в каком году в ссср состоялся запуск первого атомного реактора
Ядерное наследие первенца атомной энергетики СССР
В 1954 году в СССР, в Обнинске, построили и запустили Первую в мире атомную станцию. Ее реактор АМ (Атом мирный) был небольшой мощности, вся станция выдавала всего 5 МВт электроэнергии, но ее запуск положил начало освоению мирной атомной энергии. Через 4 года, в 1958 г., был введён в эксплуатацию первый энергоблок Сибирской атомной электростанции мощностью 100 МВт, на Сибирском химическом комбинате. Однако, эта станция была двойного назначения. Ее реактор ЭИ-2 стали использовать для производства электроэнергии и тепла, но основной его задачей было производство оружейного плутония. Первой же гражданской атомной станцией большой мощности стала Белоярская АЭС. Сейчас ее первые реакторы уже остановлены. Эта статья как раз об их истории, о сложностях обращения с накопленным отработанным ядерным топливом и путях решения связанных с ним проблем.
Белоярская АЭС. На переднем плане первая очередь станции с реакторами АМБ. Источник.
Реакторы АМБ
О строительстве и устройстве Белоярской АЭС в 1960-е можно посмотреть вот этот документальный ролик — Белоярская АЭС им. И. В Курчатова, 1965
Во-многом, работа этих реакторов носила исследовательский характер, полученные данные по ее работе послужили основой для создания в десятки раз более мощных реакторов РБМК, составивших основу советской атомной энергетики 1970-х-1980-х годов.
На реакторах АМБ впервые в промышленном масштабе апробировалась схема ядерного перегрева пара в целях повышения коэффициента полезного действия (достигнуто значение в 37 %). Однако эксплуатация энергоблоков АМБ сопровождалась и значительным количеством отклонений и нарушений в работе. Бывали и аварии.
Так, 25 мая 1976 года на втором блоке при выходе на мощность, после срабатывания аварийной защиты, произошло повреждение нескольких десятков тепловыделяющих сборок (ТВС). Эта авария относилась к наиболее тяжелым по последствиям и восстановительные работы продолжались около 9 месяцев.
Белоярская АЭС и сегодня остается особенной, новаторской и экспериментальной — на ней эксплуатируются новые для отрасли решения. Сейчас тут работают единственные в мире промышленные энергоблоки с реакторами на быстрых нейтронах БН-600 и БН-800.
Самый мощный из действующих в мире промышленных реакторов на быстрых нейтронах — БН-800. Фото автора.
Первая очередь АЭС с блоками АМБ находится в режиме длительной консервации. Энергоблоки окончательно остановлены уже более 30 лет, но, по международным нормам не могут выводиться из эксплуатации пока на них осталось отработавшее топливо. Оставшееся ОЯТ из них выгрузили в бассейны выдержки, технологические отверстия в самих реакторах закрыты с использованием особой смолы-консерванта.
Блочный щит управления реактора АМБ-200. Пульт до сих пор частично используется для управления подачей тепла со станции в город Заречный и обеспечение собственных нужд БАЭС. Фото автора.
Для полного вывода из эксплуатации этих блоков необходимо в первую очередь решить вопрос с отработанным ядерным топливом (ОЯТ), которого накопилось чуть менее 300 тонн, и большая часть которого находится на станции в неудовлетворительном состоянии.
Накопленное ОЯТ реакторов АМБ относится к так называемому ядерному наследию СССР, для решения проблем которого в последние годы предпринимаются немалые усилия.
Особенности топлива АМБ
Одна из главных проблем, связанным с тем, почему переработка или безопасное хранение ОЯТ АМБ не было организовано ранее – это большое разнообразие видов этого топлива и его нестандартные габариты. За почти 38 реакторо-лет эксплуатации АМБ было испытано более 40 типов тепловыделяющих сборок (ТВС) для испарительных и пароперегревательных каналов реакторов.
Сборки с топливом имеют нестандартные размеры — 14 м в длину, что на 4 м больше, чем у ТВС самого крупного отечественного реактора РБМК. При этом топливо размещалось лишь в центральных 6 метрах, соответствовавших высоте активной зоны, а 4 метровые концевики были заполнены пирографитом. Само гранулированное топливо было тоже нетиповым — оно находилось в наполнительном материале (медь, магний или кальций), масса которого доходила до 16%. Урановое топливо с обогащением от 2 до 20% по U-235 по составу делилось на несколько групп – оксидное (близкое к современному диоксиду урана), металлический сплав с добавлением 3-9% магния, карбидное (UC).
