МОСКВА, 26 фев — ПРАЙМ. Одно из стратегически важных предприятий российской атомной отрасли, "Горно-химический комбинат" (Железногорск, Красноярский край), в среду отмечает 70-летний юбилей со дня своего основания. История этого уникального, единственного в своем роде в мире промышленного комплекса, расположенного в глубоком гранитном подземелье на берегах Енисея, во времена СССР была связана с созданием отечественного ядерного щита, а сейчас — с развитием передовых технологий, необходимых для развития атомной энергетики.
Комбинат, производящий по-настоящему фантастическое впечатление на каждого вновь на него попадающего, сами атомщики из поколения в поколение уважительно именуют с заглавной буквы — "Гора" или "Скала".
ПОД ИНДЕКСОМ "815"
Испытание первого советского атомного заряда успешно состоялось 29 августа 1949 года. Тем самым было доказано, что СССР обладает технологиями производства ядерного оружия.
Вот только плутония, необходимого для создания полноценного ядерного арсенала, Советскому Союзу в конце 1940-х годов катастрофически не хватало. Мощностей первого предприятия по производству этого материала, комбината №817 в Челябинской области (ныне "Производственное объединение "Маяк" Росатома), было совсем недостаточно. А США продолжали угрожающими темпами наращивать число своих ядерных боеприпасов. Вдобавок Вашингтон в конце января 1950 года запустил свою программу создания термоядерного оружия.
Впрочем, еще до августа 1949 года советское руководство приняло решение строить в стране два новых объекта для наработки плутония — комбинаты №815 и №816. Комбинат №816 соорудили в Томской области (ныне это "Сибирский химический комбинат", входящий в топливную компанию Росатома ТВЭЛ). А комбинат №815 сначала хотели построить на реке Ангаре, в районе города Братска. Но эти планы потом поменялись.
Официальная история "Горно-химического комбината" началась 26 февраля 1950 года, когда Совет министров СССР постановил возвести комбинат №815 под землей в скальных породах Атамановского кряжа на правом берегу Енисея, в 50 километрах ниже Красноярска.
Критериями для выбора места будущего предприятия стали наличие прочного горного массива на берегу многоводной реки, значительное удаление от границ СССР в любом направлении, расположение комбината рядом с большим промышленным центром. Подземное размещение предприятия на глубине около 200 метров позволяло защитить его от возможной атомной бомбардировки.
Строители комбината совершили, без преувеличения, настоящий подвиг. За короткий срок был построен уникальный подземный технологический комплекс, аналогов которому нет нигде. В мировой практике тогда отсутствовал опыт создания подобных производств, к тому же в подземных условиях. Для строительства комбината разработали оригинальные технологии. В общей сложности строители вынули 15 миллионов кубометров горной породы. Объем тех горных выработок, превысивший все известные масштабы мировых подземных строений, сравним с общим объемом туннелей московского метрополитена начала 1960-х годов.
Параллельно со строительством комбината на поверхности возводили рабочий поселок, который в 1954 году получил статус города и двойное имя: для закрытой переписки — Железногорск, для открытого упоминания — Красноярск-26.
ПЛУТОНИЙ, ТЕПЛО И ЭЛЕКТРИЧЕСТВО
Еще одной особенностью комбината №815 стали новые промышленные уран-графитовые реакторы, самые мощные в то время в СССР. Для предприятия разработали реактор, позволявший существенно увеличить выработку плутония. Научным руководителем проекта стал прославленный атомщик Анатолий Александров. Проектировало новую установку конструкторское бюро артиллерийского завода № 92 в Горьком (ныне предприятие Росатома "ОКБМ Африкантов", Нижний Новгород).
Реактор поначалу получил индекс ЛБ-120. Число 120 было взято от условного, в целях обеспечения секретности, наименования плутония – теллур-120. Аббревиатуру ЛБ взяли в честь куратора советского атомного проекта, заместителя председателя Совета министров СССР Лаврентия Берии. Впоследствии индекс ЛБ-120 заменили на индекс ОК-120 (ОК – "особая конструкция", закрытое наименование — реактор АД).
Первый атомный реактор АД был пущен на комбинате 19 августа 1958 года. Его эксплуатация началась 28 августа 1958 года — эта дата считается днем начала работы ГХК. 7 сентября того же года реактор АД вышел на проектную мощность.
После этого начался монтаж второго реактора АДЭ-1. По проекту, этот аппарат имел двойное назначение — помимо наработки плутония и отвода тепла, образующегося в активной зоне реактора в результате цепной ядерной реакции, он позволял также вырабатывать электроэнергию. Буква "Э" в названии реактора означает "энергетический". Для решения этой второй задачи была запроектирована единственная в мире подземная атомная теплоэлектроцентраль.
Но поскольку строительство реактора АДЭ-1 значительно опережало по срокам строительство ТЭЦ, запустить этот реактор решили в проточном режиме, без выработки электроэнергии. Пуск АДЭ-1 состоялся в июле 1961 года.
