История распорядилась так, что составные части завода 23-площадка № 1 (завод 24) и площадка № 2 (завод 37) в течение длительного времени развивались независимо друг от друга.
За рассматриваемый период времени на площадке № 1 с интервалом в один год были построены 2 идентичных реактора, которые проработали по 39 с лишним лет и были выведены из эксплуатации. За это же время на площадке № 2 были сооружены 5 реакторов, 2 из которых работают в настоящее время.
Все реакторы площадки № 2 спроектированы по двухконтурной схеме, причем в 4-х из них использовалась тяжелая вода и лишь один — легководный (на обычной воде высокой степени очистки).
Реактор ОК-180 представлял собой первый в стране промышленный тяжеловодный реактор, предназначенный для получения плутония и ряда изотопов.
Строительство реактора было начато 6 июня 1949 г. и закончено 23 сентября 1951 года.
Реактор с обслуживающими системами был размещен в здании, имеющем подземное исполнение, и образовал завод № 3, входящий в состав комбината.
Главный проектант комплекса — Ленгипрострой (главный инженер проекта Н. Н. Кондрацкий). Главный конструктор реактора - ОКБ завода № 92 в г. Горьком (главный конструктор А.И.Савин).Научный руководитель - лаборатория № 3 АН СССР ( академик А.И.Алиханов, заместитель — В.В.Владимирский).
Директором завода был назначен А.А.Тарасов, главным инженером И.Д.Дмитриев, заместители главного инженера Макаров А.И.(начальник ПТО) и Николаев Н.Н. Функции научного руководителя исполнял академик А. И.Алиханов.
В процессе монтажа оборудования происходила подготовка ремонтного и эксплуатационного персонала, среди которого были как опытные производственники, так и малоопытная молодежь. Первыми начальниками смен были Я.А.Смычков, А.Е.Тимофеев, Г.С.Цветков, Д.С.Юрченко. Основными производственными подразделениями руководили:
главный механик В.П.Григорьев
главный электрик И.В.Морозов
главный приборист А.Ф.Попов
начальник службы дозиметрического контроля А.Д. Крестников
начальник химической лаборатории Л.С.Федосеева
начальник транспортного отделения Р.П. Ефремов
помощник директора по АХЧ К.Ф.Смирнов
Фамилии других работников завода приведены в приложении № 10.
17 октября 1951 года состоялся физический пуск реактора, а затем поэтапно была достигнута проектная мощность (28 октября).
В процессе эксплуатации реактора были проверены различные режимы работы, выявлены некоторые конструкторские недочеты. Проверена возможность получения различных продуктов.
В январе 1965 года появилась течь тяжелой воды из двух мест соединения напорной камеры с трубой гидротранспорта и Дренажа из полости бокового отражателя . Никаких реальных возможностей устранить течь не было.
Поэтому руководством Министерства было принято решение об остановке реактора. 3 марта 1966 года он был остановлен. Слитая тяжелая вода была использована при пуске реактора ОК-190М. Нехватка тяжелой воды для реактора ОК-190М была второй причиной остановки реактора ОК-180. К моменту остановки на заводе сменились руководящие кадры. Директором завода был С.А.Аникин, главным инженером А.Е.Тимофеев, заместителем главного инженера по производству В.Ф.Гусев, по научной части и ядерной безопасности- Л.А.Шуваев, главным механиком- К.Т.Василенко, главным электриком — И.Т.Наумов, главным прибористом — В.М.Бочарников, начальником службы "Д"-Н.Н.Костеша, начальником транспортного отделения А.М.Чариков, начальником хим.лаборатории — О.М.Орликова, начальником КБ-П.В.Сахаров.
Реактор ОК-180 являлся первым промышленным тяжеловодным реактором в нашей стране, поэтому была оправдана его сравнительно небольшая мощность. Персонал приобрел необходимый опыт в его эксплуатации. Выявленные недостатки были учтены при проектировании и строительстве следующего тяжеловодного реактора ОК-190.
Реактор ОК-190 представлял собой естественное продолжение и развитие реактора ОК-180. Поэтому его главным проектантом, главным конструктором и научным руководителем были те же организации, что и у ОК-180 (ЛГС, ОКБ завода 92,ТТЛ АН СССР).
Реактор был размещен в подземном здании, примыкающем к зданию с реактором ОК-180. Оба реактора в комплексе образовали завод 37.
