Разработка промышленных реакторов была вызвана потребностями программы создания атомного оружия в специальных ядерных материалах. В 1947 г. ОКБМ получило задание на разработку отдельных систем первого промышленного уран-графитового реактора (ПУГР) "А" (главный конструктор реактора - Н.А.Доллежаль). Реактор "А" был создан и введен в эксплуатацию в 1948 году при активном участии ОКБМ.

С 1948 г. ОКБМ разрабатывает ряд проектов усовершенствованных ПУГР и промышленных тяжеловодных реакторов (ТВР). В 50-х годах по проектам ОКБМ было построено 4 ПУГР на ПО "Маяк" и ГХК в г. Железногорске и 2 ТВР на ПО "Маяк". В этот же период были спроектированы и с участием ОКБМ построены 3 исследовательских ТВР: в ИТЭФ (Москва), в Югославии и в Китае. Последний реактор работает и поныне.

В 60-х годах ОКБМ разработаны проекты ПУГР нового поколения, которые наряду с производством оружейного плутония обеспечивали выработку электрической энергии и тепла для промышленных и гражданских объектов. Они стали одними из первых атомных ТЭЦ в мире. Всего было построено 5 таких реакторов, два из них, перекрыв почти в 2 раза назначенный проектный ресурс, работают и сейчас, обеспечивая теплом и электроэнергией города Северск, Томск и Железногорск. Дальнейшее развитие получила и технология тяжеловодных реакторов, что ознаменовалось пуском в 1988 г. усовершенствованного реактора Л-2. В последние годы на этом реакторе успешно решается задача организации крупномасштабного производства радиоактивных изотопов производственного, медицинского и научного назначения (кобальт-60, иридий-192, углерод-14, фосфор-32, тулий-170, селен-75 и др.) для внутреннего и мирового рынков.

Во второй половине 90-х годов XX века в рамках Соглашения между правительствами России и США о прекращении производства оружейного плутония на действующих ПУГР ОКБМ совместно с другими предприятиями Ростатома выполнен проект конверсии активных зон этих реакторов. Одновременно ведутся работы по повышению безопасности и обоснованию остаточного ресурса работы этих реакторов.

В настоящее время выполняются работы по выводу из эксплуатации остановленных ПУГР. Ведется проектирование ТВР нового поколения.

Опыт, накопленный ОКБМ за полувековой период работы в области технологий промышленных реакторов, широко используется при создании различных реакторных установок для атомной энергетики.

Россия - единственная страна в мире, обладающая флотом гражданских атомных судов. Ледоколы с ядерными энергетическими установками более 40 лет успешно работают в Арктике, обеспечивая надежную и безопасную проводку транспортных судов на всех участках Северного Морского пути.

Проект первой реакторной установки для гражданского судна - атомного ледокола "Ленин" - был разработан в ОКБМ в 1955 г. А с 1960 г. началась арктическая навигация этого ледокола, продолжавшаяся вплоть до 1989 г., в результате которой было проведено во льдах 3700 судов и подтверждена высокая эффективность использования ядерной энергии на судах ледокольного флота.

Успешная эксплуатация первого атомного ледокола положила начало развитию целой отрасли - атомного судостроения. В период 1975-1992 г.г. в стране было построено еще 7 атомных ледоколов ("Арктика", "Сибирь", "Россия", "Советский Союз", "Таймыр", "Вайгач", "Ямал") и океанский лихтеровоз-контейнеровоз усиленного ледового класса "Севморпуть". Для них в ОКБМ было разработано 3 поколения все более совершенных атомных паропроизводящих установок (АППУ), последняя из которых - КЛТ-40 - полностью отвечает современным международным требованиям безопасности.

Весь комплекс систем и оборудования этих АППУ создавался, сдавался в эксплуатацию и эксплуатируется с участием специалистов ОКБМ.

Развитие российского атомного ледокольного флота продолжается. На Балтийском заводе в Санкт-Петербурге завершено строительство и в марте 2007 года сдан в эксплуатацию новый линейный атомный ледокол "50 лет Победы". В ОКБМ создаются проекты реакторов нового поколения для перспективных атомных ледоколов.

ОКБМ обладает уникальным опытом создания высоконадежных судовых атомных энергетических установок. На базе этого опыта в последние годы разрабатываются проекты перспективных атомных станций малой мощности.

На базе обширного опыта создания и совершенствования судовых реакторов в ОКБМ разработан ряд проектов реакторных установок для энергоисточников малой мощности в диапазоне от 1 до 40 МВт(э): САХА-92, АБВ, КЛТ-40С. Все они предназначены для надежного электро- и теплоснабжения региональных потребителей в удаленных районах, не имеющих централизованного энергоснабжения, с дорогим дальнепривозным топливом. В России это крупные населенные пункты и порты вдоль Северного Морского пути и побережья Дальнего Востока, за рубежом - прибрежные районы развивающихся стран. Обоснована целесообразность использования установок данного типа и для целей опреснения морской воды в регионах с дефицитом пресной воды.

