Глава из книги «Выдающиеся МИХМовцы
в создании ядерного щита страны»
Справка. Владимир Иосифович Меркин (1914-1997) – инженер-механик, доктор технических наук (1964), лауреат Сталинских (1942, 1951, 1953), Ленинской и Государственной (1982) премий, награжден многими орденами и медалями. Родился в с. Смоляны Оршанского р-на Витебской обл. Окончил Московский институт химического машиностроении (1939). С 1939 инженер ГСПИ-3. Затем в ЦКБ-114 занимался созданием огнеметов и средств дымовой защиты для флота, за что награжден первой Сталинской премией. С 28 мая 1944 заведующий сектором № 6 в Лаборатории № 2, один из ближайших сотрудников И.В. Курчатова. Первая ядерно-оружейная тема – исследование способов сближения подкритичных частей ядерного заряда для осуществления взрывной реакции на быстрых нейтронах (1944–1946). С 1947 главный технолог проекта промышленного реактора «А» для получения плутония, разрабатываемого в НИИХИМе и Лаборатории № 2. В 1948–1949 главный инженер строящегося и сдаваемого в эксплуатацию промышленного ядерного реактора (завод «А» на комбинате № 817, Челябинск40; ныне Комбинат «Маяк», г. Озерск). В тяжелейших условиях пускового периода, в том числе в аварийных режимах эксплуатации, на реакторе было наработано количество плутония, необходимое для первой атомной бомбы. После вывода промышленного реактора на стационарный режим, с начала 1949 непрерывно работает в ЛИПАН (бывшая Лаборатория № 2, будущий ИАЭ и РНЦ КИ). Один из немногих ученых в списке персонально допущенных к ознакомлению с разведматериалами Бюро № 2 при председателе Спецкомитета Л.П. Берия. Участник создания целого ряда установок и реакторов, используемых в атомной промышленности. В 1969 году участник работ по созданию промышленного реактора нового поколения, руководитель научного семинара, объединяющего физиков, конструкторов, проектировщиков и технологов. В последние годы жизни – главный научный сотрудник РНЦ КИ.
«Направляется к академику Курчатову…»
О «доядерном» прошлом В.И. Меркина вспоминает теплофизик академик И.И. Новиков:
«Владимир Иосифович был творческой личностью. Мы познакомились в 1940 году. Тогда я после окончания физфака служил на флоте. Среди прочих была задача о создании средств дымовой защиты на флоте. Задача не новая. <…> Сначала просто давали избыток топлива, и выброс дымовой завесы шел через трубу. Затем стали использовать дымовые шашки, но они годились только для маломерных судов. Были нужны средства для быстрой маскировки больших пространств. Идея заключалась в выбросе паров кислот или других гигроскопических веществ, которые в сочетании с влагой атмосферного воздуха приводили к образованию тумана. Для разработки таких средств для флота привлекли ЦКБ-114, где за год до этого, по окончании Московского института химического машиностроения начал работать В.И. Меркин. Отработка оборудования и испытания проводились в Баку, на базе Каспийской флотилии. Лидирующая роль В.И. Меркина в этой работе определилась на стадии испытаний. Здесь проявились его характерные черты: умение работать с большими коллективами в условиях значительной неопределенности, когда могли быть и случались различного рода неожиданности. Выручали его энергия и замечательная интуиция. <…> Здесь в Баку нас и застала война. Как-то неожиданно пришло известие о присуждении Сталинской премии. Эта награда буквально окрылила В.И., он поверил в свои силы.
Фронту срочно понадобились новые виды вооружения, которые были у немцев, но которых не было у Красной Армии (огнеметы). Нам удалось создать несколько образцов, принятых на вооружение и сыгравших определенную роль в первые годы войны. В этой работе, да и раньше, нам пришлось тесно сотрудничать с В.В. Гончаровым, директором завода синтетического каучука. Летом 1943 года его срочно вызвали в Москву, как оказалось к Курчатову, в создаваемую Лабораторию № 2. <…> В.И. был призван на флот в звании старшего техника-лейтенанта, но уже к концу этого года по рекомендации Гончарова Меркин оказывается в Москве, в Лаборатории № 2» (цит. по Князеву [2004]).
В книге писателя и физика С.А. Снегова «Творцы (историческая повесть о современниках)» о В.И. Меркине говорится в следующем отрывке, относящемся к 1943 году, начальному периоду формирования курчатовской Лаборатории № 2.
«Физиков было много. Инженеров широкого профиля не хватало. Зельдович порекомендовал Владимира Меркина. Человек этот, выпускник Московского института химического машиностроения, до войны руководил экспериментально-конструкторской группой, с начала войны – на флоте, за разработку новых конструкций оружия награжден Сталинской премией. В дело войдет быстро – энергичен и деловит. Гончаров[1] горячо добавил свою рекомендацию – Меркин работал на его Бакинском заводе, инженер высокой квалификации!
– Подходит! – сказал Курчатов. – Координаты Меркина мне на стол – вытребую.
Приехавшего вскоре по своим делам в Москву Меркина ошеломили новостью – немедленная, в два дня демобилизация, потом – в распоряжение зампреда Совнаркома. В кабинете Первухина[2] Меркину объявили, что он направляется к академику Курчатову, улица Бодрая, Лаборатория № 2. Меркин явился по адресу, когда в красный дом переезжали из Пыжевского пер. и из ИОНХа. Он смешался с толпой, кто-то закричал: “Чего стоишь? Подсоби!” Меркин подставил плечи под громоздкий ящик, внес его в здание и, разделавшись с работой грузчика, направился к Курчатову. Курчатов попросил показать наградные грамоты, их было немало – кроме Сталинской премии еще призы на закрытых конкурсах. Во время разговора Курчатов поднимался и прохаживался по кабинету. Немедленно вставал и Меркин. Курчатов сказал:
– Чего вы? Сидите, пожалуйста!
– Прошу прощения, военная привычка, – извинился Меркин.
Курчатов направил нового сотрудника в сектор Харитона. К середине 1944 года в красном доме трудилось больше пятидесяти человек …» [Снегов, 1979. С. 350].
К концу 1944 г. в Лаборатории № 2 работало около 70 человек и было 8 секторов. Начальником сектора № 3 (конструкция атомной бомбы) был назначен В.И. Меркин. В нем научным руководителем был Ю.Б. Харитон. В октябре 1945 г. установили контроль за передвижением сотрудников внутри помещений Лаборатории № 2. В приказе говорилось, что «допуск в спецлабораторию производится по удостоверениям с отметкой-штампом “Якорь”, допуск в палатку Курчатова производится с отметкой на удостоверении пятиконечной звезды, в палатку Меркина – треугольника…» [АП, 2002. Т. 2. С. 23, 108, 130]. Так Меркин стал одним из первых и ведущих курчатовцев.
Опыты по синхронизации выстрелов
Расшифруем то, что сказано выше в Справке о начальном этапе работы В.И. Меркина в Лаборатории № 2 по исследованию способов сближения подкритичных частей заряда. Имеется в виду пушечный способ сближения. На ранней стадии исследований он был естественным и считался как в США, так и у нас основным для урановой бомбы Но около 1944 года возникла идея более эффективного способа мгновенного создания надкритичности – имплозии, т.е. взрыва вовнутрь, который применим к плутониевому заряду (подробнее об этом говорится в подразделе «Физические принципы…». Между тем, нельзя было оставлять непроработанной и пушечную схему подрыва атомного заряда, над которой, как сообщала разведка, продолжали работать американцы. Именно такая схема была осуществлена в их бомбе, сброшенной на Хиросиму.
