Мы продолжаем публиковать фрагменты из недавно выпущенной в наукограде книги «Первая в мире атомная электростанция: Документы, статьи, воспоминания, фотографии», в которой рассказывается об истории создания первой в мире АЭС.

В отличие от реактора «А», в котором температура охлаждающей воды не превышала 100 °С, в реакторе АМ с целью повышения термодинамического КПД необходимо было повысить температуру охлаждающей реактор воды, а это означало одновременно и повышение еt давления. В качестве компромисса было выбрано давление теплоносителя первого контура 10 МПа и температура на выходе из реактора 290 °С. В результате алюминиевые конструкционные материалы активной зоны реактора «А» оказались непригодными, и пришлось переходить на нержавеющую сталь ЭЯ1Т (Х18Н9).

Для изготовления тепловыделяющих элементов и топливных каналов потребовалась разработка технологии изготовления тонкостенных нержавеющих труб и создание специального производства по их изготовлению.

В случае использования азота для заполнения графитовой кладки реактора, как это делалось в реакторе «А», температура графита в реакторе АМ из-за более высокого энерговыделения оценивалась в 700—730 °С. Такая температура графита казалась небезопасной, опыта эксплуатации реактора с такой температурой графита не было. Поэтому было принято решение о заполнении графитовой кладки гелием. Беспокойство вызывало качество воды – теплоносителя первого контура. Так, в случае отложения накипи толщиной всего лишь 0,2 мм на теплопередающей поверхности твэла, его температура поднималась до опасных значений и приводила к разгерметизации оболочки твэла.

Во избежание этого было решено использовать бидистиллят в качестве теплоносителя первого контура. Кроме этого, при прохождении воды через реактор предполагался её радиолиз с образованием атомарных кислорода и водорода с возможным образованием взрывоопасной гремучей смеси. Во избежание этого Лабораторией № 3 было рекомендовано установить в первом контуре контактные аппараты с 25 кг платиновой сетки.

В первоначальном проекте было предусмотрено использование жидкостной системы управления и защиты (СУЗ) на основе борной кислоты, что могло привести к непоправимым последствиям в случае разгерметизации каналов СУЗ с попаданием борной кислоты в графит реактора. Во избежание этого пришлось отказаться от жидкостного СУЗ.

Другая потенциальная опасность была связана с использованием негерметичных насосов первого контура. Для исключения протечки через сальники вала насосов горячей радиоактивной воды, что, как выяснилось в результате проведенных испытаний насоса, неизбежно бы приводило к заклиниванию вала насосов, было предложено в сальники подавать холодную чистую воду (бидистиллят), имеющую давление несколько большее давления воды первого контура как со стороны всаса, так и со стороны напора насосов. Для этого потребовалась разработка и изготовление плунжерных насосов с резервированием их энергоснабжения от аккумуляторной батареи и автоматической аппаратуры поддержания необходимого давления подпиточной воды. Решение этой проблемы потребовало много времени, однако опасения в надёжности её решения у будущих эксплуатационников остались.

Немалые трудности были связаны с проведением физических расчетов. С начала 1952 г. , после анализа полученных из ЛИПАН документов, Д. И. Блохинцев инициирует проведение в Лаборатории «В» нового цикла расчетных исследований по всему перечню физических параметров реактора: обогащению урана, критической загрузке, продолжительности кампании, эффективности стержней управления реактором, эффектам реактивности, сравнению эффективности отражателя и замедлителя из графита и бериллия, активности сбрасываемых через вентиляцию газов, активности теплоносителя, тепловыделению в графитовой кладке.

Материал газеты "Вы и мы"