия Европейской части Союза, будет экономически более выгодной, нежели угольная энергетика.

В связи с этим намечается строить крупные атомные электростанции мощностью на первое время около 400- 600 тыс. кВт каждая, с тем чтобы накопить опыт атомной энергетики с массовым производством тепловыделяющих элементов и их переработкой. Ясно, что только на крупных атомных электростанциях можно достигнуть экономически выгодных показателей энергетики. Станции будут построены с реакторами, работающими на медленных нейтронах.

Строительство крупных атомных электростанций и их эксплуатация дадут также возможность проверить, какие из установок будут наиболее безвредны и безопасны для окружающего населения. Экономические характеристики и эти данные определят тип атомных электростанций и масштабы атомной энергетики на период 1960 - 1970 гг.

Две станции будут построены с реакторами, работающими на тепловых и эпитепловых нейтронах с водяным замедлителем и теплоносителем. Электрическая мощность, получаемая от одного реактора станции, составит 200 тыс. кВт.

Теперь я хочу более подробно остановиться на физических вопросах, связанных с реакторами с замедлением нейтронов водой, которыми я непосредственно занимаюсь. Такие реакторы сравнительно невелики по размерам и просты по конструкции. Это позволяет рассчитывать на то, что затраты на сооружение атомной станции с водяным замедлителем будут минимальными. Кроме того, есть основания думать, что эти реакторы будут экономичными и по использованию урана.

Физическим вопросам, связанным с реакторами, в которых замедление нейтронов происходит в воде, в продолжение последних лет уделялось большое внимание со стороны ученых Института, директором которого я являюсь. Руководящая роль в разработке теории этих вопросов принадлежит профессору С. М. Фейнбергу.  Наиболее важные экспериментальные результаты получены в лаборатории В. И. Мостового и П. Е. Спивака.

Физика реактора, работающего на тепловых или на быстрых нейтронах, в настоящее время относительно хорошо разработана.  Этого нельзя сказать о реакторах с водяным замедлителем, где возникают специфические условия из- за большого влияния на физические процессы эпитепловых нейтронов.

В связи с возможностью глубокого выгорания урана, и в том числе в одной кампании, огромную практическую важность приобретает вопрос о создании тепловыделяющего элемента, способного к длительной работе под облучением.

Мы считаем, что спеченная двуокись урана вследствие устойчивости при облучении и нерастворимости в горячей воде является прекрасным материалом для урана- водной решетки. Выполненные нами длительные опыты на реакторе РФТ показали, что окисные блоки даже в условиях негерметичности их оболочки работают удовлетворительно: не происходит загрязнения контура продуктами деления; небольшая газовая активность быстро исчезает после остановки реактора".

В соответствии с директивами XX съезда КПСС по шестому пятилетнему плану намечалось строительство в 1956- 1960 гг.  четырех АЭС и опытных энергетических реакторов, включающих две АЭС с реакторами ВВЭР электрической мощностью по 200 тыс. кВт и водяной кипящий реактор ВК- 50 электрической мощностью 50 тыс. кВт.

23 мая 1956 г. в газете " Известия" была опубликована беседа с начальником Главного управления по использованию атомной энергии при Совете Министров СССР Е. П. Славским. В беседе Е. П. Славский рассказал, что под руководством академиков И. В. Курчатова и А. П. Александрова производятся работы по реакторам с простой водой, которые представляют интерес для будущего атомной энергетики, так как они открывают возможности построения реакторов, простых по конструкции, небольших по размерам и экономичных по использованию урана.

По инициативе и под руководством И. В. Курчатова была подготовлена и проведена в июле 1955 г. сессия АН СССР, посвященная мирному использованию атомной энергии. На этой сессии было прочитано 80 докладов, в которых впервые были сообщены результаты важных исследований, в частности, по уран- графитовым реакторам, проводившихся в ИАЭ. Эти работы вызвали большой интерес и оказались полезными для ученых других стран.

И. В. Курчатов возглавил подготовку докладов на Первую международную конференцию по мирному использованию атомной энергии, состоявшуюся в августе 1955 г. в Женеве.

Доклады на июльской сессии АН СССР и Женевской конференции явились вкладом советской науки в вопросы мирного использования атомной энергии. Среди докладов, представленных на Женевскую конференцию, важное место занимали доклады о Первой атомной электростанции, о путях развития ядерной энергетики, о реакторе для физических и технических исследований (РФТ), теории реакторов и ряд других. На конференцию, на которой присутствовали представители 79 стран, Советский Союз представил 102 доклада.

