Богутенко Александрович - Герои атомного проекта
Здание, где размещался первый промышленный реактор «А» (комбинат «Маяк», г. Озёрск)
Центральный зал реактора «А» проектной мощностью 100 МВт.
Реактор введен в 1948 г. на комбинате «Маяк».
Фрагмент диффузионного оборудования для получения обогащенного урана-235
Диффузионная технология разделения урана была принята в конце 40-х годов на разделительном заводе в г. Свердловске-44 (комбинат № 813). Существенными недостатками метода были большое потребление электроэнергии и большие площади для размещения километровых технологических цепочек.
Центрифуги для отделения урана-235 от урана-238
В начале 50-х годов были начаты исследования по центробежному разделению изотопов урана. Первый опытный завод, оснащенный газовыми центрифугами, начал работать в 1957 г., а первый промышленный завод был построен и пущен в эксплуатацию в течение 1962-1964 гг. Это событие на 10 лет опередило аналогичные производства в европейских странах.
В дальнейшем газоцентробежной технологией были оснащены все наши разделительные заводы. Эта технология оказалась наиболее пригодной по производительности и длительности эксплуатации оборудования без ремонта.
Первый исследовательский тяжеловодный реактор
С целью физического обоснования промышленных тяжеловодных реакторов для получения плутония, урана-233 и трития в Лаборатории № 3 АН СССР (ныне Государственный научный центр «Институт теоретической и экспериментальной физики», г. Москва) был построен исследовательский тяжеловодный реактор ТВР. Его физический пуск состоялся 26 апреля 1949 г. Это был первый на Азиатско-Европейском континенте тяжеловодный реактор. Впервые в мире на этом реакторе были выполнены уникальные исследования в области нейтронной физики.
Исследовательский реактор на быстрых нейтронах - БИГР.
Предназначен для изучения воздействий нейтронов на различные материалы и приборы. Разработка ВНИИЭФ, 1975 г.
Реактор БН-350
В 1973 г. в городе Шевченко была построена первая в СССР атомная станция с реактором на быстрых нейтронах БН-350. Тепловая мощность составляла 1000 МВт, электрическая - 350 МВт.
В 1980 г. введен в эксплуатацию третий энергоблок Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-600. Тепловая мощность составляла 1470 МВт, электрическая - 600 МВт.
Реактор БН-600. Имеет трехконтурную схему охлаждения, в качестве теплоносителя используется натрий с температурой на выходе 550°С. Активная зона включает 369 ТВС. За 25 лет эксплуатации выработано более 92 млрд. кВт-ч электроэнергии.
Первая тактическая бомба с зарядом РДС-4
Разработка КБ-11 (1953 г.), находилась на вооружении с 1954 г. по 1965 г.
Башня с ядерным зарядом на испытательной площадке Семипалатинского полигона
Первое воздушное испытание ядерной бомбы с зарядом РДС-3
(Семипалатинский полигон, 18.10.1951 г.)
Головная часть ракеты Р-7
Термоядерный заряд к ней был разработан в КБ-11 в 1959 г.
Первый отечественный артиллерийский снаряд с ядерным зарядом.
Разработка КБ-11 (1953-1955 гг.)
Бомба с термоядерным зарядом РДС-6с
Башня с атомным зарядом на испытательной площадке Семипалатинского полигона
Взрыв термоядерного заряда
Самая мощная в мире термоядерная авиабомба «602» в корпусе «202».
Длина бомбы 8,5 м, диаметр 2 м, масса 26 т
Сброс с самолета ТУ-95 и взрыв на высоте 4 км самой мощной термоядерной бомбы
(полигон «Новая Земля», 30.10.1961 г.)
Транспортно-стыковочный агрегат НГЗП9
Предназначен для доставки и пристыковки головных частей к ракете, находящейся в шахтной пусковой установке. Агрегат смонтирован на шасси MA3-543M.
Разгрузочно-загрузочная машина для РБМК
Разгрузочно-загрузочная машина (РЗМ) предназначена для осуществления перегрузки топлива как в процессе работы реактора, так и после его остановки и расхолаживания. Возможность перегрузки топливных сборок при работе реактора на номинальном режиме является отличительной особенностью реакторов РБМК.
