Промышленные реакторы
Реакторы наработчики плутония

Реактор для водородной бомбы

С середины 1949 года в России начался период интенсивной работы по созданию водородной бомбы. Проработки научных коллективов показали, что именно тритий является наиболее энергетически эффективной «взрывчаткой» для этого вида оружия.

28 февраля 1950 года было принято Постановление СМ СССР № 828-304 «Об организации производства трития». По инициативе И.В. Курчатова в правительство вносится предложение о проектировании и строительстве реактора для наработки трития на площадке объекта «А» комбината 817. 18 августа 1950 года Совет Министров СССР принимает решение о строительстве реактора «АИ» (реактор «А изотопный»).

Для одной бомбы РДС-6 требовалось около 1200 грамм трития. Под руководством И.В. Курчатова при непосредственном участии ведущих инженеров объекта «А» разрабатывается и выдается соответствующим проектным институтам техническое задание на проектирование и строительство реактора «АИ». Задание предусматривало годовое производство трития в объеме 1500 грамм.

Проект строительства разрабатывал коллектив ВНИПИЭТ, технологическую часть проекта подготовил НИИХиммаш.

26 июня 1951 года решением Главгосстроя СССР утверждаются проектное задание на строительство реактора «АИ» комбината № 817 и сметно-финансовый расчет стоимости строительства. В комплекс реактора вошли здание, где располагался сам реактор и его системы, пристройка к зданию, азотно-кислородная станция, помещения для размещения эксплуатационных служб и механическая мастерская. Проект предусматривал максимальное использование мощностей, инженерных сетей, подъездных дорог и других сооружений действующих объектов «А» и «22».

Строительство реакторного комплекса, начатое в августе 1950 года, было закончено 20 октября 1951 года.

Программа физического пуска реактора «АИ» была составлена группой физиков, в числе которых были В.С. Фурсов, Б.П. Дубовский, Н.В. Макаров и другие. Общее руководство осуществлял И.В. Курчатов. Согласно расчетам, было выбрано ядерное топливо с 2 % обогащением по урану-235 для того, чтобы имелся избыток нейтронов для получения трития.

Успех работ, связанных с физическими экспериментами, во многом зависел от качества и надежности приборов контроля. Этим хозяйством управлял Н.В. Макаров – начальник лаборатории первого сектора лаборатории № 2 АН СССР.

И.В. Курчатовым было установлено сменное дежурство на площадке реактора. Дежурных было четверо — И.Ф. Жежерун, Е.Н. Бабулевич, И.С. Панасюк и Б.Г. Дубовский. Реактор «АИ» был первым отечественным реактором на обогащённом уране, поэтому возник ряд вопросов при освоении новой технологии, с этим связаны особенно строгие методы сопровождения: один из четверых всегда должен был находиться на площадке. Первый пуск реактора прошёл неудачно, и по решению Б.Г. Дубовского конструкция реактора была модифицирована. Контроль со стороны высшего руководства страны был ежедневным, так как планировалось запустить реактор к 7 ноября, к годовщине Великой Октябрьской социалистической революции. Но не успели. Только 12 ноября 1951 года, в 22 часа 55 минут реактор «АИ» достиг критичности, впервые в СССР начались работы с обогащенным топливом.

В рамках физического пуска реактора «АИ», были получены и оценены физические характеристики реактора. Началась подготовка оборудования и систем к выводу реактора на проектную мощность. На каждой ступени мощности проводилась оценка работы оборудования и систем. При подтверждении расчётных данных мощность реактора поднималась на следующую ступень, и, наконец, 14 февраля 1952 года реактор достиг проектной мощности.

Немаловажную роль в наладочных, пусковых и эксплуатационных работах сыграл первый сменный инженерно-технический персонал этого объекта, в основном состоявший из бывших работников объекта «А»: А.Г. Мешков, В.К. Кашин, В.Я. Степанов, Г.И. Смирнов, Н.В. Звонов, В.А. Ремезов, Л.П. Куваев, А.А. Рудковский, В.В. Веретенников, В.Н. Лаптев, В.Г. Упоров и другие. Задача получения трития на тот момент считалась на заводе приоритетной.