С трибуны XX съезда КПСС в 1956 г. И. В. Курчатов заявил: " Мы получили большое удовлетворение в связи с тем, что на этой конференции доклады наших ученых и инженеров получили высокую оценку мировой научной общественности.

На этой конференции мы отчетливо увидели и некоторые свои слабые стороны. Иностранная промышленность демонстрировала большое количество приборов, лучших, чем наши. Нужно принять меры к тому, чтобы приборы, изготовленные в Советском Союзе, и в первую очередь приборы для атомной техники, были лучше зарубежных".

Для обоснования проектов энергетических реакторов различного типа, дальнейшего развития атомной науки и техники, новых направлений атомной энергетики очень важное значение имело проведение исследований в нейтронных полях высокой интенсивности основных конструктивных узлов реакторов, в первую очередь тепловыделяющих элементов и материалов. В связи с этим требовалось значительное расширение экспериментальной базы.

Учитывая эти обстоятельства, И. В. Курчатов направил 25 июля 1955 г. письмо А. П. Завенягину об организации филиала Лаборатории № 2 в районе Обнинска.

В филиале предусматривалось сооружение реактора со сверхмощным нейтронным потоком для решения технологических задач реакторостроения, новых исследований в области ядерной физики, получения трансурановых элементов, а также " горячих» лабораторий.

К сожалению, постановление о строительстве филиала не было принято, но позднее часть поставленных вопросов была решена иным путем.

В июле 1956 г. было принято постановление правительства о разработке водо- водяного реактора ВВЭР- 2 электрической мощностью 70 тыс. кВт для Германской демократической республики.

6 июня 1957 г. И. В. Курчатов и А. П. Александров представили М. Г. Первухину и Е. П. Славскому предложения ИАЭ по ускорению работ, связанных с созданием реактора ВВЭР и ВК- 50.

В письме указывалось, что выпущенный технический проект реактора ВВЭР, разрабатываемый в ОКБ Гидропресс (главный конструктор Б. М. Шолкович), не получил еще никакого экспериментального подтверждения (за исключением испытаний тепловыделяющих элементов в РФТ).

В письме отмечалось также, что в ИАЭ требуется усилить проведение экспериментальных работ по изучению физических и теплотехнических вопросов по новым реакторам. Поэтому необходимо оказание помощи в расширении экспериментальной базы Института.

К сожалению, выполнение решений о строительстве атомных электростанций задерживалось.

В 1958 г. в ИАЭ под председательством И. В. Курчатова было проведено выездное заседание Научно- технического совета Министерства среднего машиностроения СССР, посвященное развитию атомной энергетики. На этом заседании присутствовали зам. Председателя Совмина СССР, председатель Госплана СССР И. И. Кузьмин, Министр электростанций А. С. Павленко и многие руководители различных ведомств.

В целях ускорения работ по атомной энергетике и изготовлению оборудования для атомных электростанций И. В. Курчатов обращался с письмами в обкомы КПСС, к руководителям министерств, Совнархозов и ведомств.

И. В. Курчатов не ограничивался только письменными обращениями, он приглашал в ИАЭ многих секретарей обкомов КПСС, министров, председателей Совнархозов, показывал им Институт, разъяснял стоящие задачи в области атомной энергетики и просил об оказании помощи в этом деле. Беседы заканчивались дома у И. В. Курчатова за чашкой чая.

Так он принимал секретаря свердловского обкома КПСС А. П. Кириленко, министров Н. С. Казакова, П. И. Паршина, А. С.  Павленко, М. А. Лесечко, секретаря Ленинградского обкома КПСС И. В. Спиридонова вместе с председателем Ленинградского Совнархоза В. Н. Новиковым (впоследствии зам. председателя Совмина СССР) и зам. Председателя Совнархоза С. А. Афанасьева (назначенного потом министром общего машиностроения), секретаря Новосибирского обкома КПСС Ф. С. Горячева и других.

В 1959 г. возникли серьезные задержки в изготовлении оборудования для атомных электростанций, поэтому И. В. Курчатов  2 марта 1959 г. направил письмо зам. Председателю Госплана СССР  И. И. Кузьмину с просьбой рассмотреть вопрос о возможных мерах ускорения строительства электростанций и, в особенности,  производства оборудования для них.