В феврале 1945 г., т.е. еще до первых американских взрывов и создания Спецкомитета, И.В. Курчатов обратился к Л.П. Берия с письмом, в котором сообщал о «возможности сформулировать предварительные условия на техническую разработку проектов урановой атомной бомбы». В частности, он писал: «если будет показано, что деление ядер происходит в уране-238, а не в уране-235, отпадет необходимость в тех больших встречных скоростях двух урановых снарядов. <…> следует уже сейчас провести серьезные артиллерийские работы по осуществлению столкновения двух снарядов с массами по 5 килограмм при скорости их встречного движения в 3000 метров в секунду» [Курчатовский…, 1996. Вып. 6. С. 7]. Но позже выяснилось, что уран-238 можно «заставить» делиться только быстрыми нейтронами, а потоки таковых удалось получить лишь вследствие термоядерного взрыва, в сахаровской «слойке» (изделии РДС-6с); и реализовалось это только в 1953 г. Да, как выяснилось позже, пушечный вариант оказался сравнительно мало эффективным, и потому его можно считать тупиковой ветвью в создании ядерного оружия. Тем не менее, в проведенных опытах была отработана прецизионная техника синхронизации сверхбыстрых процессов, которая очень пригодилась в дальнейшем. Коснемся основных физико-технических результатов, изложенных в отчете пяти авторов; это В.И. Меркин, Ю.Б. Харитон, А.А. Александрович, А.А. Пяткин и Б.М. Кеда «Отчет по исследованию синхронизации выстрелов при разных условиях заряжания (эксперименты 1944–1946 гг. в Лаборатории № 2)» [Там же. С. 3-71].
В.И. Меркин писал: «Первая работа, которую нам предложил выполнять Ю.Б. Харитон, это выяснение условий синхронизации выстрелов из двух стволов, установленных параллельно, фиксируя при этом взаимоположение вылетающих при выстреле снарядов на расстоянии один метр. Необходимо было достигнуть такой синхронизации, чтобы разница во времени вылета снарядов не превышала существенно 0,0001 с <десятой доли миллисекунды> при начальных скоростях около 1500 м/с. <…> Начинали мы со стрельбы из армейских винтовок, <…> начиная от калибра 7,62, т.е. винтовки, и кончая калибром 75 мм, т.е. пушки…
Кратко изложим основные выводы авторов, важные для создания техники регистрации и синхронизации сверхбыстрых процессов, причем не только для военно-ядерных целей, но и для обычной артиллерии, конструирования и производства стрелкового оружия и ВВ. Будем следовать их собственным ВЫВОДАМ, сформулированным в отчете.
Пуля, пробивающая лампочку
1. «Опыты <…> указывают на возможность достижения синхронности выстрелов (по положению снаряда вне ствола) в пределах (2–3)10-4 с при начальных скоростях снарядов 1200–1500 м/с.
2. Указанная синхронность может быть получена при соблюдении следующих условий:
а. Высокое давление в канале ствола <…> не ниже 3500 атм. При этом <с ростом давления> уменьшается как абсолютное время всех периодов процесса выстрела, так и разница во временах между отдельными выстрелами. <…>
б. Наилучшие результаты получились при применении нитроглицеринового пороха баллистного типа с содержанием нитроглицерина 40%.<…>
в. <Наилучшим> условиям отвечает камора с отношением длины к диаметру не больше 2–3 и заряд с правильным и постоянным расположением элементов, образующих каналы, параллельно оси каморы.
г. Необходим достаточно мощный воспламенитель, содержащий большое количество раскаленных частиц и обладающий легкой воспламенимостью и большой скоростью взрывчатого разложения. <…> лучшие результаты дал БС (КСlO3 и Pb2Fe(CN)6 в отношении 2:1 в виде зерен 0,15–0,20 мм, сцементированных 1%-ным раствором баллистного пороха в ацетоне. <…> Недостатком БС является гигроскопичность: незначительное увлажнение резко изменяет скорость его взрывчатого разложения, что сильно сказывается на временах воспламенения основного заряда.
д. <…> необходимо пользоваться строго калиброванными стволами и снарядами (не ниже II класса точности …). <…>.
Главный технолог проекта
Недавно был опубликован печатный труд В.И. Меркина «Создание первых промышленных атомных реакторов Советского Союза» [Курчатовский…, 1996. Вып. 5. С. 8–122]. Следуя канве этой научно-исторической и мемуарной повести, а также сборнику [Создание…, 1995. С. 68–93] и многотиражным газетам Курчатовского института, конспективно перескажем содержание основных этапов строительства и пуска первого промышленного реактора в СССР с акцентом на личный вклад В.И. Меркина.
В 1943–1944 гг. уже было известно, что в атомной бомбе можно применить любой из двух делящихся материалов – легкий изотоп урана (уран-235) или же новый химический элемент № 94, вскоре названный плутонием. Было также ясно, что получение того и другого – необычайно сложные, дорогостоящие и трудоемкие задачи. Уран нужно было разделять по изотопам, а плутоний создавать в процессе ядерной реакции в урановом котле (позже его стали именовать реактором). Какой из этих путей быстрее приведет к цели, тогда было неясно.[3] Для изотопного разделения нужно было строить завод с тысячами молекулярно-фильтрационных каскадов для газодиффузионного обогащения природного урана. Для наработки плутония нужно было строить ядерный реактор и получать плутоний в облучаемых урановых блочках. Зато потом, как считали химики, новый элемент можно будет выделить из блочков путем растворения и осаждения по более или менее понятной технологии, поскольку химические свойства плутония и урана существенно различались. В СССР было решено идти обоими путями одновременно – путем разделения изотопов урана и путем конверсии (так пишет В.И. Меркин) урана в плутоний. Очевидно, роль сыграли разведданные, согласно которым по этим двум путям шли американцы, к тому времени уже получившие как почти чистый уран-235, так и плутоний-239. Таким образом, «теорема существования», т.е. предметность и разрешимость обеих задач была уже доказана.
«В один из дней Игорь Васильевич пригласил меня в свой кабинет и предложил заняться разработкой атомного реактора большой мощности, назвав ее впечатляющую величину. Особое внимание он обратил на ряд особенностей этого сооружения, связанных с необходимостью надежного управления цепным процессом ядерного деления, а также защиты людей от интенсивного радиоактивного излучения. Далее он подчеркнул. Что создаваемый реактор должен стать атомным котлом, в котором вырабатывается не только большое количество тепловой энергии, но и нарабатывается в значительных масштабах новый в таблице Менделеева химический элемент плутоний. Несмотря на неожиданность предложения и то, что небольшой коллектив сектора № 6, которым я руководил, ежедневно до поздней ночи трудился над другой, тоже важной и интересной задачей, я и мои сотрудники сразу же включились в захватившую нас новую работу. Так заразили энтузиазм и глубокая вера Курчатова», – писал В.И. Меркин в многотиражке «Курчатовец» [1993]. Так в 1946 г. В.И. Меркин стал одним из ведущих специалистов по научно-исследовательским физическим, технологическим и опытно-конструкторским работам, сопровождавших проектирование реактора для производства плутония.
Работа велась в рамках вновь созданного секретного ведомства – Первого главного управления при Совмине СССР (будущего Минсредмаша). Лаборатория № 2 осуществляла научное руководство созданием новейшего атомного промышленного объекта, вела основные научные исследования, привлекая многие проектно-конструкторские и исследовательские организации. Место для сооружения реактора выбрали на Южном Урале, в нескольких десятках километров от г. Кыштым, в местности, изобилующей озерами (сейчас там находится закрытый атомград г. Озерск). Строительство плутониевых заводов «А», «Б» и «В» комбината № 817 обеспечивалось финансированием через Госбанк без проектов и смет, по заявленным фактическим затратам, включая производство оборудования и проектно-изыскательские работы (что подчеркивается в книге [Создание…, 1995. С. 68]).
Одной из самых трудноразрешимых проблем в поставленной общей задаче было обеспечение реактора «котельными» материалами высокой чистоты. Нужны были уран, графит или тяжелая вода в невиданных количествах, сотнях и тысячах тонн. «К этому времени, – пишет В.И. Меркин, – уже было ясно, что каковы бы ни были преимущества тяжелой воды для применения в качестве замедлителя, ее нельзя будет получить в больших количествах в обозримом будущем. Поэтому в Лаборатории № 2 усилия в основном были направлены на получение чистого графита» [Курчатовский…, 1996. Вып. 5. С. 21]. Правительство поручило производство металлического урана бывшему заводу боеприпасов в г. Электросталь, Московской области (завод № 12), а графита – Московскому электродному заводу (МЭЗ).
