Строительство Чернобыльской АЭС.
Решение о строительстве Чернобыльской АЭС было принято в 1966 г., в соответствии с правительственным постановлением о вводе в эксплуатацию атомных электростанций в 1966-1977 гг. План предусматривал создание энергетических мощностей в размере 11 900 МВт. Из них 8000 МВт было уделено на АЭС с реакторами большой мощности канального типа (РБМК). Одна из АЭС с данным типом реакторов должна была быть возведена в Украинской ССР. Проектные сроки ввода в эксплуатацию были определены на 1974-1975 гг.
Площадка для строительства будущей Чернобыльской АЭС была выбрана в 15 км от г.Чернобыль и 4 км от села Копачи, вблизи железнодорожной станции Янов линии «Чернигов – Овруч». После всех согласований будущая станция и получила наименование Чернобыльской. 2 февраля 1967 г. постановлением ЦК КПСС и Совмина СССР были утверждены рекомендации Госплана СССР о строительстве Чернобыльской АЭС. Министерство энергетики СССР утвердило техническое задание с вариантами установки одного из трех типов реакторов – графито-водного «РБМК-1000», графито-газового «РК-1000» и водо-водяного «ВВЭР».
С точки зрения технико-экономической целесообразности выбор был сделан в пользу «РБМК-1000». Решение было утверждено 19 июня 1969 г. совместным постановление Минэнерго СССР и Минсредмаша СССР, 14 декабря 1970 г. решение утвердил также Совмин СССР. Проектирование Чернобыльской АЭС было поручено институту «Гидропроект», а проект первой очереди из двух энергоблоков был выполнен институтом ВНИПИЭТ Минсредмаша СССР.
28 мая 1969 г. ЦК КПСС и Совмин СССР утвердили сметно-финансовый расчет на строительство объектов Чернобыльской АЭС. Строительство было поручено «Кременчуггэстрою». Управление строительства станции и города-спутника возглавили В.Т.Кизима и главный инженер И.П.Луков. 17 декабря была образована Дирекция Чернобыльской ГРЭС (государственной районной электростанции). В апреле 1970 г. директором Чернобыльской АЭС, отвечающим за её строительство и эксплуатацию был назначен В.П.Брюханов. Он оставался на этой должности вплоть до ликвидации последствий аварии в 1986 г.
4 февраля 1970 г. началось строительство будущего города-спутника – Припяти. В июле 1971 г. было завершено строительство ЛЭП к Чернобыльской подстанции, а 7 декабря создана постоянная действующая комиссия по принятию объектов Чернобыльской АЭС.
15 августа был торжественно заложен первый кубометр бетона в фундамент будущего энергоблока №1. Срок сдачи энергоблока №1 был определен на начало 1975 г., но темпы строительства сразу начали отставать от графика. В итоге подготовка к вводу энергоблока №1 в эксплуатацию была перенесена на 1977 г.
16 мая 1975 г. началась подготовка энергоблока №1 к физическому пуску. В октябре были доставлены первые партии ТВС. Работы велись в круглосуточном режиме. Работы велись осенью-зимой 1975-1976 гг. 15 мая 1976 г. был установлен регулярный дозиметрический контроль на территории и в прилегающих к АЭС районах в радиусе 3 км. В октябре 1976 г. началось заполнение пруда-охладителя. В начале мая 1977 г. начались пуско-наладочные работы на энергоблоке №1. 1 августа 1977 г. в реактор энергоблока №1 была загружена первая ТВС. 14 августа загрузка топлива завершилась. 18 сентября начался подъем мощности реактора, и 26 сентября турбогенератор №2 (ТГ-2) энергоблока №1 выдал первый электрический ток в сеть. 2 ноября был введен в строй ТГ-1. 14 декабря 1977 был подписан Акт государственного приема в эксплуатацию Чернобыльской АЭС. 24 мая 1978 г. энергоблок №1 был выведен на проектную мощность в 1000 МВт.
16 ноября 1978 г. начался физический пуск энергоблока №2. 19 декабря начался подъем мощности, и 21 декабря в сеть был включен ТГ-3. 10 января 1979 г. был запущен ТГ-4. К 22 апреля 1979 г. Чернобыльская АЭС выработала первые десять миллиардов кВт/ч. 28 мая завершился вывод энергоблока №2 на проектную мощность. 5 октября 1979 г. ввод в эксплуатацию первой очереди Чернобыльской АЭС завершился.
15 августа 1972 г. было принято решение о строительстве второй очереди Чернобыльской АЭС, с новой компоновкой энергоблоков. Технический проект был утвержден 1 декабря 1975 г.
3 декабря 1981 г. осуществлен физический пуск энергоблока №3. К 9 июня 1982 г. он был выведен на проектную мощность. 23 ноября 1983 г. была загружена первая ТВС в реактор энергоблока №4. 28 марта 1984 г. энергоблок №4 был выведен на проектную мощность. 21 августа 1984 г. Чернобыльская АЭС выработала первые 100 миллиардов кВт/ч электроэнергии.