К сожалению, положительного результата не было достигнуто.  Более того, И. И. Кузьмин представил предложение в Совет Министров СССР о ликвидации строительства некоторых АЭС, сокращении количества строящихся реакторов на атомных станциях с двух до одного и переносе сроков сооружения оставляемых реакторов на два года.

В связи с этим были назначены правительственные комиссии для подготовки соответствующих решений.

И. В. Курчатов начал принимать решительные меры, чтобы не допустить принятия решений по предложениям комиссий.

В упомянутых ранее предложениях, представленных М. Г. Первухину и Е. П. Славскому 6 июня 1957 г., И. В. Курчатов и А. П. Александров сообщали также, что " в связи с очень большим объемом  работ по испытанию твэлов в РФТ необходимо соорудить на заводе № 12 в г. Электростали второй материаловедческий реактор типа  РФТ, но с большей мощностью". Однако это не было осуществлено.

В 1957- 1958 гг. для расширения фронта исследовательских работ по атомной энергетике, проводившихся под руководством автора, реактор РФТ был реконструирован. Это дало возможность повысить мощность с 10 до 15 - 20 МВт. Для реконструированного реактора были разработаны тепловыделяющие элементы новой конструкции с сильно развитой поверхностью охлаждения и ураном, обогащенным изотопом- 235 до 90% (вместо 10%). В результате удалось освободить в активной зоне 12 рабочих каналов с ТВС (из 37)

для экспериментальных целей и повысить плотности потоков нейтронов.

Позднее И. В. Курчатов поставил задачу о разработке исследовательского реактора (СМ- 2) с очень высоко плотностью потоков нейтронов (свыше 10 15 нейтр. / см2∙ с).

Реактор СМ- 2 предназначался для материаловедческих испытаний, физических исследований и получения новых трансурановых элементов.

Под руководством С. М. Фейнберга был выполнен большой  комплекс расчетных и экспериментальных работ ( на критической  сборке) по созданию предложенного нового типа реактора на промежуточных нейтронах мощностью 50 МВт с плотностью потоков  тепловых нейтронов в центральной полости ( ловушке нейтронов)  2, 2∙ 10 15 нейтр./ см 2∙ с. Техническое решение на проектирование этого реактора было выпущено в 1956 г.

Такой уникальный реактор оригинальной конструкции был сооружен в г. Димитровграде (НИИАР). Физический пуск СМ- 2 состоялся в октябре 1961 г. После модернизации СМ- 2 на нем были получены наиболее высокие в мире плотности потоков тепловых нейтронов. Позже мощность реактора СМ- 2 была повышена до 100 МВт, и тогда максимальная плотность потоков тепловых нейтронов достигла 5∙ 10 15 нейтр. / см 2∙ с.

Помимо сооружения СМ- 2, у И. В. Курчатова возникла идея создания мощного материаловедческого петлевого реактора МИР для развития экспериментальных работ в области атомной энергетики (для испытаний опытных твэлов различных энергетических реакторов и конструкционных материалов). По его предложению  в 1956 г. была начата разработка такого реактора, а в 1957 г. под  научным руководством ИАЭ в НИИ- 8 ( НИКИЭТ) началось проектирование самого реактора. Реактор МИР проектной мощностью до 100 МВт был построен и пущен в г. Димитровграде в 1966 г.  Сейчас он работает с 12 петлевыми каналами.

В 1960 г. в ИАЭ им. И. В. Курчатова началась под руководством В. В. Гончарова разработка петлевого материаловедческого  реактора MP для замены РФТ.

Реакторы MP и МИР явились новой разновидностью петлевых реакторов. Это были реакторы канального типа, погруженного в бассейн с водой. Такие реакторы обладают большими преимуществами по сравнению с петлевыми реакторами других типов.

Реактор MP с 8 петлевыми установками был сооружен в ИАЭ  в очень короткий срок, физический пуск его состоялся в декабре  1963 г., а вывод на мощность в июле 1964 г. MP был первый в  мире канальный реактор погруженного типа. Конструкция MP, разработанного силами ИАЭ, существенно отличалась от конструкции реактора МИР.

Проектная мощность реактора MP была 20 МВт, затем в 1967 г. проводилась его реконструкция для дальнейшего значительного расширения его экспериментальных возможностей. В результате

мощность была увеличена до 40 МВт (без петель), а количество петлевых каналов возросло с 13 до 26. Дополнительно созданы две новые петлевые установки. Это, фактически, равнозначно созданию второго петлевого реактора.