В конце декабря 1963 года запустили третий реактор ГХК — АДЭ-2. Спустя месяц, в конце января 1964 года, реактор приняли в эксплуатацию. Он сразу начал работать в энергетическом режиме, и теплоэнергетические мощности, предназначенные для реактора АДЭ-1, были подключены к АДЭ-2. Первый турбогенератор на ТЭЦ комбината был включен с выработкой электрической энергии, и фактически первая в мире подземная атомная электростанция вступила в строй. В течение почти полувека АДЭ-2 снабжал Железногорск теплом и электричеством.
Благодаря плутонию с "Горно-химического комбината" Советскому Союзу удалось переломить отставание от США по количеству ядерных боеприпасов. Комбинат выполнил задачу, для которой создавался — обеспечил безопасность страны.
В 1992 году реакторы АД и АДЭ-1 были остановлены. В 1995 году с ГХК был снят оборонный заказ на производство плутония. А в апреле 2010 года остановился последний в России и мире промышленный уран-графитовый реактор АДЭ-2. Вывод из эксплуатации остановленного оборудования реакторного и радиохимических производств стал одним из основных направлений работы ГХК.
НОВЫЙ КОМБИНАТ
В "нулевых" годах, после закрытия оружейно-плутониевой программы, будущее ГХК выглядело неопределенным. Перед специалистами предприятия тогда стояла дилемма: либо приступить к выводу уникальной подземной площадки комбината из эксплуатации, либо найти, какие проекты можно реализовать в "Скале" – благо, ее инфраструктура позволяла это сделать. И при поддержке руководства Росатома был выбран второй путь.
В результате фактически был сооружен новый "Горно-химический комбинат", ставший ключевым предприятием Росатома и, без преувеличения, мировым лидером в создании технологического комплекса замкнутого ядерного топливного цикла на основе инновационных подходов нового поколения.
Идея замкнутого ядерного топливного цикла предполагает, что полученное из урановой руды и отработавшее в реакторе топливо будет перерабатываться, а полученные ценные компоненты — вновь использоваться для производства свежего топлива АЭС. В результате атомная энергетика фактически превратится в возобновляемый ресурс, а человечество будет стабильно обеспечено относительно дешевой энергией. Вдобавок появится возможность уменьшить объемы радиоактивных отходов благодаря "выжиганию" опасных радионуклидов.
Сейчас на ГХК впервые в мире сосредоточены сразу три высокотехнологичных передела — хранение отработавшего ядерного топлива реакторов АЭС, его переработка и производство нового, так называемого смешанного оксидного ядерного МОКС-топлива для реакторов на быстрых нейтронах. В МОКС-топливе применяется обедненный уран и плутоний, выделенный в процессе переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) реакторов на тепловых нейтронах, составляющих основу современной атомной энергетики.
УНИКАЛЬНОЕ ХРАНИЛИЩЕ
То, что "Горно-химический комбинат" был изначально построен в рамках программы создания советского атомного оружия, определило дальнейшую логику его развития. На ГХК находилось одно из лучших в мире радиохимических производств оружейного плутония. Именно поэтому в 1970-х годах Совет министров СССР принял решение построить на ГХК завод РТ-2 по радиохимической переработке отработавшего ядерного топлива энергетических реакторов (предприятие РТ-1 по переработке ОЯТ с 1977 года работает на "Маяке").
В 1985 году на ГХК вошло в строй охлаждаемое водой так называемое "мокрое" хранилище ОЯТ — своего рода "промежуточный склад" между АЭС и переработкой топлива.
Это покажется парадоксальным, но то, что строительство завода РТ-2 из-за экономической ситуации 1990-х годов отложилось на довольно длительное время, имело свои плюсы. За это время были созданы гораздо более совершенные малоотходные технологии. И коль скоро комплекс по переработке ОЯТ еще не был построен, а "мокрое" хранение было рассчитано как "промежуточный склад", то возникла необходимость обеспечить более длительные сроки хранения.
Для этого на ГХК построили "сухое" хранилище, охлаждаемое воздухом. Ведь как бы ни были хороши материалы, из которых сделаны тепловыделяющие сборки (ТВС), их хранение в воде лучше ограничить по времени. В "сухом" хранилище отработавшие ТВС хранятся в герметично заваренной ампуле в среде инертного газа, что полностью исключает их коррозию. Таким образом, одна из главных задач "сухого" хранилища на ГХК — это перевод на более надежное хранение отработавших ТВС из "мокрого" хранилища, и это же главная причина того, почему оно построено на ГХК, а не в другом месте.
Вдобавок "сухой" способ хранения ОЯТ — самый безопасный, ведь он не зависит ни от человеческого фактора, ни от внешних воздействий. Кстати, "сухому" хранилищу ГХК не страшно даже разрушительное землетрясение.
