90. АТОМНА ЕЛЕКТРОСТАНЦІЯ

Після цього Курчатов міг приділити більше уваги мирному використанню атомної енергії. На його доручення Фейнберг і Доллежаль почали розробляти проект реактора для атомної електростанції. Перший робив фізичні розрахунки, а другий інженерні. Те, що ядерний реактор може бути не тільки виробником збройового плутонію, а й потужною енергетичною установкою, стало ясно вже першим його творцям. Одним із зовнішніх проявів протікає ядерної реакції поряд з радіоактивним випромінюванням є значне виділення теплоти. В атомній бомбі ця теплота звільняється миттєво і є одним з її вражаючих чинників. В реакторі, де ланцюгова реакція перебуває ніби в тліючому стані, інтенсивне виділення тепла може тривати місяці і навіть роки, причому кілька кілограмів урану можуть виділити стільки ж енергії, скільки виділяють при згорянні кількох тисяч тонн звичайного палива. Оскільки радянські фізики вже навчилися керувати ядерною реакцією, проблема створення енергетичного реактора полягала в пошуку способів знімання з нього тепла. Досвід, отриманий у ході експериментів Курчатовим, був дуже цінним, проте не давав відповіді на багато питань. Жоден із побудованих на той час реакторів не був енергетичним. У промислових реакторах теплова енергія була не лише не потрібна, а й шкідлива — її доводилося відводити, тобто охолоджувати уранові блоки. Проблема збирання та використання тепла, що виділилося в ході ядерної реакції, ні в СРСР, ні в США ще не розглядалася.

Найважливішими питаннями на шляху проектування енергетичного реактора для АЕС були: який тип реактора (на швидких чи повільних нейтронах) буде найбільш доцільним, що має бути сповільнювачем нейтронів (графіт або важка вода), щоможе бути теплоносієм (вода, газ або рідкий метал), якими повинні бути його температура та тиск. Крім того, було багато й інших питань, наприклад, щодо матеріалів, безпеки для персоналу та збільшення ККД. Зрештою Фейнберг і Доллежаль зупинилися на тому, що вже було випробувано: почали розробляти реактор на повільних нейтронах із графітовим сповільнювачем та водяним теплоносієм. У їх використанні вже було накопичено гарний практичний та теоретичний досвід. Це зумовило успіх їхнього проекту. У 1950 році технічна рада Міністерства середнього машинобудування з кількох запропонованих варіантів обрала реактор, розроблений НДІхіммаш. Проектувати електростанцію в цілому (її вирішено було будувати в Обнінську) доручили одному з Ленінградських НДІ, очолюваному Гутовим. Запланована потужність першої атомної електростанції 5000 кВт багато в чому була обрана випадково. Саме тоді МАЕС списав цілком працездатний турбогенератор потужністю 5000 кВт і переправив його в Обнінськ, що будується. Під нього вирішили проектувати всю АЕС.

Енергетичний реактор був не так промисловим, як науковим об'єктом. Безпосередньо будівництвом АЕС керувала Обнінська фізико-енергетична лабораторія, заснована 1947 року. У перші роки не було ні достатніх наукових сил, ні необхідного устаткування. Умови життя були далекі від прийнятних. Місто тільки будувалося. Неасфальтовані вулиці покривалися навесні та восени непролазним брудом, у якому безнадійно грузли машини. Більшість мешканців тулилися у дощатих бараках та незатишних «фінських» будиночках. Лабораторія розташовувалась у цілком випадкових і непристосованих для наукових цілей будинках (одне — колишня дитяча колонія, інше — особняк Морозових). Електрику виробляла стара пароватурбіна на 500 квт. Коли вона зупинялася, все селище і будівництво занурювалися в темряву. Найскладніші розрахунки проводилися вручну. Проте вчені (багато з яких тільки-но недавно повернулися з фронту) стійко переносили труднощі. Думка, що вони проектують і будують першу у світі атомну електростанцію, розбурхувала уми і збуджувала величезний ентузіазм.