Наиболее подготовленные к реализации проекты энергоисточников малой мощности (АБВ, КЛТ-40С) предполагают размещение атомной энергетической установки на несамоходной барже (проект АБВ предполагает также наземный вариант атомной станции).

Для автономных энергоисточников особо малой мощности разработан проект реакторной установки АБВ – интегральный водо-водяной реактор с естественной циркуляцией теплоносителя и возможностью длительной работы без перегрузки топлива

1. реакторная установка может быть использована для создания локальных энергоисточников различного типа и назначения: наземных, плавучих и подводных;
2. работа без перегрузки активной зоны в течение 10-12 лет позволяет полностью исключить операции с ядерным топливом на площадке АЭС в варианте плавучего энергоблока, что существенно повышает экспортный потенциал энергоблока;
3. возможна поставка РУ для наземных АЭС в виде модуля полной заводской готовности, перевозимого автомобильным или водным транспортом (масса модуля – 600 т).

Плавучая атомная теплоэлектрическая станция с реакторными установками КЛТ-40С создается на судостроительном предприятии с использованием освоенной технологии строительства атомных ледоколов и кораблей ВМФ. После комплексных испытаний и сдачи заказчику "под ключ" АТЭС транспортируется к месту стоянки, где подключается к береговым сетям и начинает работать. Плавучее исполнение АТЭС сводит к минимуму объемы и стоимость капитального строительства в районе размещения атомной станции. Предельно упрощается решение вопросов хранения радиоактивных отходов, квалифицированного обслуживания станции и снятия ее с эксплуатации после выработки технического ресурса. В настоящее время строительство первой плавучей атомной электростанции с двумя реакторными установками КЛТ-40С ведется на ОАО «Балтийский завод» (Санкт-Петербург).

На базе реакторных установок типа АБВ и КЛТ-40 разработан ряд концептуальных проектов плавучих опреснительных станций одноцелевого назначения и энергоопреснительных комплексов для получения тепла, электроэнергии и пресной воды.

В настоящее время в ОКБМ ведется разработка проекта реакторной установки блочного типа ВБЭР-300 для энергоблоков атомных станций наземного и плавучего исполнений средней мощности на основе технологий атомного судостроения.

Известно, что атомная энергетика, основанная на «тепловых» ядерных реакторах, используемых на ныне действующих и строящихся АЭС, неизбежно столкнется в обозримом будущем с ресурсными ограничениями по причине низкой эффективности использования природного урана. Поэтому долговременная стратегия развития атомной энергетики предполагает достаточно широкое использование ядерных реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством вторичного ядерного топлива – плутония и замкнутым топливным циклом.

В настоящее время в мире имеется практический опыт по созданию «быстрых» реакторов только с натриевым теплоносителем. Наилучшие результаты по реакторам этого типа достигнуты в нашей стране. Единственный действующий сейчас в мире энергетический «быстрый» реактор – это российский БН-600, работающий с 1980г. в составе 3-го энергоблока Белоярской АЭС мощностью 600 МВт(эл). По уровню эксплуатационной надежности он не уступает освоенным энергетическим реакторам других типов, а по безопасности превосходит их. На этом реакторе надежно решены вопросы пожарной безопасности натриевых систем, отработаны технологии ремонта и замены натриевого оборудования, включая крупногабаритное. Ведутся работы по продлению срока службы реактора до 45 лет и увеличению выгорания топлива свыше достигнутого 70 МВт·сут./кг. Проводимые в настоящее время исследования с целью решения этих задач имеют большое значение для обоснования конкурентоспособности перспективных реакторов этого типа.

Следующим этапом в развитии технологии реакторов на быстрых нейтронах является создание реактора БН-800, строительство которого ведется в настоящее время в составе 4-го энергоблока Белоярской АЭС мощностью 880 МВт(эл). Реактор имеет высокий уровень референтности так как разработан на основе научно-технических решений, проверенных в процессе эксплуатации реактора БН-600. Введенные в проект усовершенствования обеспечивают существенное повышение уровня безопасности и экономичности энергоблока. В частности, проектом предусмотрен ряд инновационных решений по пассивным системам аварийной защиты и расхолаживания РУ, а также по локализации и охлаждению кориума внутри корпуса реактора в случае гипотетической аварии с расплавлением активной зоны.