Еще в процессе сооружения реактора СМ- 2 у И. В. Курчатова возникла идея добиться еще более высоких значений потоков нейтронов в реакторе, работающем в импульсном режиме. Предполагалось получить сверхвысокие потоки нейтронов во вспышке (в течение короткого промежутка времени) в реакторе при невысокой средней мощности, не имеющем системы охлаждения. Для некоторых экспериментов работа в импульсном режиме более выгодна, чем работа при постоянном уровне мощности.

Так, по инициативе И. В. Курчатова был создан импульсный гомогенный графитовый реактор (ИГР) оригинальной конструкции, предназначенный для изучения динамики и безопасности реакторов при введении больших реактивностей и испытаний конструкций реактора при высоких температурах. ИГР был пущен в 1960 г. Главным конструктором реакторов СМ- 2, МИР и ИГР был Н. А. Доллежаль.

При активном участии И. В. Курчатова проходила подготовка и ко Второй международной конференции по мирному использованию атомной энергии в сентябре 1958 г. в Женеве.

На этой конференции учеными ИАЭ были доложены результаты изучения в ИАЭ водо- водяных реакторов.

На конференции было заслушано 10 докладов о работах, выполненных в ИАЭ по водо- водяным реакторам. В их числе: " Выгорание горючего в водо- водяных энергетических реакторах и эксперименты с уран- водной решеткой" (№ 2145) - С. М. Фейнберг и др.; " Измерение спектра нейтронов в уран- водных решетках (№ 2152) -  В. И. Мостовой и др., " Водо- водяные энергетические реакторы ( ВВЭР) в СССР" (№ 2184) - С. А. Скворцов; " Тепловыделяющие  элементы для водо- водяных реакторов атомных электростанций"

(№ 2196) - Р. С. Амбарцумян, А. М. Глухов, В. В. Гончаров и др.; " Саморегулирование мощности в водо- водяном энергетическом реакторе" ( 2186) - В. А. Сидоренко.

Доклады советских ученых об опыте работы Первой атомной  электростанции, о сооружении атомного ледокола " Ленин", проектах  новых атомных электростанций с водо- водяными реакторами, а также с уран- графитовыми реакторами с перегревом пара высокого давления ( АМБ), об экспериментальных быстрых реакторах БР, о создании промежуточного исследовательского реактора СМ- 2 с высокой  плотностью потоков тепловых нейтронов, о реконструкции существующих исследовательских реакторов РФТ и др., о разработке

стержневых тепловыделяющих элементов для реакторов типа ВВЭР и многие другие доклады вызвали очень большой интерес. Особенно сильное впечатление произвело неожиданное сообщение о пуске в Советском Союзе, в Сибири, первой очереди (100 тыс. кВт) новой атомной электростанции.

Высокий научный уровень представленных докладов обеспечил престиж Советского Союза.

Интересно при этом привести мнение о развитии атомной энергетики в СССР одного из крупнейших в мире американского ученого в области атомных реакторов д- ра Цинна: " Советский Союз делает быстрый технический прогресс в области развития атомной энергетики, проводя большую и активную программу строительства. СССР, по- видимому, проводит широкую программу развития атомной энергетики, исследуя практически все основные типы реакторов, изученные в Соединенных Штатах. В отношении некоторых разработок СССР продвинулся дальше, чем США".

Таковы некоторые основные выводы, которые Цинн сделал на основе материалов, представленных Советским Союзом на вторую Женевскую конференцию по мирному использованию атомной энергии. Свое мнение о русских материалах он изложил в отчете для объединенного комитета Конгресса США по атомной энергии.

Он указал в отчете, что самое сильное впечатление производит " тот факт, что советский технический прогресс является быстрым и что он тесно увязан с программой сооружения реакторов промежуточной и большой мощности".

Мнение Цинна о советском технологическом прогрессе отчасти расходится с поздними официальными оценками в США советской программы по атомной энергетике. Руководящие работники Комиссии по атомной энергии США стремятся подчеркнуть тот факт, что советская программа отстает от намеченных целей, как указание на то, что советские ученые столкнулись с технологическими трудностями в разработке энергетических реакторов.

Цинн считал, что если советская строительная программа будет проводиться в соответствии с намеченными планами, то в течение следующих двух- трех лет будет получен опыт эксплуатации крупномасштабных установок для большинства важных типов энергетических реакторов.