Щодо суто наукових проблем, вони теж були дуже непростими. Принципова відмінність енергетичного реактора від промислового полягала в тому, що в другому типі реактора вода була лише охолоджувачем і ніяких інших функцій не несла. До того ж надлишки тепла, що відводяться водою, були такі, що температура її не дотягувала до точки кипіння. Тут воді належало виступати в ролі енергоносія, тобто служити для утворення пари, здатної виконувати корисну роботу. Отже, потрібно скільки можна підвищити температуру і тиск. Для ефективної роботи турбогенератора потрібно принаймні отримати пару з температурою понад 200 градусів і тиском 12 атм (що, до речі, було для того часу дуже мало, але вирішили поки обмежитися цими параметрами).

Під час будівництва за основу було взято конструкцію промислового реактора. Тільки замість уранових стрижнів передбачалися уранові тепловивідні елементи — твели. Різниця між ними полягала в тому, що стрижень вода обтікала зовні, твел же був двостінною трубкою. Між стінами розташовувався збагачений уран, а внутрішнім каналом протікала вода. Розрахунки показали, що за такої конструкції нагріти її до потрібної температури набагато простіше. За ескізними кресленнями вимальовувався наступний вигляд реактора. У середній частині циліндричного корпусу діаметром понад 1,5 м знаходиться активна зона - графітова кладка заввишкиблизько 170 см, пронизана каналами. Одні з них призначалися для твелів, інші — для стрижнів, що поглинають нейтрони та автоматично підтримують рівновагу на заданому рівні. У нижню частину збирання твелів має надходити холодна вода (яка насправді аж ніяк не холодна — температура її близько 190 градусів). Пройшовши через тепловивідні елементи і ставши на 80 градусів гарячою, вона потрапляла у верхню частину зборки, а звідти — в колектор гарячої води. Щоб не скипіти і не перетворитися на пару (це могло викликати ненормальну роботу реактора) вона повинна була перебувати під тиском 100 атм. З колектора гаряча радіоактивна вода текла трубами в теплообмінник-парогенератор, після чого, пройшовши через циркулярний насос, поверталася в колектор холодної води. Цей струм називався першим контуром. Теплоносій (вода) циркулювала в ньому по замкнутому колу, не проникаючи назовні. У другому контурі вода виступала у ролі робочого тіла. Тут вона була нерадіоактивна та безпечна для оточуючих. Нагрівшись у теплообміннику до 190 градусів і перетворившись на пару з тиском 12 атм, вона підводилася до турбіни, де й робила свою корисну роботу. Пари, що залишив турбіну, повинен був конденсуватися і знову прямувати в парогенератор. ККД усієї енергетичної установки становив 17%.

Ця ніби проста в описі схема насправді була технічно дуже складною. Теорії реактора тоді не існувало – вона народжувалася разом із ним. Особливо складним елементом були твели, від устрою яких багато в чому залежало ККД всієї установки. Процеси, що протікали в них, були дуже складні з усіх точок зору: треба було вирішити, як і яким чином завантажувати в них уран, наскільки необхідно його збагачувати, яким чином домогтися циркуляції води, що була під високим.тиском, та як забезпечити теплообмін. З кількох варіантів було обрано твели, розроблені Володимиром Малих — з ураново-молібденовим порошком (уран збагачений до 5%), спресованим з тонко подрібненим магнієм — цей метал мав створити ефективний тепловий контакт урано-молібденового сплаву зі стінкою твела.

На першій АЕС була ретельно продумана система управління процесами, що протікають в реакторі. Було створено пристрої для автоматичного та ручного дистанційного керування регулюючими стрижнями, для аварійної зупинки реактора, пристроїв для заміни твелів. Відомо, що ядерна реакція починається лише при досягненні деякої критичної маси речовини, що ділиться. Однак у процесі роботи реактора ядерне пальне вигоряє. Тому необхідно розрахувати значний запас палива, щоб забезпечити роботу реактора більш менш значний час. Вплив цього надкритичного запасу на хід реакції компенсувався спеціальними стрижнями, що поглинають надлишкові нейтрони. При необхідності збільшити потужність реактора (у міру вигоряння пального) регулюючі стрижні кілька висувалися з активної зони реактора і встановлювалися в такому положенні, коли реактор знаходиться на межі ланцюгової реакції і активний поділ ядер урану. Нарешті були передбачені стрижні аварійного захисту, опускання яких у активну зону миттєво гасило ядерну реакцію.