Российская атомная энергетика за рубежом - страница 7
Большой вклад в практическую реализацию конструкторских и проектных решений внес Первый специальный монтажный трест Минсредмаша, начальником которого сначала был А.А. Ефимов, затем С.Д. Николаев. Они лично занимались конкретными вопросами монтажа атомных реакторов, ускорителей и другого оборудования. Сотрудники треста И. П. Орехов, В. И. Каменский, Г.А. Топильский, В. М. Котлов и другие на площадках строительства руководили группами советских специалистов.
Научное руководство практически всеми направлениями осуществлялось Институтом атомной энергии им. И. В. Курчатова. В рассмотрении наиболее сложных вопросов принимал участие директор института А. П. Александров, решением текущих вопросов занимались В.В. Гончаров, Ю.М. Чернилин, С.А. Скворцов, В.А. Сидоренко, Г.Л. Лунин и большая группа научных сотрудников института.
Упомянутые выше межправительственные соглашения по научно-техническому сотрудничеству и сооружению опытно промышленных АЭС в ГДР и ЧССР имели своей целью два основных направления: во-первых, и это главное, подготовка национальных кадров и приобщение вышеупомянутых стран к проблемам использования атомной энергии в мирных целях; во-вторых, совместный поиск и отработка оптимального с физической и технологической сторон варианта создания атомного реактора для промышленных АЭС.
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