Строительство реактора ОК-190 было начато б октября 1953 г. и закончено 29 октября 1955 года.
Физический пуск реактора был осуществлен 27 декабря 1955 года.
Начальниками смен в это время были Н.П.Карбовничий, Б.А.Кудрявцев, Ю.А.Соловьев, К.А.Третьяков.
Руководители завода и его подразделений:
Директор завода - Д.С.Юрченко
Главный инженер - Г.С.Цветков
Заместитель главного инженера - А.Е.Тимофеев
Научный руководитель - Л.А.Шуваев
Главный механик - Н.В.Алексеев
Главный электрик - В.И.Сурков
Главный приборист - В.В.Мукин
Начальник службы "Д" - А.П.Донкина
Начальник транспортного отделения- Г.Ф.Сафаров
Начальник хим.лаборатории - Е.А.Ломовцева
Начальник КБ - Г.Я.Занин
Реактор ОК-190 находился в эксплуатации около 10 лет. Персонал, пускавший его в работу, уже имел опыт аналогичной работы на первом тяжеловодном реакторе ОК-180. Однако уже с первых дней коллектив ИТР и рабочих, занятых на реакторе ОК-190, столкнулся с новыми проблемами и трудностями. Эти трудности были связаны с особенностями нового реактора, недостатками его проекта, а позже ( с конца 1959 года) с течью тяжелой воды. Попытки устранить протечки тяжелой воды предпринимались несколько раз. Проводились специальные ремонты, но положительных результатов они не дали. В результате протечек тяжелой воды создалась неблагоприятная дозиметрическая обстановка, которая усугублялась недостаточной защитой верха реактора, невысоким качеством загружаемой продукции и некоторыми другими обстоятельствами. Основной причиной остановки реактора явилась утечка тяжелой воды. Тем не менее, по мере накопления опыта, более глубокого изучения процессов, происходящих в реакторе, налаживания всех обслуживающих систем эксплуатационный персонал освоил режим, связанный с использованием обогащенных урановых блоков, достиг и превзошел ( в 2 раза) проектную мощность, увеличил производительность труда и выполнил все поставленные перед ним задачи.
8 октября 1965 года реактор ОК-190 был остановлен. Руководили заводом и его основными подразделениями те же лица, что и указанные выше, на момент остановки реактора ОК-180.
В 1970 году впервые в мировой практике корпус реактора ОК-190 был извлечен из шахты и захоронен.
Строительство реактора ОК-190М было закончено в марте 1966 года, в апреле этого же года он вышел на проектную мощность. Реактор ОК-190М, как и его предшественники реакторы ОК-180, ОК-190, работавшие ранее на заводе, являлся в свое время единственным в СССР промышленным тяжеловодным реактором. Его уникальные параметры позволяли кроме основного продукта получать различные радиоактивные изотопы, используемые в народном хозяйстве и идущие на экспорт.
Первыми начальниками смен на реакторе ОК-190М были: Борисов М.И., Иващенко В.Н., Изотов А.И., Коровенков А.Ф., Крючков Ю.А., Новоселов Е.Н.
Это были производственники с большим опытом, который они приобрели на реакторах ОК-180 и ОК-190.
Осенью 1966 года была обнаружена течь тяжелой воды из корпуса реактора через образовавшуюся неплотность. С этого времени велся непрерывный контроль протечек тяжелой воды из реактора, ее сбор, очистка и возврат в реактор.
Поскольку тяжелая вода уходила из контура как в виде паров, так и в виде жидкости, для ее улавливания пришлось разработать и смонтировать дополнительные системы вентиляции. Благодаря этому безвозвратные потери тяжелой воды были невелики. Величина протечек постоянно возрастала и к концу 1969 г. суточный слив составлял около 850 кг.
В апреле 1970г. был проведен эксперимент по переводу всех циркуляционных насосов (ЦН-И)на минимальное число оборотов (750 об/мин).
При этом течь снизилась с ~ 1100 кг до ~ 500 кг в сутки. Насосы были оставлены в этом режиме.
К концу 1970 г. течь снова выросла до прежней величины.
Было установлено, что основной причиной роста течи тяжелой воды являются термокачки, связанные с колебаниями мощности при проведении технологических операций или срабатываниях аварийной защиты.