В качестве примера быстрого советского технологического прогресса Цинн указывал на то обстоятельство, что на Первой Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии в 1955 г. советский Союз не имел программы по реакторам кипящего типа, а в настоящее время сооружает кипящий реактор на 50 тыс. кВт.

Другой пример таков: три года тому назад у Советского Союза не было металлического циркония, пригодного для использования в реакторах, а в этом году русские продемонстрировали тепловыделяющий элемент, в котором применен цирконий.

Цинн также отметил, что советская технология изготовления корпусов давления реактора " по- видимому, вполне передовая», причем стальные контейнеры изготавливаются быстро и дешево путем штамповки на большом гидравлическом прессе.

В одном советском реакторе успешно применен перегрев пара непосредственно в реакторе для повышения его температуры и давления. В США аналогичное мероприятие еще не осуществлено.

Реактор мощностью в 100 тыс. кВт, о котором советский Союз с эффектом объявил на конференции, имеет некоторые новшества, но основным его назначением, вероятно, является производство плутония, а не электроэнергия.

До Второй Женевской конференции в 1957 г. С. А. Скворцовым был сделан доклад (№ 8) " Проект атомной электростанции мощностью 420 тыс. кВт" (т. е. НВ АЭС) на Мировой энергетической конференции в Белграде.

Быстрые реакторы — это проблема широкомасштабного развития атомной энергетики будущего века. Научным руководителем по быстрым реакторам был А. И. Лейпунский. Под его руководством с 1947 г. выполнялись теоретические и расчетные исследования возможности создания быстрых реакторов. Быстрые реакторы должны обеспечить расширенное воспроизводство ядерного горючего с использованием не только урана- 235, но и значительной части всего природного урана, а также тория с коэффициентом воспроизводства более единицы.

Под руководством А. И. Лейпунского для изучения физики быстрых реакторов и экспериментального подтверждения правильности первоначальных предположений в ФЭИ в 1949 г. приступили к подготовке создания быстрых реакторов. Было сооружено четыре исследовательских реактора серии БР.

Первый в СССР быстрый физический реактор БР- 1 мощностью 100 Вт был пущен в 1955 г.

В 1959 г. соорудили опытный быстрый реактор БР- 5 с натриевым теплоносителем тепловой мощностью 5 МВт.

Проведенные исследования, а также накопленный опыт эксплуатации четырех реакторов БР, в особенности длительного использования реактора БР- 5, позволили изучить особенности цепной реакции на быстрых нейтронах, измерить основные физические константы и проверить первоначальные теоретические основы.

Достигнутые успешные результаты испытаний на БР- 5 обеспечили возможность перехода к созданию быстрых реакторов большой мощности.

В 1969 г. в г. Димитровграде (НИИАР) был введен в эксплуатацию экспериментальный реактор БОР- 60 тепловой мощностью 60 МВт и электрической 12 МВт. Бор- 60 был первой атомной электростанцией в СССР на быстрых нейтронах. На БОР- 60 и БР- 5 была решена очень важная и сложная задача по конструкции мощных промышленных реакторов на быстрых нейтронах.

В 1973 г. в г. Шевченко был пущен промышленный реактор  БН- 350 тепловой мощностью 720 Мвт для производства электроэнергии ( 150 МВт) и опреснения морской воды ( 120 тыс. т пресной  воды в сутки). Позднее (в 1980 г.) был пущен реактор БН- 600 электрической мощностью 600 МВт на Белоярской АЭС, недалеко от Свердловска.

Под руководством А. И. Алиханова проводились работы по тяжеловодным реакторам (с тяжелой водой в качестве замедлителя и теплоносителя). Преимущество применения тяжелой воды заключалось в хорошей замедляющей способности и малом вредном захвате тепловых нейтронов, а также в возможности применения природного урана.

Вначале в Теплотехнической лаборатории (ИТЭФ) был сооружен и пущен в 1949 г. исследовательский реактор ТВР на природном уране мощностью 500 кВт, разработанный ОКБ Гидропресс.  В 1957 г. он был реконструирован с повышением мощности до 2500 кВт.

В 50- х гг. был создан первой промышленный реактор с тяжелой водой в качестве замедлителя и теплоносителя с высокими физическими и теплофизическими характеристиками. Разрабатывался вариант тяжеловодного кипящего реактора на природном уране (в виде суспензии) с использованием получаемого плутония в качестве дополнительного горючего. Мощность реактора 280 МВт (эл.), давление 40 атм. Разрабатывался также тяжеловодный реактор канального типа на природном уране с органическим теплоносителем.