Реактор «АИ» представлял собой ядерную установку с вертикальной компоновкой активной зоны номинальной мощностью 40 МВт. Основу реактора составляла блочная графитовая система с водяным охлаждением. Активная зона образовывалась вертикальными колоннами графитовых кирпичей с отверстиями в центре для установки технологических каналов. Она устанавливалась на опорную металлоконструкцию с боковой и верхней биологической защитой. Внутрь технологических каналов (их общее количество – 248) загружались рабочие и сырьевые блоки, которые охлаждались на проток химически чистой водой. Рабочие блоки с обогащенным ураном до 2 % по урану-235, рассчитанные на повышенные тепловые нагрузки, изготавливались на основе уран-магниевой керамики, обладающей улучшенной стойкостью к распуханию. За одну загрузку, которая проводилась сверху краном с дистанционным управлением, в реактор «АИ» загружалось 3,5 т обогащенного топлива. Ввиду высокой температуры графита (до 500°С) в реактор подавался вместо воздуха азот, препятствующий окислению графита.

В периферийную часть активной зоны загружались сырьевые блоки с солью лития (Li2SO4). Сырьевые блоки также загружались в каналы с обогащенным топливом сверху и снизу основной загрузки. Это делалось для того, чтобы максимально использовать нейтроны, рождавшиеся в центральной зоне, т. н. нейтроны утечки. Наряду со стандартными каналами с литиевыми блоками были установлены три специальных канала. В каждом канале размещалась герметичная труба, загруженная солью лития, соединенная вакуумными линиями с объемом вне реактора для откачки газов (трития и гелия), образующихся в процессе облучения. Идея трубного метода, идеологами которого выступали специалисты НИИ-9 З.В. Ершова и К.А. Большаков, казалась заманчивой по сравнению с облучением отдельных литиевых блоков, так как позволяла отказаться от ряда технологических операций. Несмотря на его перспективность, трубный метод не нашел дальнейшего использования из-за низкой степени извлечения трития (в дальнейшем идея трубного метода была использована на реакторе «АИ» в виде «шампурного» способа для получения различных радионуклидов).

В технологический комплекс производства трития входил также цех снаряжения магниевых блоков, печное отделение для извлечения из облученных блоков сырого газа, отделения очистки и разделения газа по изотопам и получения готового продукта.

Процесс извлечения трития из облученных блоков проходил в вертикальной электрической печи путем вакуумного отсоса. Практически в самом начале производства вследствие перегрева произошло расплавление облученных блочков, выделение из него трития и водородный взрыв печи. И хотя в момент взрыва никто не пострадал, он имел тяжелые последствия: начальники смен Бардин и Барышев, работавшие внутри печи непосредственно после взрыва, скончались от отравления тритием.

С марта по октябрь 1952 года на реакторе «АИ» под руководством физика Г.Б. Померанцева было испытано несколько партий ядерного топлива, изготовленного на основании данных предварительных испытаний. Рекомендации Г.Б. Померанцева разработчики и завод-изготовитель использовали при изготовлении очередной партии. В дальнейшем руководитель 4-го Главного управления А.Д. Зверев издал приказ о запрете испытания новых твэлов на промышленных реакторах, а только в реакторе «АИ», и лишь после положительных результатов разрешалось использовать новые твэлы на промышленных реакторах.

Совершенствование эксплуатации реактора стало постоянной задачей для персонала завода. На установке безостановочно велись работы по совершенствованию технологического процесса производства, модернизации оборудования, систем контроля и управления с целью обеспечения надежной и безопасной работы реактора и улучшению условий труда.

Несмотря на принимаемые меры, без инцидентов не обошлось. Недостаточная живучесть рабочих блоков реактора «АИ» привела в итоге к двум серьезным авариям типа «козел».