Сначала решалась проблема чистоты графита. Он должен был быть эффективным замедлителем нейтронов, но не их поглотителем. Прежде всего, нужно было снизить количество примесей бора, кадмия, лития и некоторых РЗЭ, которые являются сильными поглотителями нейтронов. Так, содержание бора в промышленном электродном графите было (1–4)10-4%., а зольность 0,4–0,8%. Из-за этого сечение захвата составляло (6 - 20).10-27 см2. Необходимо было снизить количество указанных примесей до стотысячных и даже миллионных долей процента и получить сечение захвата нейтронов не более, чем 5. 10-27см2. Эта задача была в конце концов решена путем обработки графита хлором во время обжига в печах. Измерения длины свободного пробега тепловых нейтронов в сверхчистом графите дали 48,5 см при плотности графита 1,7 г/см3 и зольности 0,02%. «Это была крупная победа и важная веха на пути к осуществлению цепной реакции», – констатирует Меркин. Стоит заметить, что во время войны немецкие физики совершили, к счастью для остального мира, принципиальную ошибку. Их измерение длины свободного пробега тепловых нейтронов в графите дало величину, в несколько раз меньшую. Немцы не поняли, что все дело в примесях, иначе они тоже сумели бы, в конце концов, очистить свой графит. Но, решив, что графит вообще непригоден как замедлитель, немцы сделали выбор в пользу тяжелой воды. Однако они не сумели ее получить, потому что англичане разбомбили завод по производству тяжелой воды в оккупированной немцами Норвегии, а запасов своей тяжелой воды у немцев было слишком мало.
Далее, по разведданным, в американском реакторе была применена не равномерная, гомогенная смесь урана и графита, а размещение их блоками. Наши физики-теоретики рассчитали уран-графитовую решетку так, чтобы существенно снизить резонансное поглощение нейтронов в определенной полосе их энергий (скоростей), которое обнаружилось в процессе замедления быстрых нейтронов до тепловых скоростей. Были приняты размеры цилиндрических урановых блоков диаметром 32 мм и высотой 100 мм, графитовых блоков х60см с шагом 22 см между урановыми блоками. При этих условиях расчетный коэффициент размножения нейтронов оказывался максимальным. В оптимальных условиях для управления реактором он должен составлять 1, 07 (т.е. на 100 нейтронов, поглощаемых в ста ядрах урана при делении последних должно вылетать в среднем 107 нейтронов). В марте 1946 г. эксперимент дал коэффициент размножения 1,09. Это была еще одна крупная победа.
25 декабря 1946 г., в 18 часов И.В. Курчатов с сотрудниками впервые на Евразийском континенте запустили самоподдерживающуюся цепную реакцию в опытном физическом реакторе Ф-1, построенном в Москве, в Лаборатории № 2. На нем стали получать плутоний в микроколичествах. Ранее, до пуска этого реактора, в распоряжении экспериментаторов были количества плутония порядка 1012 атомов, получаемые в результате облучения урана маломощным радий-бериллиевым источником в течение трех месяцев. Пуск Ф-1 позволил накопить плутоний в количестве около микрограмма, т.е. на три порядка больше. Это дало возможность нашим физикам и радиохимикам определить ряд новых свойств искусственного элемента. И, главное, теперь были яснее пути проектирования промышленного реактора для наработки плутония, которое для экономии времени велось одновременно с работами по строительству Ф-1.
Промышленный реактор должен был стать основой завода «А» на комбинате. Одновременно там строились заводы «Б» для химического извлечения плутония из урановых блоков и «В» для получения металлического плутония и изготовления деталей из него. Между собой специалисты называли будущий реактор «Аннушкой», тем более, что не разрешалось использовать терминов котел или реактор даже во внутренних документах; не рекомендовалось это делать даже в устной речи между собой. Работой по конструированию реактора и проектированию его технологических систем руководили: И.В. Курчатов – научный руководитель работ; Н.А. Доллежаль (НИИХимаш) – главный конструктор реактора; В.И. Меркин – главный технолог проекта; А.А. Черняков – главный инженер строительной части объекта. Организацией производства и испытаний изделий из графита, урановых блоков и технологических труб руководили В.В. Гончаров (бывший начальник В.И. Меркина по Баку) и Н.Ф. Правдюк. Группа физиков, теоретиков и экспериментаторов работала по проблемам физики реактора и радиационной защиты. Научное руководство производством урановых блоков вели А.А. Бочвар и А.С. Займовский, а графита – К.Г. Банников. Для выигрыша времени проектирование реактора велось одновременно с научными исследованиями. В связи с этим сделаем важное пояснение.
Курчатов был приглашен к Сталину впервые лишь 25 января 1946 г. Как ни странно, но Курчатов и Сталин встречались крайне редко (точно известно про всего две их встречи, вторая произошла уже после испытания АБ). В то же время, начиная с 1945 г. Курчатов регулярно связывался со Сталиным по телефону. О первой их встрече остались заметки самого Курчатова, хранившиеся в его личном сейфе в ИАЭ. Курчатов записал:
«Беседа продолжалась приблизительно один час с 7.30 до 8.30 вечера. Присутствовали т. Сталин, т. Молотов, т. Берия. Т. Сталин сказал, что не нужно искать более дешевых путей, что не нужно<неразборчиво> что нужно вести работу быстро и в грубых основных формах. <…>. Из беседы с т. Сталиным было ясно, что ему отчетливо представляются трудности, связанные с получением первых агрегатов, хотя бы с малой производительностью. <…>. Труден лишь первый шаг, и он является нашим основным достижением. <…>.были заданы вопросы об Иоффе, Алиханове, Капице и Вавилове и целесообразности работы Капицы… Было выражено <…>, на кого <они> работают и на что направлена их деятельность – на благо Родине или нет. Было предложено написать о мероприятиях, которые были бы необходимы, чтобы ускорить работу, всё, что нужно» [Курчатовский…, 1996. Вып. 13. С.153].
Из этих записок видно, что Сталин решил не слушать советов Капицы о поисках более дешевых путей к атомной бомбе. Выигрыш времени был важнее любых затрат. Поэтому по решению Сталина и Берия задания, подписанные Курчатовым (а по конструированию бомбы еще и Харитоном), шли немедленно на исполнение, без заранее составленных планов и утвержденных смет расходов, чего в СССР не было нигде. «Нам давали все»,– вспоминал Харитон. Армия заключенных ГУЛага добывала и перерабатывала радиоактивную руду, строила спецгородки, комбинаты, полигоны…
Было рассмотрено три варианта реактора, существенно различающихся: 1) по расположению технологических каналов в графитовой кладке, 2) по распределению охлаждающей воды в каналах реактора и 3) по системе выгрузки высокорадиоактивных урановых блоков – тепловыделяющих элементов (твэлов) с накопившимся плутонием. Все понимали, что выбор лучшего решения по этим трем узловым вопросам предопределит сроки сооружения и успешность будущей эксплуатации реактора. Для решения данной проблемы Техсовет ПГУ назначил 1 июля 1946 г. комиссию в составе: И.В. Курчатов (председатель), Б.С. Поздняков, С.И. Щепкин, Е.П. Славский, Э.И. Ромм, В.И. Меркин, Н.А. Доллежаль, Б.М. Шолкович, Ф.И. Рылин, А.А. Черняков, Н.Н. Кондрацкий, В.Ф. Калинин. (Обратим внимание на то, что в составе комиссии было двое михмовцев: выпускник МИХМа В.И. Меркин и профессор С.И. Щепкин, заведующий кафедрой в МИХМе, специалист по контрольно-измерительной аппаратуре,.)
В комиссии не было единства по одному из главных вопросов – располагать ли весь агрегат горизонтально или вертикально. Преимущества горизонтального варианта были следующие: одинаковая доступность обоих фронтов реактора для обслуживания, возможность применения двухполозковой трубы, обеспечивающей большие зазоры на случай распухания блочков. Недостатки: трудность смены каналов; неравномерные деформации, в особенности при тепловой нагрузке; распространение воды по всей графитовой кладке при протечках из труб. Преимущества вертикального варианта были следующие: использование силы тяжести при выгрузке и разгрузке, простота схемы разгрузки – снизу; возможность пуска воды в каналы самотеком при аварии насосов. Недостатки – те, которые являются преимуществами горизонтального варианта.
