Российская атомная энергетика за рубежом - [6]

Напряженная работа по реализации этой программы продолжалась более 10 лет.

Выполнение этой программы, а также обязательств советской стороны по международному сотрудничеству в части сооружения атомных центров, проведение одновременно большого объема работ по дальнейшему развитию атомной промышленности, совершенствованию и созданию новых АЭС требовали огромного напряжения специализированных советских организаций. В этих условиях было совершенно естественным приобщить технический и научный потенциал таких стран, как ЧССР и ГДР, к проблеме отработки атомного энергетического реактора для промышленных АЭС, в частности ЧССР к разработке атомного реактора на тяжелой воде и ГДР к программе создания водо-водяного реактора.

Кроме того, Минсредмаш (Министерство среднего машиностроения СССР) приняло на себя основную нагрузку в решении проблемы отработки атомных энергетических реакторов для АЭС.

В ИАЭ им. И.В. Курчатова и во ВНИИНМ им. А.А. Бочвара проводился большой объем работ по изучению радиационной стойкости металла, а также по отработке твэлов для указанных выше реакторов.

Первой атомной электростанцией, строительство которой за границей было осуществлено при техническом содействии советских организаций, стала АЭС «Райнсберг» в ГДР, главным инженером проекта была Ю.Н. Фомина.

При строительстве АЭС «Райнсберг» в ГДР (пущена в эксплуатацию в мае 1966 г.) были использованы конструкторские решения по блоку 1 Нововоронежской АЭС. На этой АЭС проверялись проектные решения по водо-водяному реактору и, в частности, были испытаны вертикальные парогенераторы, аналогичные применявшимся на атомных энергетических реакторах западного типа PWR, основным разработчиком которого была американская фирма «Вестингауз». Однако такие парогенераторы, которые обеспечивали передачу тепла от реактора к турбогенератору, имели частые отказы из-за зашлаковывания нижней части парогенератора. Поэтому советские конструкторы пошли по пути применения горизонтальных парогенераторов.

Для АЭС «Райнсберг» советские организации разработали технический проект на базе технических решений для Ново – Воронежской АЭС, поставили основное оборудование: реактор с системой регулирования и управления, главные циркуляционные насосы, турбоагрегат мощностью 70 МВт и вспомогательное оборудование к ним. Часть оборудования, включая вертикальные парогенераторы, была изготовлена в ГДР.

В тесном сотрудничестве специалистами СССР и ГДР был разработан рабочий проект этой АЭС, осуществлено строительство, произведен монтаж и пуск электростанции.

Основные характеристики АЭС «Райнсберг»

Тепловая мощность – 263 МВт

Электрическая мощность – 70 МВт

Коэфициент полезного действия – 26,5%

Давление в первом контуре – 100 атм

Число циркуляционных петель – 3

Тип парогенератора – Вертикальный

Температура теплоносителя:

На входе в реактор – 250 С

На выходе – 268 С

Топливо – Слабообогащенный уран

На всех этапах сооружения АЭС «Райнсберг» активное участие принимали специалисты проектных, конструкторских, монтажных и наладочных организаций и предприятий СССР, а также заводов-изготовителей оборудования. С ее пуском началось промышленное использование атомной энергии в ГДР.

Эксплуатация АЭС «Райнсберг» в течение более 20 лет показала надежную работу технологического оборудования и станции в целом. Эта АЭС стала в ГДР центром научно-исследовательских работ в области ядерной энергетики, а с введением в строй тренажера в 1974 г. – одновременно и центром обучения и повышения квалификации персонала для АЭС. На тренажере и теоретических курсах АЭС «Райнсберг» до 1979 г. было обучено более 3400 чел., в том числе 225 специалистов из стран-членов СЭВ.

При техническом содействии СССР в конце 1972 г. была введена в эксплуатацию первая атомная электростанция в ЧССР – АЭС А-1 «Богунице», расположенная в пос. Богунице в Западной Словакии. На этой АЭС был установлен тяжеловодный корпусно-канальный реактор КС-150 с газовым теплоносителем, работающий на природном уране.

Основные характеристики АЭС «Богунице»

Тепловая мощность реактора – 540 МВт

Электрическая мощность – 140 МВт

Замедлитель – тяжелая вода

Теплоноситель – Углекислый газ

Топливо – Природный уран

Технический проект реакторной установки был разработан Институтом теоретической и экспериментальной физики им. А.И. Алиханова, который в течение всего периода строительства осуществлял научное руководство. Твэлы для реактора были разработаны Харьковским физико-техническим институтом. Перед пуском станции из Советского Союза была поставлена тяжелая вода.

Это, пожалуй, единственная АЭС, рабочий проект которой был разработан чехословацкими организациями (ОКБ заводов «Шкода», Пльзень) при технической помощи Ленинградского отделения Теплоэлектропроекта; почти все оборудование, включая корпус реактора, сконструировали и изготовили чехословацкие предприятия. Впервые в истории реакторостроения чехословацкие специалисты разработали и осуществили сварку обечаек корпуса реактора на площадке строительства. Прежде чем это осуществить, были проведены исследования радиационной стойкости чешского металла на одном из советских промышленных реакторов.