Первая из них произошла в технологическом канале 11-04 6 июля 1953 года, что привело к 32-часовому простою реактора. Причиной образования «козла» стало разрушение одного из центральных блоков вследствие попадания воды со стороны фасонного торца внутрь блока и последовавшего после этого парового взрыва, что привело к нарушению отвода тепла от рабочих блоков в канале. Для устранения этого явления было принято решение об изменении конструкции втулки. При ликвидации последствий аварии часть работников (60 человек из 190) получили значительное облучение.

Вторая авария произошла 7 марта 1955 года в технологическом канале 12-11 с распространением урана за пределы технологической ячейки. Причина аварии – нарушение герметичности рабочих блоков и возникновение парового взрыва при попадании воды внутрь рабочего блока. Работы по ликвидации аварии проводились до 10 марта, однако полностью удалить уран из графита за пределами технологической ячейки не удалось, так как для этого не имелось ни средств, ни соответствующих устройств для обследования и осмотра. Из-за этого после подъема мощности реактора до 75 % от проектной произошло увеличение активности в технологических системах контроля и помещениях реактора. Дальнейшая эксплуатация реактора проводилась на пониженной мощности и сопровождалась переоблучением персонала.

3 июля 1954 года произошло административное объединение трех объектов, расположенных на одной площадке – реакторов «А», «АИ» и «АВ-3», с образованием Завода 156. Такое объединение позволило укрупнить технические службы, улучшить маневренность персонала и сократить управленческий аппарат. Директором Завода 156 был назначен Ф.Я. Овчинников, главным инженером – Б.В. Брохович.

3 марта 1956 года, после 4 лет эксплуатации, реактор «АИ» был остановлен на капитальный ремонт. Работы велись под руководством заместителя главного инженера завода П.В. Глазкова и начальников смен реактора «АИ» Л.П. Куваева, В.Г. Упорова, А.А. Рудковского, А.А. Алексеева. Перед началом были проведены подготовительные мероприятия: разработана техническая документация, регламентирующая действия персонала, изготовлены приспособления и защитные устройства для работы с загрязненными конструкциями и узлами и т.д. Прежде чем приступить к разборке реактора, были извлечены каналы с рабочими блоками и графитовые втулки. Большинство графитовых втулок извлекались с большим усилием, иногда втулки ломались, засыпая ячейку. Была также проведена дезактивация водяных коммуникаций.

Для защиты персонала от излучения верхней защиты реактора была изготовлена сварная металлическая конструкция (емкость с откидной стенкой), которая была установлена в центральном зале реактора. Извлеченная 120-тонным краном верхняя защита реактора была установлена в эту емкость, после чего залита водой. На место извлеченной защиты опустился подвижной металлический бак, заполняемый на 1-1,5 м водой для защиты от гамма-излучения графитовой кладки. Этот бак имел щель шириной 600 мм и длиной 800 мм, позволявшую проводить работу по извлечению графитовых колонн и постановке новых. До установки этого защитного бака интенсивность гамма-излучения над вскрытой графитовой кладкой составляла 200 мкР/с на расстоянии 3 м от уровня кладки, после установки бака с водой – 25 мкР/с.

Работы по перестановке и замене графитовых колонн были начаты 22 апреля 1956 года. Всего было заменено 44 графитовых колонны, частично с использованием старых графитовых кирпичей. В первую очередь были извлечены графитовые колонны из районов, в которых распространился расплавленный уран вследствие аварий с рабочими блоками, а также графитовые кирпичи с повышенным уровнем выгорания.

Суммарное облучение всех работников здания 701, где располагался реактор «АИ», участвовавших в капремонте составило 517 Р. Умеренное облучение персонала объясняется тем, что конструкция верхней защиты реактора была малоактивной из-за имеющейся кадмиевой защиты от нейтронного излучения, установленной на верхнем силуминовом блоке, а также применением специальных защитных средств.