Важно подчеркнуть, что в американском уран-графитовом реакторе, построенном в ядерном центре по производству плутония в Хэнфорде, стержни располагались горизонтально [Холловэй, 1997. С. 245]. Научно-технический совет <ПГУ> решил на своем заседании, продолжавшемся с короткими перерывами 92 часа, принять проект Н.А. Доллежаля, разработанный в НИИХиммаше. За вертикальный вариант твердо высказались Курчатов, Поздняков, Славский, Меркин, Доллежаль, Калинин и Кондрацкий. Остальные члены комиссии отдали предпочтение горизонтальному варианту. Для накопления опыта и подстраховки было предложено продолжить разработки и по другим вариантам, вплоть до холодных испытаний (в ГСПИ-11) и проектирования (в КБ-10 Минтяжмаша).
Не вполне ясно, какими соображениями руководствовались в этом случае Берия и Сталин, утвердившие проект Доллежаля, ведь они категорически запрещали в других случаях отступать от американских схем, известных из разведданных. С одной стороны, понятно, что их убедил Курчатов, не побоявшийся и на этот раз взять на себя громадную личную ответственность. Можно подчеркнуть, что остались в разработке два подстраховочных варианта, вспомнить при этом, что сам Сталин советовал Курчатову ( во время их встречи 25 января 1946 г.) работать широко, с размахом и средств не жалеть. Всё это так, но, на другой чаше весов был уран, которого в то время (вплоть до конца 1949 г.) в стране хватало всего на одну загрузку реактора. Можно было строить параллельно два реактора, но невозможно было запустить их одновременно. Как мы увидим в дальнейшем, именно это обстоятельство оказалось самым узким и даже критическим местом всего проекта, что привело к тяжелейшим авариям и переоблучению сотен людей в первые месяцы работы реактора.
Началась стадия эскизного проектирования, а затем и технорабочих чертежей реактора. Н.А. Доллежаль вспоминал: «Каждые три-четыре дня в институт заезжал И.В. Курчатов обычно в сопровождении кого-либо из руководства ПГУ или директоров, сотрудничавших с нами, и неизменно В.И. Меркина, которого он называл своим главным технологом» [Создание…, С. 76]. К моменту пуска Ф-1 (конец 1946 г.) проект реакторной системы для промышленного производства плутония был также в основном завершен. Началось изготовление оборудования. Чтобы представить себе, сколь грандиозным было начатое дело, перечислим те организации, которые участвовали в проектировании различных частей реакторного комплекса. Это НИИХиммаш, ВИГМ, ЦКТИ, ГСПИ-11 (Ленинград), ЭНИН, ВИАМ, НИИ-13, ВТЦЭМ, Проектстальконструкция, ИФХ АН, МХТИ, ЦНИИТМаш. ОКБ-12, НИИ-9, ОКБ Гидропресс, Уралмаш, Завод № 92, Теплоконтроль и др.
***
Для того чтобы понять принципы управления цепной реакцией, напомним еще раз, в чем состоит сущность ядерной реакции деления. В активной зоне находится обогащенный уран, содержащий обычно от 1% до 4% урана-235, остальное – уран-238. Медленный нейтрон налетает на ядро 235U и делит его. В результате образуются чаще всего два ядерных осколка, из которых вылетает 2–3 быстрых вторичных нейтрона, а также выделяется энергия около 200 МэВ на одно деление. Вторичные нейтроны замедляются в графите, часть из них захватывается ядрами 235U с делением, и цепная реакция продолжается. Другая часть нейтронов захватывается ядрами 238U, которые после двух бета-распадов превращаются в плутоний 239Pu. Для поддержания цепной реакции в уране требуется около 40% всех произведенных нейтронов. Необходимо суметь полнее использовать избыток нейтронов сверх этого количества для превращения неделящегося урана-238 в плутоний-239.
В.И. Меркин формулирует два принципа: 1) Основная проблема технологии реактора заключается в экономии нейтронов. 2) Размер реактора не может быть меньше критического. Из 1-го принципа вытекает, что в активной зоне можно использовать только материалы с малым поглощением нейтронов. Но на практике приходится делать реактор с размерами, больше критических, потому что другие свойства выбираемых конструкционных и технологических материалов (прочность, упругость коррозионная стойкость и т.д.) оставляют желать лучшего; и это тоже влияет на размеры реактора.
Были приняты следующие основные параметры реактора «А» [Курчатовский…, 1996. Вып. 5. С. 57]:
Тепловая мощность 100 тыс. КВт.
Размеры графитовой кладки: 9200 мм по диаметру и высоте.
Размеры активной зоны: 7600 мм по диаметру и 7400 мм по высоте.
Общий вес загрузки урана 150 т.
Общий вес графитовой кладки 1050 т.
Общее количество каналов кладки: 1162, в т.ч. рабочих каналов 1124, каналов системы управления защитой (СУЗ) 17, экспериментальных каналов 8, температурных каналов 2.
Количество рабочих блоков в канале 74
Общий расход воды 2500 куб. м./ч
Температура воды на выходе из реактора до 650.
Наивысшая температура воды в части технологических каналов (т.к.) 85–900.
Максимальная скорость воды в т.к. 3,3 м/с.
Давление воды на входе в канал 8 кг/см2.
Максимальная температура графита 2200.
Средний коэффициент неравномерности тепловыделения: по радиусу 0,513, по высоте 0,680
Максимальная мощность рабочего уранового блока в центральном канале 3,14 КВт.
Средний поток тепловых нейтронов в активной зоне 2,6 1012 нейтр/(см2 с).
После того как были выработаны указанные выше технические параметры, перед проектировщиками и, в частности, перед главным инженером строящегося реактора встала важнейшая проблема управления реактором – такого, чтобы исключить как неконтролируемое затухание цепной реакции, так и разгон реактора с переходом в неконтролируемую цепную реакцию с тепловым взрывом и разрушением.
Были рассмотрены факторы, которые приводят к уменьшению размножения нейтронов в реакторе в процессе его работы. Быстрый фактор – повышение температуры в активной зоне, приводящее к изменению давления воздуха при продувке графитовой кладки. Медленный фактор – отравление активной зоны продуктами деления, в частности, неделящимися радиоактивными изотопами плутония 240Pu, иода-131 и др. Для компенсации этих эффектов был предусмотрен запас надкритичности в 1,5–3% за счет увеличения размеров активной зоны. С другой стороны, необходимо держать под контролем эту избыточную критичность и иметь возможность в любой момент ее компенсировать введением в активную зону материалов, сильно поглощающих нейтроны. Из-за возникающих в активной зоне запаздывающих нейтронов среднее время жизни свободного нейтрона составляет около 0,1 с. Это – большое время, и оно позволяет надежно регулировать эффективный коэффициент размножения нейтронов Кэф. Например, при Кэф= 1,001 число нейтронов растет на 0,9%/с. При такой скорости размножения нейтронов вполне можно успеть уменьшить Кэф до того, как энергия реакции выйдет из-под контроля. Отсюда вытекает еще один принцип конструирования реактора: активная зона должна быть такой, чтобы критичность не могла определяться одними только мгновенными нейтронами, чтобы обязательно присутствовали в изрядной доле и запаздывающие нейтроны, появляющиеся в цепочках распада осколков деления. Поэтому внесение конструктивных изменений в активную зону не должно изменять Кэф больше, чем на 0,0073, величину, определяемую долей запаздывающих нейтронов. На практике для регулирования реактора применяют устройства, обеспечивающие плавное изменение Кэф на 0,003.
Для осуществления принципов управления реактором было принято три системы: автоматического регулирования; ручного регулирования; аварийной защиты. В качестве регулятора применили стержни на основе карбида бора, поглощающие нейтроны. Стержни вводятся в каналы, не загруженные ураном. Их было предусмотрено 23. Было установлено всего две причины, представляющие большую опасность: слишком быстрое извлечение стержней из реактора (быстрее, чем за 2 минуты); прекращение поступления охлаждающей воды, в частности, из-за вытеснения ее паром из каналов при наступлении кипения. Реакция системы защиты на исчезновение воды должна быть не позднее, чем за 2 с, поэтому предусматривалось время ввода 9 стержней за 0,5 с.