В отличие от своего прототипа реактор БН-800 запроектирован для работы на уран-плутониевом топливе. Это позволит решать на нем такие принципиальные для инновационной атомной энергетики задачи, как: технологическое освоение замкнутого топливного цикла с переработкой отработавшего топлива и рециклом актинидов; освоение высокоплотного уран-плутониевого топлива с целью повышения коэффициента воспроизводства ядерного топлива в перспективных быстрых реакторах; натурные испытания компонентов перспективных БН и т.д. Важно, что этот инновационный по сути реактор целиком создается силами российской промышленности.

С целью дальнейшего развития технологии быстрых реакторов ведется проектирование усовершенствованного реактора БН-К для серийного коммерческого строительства. Проработки показали возможность существенного улучшения технико-экономических характеристик энергоблока с реактором БН-К за счет повышения его единичной мощности и применения новых технических решений, позволяющих снизить удельную металлоемкость реакторной установки и исключить ряд технологических систем. Имеются и возможности для существенного улучшения экономичности топливного цикла, в первую очередь путем повышения глубины выгорания оксидного топлива до ~ 120 МВт·сут./кг. Решение этой задачи связывается с освоением новых радиационностойких сталей для оболочек твэлов, определенный задел по которым имеется.

Большое внимание в проекте уделяется мерам повышения эксплуатационных показателей: КИУМ и срока службы реактора и отдельного оборудования. Возможность достижения высокого КИУМ реакторов этого типа продемонстрирована надежной работой БН-600, имеющего в последние годы этот показатель на уровне 77 %. Учитывая, что заметный вклад в длительность плановых остановов БН-600 вносит ремонт трех турбогенераторов энергоблока, можно полагать, что для реактора БН-800 с одним турбогенератором станет возможным достижение КИУМ на уровне 85 %.

Дальнейшее повышение КИУМ при переходе к коммерческому энергоблоку связано с увеличением длительности интервала работы между перегрузками реактора. С этой целью в проекте БН-К предусматривается снижение энергонапряженности активной зоны. В сочетании с увеличением коэффициента внутреннего воспроизводства ядерного топлива это обеспечивает возможность перехода на одну перегрузку реактора в год и достижение КИУМ на уровне 90%. В реакторе БН-К, с учетом снижения потока нейтронов на внутриреакторные конструкции, можно рассчитывать на срок службы до 60 лет. Основанием для этого является также уникально низкая коррозионная активность натриевого теплоносителя, что подтверждено длительной эксплуатацией экспериментальных быстрых реакторов БОР-60 и БР-10.

К настоящему времени выполнены проектные проработки и оптимизационные исследования энергоблока с реактором БН-К мощностью от 1200 до 1800 МВт(э) [2]. Эти проработки подтверждают возможность получения в реакторах типа БН технико-экономических показателей, сравнимых с показателями альтернативных энергоблоков на ядерном и органическом топливе. Увеличение единичной мощности энергоблока до 1800 МВт(э) обеспечивает наименьшие удельные капитальные затраты. С учетом реальной возможности выбора площадок для размещения АЭС, в качестве базового для первой серии коммерческих энергоблоков с реакторами БН рекомендуется энергоблок мощностью 1200 МВт(э) с унифицированным турбогенератором проекта АЭС-2006 (рис.1). Характеристики такого энергоблока показаны в табл.1 в сравнении с показателями БН-600 и БН-800.

Таблица 1. Эволюция технико-экономических показателей реакторных установок типа БН

ВТГР - источники тепла с уникально высокой температурой - около 1000°С, поэтому их использование позволяет значительно расширить сферу экономически эффективного применения ядерной энергии.

В 1970-1990-е годы ОКБМ разработан ряд проектов ВТГР различного назначения и уровня мощности: опытно-промышленный реактор ВГ-400 для комбинированной выработки технологического тепла и электроэнергии в паротурбинном цикле, реакторная установка ВГ-400ГТ с прямым газотурбинным циклом преобразования энергии, модульный реактор ВГМ для производства технологического тепла с температурой ~ 900°С и электроэнергии, атомная станция ВГМ-П для энергоснабжения типового нефтеперерабатывающего комбината.

В этот период в ОКБМ была создана крупная научно-исследовательская и экспериментальная база, выполнен значительный объем НИР и ОКР в обоснование разрабатываемых проектов ВТГР.

Международный проект ГТ-МГР

К началу 1990-х годов достижения в технологии газовых турбин, электромагнитных подшипников, высокоэффективного теплообменного оборудования сделали реальной разработку инновационного проекта гелиевого ВТГР с газовой турбомашиной для прямого преобразования энергии с КПД ~ 50% (цикл Брайтона). Эта концепция легла в основу Международного проекта ГТ-МГР (Gas Turbine - Modular Helium Cooled Reactor - GT-MHR). Основными участниками проекта являются: группа российских предприятий (ОКБМ, РНЦ КИ, ВНИИНМ и др.), американская группа во главе с компанией General Atomics, французская фирма Framatome и японская Fuji Electric. В 2001 г. разработан эскизный проект реакторной установки и головной АЭС ГТ-МГР.