Ядерные реакторы Чернобыльской АЭС
Чернобыльская АЭС стала третьей советской АЭС с реакторами «РБМК-1000». Аналогичные реакторы были ранее построены на Лениградской АЭС и Курской АЭС. Был утвержден проект Смоленской АЭС с аналогичными реакторами. «РБМК-1000» был спроектирован в Научно-исследовательском и конструкторском институте энерготехники (НИКИЭТ) под руководством главного конструктора Н.А.Доллежаля. Данный тип реактор был наиболее дешевым в производстве и эксплуатации.
«РБМК-1000» имел ряд достоинств. Канальная конструкция не требовала строительства гигантского металлического корпуса, значительно убыстряя строительство энергоблоков. Реактор вырабатывал 3200 МВт тепловой мощности и 1000 МВт электрической мощности. Полная загрузка реактора ядерным топливом составляла 192 т урана. Кроме того, для данного реактора не требовалось также строительство колоссальных парогенераторов.
Реактор состоял из 1693-1661 технологических каналов, по которым циркулировал теплоноситель – вода. В каналах устанавливались тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы), собранные в тепловыделяющие сборки (ТВС). ТВЭЛы изготавливались из циркониевого сплава, внутри которых помещались таблетки из диоксида урана-235. В одной ТВС обычно было собрано 18 ТВЭЛов. Проектное обогащение урана составляло 1,8%, позднее для повышения показателей управляемости и энергетической отдачи его постоянно повышали. На языке ядерщиков, ТВС и ТВЭЛы также называют «топливными стержнями».
Активная зона реактора представляла цилиндр из графитовых блоков, по которым проходили технологические каналы. Высота активной зоны составляла 7 м в высоту и имела диаметр 11,8 м. Графит выполнял роль замедлителя ядерной реакции. Для управления ядерной реакции, в реактор устанавливались управляющие или «регулирующие» стержни с бором и кадмием. Для запуска и регулирования ядерной реакции, и соответственно тепловой и электрической мощности реактора, регулирующие стержни либо поднимались либо опускались в активную зону. Активную зону реактора окружали несколько уровней радиационной защиты из бетона, железных стен, воды и песка. Под реактором располагался бассейн-барботер для первичного хранения отработанных ТВС.
«РБМК-1000» работал по одноконтурной схеме. Теплоноситель (вода) в холодном состоянии закачивается насосами в активную зону, где протекает управляемая ядерная реакция распада атомов урана. Нагреваясь от ТВЭЛов, вода испаряется и превращается паро-водяную смесь. Из активной зоны паро-водяная смесь поступает в барабаны-сепараторы, где пар отделяется от воды. Оставшаяся вода возвращается с помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН) обратно в активную зону, чтобы реактор не обезвоживался. А пар поступал дальше, в два турбогенератора (ТГ), мощностью 500 МВт электрических каждый. Пар вращал роторы турбогенераторов, которые выдавали электрический ток. Отработанный пар конденсировался с помощью холодной воды охладительного контура, снова превращаясь в воду и возвращаясь насосами обратно в активному зону. Нагретая вода охлаждающего контура сбрасывалась в пруд-охладитель, откуда в охлажденном состоянии снова закачивалась в охлаждающий контур.
Еще до аварии на энергоблоке №4 в конструкции реактора «РБМК-1000» был выявлен существенный недостаток. Так, не было полной возможности контролировать рост потока нейтронов. Но главным и, как выяснится позднее, стал так называемый «положительный коэффициент» реактивности в каналах реактора. При уменьшении плотности теплоносителя, то есть при преобразовании воды в пар, реактивность начинала расти, увеличивая тепловую мощность, превращая реактор в разгорающийся вулкан. Кроме того, до аварии, разработчикам не была известна опасная конструктивная недоработка регулирующих стержней – при входе в активную зону графитовые вытеснители на концах стержней вытесняли воду и пар, еще больше осушая реактор. Это еще больше увеличивало положительную реактивность в каналах, и лишь затем установленные в стержнях кассеты с бором начинали поглощать нейтроны, вводя отрицательную реактивность и заглушая ядерную реакцию. Это явление после аварии назовут «концевым эффектом», или несвоевременной работой аварийной защиты (АЗ). Все эти факторы проявлялись только при сочетании определенных условий в состоянии реактора. И в ночь на 26 апреля 1986 г. все эти условия соединились, приведя к катастрофе…
Подписывайтесь на нашего Telegram-бота, если хотите помогать в агитации за КПРФ и получать актуальную информацию. Для этого достаточно иметь Telegram на любом устройстве, пройти по ссылке @mskkprfBot и нажать кнопку Start. Подробная инструкция.