Следующей проблемой был выбор материалов и конструкции узлов реактора. Загрузка его происходит сверху, а разгрузка – снизу. Принципиальный механизм загрузки очевиден. Схема разгрузки гораздо сложнее. Основой разгрузочного механизма служат стальные кассеты. Они выполнены из передвижной балки с гидравлическим сервомеханизмом с упорно-разгрузочными устройствами по числу каналов, обслуживаемых данной кассетой. Одна кассета обслуживает один ряд каналов, расположенных вдоль полухорды круга в основании активной зоны. Когда сервопривод отодвигает стальной зуб, запирающий отверстие в кассете, то весь столб урановых блочков выпадает из данного канала в бункер, заполненный водой, и оттуда увозится транспортной системой. Удалять блочки из канала можно сразу все или же поштучно, считая снизу вверх. Кассетная система была разработана не сразу. Сначала под руководством Н.А. Доллежаля была разработана другая система, которая была проверена в НИИХиммаше лишь на единичном канале. «На практике при использовании подобных разгрузочных механизмов урановые блоки часто застревали, и от этой системы пришлось отказаться. Горьковскому заводу № 92 (директор А.С. Елян) было поручено срочно разработать и изготовить новую систему разгрузки. Главным конструктором системы был назначен Ю.Н. Кошкин. Разработанная так называемая кассетная система была установлена на реактор, она оказалась работоспособной и впоследствии использовалась на всех реакторах подобного типа. Замена системы разгрузки задержала пуск реактора на несколько месяцев» [Создание…, С. 77].
Вода поступала в каналы сверху и отводилась снизу, причем на выходе осуществлялся поканальный контроль расхода воды, ее температуры и радиоактивности. Контролировалась также влажность воздуха, продуваемого через каналы. Опыт показал, что самая большая опасность коррозионного разрушения труб технологических каналов связана с попаданием воды на внешнюю часть трубы, соприкасающуюся с графитовой кладкой. Тогда появляется электрохимическая пара, которая приводит к образованию питтингов и далее течей. ВИАМ совместно с заводами авиационной промышленности создал специальный алюминиевый сплав САВ-1, из которого были изготовлены трехребристые трубы с анодировкой на внутренней и внешней поверхностях. Далее, поскольку уран активно реагирует с водой, то исключалось прямое помещение непокрытых урановых блочков в воду. Встала проблема надежной герметизации урановых блоков. Попадание воды на контакт с ураном приводило к разбуханию блока из-за образования гидридов урана, а далее – к ухудшению теплоотвода и катастрофическому перегреву всей активной зоны. К решению этой проблемы привлекли до десятка больших коллективов. В результате огромной исследовательской работы была принята разработка ВИАМа: урановый сердечник диаметром 35 мм длиной 100 мм фосфатируется и затем заключается в выштампованный из алюминия высокой чистоты стакан с накладкой луженного снаружи донышка. Затем следует закатка оболочки на торце и обогрев в пресс-форме, при этом калибруется размер блока. После чего проводится анодирование (сначала его не проводили, что приводило к тяжелейшим авариям, см. далее). Готовый блочок имеет диаметр 37 мм и длину 102,5 мм. Испытания, проведенные летом 1947 г., показали надежность указанных конструкций.
В качестве материала для регулирующих стержней был выбран спеченный карбид бора В4С. Его достоинствами были: высокая температура плавления 24500С, коррозионная стойкость в воде, химическая инертность по отношению к алюминиевой оболочке, высокая пористость 10–20%, что обеспечивало радиационную стойкость материала, слабая активируемость нейтронами. Все это обеспечивало длительность работы при сохранении высокой нейтроно-поглощающей способности.
Далее, было необходимо заранее учесть опасность распухания урановых блочков и графита из-за облучения в реакторе, т.е. вследствие появления радиационных дефектов. Была учтена возможность распухания урановых блочков по диаметру до 1 мм, а графитовой кладки – до 50 мм по наружному диаметру. В дальнейшем оказалось, что изменения в уране и графите даже большие, чем ожидалось. Урановые блочки распухают из-за накопления в них продуктов ядерного деления. В графите под действием быстрых нейтронов изменяются кристаллическая структура, физические свойства и геометрия, происходит расширение графитовой кладки с искривлением периферийных каналов. К счастью, за 20 лет эксплуатации эти изменения в графите не вышли за пределы запланированных допусков. Исследование длительного влияния сильных полей радиации на материалы кабелей позволило выбрать оптимальные марки и размеры токонесущих проводов и резиновой изоляции.
Изучение проблемы выбора теплоносителя для отвода тепла из реактора показало, что из всех возможных вариантов – воздух, азот, углекислый газ, вода, ртуть – оптимальный вариант для первого реактора – вода. Были проведены опыты по определению температур в графитовых столбах, охлаждаемых водой, рассчитаны температурные поля в графитовой кладке.
Наконец, изучались нестационарности режима тепловых потоков. Коллектив Центрального котлотурбинного института во главе с М.А. Стыриковичем открыл важнейший способ снижения критических тепловых потоков, опасных для системы охлаждения реактора – регулирование частоты и амплитуды пульсаций методом дросселирования на входе. Это резко повысило надежность реактора.
Отдельной крупнейшей проблемой была радиационная защита персонала. Расчеты показали, что открытый реактор мощностью 100 тыс. кВт создает такое радиоактивное излучение, при котором человек, находящийся на расстоянии 100 м, получает смертельную дозу за 2 минуты. При окружении реактора толстым защитным слоем из бетона, чугуна и других материалов наибольшие трудности возникали при защите от отверстий для перезагрузки урана и прокладки трубопроводов. Применялись лабиринтовые уплотнения, изгибы каналов, защитные пробки и т.д. Защита строилась со всех сторон. Над графитовой кладкой был размещен стальной бак высотой 4,5 м, пронизанный трубопроводами. Он был заполнен кварцевым песком в смеси с боратовой рудой (10% бора) для поглощения тепловых нейтронов. Сверху был положен слой в 35 см из чугунной дроби. Предусматривался и слой воды высотой до 2 м. Сбоку располагались стальные баки с водой (толщиной слоя в 1,3 м) с добавкой 5% жидкого стекла в качество ингибитора коррозии металла. Снаружи размещались слои песка (1 м) и нормального бетона (2 м). Нижняя защита состояла из стали и воды и имела толщину, достаточную для доступа уже сутки спустя после остановки реактора. Хранилище для выгружаемых урановых блочков экранировалось слоями воды толщиной до 5 м, что обеспечивало защиту от гамма-излучения.
Были предусмотрены системы автоматизированные системы дистанционного удаления радиоактивных отходов, очистки газовых выбросов и стоков вод, В различных точках располагались дозиметрические приборы на все виды радиоактивных излучений. Весь персонал был снабжен индивидуальными дозиметрами, создана дозиметрическая служба регулярного контроля. Однако лишь с началом работы реактора «А» стало возможным оценить достаточно полно все источники радиационной опасности и загрязнения.
Главный инженер ядерного реактора
«С мая 1946 года начались подготовительные работы на выбранной правительственной комиссией площадке для атомной новостройки в районе большой череды озер на Южном Урале, – писал В.И. Меркин. – В сентябре, в компании с генералом А.Н. Комаровским и ленинградским проектировщиком А.А. Черниковым, по поручению Курчатова мне довелось участвовать в скромной церемонии закладки создаваемого атомного котла, и я видел, как на небольшой лесистой возвышенности солдаты, энергично орудуя кирками и лопатами, обыденно стали рыть котлован для укрытия в скальном грунте на большой глубине фантастического сооружения из стали и бетона, в котором будет много лет гореть атомный огонь. Так прозаически начиналась первая стройка атомного века в нашей стране.