"Сухое" хранилище начало работу на ГХК в 2015 году. Зарубежные специалисты, в том числе из США, Франции, Японии, в свое время очень высоко оценили работу железногорцев по обращению с отработанным ядерным топливом и признали, что ГХК в области "сухого" хранения — безусловный мировой лидер. Сейчас комбинат специализируется на хранении отработавшего топлива реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000, составляющих основной парк реакторов АЭС в России.
"ЗЕЛЕНАЯ" ПЕРЕРАБОТКА
В 2015 году на ГХК запустили первую очередь опытно-демонстрационного центра (ОДЦ), в котором в полупромышленном масштабе обкатываются новейшие технологии переработки ОЯТ, необходимые для замыкания ядерного топливного цикла. Строительство центра стало самым сложным проектом за всю новейшую историю "Горно-химического комбината".
Главное преимущество новых технологий ОДЦ — отсутствие сброса жидких радиоактивных отходов в окружающую среду. И в 2018 году на мощностях опытно-демонстрационного центра была успешно переработана первая отработавшая топливная сборка реактора ВВЭР-1000 российских АЭС. Тем самым удалось полностью подтвердить работоспособность уникальных "зеленых" методов, не создающих рисков для окружающей среды.
В дальнейшем на ГХК закончат сооружение и запустят в эксплуатацию вторую очередь ОДЦ. Центр послужит основой для создания на базе комбината крупномасштабного завода по переработке ОЯТ. Планируется, что, помимо топливных сборок реакторов ВВЭР-1000, предприятие сможет перерабатывать топливо и других реакторов, в том числе на быстрых нейтронах.
НОВОЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
Также в 2015 году на ГХК официально открыли созданное консорциумом предприятий Росатома производство МОКС-топлива для реактора на быстрых нейтронах БН-800 четвертого энергоблока Белоярской АЭС в Свердловской области. Этот энергоблок стал прототипом коммерческих, более мощных энергоблоков с реакторами БН-1200, которые планируется использовать в атомной энергетике будущего.
Примечательно, что США так и не построили свой завод по выпуску МОКС-топлива, хотя потратили на него примерно 8 миллиардов долларов — без малого в 50 раз больше, чем пошло на строительство завода на ГХК.
Правда, при освоении собственного МОКС-производства специалисты железногорского комбината столкнулись с техническими "подводными камнями", которые, впрочем, удалось преодолеть. И в 2018 году на ГХК была выпущена первая серийная промышленная партия МОКС-топлива, которую затем отправили на Белоярскую АЭС, и которая в январе нынешнего года начала работу в реакторе БН-800. Эксперты назвали это событие историческим для отечественной атомной отрасли. Ведь реактор БН-800 нужен для демонстрации работы промышленного МОКС-топлива на основе реакторного плутония. Следующим шагом должна стать полная загрузка реактора БН-800 серийным МОКС-топливом производством ГХК, она намечена на 2021 год.
"СЖИГАНИЕ" ОПАСНЫХ ВЕЩЕСТВ
Но ГХК, как ожидается, станет и площадкой для отработки технологий обезвреживания самых опасных радиоактивных веществ, остающихся после переработки отработавшего ядерного топлива. Для этого на предприятии планируется построить специальный демонстрационный жидкосолевой ядерный реактор — "выжигатель" на быстрых нейтронах.
Специалисты Росатома переходят к обоснованию возможности реализации такого проекта. Как отмечают ученые, жидкосолевой ядерный реактор (ЖСР) на расплавах фторидов металлов будет обладать рядом преимуществ, в том числе повышенной безопасностью, поскольку на нем в силу технологических особенностей не могут произойти тяжелые аварии. Кроме того, такой реактор не нуждается в изготовлении традиционных топливных элементов.
Технические и технологические возможности площадки ГХК предоставляют возможность разместить подобную пилотную экспериментальную реакторную установку, связав ее инфраструктурно с ОДЦ в замкнутом ядерном топливном цикле.
ПЕРСПЕКТИВЫ ЯДЕРНОЙ МЕДИЦИНЫ
Накопленные за время своей работы уникальные компетенции позволяют "Горно-химическому комбинату" участвовать во многих инновационных проектах, относящихся к разным областям народного хозяйства и промышленности.
Одним из таких может стать производство опытных образцов элементов питания, использующих энергию "мягкого" бета-распада радиоизотопа никеля-63. Такие элементы со сроком службы более 50 лет, как ожидается, найдут применение в медицинской технике и радиоэлектронике нового поколения.
Кроме того, возможно участие ГХК в новых проектах по ядерной медицине. На комбинате хранится государственный радиевый фонд – отечественный запас радиоактивного элемента радия, препараты которого используются, в частности, для диагностики и лечения онкологических заболеваний. Ранее сообщалось, что ряд научных институтов Росатома намерен выполнить исследования, направленные на обоснование необходимости и возможности создания производств новых российских импортозамещающих радиофармацевтических препаратов на основе радиоизотопа радий-223 для лечения различных типов рака.