За период эксплуатации из реакторов было извлечено 7196 топливных каналов (около 285 т ОЯТ), из которых 2227 (около 95 т ОЯТ) были отправлены на завод РТ-1 на ПО «Маяк», г. Озерск, а остальные до 2016 года оставались в приреакторных хранилищах на Белоярской АЭС. В 1970-х и 1980-х гг. исследовалась возможность переработки топлива на ПО «Маяк». Была показана принципиальная возможность организации начальных стадий процесса. Но основные проблемы были связаны с разделкой сборок и их подготовкой к растворению. До практической переработки ОЯТ дело так и не дошло, так что проблема обращения с топливом АМБ ждала своего отложенного решения.
Хранилось ОЯТ АМБ на Белоярской АЭС в двух бассейнах выдержки в 17- и 35-местных чехлах (кассетах) и в одноместных пеналах. 35-местные чехлы были изготовлены из нержавеющей стали, 17-местные — из углеродистой стали, и перед установкой в бассейн изнутри и снаружи покрывались суриком. Изначально планировалось кратковременное хранение чехлов в двух бассейнах выдержки, а затем их отправка на радиохимическую переработку на ПО «Маяк». Но в связи с распадом СССР процесс затянулся на два десятилетия.
Уже в начале 2000-х гг. наибольшую проблему представляло топливо в 17-местных кассетах. Большинство этих кассет к тому времени находилось в бассейнах выдержки более 20 лет, что превышает их расчетный 15-летний срок эксплуатации. Поэтому предполагалось, что все они потеряли свою герметичность и заполнены водой бассейнов выдержки. При этом в них были загружены облученные ТВС более ранних и несовершенных конструкций со значительно большим выгоранием, а также практически все поврежденное топливо. Всего в кассетах содержится порядка 20% поврежденных при эксплуатации ТВС. Вероятное состояние продуктов коррозии топлива – это смесь в виде пульпы из продуктов коррозии компонентов топливной композиции с фрагментами графитовых втулок. Значительное количество топлива имело магниевую матрицу, которая при повреждении герметичности оболочки твэла подвержена коррозии в воде. Топливо также может оказаться на дне бассейна.
На заводе РТ-1 ПО «Маяк» находится на хранении 131 кассета К-17 (около 95 тонн ОЯТ), которые поставлялись туда в течение 10 лет, начиная с 1972 г. Кассеты размещены в глубоководной части бассейна выдержки. Кассеты из коррозионной стали в количестве 103 шт. и 28 кассет из черной конструкционной стали хранятся в подвешенном состоянии на консолях бассейна. Для исключения коррозии они помещены в нержавеющие пеналы. Применяемый способ обеспечивает безопасное хранение ОЯТ и предотвращает загрязнение вод бассейна продуктами деления ОТВС, но не дает гарантии, что в будущем не возникнут проблемы, которые приведут в дальнейшем к разрушению топлива в кассетах, а также к необходимости отказа от хранения кассет в подвешенном состоянии.
Выбор вариантов обращения с топливом
С учетом сложности ситуации с топливом АМБ, рассматривались самые разные варианты обращения с ним: отправка на временное хранение с последующим решением вопроса о переработке; отправка на длительное хранение с последующим захоронением; разделка и помещение в пеналы на самой АЭС, а затем отправка на переработку в ПО «Маяк»; доставка ОТВС на ПО «Маяк», разделка и переработка.
Однако, из-за большого количества аварийного топлива, его продолжающейся деградации и из-за дороговизны строительства современного хранилища для такого количества нестандартного топлива, было решено переработать ОЯТ АМБ на ПО «Маяк». Для этого нужно было провести ряд неотложных мероприятий по устранению угроз безопасному хранению ОЯТ на Белоярской АЭС (например, с 2001 года была организована система очистки воды бассейна выдержки), и в то же время подготовить решение двух задач – транспортировки топлива и его дальнейшей переработке на заводе РТ-1.