ОКБМ совместно с ОАО МСЗ и ФГУП ВНИИНМ им. А.А.Бочвара создана усовершенствованная тепловыделяющая сборка (ТВСА) для реактора ВВЭР-1000.

Конструкция ТВСА, наряду с повышением эффективности использования топлива, характеризуется высокой геометрической стабильностью при глубоких выгораниях топлива, отвечающих требованиям перспективных топливных циклов.

ТВСА прошла полный цикл дореакторных испытаний. Проведен комплекс экспериментальных исследований на теплофизическом стенде ОКБМ с использованием экспериментальной модели ТВСА, позволивший обосновать теплотехническую надежность сборки и безопасность в аварийных режимах работы. Успешно завершен четырехлетний цикл реакторных испытаний ТВСА в режиме опытно-промышленной эксплуатации на первом блоке Калининской АЭС (2002 г.), в ходе которого были полностью подтверждены проектные характеристики усовершенствованной сборки.

Значительное преимущество ТВСА в ее геометрической стабильности позволяет реализовать экономически эффективные топливные циклы, полностью использующие потенциал твэлов (выгорание ~ 60 МВт·сут/кг U), то есть четырех- и пятигодичные топливные циклы в реакторах ВВЭР-1000 с продолжительностью кампании ~300 эфф. суток.

Успешные результаты реакторных испытаний и потенциал дальнейшего совершенствования технологии и конструкции сборки позволяют рассматривать ТВСА как конкурентоспособное ядерное топливо на внутреннем рынке и на традиционных для России внешних рынках.

Оборудование АЭС

ОКБМ имеет большой опыт в создании следующих видов оборудования атомной энергетики:

• циркуляционных насосов разного типа и назначения, газодувок;
• теплообменного оборудования и парогенераторов повышенной эффективности для различных теплоносителей (вода, натрий, газ);
• герметичной энергетической арматуры (регулирующей, предохранительной, запорной);
• механизмов и систем управления и защиты реакторов;
• корпусных конструкций, сосудов высокого давления;
• механизмов и устройств для перегрузки реакторов, их ремонта и технического обслуживания при эксплуатации;
• систем контроля и управления.

Стендовая база ОКБМ позволяет осуществлять полномасштабные испытания всех видов разрабатываемого оборудования, а производственная база обеспечивает изготовление как опытных образцов, так и штатных изделий, поставляемых заказчику "под ключ".

Оборудование, созданное в ОКБМ, имеет высокие показатели безопасности, надежности и ресурса, требует минимальных затрат при эксплуатации. Так, главные циркуляционные насосы в ядерных установках атомных ледоколов имеют назначенный ресурс 100 тыс. часов работы без разборки и ремонта, а их максимальная наработка превышает 150 тыс. часов.

В настоящее время на ОКБМ возложены функции комплектного поставщика оборудования реакторной установки БН-800 для Белоярской АЭС и вентиляционного оборудования АЭС с реакторами ВВЭР-1000.

ОКБМ выполняет также работы по модернизации насосов систем безопасности АЭС, ремонту насосного оборудования и поставке запчастей для оборудования действующих АЭС.

Система качества ОКБМ, основанная на традициях отрасли, международных стандартах ISO 9001 и требованиях Международного Агентства по атомной энергии, обеспечивает высокий уровень качества выпускаемого оборудования.

Оборудование для неядерных отраслей народного хозяйства

На основе опыта работы предприятия на ядерном рынке определены следующие виды продукции и услуг, которые могут иметь наибольший спрос на неядерном рынке (нефтегазопереработка, химия, энергетика и др.):

• Изготовление и поставка оборудования (насосы, арматура, теплообменники).
• Техническая диагностика и определение остаточного ресурса оборудования.
• Энергосбережение.
• Сертификационные испытания.

Для выполнения работ по принятым направлениям получены соответствующие лицензии надзорных органов. Проведена работа по адаптации традиционных изделий ОКБМ к требованиям нефтеперерабатывающей и химической отраслей промышленности, а также - предприятий, занимающихся транспортировкой нефтепродуктов. С этой целью ОКБМ разработан параметрический ряд герметичных насосов для перекачивания различных взрывопожароопасных химических сред (углеводороды, сжиженный газ, бензин, фенол, масла и т.д.). Предлагаемые насосы по конструкции и технологии изготовления принципиально не отличаются от насосов реакторных установок. Это обеспечивает их исключительно высокие эксплуатационные качества: назначенный ресурс без разборки и ремонта - 40 тыс. часов, срок службы - 20 лет.

Цена поставки насосов на 15-20% ниже зарубежных насосов аналогичной мощности и технического уровня. Предлагается система гарантийного и сервисного обслуживания.