Летом 1947 г. в Лабораторию № 2 пришло постановление правительства, подписанное Сталиным, о назначениях: И.В. Курчатова – научным руководителем строительства атомного комбината, В.И. Меркина – главным инженером сооружаемого атомного реактора, И.С. Панасюка – научным руководителем по физическим вопросам этого реактора. После этого, – пишет Меркин, – мы с Панасюком поехали на строительство, чтобы с главным инженером комбината Е.АП. Славским решить вопросы организации опорной базы для подготовки к пуску реактора. Договорились о сооружении рядом с реакторной площадкой отдельного здания и оснащении его всем необходимым для отладки пусковой аппаратуры и проверки приборов. <…> В первые дни января 1948 года Панасюк и я вместе с большой группой наших сотрудников, которых провожал на вокзале И.В. Курчатов, выехали на строительство нового объекта. В том же поезде в специально выделенных вагонах мы везли многочисленное оборудование и приборы, необходимые для контроля монтажа и пуска реактора. Вскоре на строительство выехал и И.В. Курчатов» [Меркин, 1993].
К концу 1947 г. коробка здания первого промышленного реактора была готова, что позволило приступить к монтажным работам. В газете РНЦ КИ «Курчатовец» публиковались воспоминания В.И. Меркина о проектировании, строительстве и пуске этого реактора. Литературный стиль этих заметок немного менее сухой и формальный, по сравнению с брошюрой того же автора «Создание первых…» [Меркин, 1993]. Приведем отрывки из этих записок.
«Здание с необычными подземными конструкциями из металла и бетона не совсем было закончено, когда приступили к одной из самых ответственных операций – кладке графита. Начиналась она в марте, еще стояли крепкие морозы и завывали снежные вьюги. Необходимо было очень аккуратно выложить из графитовых блоков с общим весом более 1000 тонн активную зону реактора. В еще не полностью закрытом здании над полостью, образованной металлическими конструкциями реактора, был поставлен шатер, в который подавался нагретый чистый воздух. Этим создавался воздушный шлюз, не допускающий проникновения в огражденную зону холодного воздуха с пылью и грязью из помещения, где с шумом и грохотом велись строительные и сварочные работы. Из шатра теплый сухой воздух через люк поступал в зону кладки, благодаря чему для работающих там удалось создать прекрасные, комфортные условия. Проходить в реакторную зону и проносить графитовые блоки можно было только в белых комбинезонах, без металлических пуговиц, пройдя через охраняемый шатер и затем спустившись по лестнице через люк в верхней защите реактора. <…> По окончании установки ТК в кладку и завершении основного монтажа реактора вновь провели тщательное нейтронное зондирование активной зоны <для поиска участков, аномально поглощающих нейтроны>. Последовало заключение: общий индекс физического качества – на высоком уровне. <…>
Вспоминается случай, когда вмешательство Игоря Васильевича имело судьбоносное значение для стройки. Монтаж реактора в мае планировалось завершить. При подготовке к пуску одна из последних операций заключалась в установке разгрузочных кассет, она считалась очень ответственной, ведь после запуска реактора доступа к ним мы уже не могли иметь. Каждая кассета <…> имела мощные дистанционно управляемые клыки, посредством которых регулировалось положение урановых блоков в канале. <…> В Москве мы проводили комиссионно испытание двух видов кассет. Один был основан на чисто гидравлическом принципе управления, другой – на механическом. <…> безопасными зарекомендовали себя кассеты механические, разработанные в Сормове на пушечном заводе, где директором был А.С. Елян. В отношении гидравлических имелись весьма существенные сомнения. Но, к сожалению, именно гидравлические кассеты были избраны конструкторами для заказа, и, невзирая на рекомендации представителей научного руководства и других причастных организаций, они были запущены в производство.[4] В результате в апреле <1948> склады на объекте были завалены гидравлическими кассетами, и полным ходом велась их установка в аппарат. Тогда у меня возникло исключительное беспокойство: строительство приближается к концу, но нет уверенности в механизме перезагрузки. Что же делать? Ни Доллежаля, ни Курчатова в то время на площадке не было. И я решил обсудить сложившуюся ситуацию с Игорем Панасюком. Он тоже сильно обеспокоился. С ним мы решили, не откладывая, идти к уполномоченному Совета Министров генералу И.М. Ткаченко[5] Время было далеко за полночь. Генерал находился в своем кабинете. Мы представились, и он нас принял.
– Иван Максимович, – обратились мы к нему, нам угрожает несчастье, если гидравлические кассеты будут вмонтированы в реактор. Испытания показали: с ними работа без остановок не получится. Давайте позвоним Курчатову. Надо задержать установку кассет.
– Да вы что, с ума сошли! – воскликнул он в ответ.
– А если подумать?..
Игоря Васильевича удалось застать дома. <…> внезапный звонок по ВЧ не рассердил его. Напротив, наша идея сразу же была одобрена. Курчатов сказал, что соединится с нами через полчаса. И позвонил.
– Елян в восторге. Он начнет поставлять кассеты <механические, конкурентного типа> из Сормова через неделю.
Такой молниеносный поворот нас поразил. Месяц, два, три! А тут всего неделя, чтобы кассеты изготовить, еще доставить через полстраны! Но слово Еляна оказалось верным. Без особого шума остановили наладку, вытащили гидравлические кассеты из реактора и полностью заменили их механическими. <…> Серьезность и правильность нашего решения показало время: механические кассеты оказались безотказными. Они успешно прослужили 40 лет не только на первом, но и на всех других реакторах этого типа.
В первых числах июня была проведена завершающая монтаж работа по пуску охлаждающей воды по всем водоводам. Началась круглосуточная загрузка урановых блочков (около 70 тысяч) в технологические каналы. Эту <…> операцию взялись лично проводить Ванников и Курчатов, возглавившие первую бригаду, куда вошли и руководители объекта. <…> В любой момент могла начаться саморазвивающаяся ядерная реакция. Вот почему Игорь Васильевич установил строгий непрерывный контроль за развитием ядерного процесса в реакторе с самого начала загрузки. В дни пуска на меня как главного инженера и на всех начальников служб реактора легла нелегкая забота о безупречном действии систем управления и аварийной защиты, теплового контроля, дозиметрии, электропитания, подачи и регулирования охлаждающей воды.
Вечером 7 июня <1948> наступил решающий час. Положение командира и главного оператора на пульте управления занял Курчатов. <…> Я и начальник смены, дежурные инженеры не спускали глаз с индикаторов и приборов главного пульта и были готовы при появлении тревожных сигналов срочно ликвидировать неполадки. Поблизости, в пультовой – высокие начальники: Б.Л. Ванников, Е.П. Славский, Б.Г. Музруков, готовые оказать поддержку и любую помощь. Вот взведены аварийные стрежни. Прекращена полностью подача воды в реактор <…>.Игорь Васильевич, нажимая на кнопку, постепенно извлекает последний запирающий стержень. Панасюк информирует о росте показаний импульсной ионизационной камеры. <…>. Курчатов продолжает выдвигать стержень, пока не получает сигнал о начале экспоненциального разгона нейтронной мощности реактора… Курчатов погасил цепную реакцию в половине первого ночи, когда мощность выросла до 10 кВт, <…> громко сказал: ”Физика реактора в порядке <…>. Дальше будет решать уже не только физика, но и техника, технология. Пошли отдыхать”» [Там же].
«Но отдыхать ушли не все. Е.П. Славский, В.И. Меркин, сменные инженеры, техники и рабочие сразу же приступили к подготовке решающей операции – пуска реактора с водой. Эта подготовка заняла около двух суток» [Меркин, 1996. С. 98].
«10 июня Курчатов подал команду приступить к загрузке дополнительного количества урана, но с перерывом после каждой, строго заданной порции блочков. Лишь после загрузки пятой порции урана реактор с водой в каналах достиг критического состояния, когда было извлечено две трети последнего регулирующего стержня. <…> Мощность реактора в этот день была доведена до 1000 кВт. Все приборы и техника нового сложного объекта действовали превосходно. <…> Постепенное повышение мощности продолжалось несколько дней. <…>
17 июня Курчатов делает предостерегающую запись в журнале на центральном пульте: “Предупреждаю, что аппарат без воды оставлять нельзя ни при каких обстоятельствах” <…>. Наконец, наступил долгожданный день. 19 июня в полдень начался разгон реактора с нуля, и 22 июня 1948 года его мощность достигла проектного значения. От начала строительства до этого дня прошло всего один год и 8 месяцев. Столько же времени заняла разработка и проектирование, считая с весны 1945 года, когда Курчатов дал этому полный ход.