Для безопасного вывоза топлива с БАЭС на ФГУП ПО «Маяк» требовалась разработка специального транспортно-упаковочного комплекта (ТУК) для длинномерных ТВС длиной около 14 м и специального вагона-контейнера, провести обоснование безопасности транспортирования и хранения поврежденного топлива, а также отработки обращения с длинномерными ТВС.
В итоге РФЯЦ-ВНИИТФ совместно с ОАО «Уралхиммаш» к 2006 году разработали и запатентовали два варианта транспортно-упаковочного контейнера ТУК-84 для загрузки 17- и 35-местных кассет с ОЯТ АМБ. Контейнер ТУК-84 имеет длину более 15 метров, диаметр до 1,4 м. Кассеты с топливом загружаются в металлический герметичный пенал, а он уже размещается в прочном контейнере толщиной более 20 см. ТУК снабжен системами контроля температуры и давления внутри пенала с топливом.
Один из вариантов конструкции для транспортирования 35-местных кассет с ТВС. Масса контейнера 86600 кг, пенала 3820 кг и 35-местной кассеты 9650 кг.
Корпус ТУК-84 изготавливают по особой рулонной технике «витого сосуда», когда стальные полосы толщиной 5 мм и шириной 1,4 м навиваются и свариваются в цилиндр переменной толщины. Подобная технология применяется в создании сосудов высокого давления в химической промышленности. В сочетании с переменным сечением она позволяет создать особо прочный корпус с минимальной массой. В итоге ТУК для перевозки длинномерного топлива АМБ имеет массу менее 90 тонн, что позволяет транспортировать его по железной дороге на специальных вагонах без ограничений.
Механические испытания ТУК-84 на падение с высоты.
К 2014 году на ОАО «Уралхиммаш» в Екатеринбурге было изготовлено 6 унифицированных ТУК-84, позволяющих транспортировать всю номенклатуру хранящихся на БАЭС чехлов с топливом АМБ. ТУК был испытан на все виды аварийного воздействия, в том числе на падение с высоты 9 м на плоскость и с 1 м на штырь.
Контейнеры приспособлены для транспортировки как автомобилем, так и железнодорожным вагоном. В 2008 году шесть вагон-контейнеров для перевозки ТУКов были произведены на вагоностроительном заводе в г. Тверь.
Внешний вид вагон-контейнеров для перевозки ТУК-84. Его длина более 28 м. Источник.
В итоге в ноябре 2016 года на ПО «Маяк» прибыл первый опытный вагон-контейнер, доставивший на радиохимический завод кассету с ОЯТ реакторов АМБ, которая была извлечена из транспортно-упаковочного комплекта и помещена в бассейн-хранилище завода РТ-1. С 30 октября 2017 такие поставки осуществляются на регулярной основе в штатном режиме. В концу 2019 года был завершен первый этап вывоза ОЯТ — было вывезено 124 кассеты с ТВС АМБ.
Посмотреть как происходит доставка топлива и его выгрузка можно вот в этом видеосюжете от информационного центра ПО «Маяк».
Переработка ОЯТ на ПО «Маяк»
На ПО «Маяк» с 1977 года работает единственный в России завод по переработке ОЯТ РТ-1. На нем перерабатывается широкий спектр топлива энергетических и исследовательских реакторов, топлива ледокольного и подводного атомного флота. Однако линии по переработке топлива АМБ в силу его специфичности и небольшой серии, на РТ-1 никогда не было. Тем не менее, ряд исследований, проведенных ранее, показал принципиальную возможность переработки ОЯТ АМБ по технологии классического ПУРЕКС-процесса с растворением топлива в кислотах и выделением ценных компонентов (урана и плутония), но без «привязки» таких работ к технологии завода РТ-1. Проведенные позже исследования показали, что эта переработка возможна на недозагруженной второй линии переработки топлива быстрых реакторов на РТ-1. Так что принципиальных сложностей с самой переработкой нет. Однако необходимо создание инфраструктуры и цехов по приему и разделке ОЯТ АМБ. Для этих задач на ПО «Маяк» проектируется специальное здание отделения разделки и пеналирования (ОРП) для подготовки к переработке топлива, как уже размещенного на «Маяке», так и топлива в кассетах при их дальнейшей поставке с Белоярской АЭС.