Теперь вся деятельность персонала была направлена на снижение колебаний мощности, т.е. термокачек.
Группа работников завода (В.Ф. Гусев, Л.А. Шуваев, П.В. Сахаров, Н.В. Иванов, Е.Я. Мастепан) разработала и внедрила специальные каналы, позволившие производить перегрузку поглотителей без снижения мощности.
В.И. Карагодин, В.И. Гусев, Н.В. Иванов сконструировали приспособление для чистки фильтров без отключения насосов ЦН-11, т.е. без снижения мощности и термокачек.
Большой вклад в дело стабильной работы реактора с возрастающей течью из корпуса внесли начальники смен В.Н. Иващенко, А.И. Изотов, М.И. Борисов, А.Ф. Коровенков, Ю.А. Крючков, Е.Н. Новоселов.
В 1975 году на реакторе начались массовые выходы ТВЭЛов из строя. Выход ТВЭЛов из строя характеризовался их распуханием, зависанием в ТК и разрушением. Реактор был досрочно перегружен, а изучение этого явления показало, что основной причиной выхода ТВЭЛов из строя явилось некачественное сцепление оболочки ТВЭЛов с сердечником при изготовлении, что приводило к отслоению оболочки, перегреву и разрушению ТВЭЛов. Нарушений режима эксплуатации реактора обнаружено не было.
Была изменена технология изготовления ТВЭЛов. В местах, где условия эксплуатации ТВЭЛов были наиболее тяжелыми, были установлены технологические трубы увеличенного диаметра, что позволило увеличить расход воды через них и снизить температуру. Эти меры дали положительные результаты.
В работы по исследованию причин зависаний ТВЭЛов, их разрушения большой вклад внесли заместитель главного инженера комбината Л. В. Кириллов, заместитель главного инженера завода Г.В.Васильев, работники завода Л.А. Шуваев, Е.Я. Мастепан, Л.К. Мошкина, работники ЦЗЛ Н.Я.Русинов, И.Т.Березюк, Е.В.Будко, В.И.Постников, В.Н.Турдаков.
С течением времени течь тяжелой воды из корпуса реактора продолжала расти. Так как ее рост был непредсказуем, то не исключалась вероятность возникновения аварийной ситуации при резком увеличении течи и невозможности поддержать необходимый уровень тяжелой воды в реакторе. В этом случае могла прекратиться циркуляция воды в реакторе, произойти ее вскипание с последующим расплавлением ТВЭЛов.
Для исключения подобной аварии в 1980 году была разработана и смонтирована система подачи простой воды в подреакторное пространство.
Все последующие годы эксплуатации реактор работал в щадящем режиме: на пониженном уровне мощности и с минимальным числом ее снижений.
Параллельно отрабатывалась новая технология изготовления ТВЭЛов ( без никелевого подслоя).
В течение 37 кампании в реакторе была обработана партия таких ТВЭЛов. Замечаний по их стойкости не было.
В апреле 1983 г. произошла разгерметизация внутренней стенки бака водяной защиты. Вытекающая вода смешивалась с протечками тяжелой воды, что приводило к дополнительным трудностям в эксплуатации реактора.
Решением Министерства остановка реактора была намечена на апрель 1986 года.
Как и при остановке реактора ОК-190 основной причиной ее послужила прогрессирующая течь корпуса.
Корпуса обоих реакторов были изготовлены из сплава САВ-2Т и аналогичны по конструкции. Отсюда можно сделать вывод, что конструкция корпуса оказалась неудачной. До остановки реактора ОК-190М в 1985г. в центральном зале уже шла сборка корпуса нового реактора "Людмила", который должен был заменить реактор ОК-190М.
16.04.86. реактор ОК-190М был заглушен и выведен из эксплуатации.
Реактор "Руслан" был спроектирован и сооружен как альтернатива тяжеловодным реакторам, работавшим ранее на заводе 37.
Генеральным проектантом реакторной установки был определен ВНИПИЭТ, генеральным конструктором — НИКИЭТ, научным руководителем — РНЦ КИ.
По конструкции это был реактор бассейнового типа, в котором теплоносителем и замедлителем одновременно является обычная (легкая) вода высокой степени очистки (бидистиллят). Отвод тепла осуществляется по двухконтурной схеме.
Реактор размещен в том же здании завода 37, где находится выведенный из эксплуатации реактор ОК-180.