Разборка реактора «АИ» стала возможной благодаря тому, что в проекте верхняя защитная конструкция (схема «Е») была разделена на 2 части: центральную и периферийную. Масса центральной (извлекаемой) части составляла 85 т. Кран центрального зала реактора имел грузоподъемность 100 т, что позволяло извлечь эту конструкцию. Следует отметить, что в проектах других промышленных уран-графитовых реакторов это разделение схемы «Е» на 2 части не было сделано, поскольку возможность разборки реактора не предусматривалась.

В результате ремонта произошло значительное улучшение дозиметрической обстановки в здании реактора и сократились выбросы радиоактивности в атмосферу. Одновременно был получен ценный материал по состоянию графита после 4 лет эксплуатации, а также накоплен опыт обращения с высокоактивными конструкциями и узлами реактора, который затем использовался при выводе из эксплуатации и демонтаже ядерных реакторов. Результаты разборки реактора «АИ» были доложены на 2-й Международной конференции по мирному использованию атомной энергии в Женеве в 1958 году и вызвали большой интерес ее участников.

24 декабря 1956 года реактор «АИ» был переведен в основном на изотопный режим по производству радионуклидов 14С, 36Cl и короткоживущих радионуклидов. В изотопном режиме средний годовой уровень мощности составлял 125 % от проектного (50 МВт). Восьмой и девятый радиусы реактора загружались трубами с солью Ca(NO3)2 и KCl для получения радионуклидов 14С и 36Cl соответственно. В плато реактора устанавливались 8 каналов для накопления короткоживущих радионуклидов.

В процессе эксплуатации реактора «АИ» кроме живучести рабочих блоков достаточно скоро возникла другая проблема, ранее неизвестная советским исследователям – проблема радиационно-термического поведения графита, находящегося в условиях одновременного воздействия высоких температур и повреждающего потока нейтронов. В ноябре-декабре 1957 года было выявлено сильное распухание графитовых втулок реактора «АИ». В результате имело место ненормальное извлечение технологических каналов из ячеек. Во время ППР в течение ноября-декабря 1957 года за 218 часов было извлечено всего 9 технологических каналов, сопровождавшихся многократными обрывами. В связи с этим было принято решение увеличить зазор между графитовыми втулками и кирпичами путем замены разрезных втулок на неразрезные диаметром 84,3/64,8 мм по всему реактору.

В 1958 году для увеличения накопления радионуклидов реактор был переведён на новые керамические блоки 10 %-го обогащения с повышенным содержанием урана-235.

Начиная с апреля 1961 года, при работе реактора «АИ» в реактивном режиме стали использоваться литиевые блоки с 7 % обогащением по литию-6, а позднее – с 20 % обогащением.

В 1958 году решением министерства на реактор «АИ» переносятся многие исследовательские программы. На базе реактора были сооружены в комплексе со вспомогательными объектами опытно-экспериментальные установки, первой из которых стала установка КС-60, моделирующая АЭС с тяжеловодным реактором, газовым охлаждением и топливом из металлического урана, монтаж которой начался в феврале 1959 года. 24 июня 1961 года установка КС-60 была введена в эксплуатацию. Затем последовала установка РБМК, введенная в эксплуатацию 30 декабря 1969 года, моделирующая АЭС с реактором типа РБМК, где теплоносителем была дистиллированная вода, а топливом – обогащенный уран. Вскоре на заводе создается отделение опытно-экспериментальных установок.

После очередного капитального ремонта пуск реактора «АИ» в январе 1967 года был осуществлен на втулочных блоках 80 % обогащения. Начиная с 17 февраля 1969 года, реактор был переведен на загрузку втулочными блоками АИД-90 90 % обогащения с повышенным содержанием урана-235 с целью увеличения выгорания и снижения затрат на радиохимическую переработку облученных блоков. В результате мощность реактора была увеличена до 100 МВт и повышена производительность по тритию и другим радионуклидам.

25 мая 1987 года уран-графитовый реактор «АИ» после почти 40 лет работы был остановлен. Он находится в режиме длительной послеэксплуатационной выдержки и подготовки к выводу из эксплуатации.