Проект отделение разделки и пеналирования (ОРП) на ФГУП ПО «Маяк». Источник.
В рамках ФЦП ЯРБ-1 (Федеральная целевая программа «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года») в 2012 году началось сооружение первой очереди комплекса по обращению с ОЯТ АМБ. В рамках той же программы финансировались работы по созданию ТУК-84 и необходимой инфраструктуры на самой Белоярской АЭС. В 2015 году завершен первый этап проекта подготовки отделения разделки и пеналирования ОЯТ, в том числе опытный стенд по разделке ТВС и реконструкция бассейна выдержки Б-4, позволившие с 2016 начать прием топлива на ПО «Маяк».
Опытный стенд по разделке ТВС на ПО «Маяк»
В конце 2019-го были разыграны конкурсные процедуры по достройке второго этапа ОРП («объекта 630»), стоимостью около 2 млрд рублей. Финансирование работ осуществляется уже в рамках ФЦП ЯРБ-2 (Федеральная целевая программа «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2016 – 2020 годы и на период до 2030 года»). В 2024 году планируется приступить к переработке топлива реакторов АМБ-100 и АМБ-200. До этого момента уже вывезенное топливо будет храниться на ПО «Маяк», а вывоз оставшегося ОЯТ будет произведен в 2026-2027 годах.
Стоит отметить, что решение проблемы топлива реакторов АМБ – это лишь один из примеров проблем ядерного наследия в виде накопленного топлива. Помимо него, многие реакторные установки накопили пусть небольшое по количеству, но разнообразное в силу исследовательских работ по качеству топливо, которое ранее не перерабатывалось – топливо некоторых исследовательских реакторов, экспериментальное топливо реакторов атомных подводных лодок. Часть из этого топлива дефектное. Кроме того, в большом количестве уже накопилось топливо мощных серийных реакторов АЭС – РБМК и ВВЭР-1000.
В рамках ликвидации этого ядерного наследия, на заводе РТ-1 ПО «Маяк» не только задействовали вторую технологическую нитку для переработки ОЯТ реакторов АМБ, но в 2016 году уже завершили реконструкцию и ввели в работу третью технологическую нитку. На ней можно перерабатывать топливо нескольких видов, включая то, которое раньше никогда и нигде не перерабатывалось. Например, первой операцией на модернизированной нитке стала переработка уран-бериллиевого топлива с атомных подводных лодок. На данной нитке стала возможной переработка длинномерного ОЯТ, такого как ВВЭР-1000, которого в России накоплено более шести тысяч тонн. В результате всех запланированных модернизаций, завод РТ-1 на ПО «Маяк» сможет перерабатывать практически всю номенклатуру отечественного ядерного топлива, как уже накопленного, так и вновь образующегося.
Доставка отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР-1000 с Ростовской АЭС в декабре 2016. Источник.
После запуска участка разделки и переработки топлива АМБ на «Маяке», первую очередь Белоярской АЭС можно будет окончательно вывести из эксплуатации, разобрать и очистить площадку для нового промышленного строительства. Таким образом должен безопасно завершится жизненный цикл самых первых из реакторов российских АЭС промышленной мощности.
Наследники «Аннушки»
В атомный век на лошадках
Легировать алюминий для трубок, в которые загружается уран, после большой серии опытов ученые предложили компонентами, о существовании которых металлурги даже не подозревали. И тем более не знали, как они поведут себя в процессе металлургического производства.
Не было в стране даже электропроводов нужного сечения, и при монтаже пульта управления реактором пришлось использовать трофейные. 120 тонн урана тоже вывезли с территории Германии. Разведывать свои месторождения времени не было: счет шел на дни и часы.
Ускорение на финише
Что это была за гонка, можно понять по датам: 1 июня 1948 года подписан акт о завершении строительства реактора (его возвели за один год и девять месяцев), а в ночь с 7-го на 8 июня прошли первые испытания. Неделя понадобилась, чтобы вручную загрузить реактор ураном. В воспоминаниях сохранилась фраза Курчатова: «Если проведем физический пуск и останемся живы, подпишем все бумаги».
А уже 19-го, убедившись, что реактор отвечает всем требованиям техзадания, вышли на 100-процентную мощность. С этого момента и ведет историю «Маяк», а вместе с ним и российская атомная промышленность.