Окончание строительства и физпуск реактора "Руслан" были осуществлены в 1979 году, а 18.06.79 г. был произведен его энергопуск, когда мощность реактора была поднята до 10% от проектной.
Далее мощность постепенно увеличивалась и 04.12.80 достигла номинальной — проектной мощности.
В физпуске реактора, обкатке его оборудования, подъеме мощности до номинала и дальнейшей работе принимали участие начальники смен: Борисов М.И., Бурцев Ю.Б., Емельянов Э.П., Зайцев В.К., Мороз Ю.Д., Сурин Г.П.
Реактор используется для наработки основного продукта и радиоактивных изотопов.
Работает в режиме кампаний. По окончании каждой кампании производится перегрузка топлива, а в течение кампании делается несколько остановок (8-10) для перегрузки поглотителей и выполнения ремонтных работ.
В ходе эксплуатации установки "Руслан" испытывались различные типы сборок-поглотителей, схем загрузки.
Принципиальных серьезных недостатков в конструкции установки выявлено не было, но отмечен ряд факторов, осложнявших эксплуатацию, особенно в первые годы.
Большой доводки потребовала разгрузочно-загрузочная машина (РЗМ).
Из-за повышенной вибрации наблюдались случаи разрушения трубок в теплообменниках. Разрушенные трубки приходилось глушить и выводить из работы.
Со временем снижалась эффективность теплообменников из-за загрязнения внутренних поверхностей теплообменных трубок отложениями из продуктов коррозии железа и жизнедеятельности железобактерий.
Для ликвидации отложений использовались различные моющие растворы и механическая чистка трубок. Однако, желаемого эффекта достичь не удалось.
Много внимания пришлось уделить доработке СУЗа.
Потребовала доработки конструкция центральной сборки.
Кроме освоения работы камеры разделки кассет (КРК), работниками заводского КБ и ОГМ были сконструированы и смонтированы станки разборки рабочих кассет, кассет СУЗ и всех видов центральных сборок под слоем воды в бассейнах выдержки.
Оказался неработоспособным транспортер, установленный в верхнем бассейне реактора, т.к. его шариковые подшипники не выдерживали нагрузок, раскалывались и выходили из строя. Они были заменены на капролоновые подшипники скольжения. После этого транспортер работает нормально.
Впервые на реакторе завода 23 была смонтирована и введена " промышленную эксплуатацию информационно-вычислительная ^стема на базе ЭВМ М-6000.
Это дало возможность более грамотно управлять реактором. ^скольку реактор и внутрикорпусное оборудование работали замечаний, по согласованию с 4 ГУ мощность реактора была .-,.„ <ята выше проектной величины без превышения лимитирующих параметров.
02.12.85. она достигла величины в 135% от проектной.
В сентябре 1989 г. на реакторе были проведены первые опыты по легированию(облучению) кремния. В дальнейшем технология легирования была доведена до промышленного использования и начиная с 1992 года на реакторе выполнялись заказы различных организаций по легированию кремния.
В 1990 — 92 гг. был построен цех по до -и послереакторной обработке кремния, а в 1993 году он вступил в строй.
В июле-ноябре 1995 года на реакторе был проведен капитальный ремонт, в ходе которого был выполнен большой объем работ по ремонту и реконструкции механического, электрического оборудования, систем КИПиА.
Еще более сложный капитальный ремонт был произведен в 1998-1999 г.г. Кроме заводчан к нему были привлечены значительные силы работников завода 40, ремонтно- механического и ремонтно-строительного цехов предприятия.
Капитальный ремонт был выполнен с высоким качеством, и после его окончания до настоящего времени реактор работает стабильно.
Генеральным проектантом, генеральным конструктором и научным руководителем этой установки были уже знакомые учреждения: ВНИПИЭТ (г.С-Петербург), ОКБМ (г.Н-Новгород), ИТЭФ (г.Москва) соответственно.
Реактор "Людмила" был очередным тяжеловодным реактором с двухконтурной схемой охлаждения. Первоначально предполагалось, что он должен быть большой мощности с шестью петлями охлаждения и размещаться в новой шахте.
Затем для сокращения капитальных затрат был рассмотрен и утвержден вариант строительства реактора в шахте реактора ОК-190, который был извлечен из шахты в 1970 году.
