Герои атомного проекта - Богутенко Александрович

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».