С момента возникновения атомной энергетики существовало две концепции использования отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). В США его предпочли хранить до будущих времен, пока не придумают, что с ним делать. В России, Франции и Англии начали искать способы переработки, поскольку топливо в реакторах выгорает не полностью.
В свою очередь изотопный комплекс предприятия выпускает несколько тысяч источников ионизирующего излучения, тепла и света, а также радиоактивных препаратов: предприятие является одним из крупнейших мировых производителей источников гамма-излучения на основе кобальта-60, цезия-137 и источников быстрых нейтронов на основе америция-241.
Алексей Лихачев, генеральный директор ГК «Росатом»:
Начало атомной эры: 70 лет назад был пущен первый советский реактор Ф-1
МОСКВА, 25 дек — РИА Новости. Семидесятилетний юбилей пуска первого отечественного ядерного реактора Ф-1, созданного для реализации советского атомного проекта, отмечается в воскресенье. Реактор, построенный в Москве на территории Лаборатории №2 Академии наук СССР (ныне Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт»), дал начало созданию многих мирных ядерных направлений, в которых Россия сейчас занимает лидирующие позиции.
«Пуск Ф-1 стал и отправной точкой для очень быстрого, стремительного развития атомной науки и техники, атомной промышленности страны», — сказал Ковальчук.
Как все начиналось
Датой начала советского атомного проекта считается 28 сентября 1942 года, когда было подписано постановление Государственного комитета обороны «Об организации работ по урану». Документом предписывалось возобновить в Советском Союзе работы по исследованию возможности использования атомной энергии.
В феврале 1943 года вышло постановление ГКО об организации работ по использованию атомной энергии в военных целях. Научным руководителем советского атомного проекта был назначен один из основоположников физики атомного ядра в СССР, профессор Ленинградского физико-технического института Игорь Курчатов.
В качестве ядерной «взрывчатки» в атомной бомбе можно использовать плутоний-239, нарабатываемый в ядерных реакторах путем облучения урана, или оружейный обогащенный уран-235.
«Физический первый»
Но для того чтобы строить свой первый реактор-наработчик оружейного плутония, надо было создать и пустить относительно небольшой экспериментальный реактор, или, как он тогда назывался, котел – прототип будущих промышленных реакторов.
Работы велись одновременно по многим направлениям. К ним были привлечены многие академические и ведомственные научно-исследовательские и проектные институты, а также несколько заводов. В частности, урановые блочки (небольшие по размеру цилиндры из металлического урана) выпускались на заводе №12 в Электростали (сейчас это предприятие госкорпорации «Росатом» «Машиностроительный завод»).
Урана, которого требовались сотни тонн, в СССР тогда практически не было. Из Германии вывезли найденные там остатки немецкого урана и его руды (основная его доля досталась американцам). По всему Советскому Союзу организовали геологические экспедиции для поиска месторождений урана, рудники появились в Средней Азии и на Украине.
Сборка реактора велась чрезвычайно тщательно, так как даже малейшая погрешность могла серьезно повлиять на его работу. Активная зона реактора сооружалась из графитовых блоков, в которых было просверлено около 30 тысяч отверстий для урановых блочков. Полная структура реактора выглядела как кубическая решетка урана, погруженная в графитовую сферу диаметром шесть метров.
Общий вес графитовой кладки в реакторе составлял более 400 тонн, а урана — почти 50 тонн. Сборку реактора Ф-1 вели горизонтальными слоями, начиная со дна шахты.
Пуск реактора
Поэтому сборку вели очень осторожно, постоянно наблюдая за уровнем нейтронного потока внутри уран-графитовой конструкции. Начиная с 38-го слоя каждый следующий слой укладывали только при опущенных в активную зону реактора стержнях аварийной защиты, назначение которых — поглощать нейтроны и тем самым гасить цепную реакцию. Затем стержни аккуратно поднимали и замеряли уровень потока нейтронов. Далее стержни вновь опускали, а сборку продолжали. Как вспоминали участники тех работ, после 50-го слоя Курчатов практически не выходил из здания реактора.
Новые расчеты предсказывали, что цепная реакция начнется на 61-м слое, он был собран к вечеру 24 декабря. Курчатов попытался начать пуск, но приборы показали, что надо все-таки класть еще один слой графита.
