Атомные материалы

Реактор ОК-180. Реактор ОК-180 представлял собой первый в стране промышленный тяжеловодный реактор, предназначенный для получения плутония и ряда изотопов.

Строительство реактора было начато 6 июня 1949 г. и закончено 23 сентября 1951 г.

Реактор с обслуживающими системами был размещен в здании, имеющем подземное исполнение, и образовал завод № 3, входящий в состав комбината. Главный проектант комплекса - Ленгипрострой (главный инженер проекта Н.Н. Кондрац-кий). Главный конструктор реактора - ОКБ завода № 92 в г. Горьком (главный конструктор А. И. Савин). Научный руководитель -начальник Лаборатории № 3 АН СССР академик А.И.Алиханов, заместитель - В.В. Владимирский, директором завода был назначен А.А. Тарасов, главным инженером - И.Д. Дмитриев.

17 октября 1951 г. состоялся физический пуск реактора, а затем поэтапно была достигнута проектная мощность (28 октября). В процессе эксплуатации реактора были проверены различные режимы работы, выявлены некоторые конструкторские недочеты. Проверена возможность получения различных продуктов. В январе 1965 г. появилась течь тяжелой воды из двух мест соединения напорной камеры с трубой гидротранспорта и дренажа из полости бокового отражателя. Никаких реальных возможностей устранить течь не было. Поэтому руководством министерства было принято решение об остановке реактора. 3 марта 1966 г. он был остановлен. Слитая тяжелая вода была использована при пуске реактора ОК-190М. Нехватка тяжелой воды для реактора ОК-190М была второй причиной остановки реактора ОК-180.

Реактор ОК-180 являлся первым промышленным тяжеловодным реактором в нашей стране, поэтому была оправдана его сравнительно небольшая мощность. Персонал приобрел необходимый опыт в процессе его эксплуатации. Выявленные недостатки были учтены при проектировании и строительстве следующего тяжеловодного реактора ОК-190.

Реактор ОК-190. Реактор ОК-190 представлял собой естественное продолжение и развитие реактора ОК-180. Поэтому его главным проектантом, главным конструктором и научным руководителем были те же организации, что и у ОК.-180 (Л ГС, ОКБ завода № 92, ТТЛ АН СССР). Реактор был размещен в подземном здании, примыкающем к зданию с реактором ОК-180. Оба реактора в комплексе образовали завод № 37. Строительство реактора ОК-190 было начато 6 октября 1953 г. и закончено 29 октября 1955 г. Физический пуск реактора был осуществлен 27 декабря 1955 г.

Реактор ОК-190 находился в эксплуатации около 10 лет. Персонал, пускавший его в работу, уже имел опыт аналогичной работы на первом тяжеловодном реакторе ОК-1 80. Однако уже с первых дней коллектив ИТР и рабочих, занятых на реакторе ОК-190, столкнулся с новыми проблемами и трудностями. Эти трудности были связаны с особенностями нового реактора, недостатками его проекта, а позже (с конца 1959 г.) с течью тяжелой воды. Попытки устранить протечки тяжелой воды предпринимались несколько раз. Проводились специальные ремонты, но положительных результатов они не дали. В результате протечек тяжелой воды создалась неблагоприятная дозиметрическая обстановка, которая усугублялась недостаточной защитой верха реактора, невысоким качеством загружаемой продукции и некоторыми другими обстоятельствами. Основной причиной остановки реактора явилась утечка тяжелой воды.

Тем не менее, по мере накопления опыта, более глубокого изучения процессов, происходящих в реакторе, налаживания всех обслуживающих систем, эксплуатационный персонал освоил режим, связанный с использованием обогащенных урановых блоков, достиг и превзошел (в 2 раза) проектную мощность, увеличил производительность труда и выполнил все поставленные перед ним задачи. 8 октября 1965 г. реактор ОК-190 был остановлен. Руководили заводом и его основными подразделениями на момент остановки реактора ОК-180 вышеуказанные лица. В 1970 г. впервые в мировой практике корпус реактора ОК-190 был извлечен из шахты и захоронен.

