| Заголовок статьи | «О разработке реактора первой АЭС» |
| Авторы | Е.О. Адамов, Ю.Г. Драгунов, Б.А. Габараев, А.А. Петров |
| Аннотация | Главным конструктором реактора АМ был назначен Н.А. Доллежаль, научным руководителем – И.В. Курчатов. Для реактора выбрали вертикальную схему, хорошо зарекомендовавшую себя при создании промышленных реакторов. Все рабочие чертежи были готовы в 1952 г. Канальная линия энергетического реакторостроения получила в СССР достойное развитие. Уже в 1958 г. начал работать первый двухцелевой канальный реактор ЭИ-2, ставший первым блоком Сибирской АЭС. Несколько позже в перегревательных каналах реакторов АМБ-1 и АМБ-2 Белоярской АЭС впервые в мире осуществлён ядерный перегрев пара. В 1965-1969 гг. кооперация ИАЭ им. И.В. Курчатова, НИКИЭТ и ВНИПИЭТ/АЭП разработала мощный энергетический канальный реактор РБМК, основное оборудование которого можно было производить на существующих машиностроительных заводах. На территории России и Украины было построено 15 энергоблоков с РБМК-1000, в Литве – два энергоблока с РБМК-1500. Канальные реакторы имеют потенциал как эволюционного, так и инновационного развития. Наиболее перспективным направлением инновационного развития водоохлаждаемых канальных реакторов представляется переход на сверхкритические параметры теплоносителя. НИКИЭТ разрабатывает в кооперации с рядом российских предприятий реактор на быстрых нейтронах БРЕСТ со свинцовым теплоносителем, реакторную установку для космического транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса и мощный многоцелевой быстрый исследовательский реактор МБИР. |
| Ключевые слова | атомная электрическая станция, канальный реактор, реакторы АМБ, РБМК, графитовая кладка, реактор на быстрых нейтронах БРЕСТ, свинцовый теплоноситель, космический транспортно-энергетический модуль, исследовательский реактор МБИР |
| УДК | 621.039/534/34 |
| Выпуск | «Проблемы машиностроения и автоматизации» №1 за 2015 год |
Сведения об авторах
Адамов Евгений Олегович — д-р техн. наук, профессор, научный руководитель АО “Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля” (АО «НИКИЭТ»),
+7 (499) 264-46-10, М. Красносельская, 2/8, Москва, 107140, Россия
Драгунов Юрий Григорьевич — чл.-корр. РАН, д-р техн. наук, профессор, директор генеральный конструктор АО «НИКИЭТ»,
+7 (499) 263-73-13, М. Красносельская, 2/8, Москва, 107140, Россия
Габараев Борис Арсентьевич — д-р техн. наук, профессор, главный научный сотрудник, АО «НИКИЭТ»,
+7 (985) 991-17-08, М. Красносельская, 2/8, Москва, 107140, Россия
Петров Анатолий Александрович — главный конструктор энергетических канальных реакторов АО «НИКИЭТ»,
+7 (499) 263-74-24, М. Красносельская, 2/8, Москва, 107140, Россия
| Article title | «On the development of a reactor for the world's first NPP» |
| Authors | E.O. Adamov, Yu.G. Dragunov, B.A Gabaraev, A.A. Petrov |
| Abstract | N.A. Dollezhal was assigned a chief designer of AM reactor, and I.V. Kurchatov was a scientific leader. A vertical layout which had been well proven in production reactor development, was chosen for the reactor. All detaildrawings were ready by 1952. Pressure tube line of power reactor building received a large development effort in the USSR. As early as 1958, the first dual-purpose reactor EI-2, which became the first unit of the Siberian NPP, had been commissioned. A little later in superheating channels of AMB-1 and AMB-2 reactors of Beloyarsk NPP a nuclear production of superheated steam was carried out for the first time ever. In 1965 –1969 a cooperation of IAE named after I.V. Kurchatov, NIKIET and VNIPIET/AEP developed a large pressure tube nuclear power reactor RBMK allowing for manufacturing of its main equipment at the existing machinebuilding plants. There were 15 power units with RBMK-1000 constructed within Russia and Ukraine, and 2 power units with RBMK-1500 in Lithuania. Pressure tube nuclear power reactors have potential for both evolutionary and innovation-based development. The most promising line of innovation-based development of water-cooled pressure tube reactors appears to be in transfer to supercritical parameters of the coolant. NIKIET in collaboration with a number of Russian entities is developing the lead-cooled fast reactor BREST, a reactor for the space transport and power module on the basis of a megawatt-class nuclear power propulsion system and large multipurpose research reactor MBIR. |
| Keywords | nuclear power plant, pressure tube reactor, AMB and RBMK reactors, graphite stack, fast reactor BREST, lead coolant, space transport and power module, MBIR research reactor |
| UDC | 621.039/534/34 |
| Issue | «ENGINEERING AND AUTOMATION PROBLEMS» №1, 2015 |
Information about authors
Adamov Evgeniy Olegovich — Corresponding Member, DSc, professor, scientific leader, Joint-Stock Company “N.A.Dollezhal Research and Development Institute of Power Engineering” (JSC “NIKIET”),
+7 (499) 264- 46-10, Malaya Krasnoselskaya str, 2/8, Moscow, 107140, Russia
Dragunov Yuriy Grigor’evich — DSc, professor, director, general designer, JSC “NIKIET”,
+7 (499) 263-73-13, Malaya Krasnosel’skaya str, 2/8, Moscow, 107140, Russia
Gabaraev Boris Arsent’evich — DSc, professor, chief scientist, JSC “NIKIET”,
+7 (985) 991-17-08, Malaya Krasnosel’skaya str, 2/8, Moscow, 107140, Russia
Petrov Anatoliy Alexandrovich — chief designer of pressure Tube Reactors, JSС “NIKIET”,
Malaya Krasnosel’skaya str, 2/8, Moscow, 107140, Russia