С июля 1948 года началась эксплуатация на полной мощности первого промышленного атомного реактора страны. Его пуск убедительно показал, что процессом извлечения гигантских мощностей можно управлять. А от губительной радиации надежно защищаться. Началась выработка в заводских масштабах ранее неведомого неземного продукта атомного производства, нового ядерного горючего и взрывчатого материала – плутония. Из первых порций этого материала был изготовлен ядерный заряд для первого испытательного взрыва, произведенного, как известно 29 августа 1949 года в районе Семипалатинска» [Меркин, 1993].
В брошюре В.И. Меркина приводятся следующие основные физические характеристики реактора в установившемся рабочем режиме.
При производительности 100 г Pu/сутки тепловая мощность реактора составляет 100 тыс. кВт. На мощность в 1 кВт приходится 3,1 1013 делений/с. Выгорание топлива составляет примерно 1 г 235U на 1000 кВт/сут. Каждый акт деления 235U приводит к образованию немногим менее одного атома 239Pu. Сжигание 235U компенсируется приростом 239Pu. За счет последнего эффективный коэффициент размножения нейтронов не уменьшается при выгорании урана, поскольку сечения деления 235U и 239Pu близкие (у последнего на 20% больше). Оптимальное значение упомянутого коэффициента составляет 1,07. Перед передачей облученных блочков на радиохимический завод «Б» для извлечения плутония их выдерживали в бассейнах выдержки, совмещенных с блоком разгрузки, для того чтобы практически весь нептуний-239, получающийся как промежуточный продукт ядерной реакции от урана к плутонию, распался (его период полураспада 2,3 сут.). Одновременно распадались и короткоживущие радиоактивные осколки деления, так что суммарная радиоактивность урановых блочков снижалась в несколько раз. Постепенно удалось добиться повышения допустимой температуры графита с 335 до 6750С, для чего перешли на азотное дутье, вместо воздушного, с чистотой азота 99, 99%. Тем самым стало возможным в несколько раз повысить мощность реактора и скорость накопления плутония. Б.Л. Ванников, И.В. Курчатов, Е.П. Славский, Н.А. Доллежаль, Б.Г. Музруков, В.И. Меркин и другие руководители жили более года в финских домиках вблизи строящегося объекта. Его регулярно посещали Л.П. Берия, А.П. Завенягин, М.Г. Первухин и другие представители Спецкомитета и ПГУ [Создание… С. 81].
Непредвиденные ситуации и аварии
Признавая громадные заслуги В.И. Меркина в создании первого промышленного реактора, следует, на наш взгляд, отметить в значительной степени отчетно-парадный стиль его текстов, с умолчаниями и приглаженным языком. Конечно, они содержательны и компетентны, изобилуют техническими параметрами, сведениями об основных результатах, преисполнены общим духом осознания великого дела, каковым было создание работающего реактора. Но серьезнейшие неудачи были, их не могло не быть на пути создания совершенно новой научно-технической отрасли, когда не было опыта и аналогов, оставались неизвестными множество физико-технических и химических характеристик опаснейших новых материалов и реакций между ними. В тексте В.И. Меркина указывается на встречавшиеся серьезные трудности, но без углубления в драматические последствия и человеческие трагедии, с затушевыванием словесных оборотов. Так, он пишет о трудностях, тогда как происходили беды и бедствия, аварии с катастрофическими последствиями. В конце концов, по В.И. Меркину, трудности преодолевались, и это – главное. Почти ничего им не говорится о том, какой ценой они преодолевались. Между тем, для истории науки и техники важно всё. И не только по причине необходимости знать для дальнейшего опыта детали того, почему возникали аварии, но и из моральных соображений. Потому что «ядерный щит СССР был создан ценой здоровья и жизни десятков тысяч советских людей. Немало жизней положено в нашей стране и на развитие "мирного атома"», – справедливо констатируется на сайте [Российский…]. Вместе с тем следует учитывать, что В.И. Меркин писал свои воспоминания в начале 1990-х гг., когда далеко не всё еще было рассекречено, не было других публикаций на подобные темы. Срабатывала многолетняя профессиональная привычка молчания вообще и в особенности о неудачах: главное это – великое дело, ради которого «мы за ценой не постояли». Он и сам повседневно подвергался большой радиационной опасности, наверняка также переоблучался, но не считал нужным это упоминать.
Много откровеннее написано о крупных неудачах и бедах, связанных с пуском и первым этапом работы промышленного реактора, в сборнике [Создание…, 1995].
Первая авария с катастрофическими последствиями для здоровья произошла почти сразу же, 19 июня 1948 г., сутки спустя после пуска реактора. Она была вызвана появлением так называемых «козлов» – забивке технологических каналов и невозможности выемки урановых блочков предусмотренным путем, т.е. снизу, с помощью кассеты.
"Козлы" в ТК и коррозия труб. «Вследствие неправильного срабатывания клапана холостого хода в одном из ТК оказалось затрудненным водоохлаждение. Произошли перегрев, спек урана с графитом. По аварийному сигналу из соответствующей ячейки реактора, поступившему на пульт, решено было реактор остановить. Разрушенные урановые блочки извлекали путем фрезеровки ячеек. Работы велись до 30 июля 1948 г. Но вскоре после нового пуска реактора в нем образовался второй "козел". «Реактор надо было останавливать и, следовательно, прекращать наработку плутония. Однако Б.Л. Ванниковым и И.В. Курчатовым было принято решение ликвидировать “козла” на работающем реакторе, что приводило к загрязнению помещений, переоблучению сменного персонала и бригады ремонтников и неизбежному попаданию воды в кладку. Наличие воды в графитовой кладке при ее контакте с алюминиевыми трубами вызывало их коррозию, и к концу года началась массовая течь каналов. 20 января 1949 г. реактор был остановлен на капитальный ремонт» [Создание…, С. 84].
Столь быстрая и сильная коррозия возникла на контакте алюминий–графит–вода, потому что из-за отсутствия опыта не было проведено анодирование поверхности труб. «Возникла сложнейшая проблема замены каналов и сохранения урановых блоков. Разгрузить урановые блоки через систему разгрузки было возможно. Однако их прохождение вниз по технологическому тракту (канал–шахта разгрузки–кюбель–бассейн выдержки) привело бы к механическим повреждениям оболочек блоков, не допускающим повторную загрузку их в реактор. А запасной загрузки урана в то время не было, так как добыча урана была еще недостаточна. Нужно было сохранить уже частично облученные, но сильно радиоактивные урановые блоки. По предложению А.П. Завенягина была предпринята попытка извлечь разрушенные трубы и, оставив в графитовых трактах урановые блоки, поставить новые анодированные трубы, однако это оказалось невозможным, так как при извлечении разрушенных труб, которые имели для центровки урановых блоков внутренние ребра, центровка столба блоков нарушилась – блоки сместились к стенкам урановых кирпичей. <…> были разработаны приспособления – штанги, позволяющие специальными присосками извлекать урановые блоки из разрушенных труб через верх в центральный зал реактора. Без переоблучения участников извлечения блоков обойтись было нельзя, – утверждает А.К. Круглов, автор статьи в книге «Создание…» [1995. С. 85].
«Надо было делать выбор: либо остановить реактор на длительный период, который по оценке Ю.Б. Харитона мог составить один год, либо спасти урановую загрузку и сократить потери в наработке плутония. Руководством ПГУ и научным руководителем было принято второе решение. Урановые блоки извлекали присосками через верх реактора с привлечением к этой “грязной” операции всего мужского персонала объекта. Было извлечено, как отмечает В.И. Шевченко <директор НИИ-9>, 33 тысячи урановых блоков в течение 34 суток. Урановые блоки должны были затем использоваться для повторной загрузки в новые трубы с анодированным покрытием. Однако замачивание водой всей графитовой кладки, имеющей в работающем реакторе температуру свыше 1000С, требовало ее сушки перед постановкой в активную зону новых ТК (технологических каналов) и загрузкой реактора ураном. <…> После выполнения всех работ по перегрузке реактора 26 марта 1949 г. в 13 ч 30 мин был начат вывод реактора на проектную мощность» [Там же].