Наряду с этим под руководством А. И. Алиханова проводились работы по созданию энергетического тяжеловодного реактора с газовым охлаждением (углекислый газ). В 50- гг велась разработка технического проекта такого реактора.

Тяжеловодный реактор (КС- 150) с газовым теплоносителем (углекислый газ) электрической мощностью 150 МВт сооружен с помощью СССР в Чехословакии (г. Богунице) и пущен в декабре 1972 г.

Трудной проблемой для этого реактора явилась разработка тепловыделяющих элементов. Элементы представляли собой стержни

(диаметром 6, 3 мм и длиной 6, 3 м) из металлического урана в оболочках из магний- бериллиевого сплава, предназначенные для работы при температуре до 500 ° С.

Испытания тепловыделяющих элементов проводились в газовой петле ПГ реактора MP, а затем сборок твэлов натуральных размеров на специально сооруженной газовой петле КС- 60 в реакторе АИ (на Уральском комбинате).

Необходимо также отметить и другое важное направление атомной энергетики - на основе высокотемпературных уран- графитовых реакторов с газовым теплоносителем. В шестой пятилетке (1955 - 1960 гг.) предусматривалась разработка для АЭС реактора ЭГ с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем электрической мощностью 50 - 100 тыс. кВт.

Высокотемпературные уран- графитовые реакторы с гелиевым теплоносителем могли не только вырабатывать электроэнергию, но и обеспечивать промышленность высокопотенциальным теплом и паром.

В ВИАМе была разработана технология изготовления твэлов для реактора ЭГ и выпущены опытные партии, которые испытывались в РФТ, однако реактор ЭГ не был построен.

В 60- х гг. в ИАЭ под руководством Н. Н. Пономарева- Степного выполнялись расчетные и экспериментальные исследования по физике высокотемпературных газографитовых реакторов, а также проектные проработки. Проводились испытания на теплотехнических стендах и физическом стенде активных зон с твэлами шаровой формы.

В ампульных каналах MP испытывались образцы тепловыделяющих элементов, проводились дореакторные и послереакторные испытания партии шаровых элементов, изготовленных по технологии, разработанной в Харькове (ХФТИ) и в Подольске (ПНИТИ).  В 1977 г. для значительного расширения фронта испытаний шаровых твэлов в реакторе MP была создана крупная петлевая установка ПГ с гелиевым теплоносителем.

Под научным руководством ИАЭ в МОЦКТИ разрабатывался технический проект высокотемпературного графитового реактора АБТУ с гелиевым охлаждением.

В мае 1974 г. было принято решение о строительстве под Обнинском высокотемпературного газографитового реактора АБТУ- Ц (ВГР- 50) тепловой мощностью 140 МВт и электрической 50 МВт.  Но и он тоже не был построен, от сооружения его впоследствии отказались. В июле 1987 г. вышло постановление о строительстве промышленного реактора (ВГ- 400) электрической мощностью 400 МВт (вместо ВГР- 50).

Кроме создания крупных АЭС, в СССР проводились работы по созданию энергетических реакторов небольшой мощности - до нескольких десятков МВт, предназначенных для отдаленных труднодоступных районов, в первую очередь для Крайнего Севера страны.  Предполагалось использовать их не только для выработки электроэнергии, но и для теплоснабжения. Они должны были быть более экономичными, чем энергетические установки на органическом топливе, из- за исключения дальней транспортировки такого топлива.

В 1961 г. в ФЭИ была пущена в эксплуатацию транспортируемая установка ТЭС- 3 электрической мощностью 1, 5 МВт с реактором с водой под давлением.

Под научным руководством ФЭИ в поселке Билибино Якутской АССР была сооружена разработанная в НИКИЭТ АТЭЦ с четырьмя однотипными блоками, которая успешно работает до настоящего времени. Каждый из блоков представляет собой уран - графитовый реактор электрической мощностью 12 МВт с водяным кипящим теплоносителем и паропроизводительностью 95 т/ ч при температуре питательной воды 104 ° С. Конструкция реакторов аналогична реактору AM первой АЭС.

Помимо этого, разрабатывались энергетические установки с органическим теплоносителем. В 1968 г. в г. Димитровграде (НИИАР) была пущена созданная под научным руководством ИАЭ установка " Арбу" с органическим теплоносителем электрической мощностью 750 кВт.