Реактор ОК-190М. Строительство реактора О К-190 М было закончено в марте 1966 г., в апреле этого же года он вышел на проектную мощность. Реактор ОК-190М, как и его предшественники - реакторы ОК-180, ОК-190, работавшие ранее на заводе, являлся в свое время единственным в СССР промышленным тяжеловодным реактором. Его уникальные параметры позволяли кроме основного продукта получать различные радиоактивные изотопы, используемые в народном хозяйстве и идущие на экспорт.

Осенью 1966 г. была обнаружена течь тяжелой воды из корпуса реактора через образовавшуюся неплотность. С этого времени велся непрерывный контроль протечек тяжелой воды из реактора, ее сбор, очистка и возврат в реактор. Поскольку тяжелая вода уходила из контура, как в виде паров, так и в виде жидкости, для ее улавливания пришлось разработать и смонтировать дополнительные системы вентиляции. Благодаря этому безвозвратные потери тяжелой воды были невелики. Величина протечек постоянно возрастала, и к концу 1969 г. суточный слив составлял около 850 кг. В апреле 1970 г. был проведен эксперимент по переводу всех циркуляционных насосов (ЦН-11) на минимальное число оборотов (750 об/мин). При этом течь снизилась с 1100 кг до 500 кг в сутки. Насосы были оставлены в этом режиме. К концу 1970 г. течь снова выросла до прежней величины. Было установлено, что основной причиной роста течи тяжелой воды являются термокачки, связанные с колебаниями мощности при проведении технологических операций или срабатываниях аварийной зашиты. Теперь вся деятельность персонала была направлена на снижение колебаний мощности, т.е. термокачек.

В 1975 г. на реакторе начались массовые выходы твэлов из строя. Выход твэлов из строя характеризовался их распуханием, зависанием в ТК и разрушением. Реактор был досрочно перегружен, а изучение этого явления показало, что основной причиной выхода твэлов из строя явилось некачественное сцепление оболочки твэлов с сердечником при изготовлении, что приводило к отслоению оболочки, перегреву и разрушению твэлов. Нарушений режима эксплуатации реактора обнаружено не было.

Была изменена технология изготовления твэлов. В местах, где условия эксплуатации твэлов были наиболее тяжелыми, были установлены технологические трубы увеличенного диаметра, что позволило увеличить расход воды через них и снизить температуру. Эти меры дали положительные результаты.

С течением времени течь тяжелой воды из корпуса реактора продолжала расти. Так как ее рост был непредсказуем, то не исключалась вероятность возникновения аварийной ситуации при резком увеличении течи и невозможности поддержать необходимый уровень тяжелой воды в реакторе. В этом случае могла прекратиться циркуляция воды в реакторе, произойти ее вскипание с последующим расплавлением твэлов. Для исключения подобной аварии в 1980 г. была разработана и смонтирована система подачи простой воды в подреакторное пространство. Все последующие годы эксплуатации реактор работал в щадящем режиме: на пониженном уровне мощности и с минимальным числом ее снижений.

Параллельно отрабатывалась новая технология изготовления твэлов (без никелевого подслоя). В течение 37-й кампании в реакторе была обработана партия таких твэлов. Замечаний по их стойкости не было.

В апреле 1983 г. произошла разгерметизация внутренней стенки бака водяной защиты. Вытекающая вода смешивалась с протечками тяжелой воды, что приводило к дополнительным трудностям в эксплуатации реактора. Решением Министерства среднего машиностроения остановка реактора была намечена на апрель 1986 г. Как и при остановке реактора ОК-19, основной причиной ее послужила прогрессирующая течь корпуса. Корпуса обоих реакторов были изготовлены из сплава САВ-2Т и аналогичны по конструкции. Отсюда можно сделать вывод, что конструкция корпуса оказалась неудачной.

До остановки реактора ОК-190М в 1985 г. в центральном зале уже шла сборка корпуса нового реактора "Людмила", который должен был заменить реактор ОК-190М.

16.04.86 г. реактор ОК-190М был заглушён, и в настоящее время ведутся работы по выводу его из эксплуатации.