Еще более драматическая информация об этой тяжелейшей аварии содержится на «Российском сайте ядерного распространения», в котором сообщается: «В течение полуторамесячной работы переоблучился весь персонал объекта. На такую варварскую и одновременно героическую операцию могли решиться, наверное, только в СССР. Работавший в течение первых двух дней на сортировке блоков И.В. Курчатов получил дозу облучения приблизительно в 250 Р и почти насильно был выведен из зала. По словам Е.П. Славского: "...эта эпопея была чудовищная! Если бы (Курчатов) досидел, пока бы все отсортировал, еще тогда он мог погибнуть!". В тот год около 60% работников реактора получили дозы от 25 до 100 Р, а более 30%- от 100 до 400 Р. Допустимая доза облучения для ликвидаторов аварии была установлена специальным приказом директора комбината в 25 Р. Уже на четвертый день весь мужской персонал реактора набрал установленную норму облучения. Затем к работам были привлечены солдаты строительных батальонов. Рассматривалось предложение об использовании заключенных, но оно не прошло по режимным соображениям. Людей, даже при такой норме, все равно не хватало, наиболее сознательных рабочих привлекали для работ в реакторном зале дважды и трижды» [Митюнин. Эл. ресурс].
Зависание урановых блоков. «При нарушении оболочки блока вследствие образования продуктов коррозии урана уменьшался зазор уран–труба, сильно снижался расход воды через ТК. Система СРВ (слежения за расходом воды) позволяла в большинстве случаев предупредить зависание блоков в трубе и давала возможность без обрыва трубы специальной пешней пробить столб блоков в шахту разгрузки. Иногда происходили обрывы труб, и урановые блоки оставались без охлаждения в графитовой кладке. Реактор не работал, пока специальным инструментом уран не удаляли из графитовой ячейки. <…> Позднее учеными было установлено, что другой причиной зависания блоков является распухание уранового сердечника под действием нейтронного облучения. <…> Комиссия под руководством И.В. Курчатова, А.П. Александрова, Р.С. Амбарцумяна, В.В. Гончарова, В.И. Меркина и др. поручила ВИАМ (Р.С. Амбарцумян) с привлечением других институтов (НИИ-9, НИИ-13) и завода № 12 усовершенствовать технологию изготовления урановых блоков. Наибольший вклад по обеспечению надежности работы урановых блоков в начальный период эксплуатации промышленного реактора внес Р.А. Амбарцумян» [Создание…,. С. 86].
Как рассказал автору заместитель директора Института молекулярной физики РНЦ КИ доктор физ.-мат. наук профессор Ю.В. Гапонов, действительно, в первые полгода у реакторщиков постоянно происходили течи в активной зоне реактора. Неанодированные урановые блочки очень быстро корродировались и распухали. Давили сроки. Первое испытание атомной бомбы правительством (читай: Сталиным) планировалось провести в 1948 году. Но когда становилось ясно, что плутония не успеют наработать достаточно, то срок несколько раз переносили. Ученые и инженеры всё время находились в состоянии сильнейшего стресса, и не всегда он компенсировался трудовым энтузиазмом. Непроведение анодирования блочков первой загрузки было явным просчетом. Очевидно, эта технологическая операция не содержалась и в разведданных, так как Д.Холловэй пишет: «В 1948 г. Фуксу задали вопрос, как изготовляются стержни из металлического урана, но он не смог помочь» Из доклада Г.Смита, опубликованного в США в 1946 г., Курчатов знал, что проблема оболочки стержней была одной из самых трудных [Холловэй. С. 247].
Распухшие блочки невозможно было выгрузить технологично, через низ реактора, не нарушив их целостности. Спасая ценнейший уран, которого тогда не хватало на вторую загрузку, пришлось вынимать блочки через верх. «И вот у них там всё это поднятое вверх висело неделями – эти столбики из высокоактивных блочков. Получил ли Курчатов ту дозу, которая указывается выше? Вряд ли столь высокую, но несомненен сам факт, что он был значительно переоблучен, находясь в реакторном зале и лично руководя аварийными операциями. А полученную им дозу никто не знает».
Другие отклонения от нормального технологического режима. Случались заклинивание кюбеля с облученными блоками в разгрузочной шахте и попадание в ТК различных деталей. В одну из смен <…> после пробивки зависших блоков в технологический тракт упустили пешню – металлический стержень длиной более 25 метров, что вызвало много непредвиденных работ в тяжелых условиях.
При ликвидации отдельных аварий дозы радиационного воздействия были недопустимо велики. Иногда последствия <…> были трагическими.
Работы по ликвидации последствий зависания блоков обусловили необходимость проведения калибровки графитовых ячеек и даже их рассверловки специально разработанными штангами и фрезами. Требовалось прослеживать операции в каждой графитовой ячейке, поэтому была введена система ведения истории ТК. <…> Дальнейшая эксплуатация реактора выявила массу недоработок в системах контроля технологического процесса, который непрерывно совершенствовался. Условия работы были приведены в норму только спустя 8–10 лет после начала эксплуатации реактора» [Там же. С. 87].
***
К 80-летию В.И. Меркина вышел посвященный его юбилею номер ежемесячной газеты [«Курчатовец», апрель 1994]. В передовой статье, подписанной руководством РНЦ КИ Е.П. Велиховым, Н.Н. Пономареваым-Степным, Н.А. Черноплековым и Н.Е. Кухаркиным, говорилось, в частности, следующее.
«Владимир Иосифович! Вы по праву можете гордиться тем, что активно участвовали в создании и пуске первого промышленного реактора и были его главным инженером, а также обеспечили научное руководство Института над созданием, пуском и эксплуатацией одного из последних наших промышленных реакторов. <…> Нельзя не отметить Ваш талант руководителя и наставника, о чем свидетельствует тот факт, что из недр сектора № 6, создателем и начальником которого Вы были на протяжении 20 лет, вышли десятки научных и руководящих работников нашего Центра».
Примечания
[1] Гончаров Владимир Владимирович (1912–1994) – в 1943–1945 замначальника Лаборатории № 2 (Курчатова), ранее директор Опытного завода № 438 НКХП в Баку. В дальнейшем работал вместе с Меркиным над созданием уран-графитового реактора.
[2] Первухин Михаил Георгиевич (1904–1978) – генерал-лейтенант инж.-тех. службы, в 1940–1946 зампредседателя СНК СССР, в 1942–1950 нарком (министр) химической промышленности СССР. В 1943–1945 куратор атомного проекта со стороны СНК СССР, в 1945–1953 член Спецкомитета, руководитель ИТС Спецкомитета, в 1947–1949 первый зам. начальника ПГУ. В 1950-х гг. член Президиума ЦК КПСС. Герой Социалистического Труда.
[3] Заметим, что, начиная с 1960-х гг., вновь возникающие ядерные державы: Франция, Китай, Индия, Пакистан, Израиль, Северная Корея создавали свои атомные бомбы на плутонии. Так что его получение оказалось проще и дешевле, чем получение высокообогащенного урана (около 90% 235U).
[4] В.И. Меркин придерживается стиля изложения с умолчаниями. Он не называет тех, кто сконструировал гидравлические кассеты, не объясняет, почему И.В. Курчатов, подозревая их ненадежность, не потребовал их дальнейших испытаний, не наложил запрета на их серийное производство. Из другого источника [Создание…, 1995. С. 77] мы узнаём, что конструктором неудачной кассеты был коллектив Н.А. Доллежаля (об этом сказано было выше).
[5] Такие уполномоченные были на основных объектах и институтах, работавших по атомной проблеме, и имели полномочия наравне с директорами предприятий, они подчинялись непосредственно только Л.П. Берия и постоянно докладывали ему о ходе работ, состоянии кадров и происшествиях.
Напечатано в журнале «Семь искусств» #8(45) июнь 2013
7iskusstv.com/nomer.php?srce=45
Адрес оригинальной публикации — 7iskusstv.com/2013/Nomer8/Gorobec1.php