Опыт эксплуатации РЗМ показал ее надежность, технологичность и высокие эксплуатационные характеристики. Последние годы успешно проводилась модернизация РЗМ, но идея, заложенная в проекте, осталась неизменной.
Передвижение РЗМ производится мостовым краном. Управление работой может осуществляться дистанционно с пульта управления машины или со вспомогательного пульта. Перегрузка отработавших ТВС и замена их новыми происходит на работающем реакторе производительностью 5 ТВС/сут, а на остановленном реакторе - до 20 ТВС/сут.
Реактор корпусного типа Нововоронежской АЭС
(первый реактор ВВЭР-1 электрической мощностью 210 МВт был включен в сеть в 1964 г.)
Транспортируемая атомная энергетическая установка ТЭС-3
Транспортируемые атомные энергетические установки малой мощности предназначались для использования в отдаленных и труднодоступных районах Севера и Сибири, в местах разработки полезных ископаемых. Они давали электроэнергию для производственных нужд и бытовое тепло. Тепловая мощность ТЭС-3 составляла 8,8 тыс. кВт, а электрическая -1,5 тыс. кВт. Продолжительность работы реактора без перезагрузки ядерным топливом - 8,3 месяца.
1 ноября 1974 г. был выведен на проектную мощность первый реактор РБМК (энергетический водно-графитовый реактор канального типа), установленный на Ленинградской АЭС.
В июне 1981 г. с введением в эксплуатацию еще трех реакторов РБМК суммарная мощность ЛАЭС составила 4 млн. кВт. Ее успешная эксплуатация обеспечила разработку последующих проектов АЭС с реакторами такого типа - Курской (1976), Чернобыльской (1977), Смоленской (1988) и Игналинской (Литва, 1982).
Ленинградская АЭС
Балаковская АЭС с реактором ВВЭР
Строящийся блок и пульт управления
Линия В-407 по изготовлению ТВЭЛов на машиностроительном заводе в городе Электростали
Энергетическая установка «Ромашка»
Первая в мире экспериментальная установка с прямым преобразованием ядерной энергии в электрическую.
Введена в строй 14 августа 1964 г. в Москве, в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова. Электрическая мощность 0,5 - 0,8 кВт. Ядерное топливо реактора - обогащенный дикарбид урана массой 49 кг.
Термоэлектрическая ядерная энергетическая установка «Бук»
Космическая ЯЭУ «Бук» с реактором на быстрых нейтронах, охлаждаемым жидкометаллическим теплоносителем, и термоэлектрическим преобразованием энергии электрической мощностью около 3 кВт и массой 1000 кг. ЯЭУ «Бук» находились в орбитальной эксплуатации в течение 15 лет, с 1973 г. по 1988 г.
Всего на рабочую орбиту высотой 265 км было запущено 33 ЯЭУ «Бук» с ресурсом работы до 4 месяцев.
Термоэмиссионная ядерная энергетическая установка «Топаз-1»
Космическая ЯЭУ «Топаз-1» с термоэмиссионным реактором- преобразователем на промежуточных нейтронах, охлаждаемым жидкометаллическим теплоносителем. Полезная электрическая мощность установки около 5 кВт, масса 1100 кг. Два летных образца установки «Топаз» с ресурсом работы около 1 года были испытаны в 1987-1988 гг. на орбите высотой 800 км в составе экспериментальных космических аппаратов «Плазма-А».
Первый атомный ледокол «Ленин»
Ледокол «Вайгач»
Монтаж реактора на ледоколе «Арктика»
Эксплуатация атомных ледоколов увеличила продолжительность навигации в Арктике сЗ-4до5-6 месяцев, более чем вдвое увеличилась скорость проводки судов. Перезарядка энергетической установки ядерным топливом осуществлялась один раз в 3 года. За это время атомная установка проработала 25 тыс. часов в сложных условиях эксплуатации.
Первый подводный атомный взрыв в губе Чёрной
(полигон «Новая Земля»,1955 г.)
Серийная ПЛА с ядерной энергетической установкой, исполь зующей жидкометаллический теплоноситель. Комплексно-автоматизированная высокоскоростная ПЛА малого водоизмещения (лодка-истребитель). По классификации НАТО - типа «Alfa».