Предполагалось использовать 4 петли охлаждения с имеющимися теплообменниками и насосами ЦН-11.
Этим решением фактически определялись мощность и некоторые элементы конструкции будущего реактора.
Был определен срок окончания 1 очереди СМР (декабрь 1987 г.), срок остановки действующего реактора ОК-190М (апрель 1986г.).
(Протокол ХМ/1424/2С от 21.05.82., Приказ Министра CM N 0221 от 24.10.84., Письмо ХМ/2661/2С от 03.12.85 Письмо ХМ/1331сс от 28.02.85).
При обследовании бака водяной защиты, который должен был быть использован для реактора "Людмила", на предмет возможности его ремонта было установлено, что ремонт неплотностей (щелей) невозможен. Была сделана попытка заварить щель на внутренней стенке бака, но при этом образовывалась новая щель в непосредственной близости от места сварки. Это объяснялось сильным охрупчиванием металла стенки под действием нейтронного потока за годы эксплуатации.
Стало ясно, что бак нельзя эксплуатировать с водой. Работниками завода было предложено заполнить бак пастой на основе графита. К работе было привлечено предприятие п/я А-1940, которое исследовало различные составы (пасты) для заполнения бака водяной защиты.
В результате был разработан литой бетон повышенной теплопроводности, состоящий из жидкого стекла, кремнефтористого натрия, мелкозернистого графитового песка и графитового порошка — графитобетона (ГФБ). Для охлаждения графитобетона в баке была смонтирована система труб Фильда. После заполнения бака графитобетоном была произведена его сушка, которая закончилась в конце 1985 г.
До конца 1985 г. велись другие подготовительные работы, не связанные с остановкой действующего оборудования.
Из-за нехватки людей и задержек в поставках оборудования строительство затянулось.
Для контроля и координации работ на заводе была создана группа реконструкции под руководством заместителя главного инженера завода Г.В.Васильева. В состав группы вошли инженеры-технологи В. Г. Башарин, Г.П.Сурин, инженеры ОГП А.И.Верховод, САЧугин, инженер ОГЭ В.И.Хрусталев, инженер ОГМ Н.И.Фирсов.
С сентября 1985 г. к курированию работ на "Людмиле" привлекаются работники отделов комбината (Приказ № 174 от 18.09.85.).
К концу ,1987 г. работы по строительству реакторной установки были завершены.
30 декабря 1967 года -начался физический пуск реактора, который был успешно завершен 31 декабря.
После этого началась подготовка к энергопуску, которая, в основном, заключалась в обкатке и отладке всех систем установки.
После откладки систем приступили к энергопуску.
21.05.1988 г. был достигнут МКУ
24.05.1988 г. был достигнут МРУ
25.05.1988 мощность поднята до 10% от проектной, а 21.06.1988-до 78%.
Первыми начальниками смен, принявшими участие в физпуске и энергопуске, были: Башарин В.Г., Иващенко В.Н., Изотов А.И., Петров В.И., Соловей Н.К., Топчий И.Е.
После выхода на мощность продолжалась доводка различных систем установки, уточнение технологических режимов, в том числе водно-химического режима.
Подбором оптимальной величины "ph" удалось снизить температуру оболочки блоков, что позволило превысить проектный уровень мощности более чем на 15% без превышения регламентированных параметров.
К концу 1988 года был закончен энергопуск установки.
За это время серьезных недостатков в работе не было. Были выполнены необходимые работы по доводке отдельных систем и узлов оборудования, отработке режимов эксплуатации.
В отличие от своих предшественников, реактор имеет стальной корпус, который работает без замечаний.
Заканчивая рассмотрение работы реакторов на площадке № 2, нужно назвать людей, которые обеспечили строительство, ввод в эксплуатацию и стабильную до настоящего времени работу реакторов "Руслан" и "Людмила".
Это директор завода В.Ф.Гусев, главный инженер завода А.П.Жаров.
Заместители главного инженера по производству Г.В.Васильев,
П.В.Сахаров, заместитель главного инженера по научной части Л.А.Шуваев, главный механик В.П.Добряк, главный приборист И. В.Дроздов, главный энергетик И.Т.Наумов, начальник ОЗВиКГП И.И.Мальцев, начальник ОРиОБ Н.Н.Костеша и многие другие работники завода, фамилии которых приведены в приложениях №№ 7,11, 12.