Его выкладка закончилась днем 25 декабря. Перед тем как поднять аварийные стержни, еще раз тщательно проверили все системы безопасности. Курчатов приказал всем, кто не имел непосредственного отношения к пуску, на всякий случай покинуть здание, а сам сел за пульт управления реактором.
Таким образом, стало ясно, что советские ученые успешно решили задачу проектирования, строительства, пуска и управления работой ядерного реактора. Тем самым открылась возможность для создания «оружейных» реакторов, а также установок для использования атомной энергии в мирных целях. «Атомная энергия теперь подчинена воле советского человека», — сказал тогда Курчатов.
Пуск реактора Ф-1 отметили у Курчатова дома – он жил на территории Лаборатории №2. Участники пуска с радостью и криками «ура» выпили по бокалу шампанского. Для более пышных торжеств не было ни сил, ни времени – уже на следующий день работа реактора была продемонстрирована куратору советского атомного проекта, заместителю председателя Совета министров СССР Лаврентию Берии.
Двадцать восьмого декабря на имя главы советского правительства Иосифа Сталина была направлена докладная записка об успешном пуске реактора Ф-1, подписанная в том числе Берией и Курчатовым.
А 9 января 1947 года Сталин в своем кремлевском кабинете принял руководителей как атомного проекта в целом, так и основных его направлений, и провел совещание, на котором обсуждалось состояние научно-исследовательских работ по использованию атомной энергии. От Лаборатории №2 выступали Игорь Курчатов, Юлий Харитон (главный конструктор первой советской атомной бомбы), Исаак Кикоин и Лев Арцимович (они занимались вопросами обогащения урана).
На основе опыта эксплуатации Ф-1 под руководством Курчатова был построен и пущен в июне 1948 года на Южном Урале на комбинате №817 (ныне – «Производственное объединение «Маяк» Росатома, ЗАТО Озерск, Челябинская область) первый промышленный реактор для наработки плутония, необходимого для создания первого отечественного атомного заряда РДС-1. Заряд был успешно испытан 29 августа 1949 года на Семипалатинском полигоне. Ядерно-оружейная монополия США была ликвидирована.
«До сих пор мир живет без глобальной войны только потому, что есть баланс сил. И Россия по сей день сохранилась как суверенное государство потому, что тогда, в тяжелейшее время, руководство страны и передовая наука нашли взаимное понимание перед стоящей угрозой. Для нас, нынешних, те события служат примером того, как государство должно выбирать и сочетать тактические и стратегические приоритеты, в том числе научно-технологические», — сказал он.
«Курчатовское древо реакторов»
После того, как основы отечественной атомной промышленности были созданы, реактор Ф-1 решили не разбирать, как это сделали американцы со своим первым реактором, пущенным в 1942 году. Время показало правильность решения оставить Ф-1 «в строю».
На Ф-1 в дальнейшем выполнялись многие фундаментальные исследования в области ядерной физики, реакторостроения, радиационного материаловедения, ядерной безопасности и многого другого. Ф-1 стал центром коллективного пользования для ученых многих специальностей, незаменимым объектом для междисциплинарных исследований.
В 1957 году на воду была спущена первая советская атомная подводная лодка К-3 «Ленинский комсомол», а в 1959 году был принят в эксплуатацию первый в мире атомный ледокол «Ленин». И сегодня Россия – обладатель единственного в мире атомного ледокольного флота, который гарантирует стратегическое российское присутствие в северных широтах, где сосредоточены огромные запасы нефти, газа и биоресурсов.
А в 1954 году под руководством Курчатова в Обнинске была пущена первая в мире промышленная АЭС. Сейчас Росатом является мировым лидером по числу атомных энергоблоков, строящихся за рубежом. Реакторы ВВЭР – основной экспортный продукт Росатома, а научным руководителем проектов этих установок бессменно является Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт». По ряду показателей реакторы ВВЭР считаются лучшими в мире. А развитие и совершенствование ядерных технологий, в том числе технологий этих реакторов – одно из ключевых направлений работы Курчатовского института.
Что касается реактора Ф-1, то в настоящее время он имеет статус памятника науки и техники. В дни юбилея его пуска состоится торжественная церемония открытия музея Ф-1.