Реактор АВ-3

Реактор АВ-3 — это промышленный уран-графитовый канальный реактор на тепловых нейтронах, предназначенный для наработки оружейного плутония. Входил в состав Сибирского химического комбината (СХК, г. Северск, Томская область). Являлся третьим реактором серии «АВ» (Атомный Водяной) и одним из ключевых элементов советской ядерной программы по производству делящихся материалов для ядерного оружия.

История создания

Решение о строительстве реактора АВ-3 было принято в рамках расширения советской плутониевой программы в начале 1950-х годов. Первые два реактора серии — АВ-1 и АВ-2 — были запущены на СХК в 1958 и 1959 годах соответственно. АВ-3 был спроектирован на основе опыта эксплуатации предшественников, с учётом необходимости повышения производительности и надёжности.

Строительство реактора началось в 1959 году. Физический пуск (выход на критичность) состоялся 14 сентября 1961 года. Энергетический пуск и вывод на проектную мощность были выполнены в 1962 году. Реактор был введён в эксплуатацию для наработки плутония-239, используемого в ядерных боеприпасах.

Конструкция и принцип работы

Реактор АВ-3 относится к типу уран-графитовых канальных реакторов с водяным охлаждением. Его конструкция аналогична реакторам АВ-1 и АВ-2, но имела ряд усовершенствований.

Активная зона

Активная зона реактора представляет собой цилиндрическую кладку из графитовых блоков, выполняющих роль замедлителя нейтронов. В кладке расположены вертикальные каналы, в которых размещаются тепловыделяющие сборки (ТВС) с урановым топливом. Топливо — природный или слабообогащённый уран в металлической форме, заключённый в герметичные оболочки из алюминиевого сплава.

Система охлаждения

Тепло, выделяющееся при делении ядер урана, отводится водой, циркулирующей через каналы с ТВС. Вода выполняет роль теплоносителя и одновременно является дополнительным замедлителем. Система охлаждения — прямоточная: вода проходит через активную зону, нагревается и поступает в теплообменники, где отдаёт тепло вторичному контуру. После охлаждения вода возвращается в реактор.

Управление и защита

Управление реактором осуществляется с помощью стержней из материалов, поглощающих нейтроны (кадмий, бор). Стержни вводятся в активную зону для регулирования мощности и аварийной остановки. Система управления и защиты (СУЗ) обеспечивает поддержание критичности и безопасную эксплуатацию.

Технические характеристики

• Тепловая мощность: около 1000 МВт (точные данные засекречены).
• Тип топлива: природный или слабообогащённый уран.
• Замедлитель: графит.
• Теплоноситель: вода.
• Количество каналов: несколько тысяч (точное число не раскрывается).
• Срок службы: проектный — 30 лет, фактический — 30 лет (с 1961 по 1991 год).

Эксплуатация

Реактор АВ-3 эксплуатировался с 1961 по 1991 год. В течение 30 лет он обеспечивал наработку плутония-239 для советской ядерной программы. В отличие от реакторов АВ-1 и АВ-2, которые были остановлены в 1990 и 1991 годах соответственно, АВ-3 был остановлен 5 ноября 1991 года.

Режим работы

Реактор работал в непрерывном цикле с периодическими остановками для перегрузки топлива и проведения планово-предупредительных ремонтов. Перегрузка топлива осуществлялась без остановки реактора (на ходу), что позволяло поддерживать высокую производительность.

Производство плутония

В процессе облучения урана в реакторе часть ядер урана-238 захватывает нейтроны и превращается в плутоний-239. После определённой выдержки отработавшее топливо извлекается из реактора и направляется на радиохимический завод для выделения плутония. Полученный плутоний использовался для изготовления ядерных боеприпасов.

Остановка и вывод из эксплуатации

Остановка реактора АВ-3 в 1991 году была связана с завершением советской программы по наработке оружейного плутония в рамках международных соглашений о сокращении ядерных вооружений и снижении ядерной опасности. После остановки реактор был переведён в режим «остановка с выгруженным топливом» — всё ядерное топливо из активной зоны было извлечено и отправлено на переработку.

В настоящее время реактор АВ-3 находится в стадии вывода из эксплуатации. Процесс включает демонтаж оборудования, дезактивацию конструкций и обращение с радиоактивными отходами. Сроки завершения вывода из эксплуатации не определены.

Безопасность и инциденты

За время эксплуатации реактора АВ-3 серьёзных аварий, связанных с выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду, зафиксировано не было. Однако, как и для всех промышленных реакторов, характерны плановые и внеплановые остановки, связанные с неисправностями оборудования или ошибками персонала. Информация о конкретных инцидентах на АВ-3 в открытых источниках отсутствует.

Значение

Реактор АВ-3 внёс значительный вклад в обеспечение ядерного паритета СССР и США в период холодной войны. Вместе с реакторами АВ-1 и АВ-2 он обеспечивал значительную часть советского производства оружейного плутония. Опыт эксплуатации АВ-3 был использован при проектировании и строительстве последующих реакторов, в том числе реакторов типа РБМК.

Источники

• Атомная энергия, том 12, выпуск 3, 1962.
• История Сибирского химического комбината. — Томск: Изд-во Томского университета, 2002.
• Ядерная энциклопедия. — М.: Изд-во «Большая Российская энциклопедия», 1996.
• Отчёт МАГАТЭ о промышленных реакторах СССР. — Вена, 1990.
• Данные открытых источников (сайты СХК, Росатома, публикации в научных журналах).