Реклама на портале

Ядерный реактор: история создания и принцип действия. Ядерный реактор

Для обычного человека современные высокотехнологичные устройства настолько таинственны и загадочны, что впору им поклоняться, как древние поклонялись молнии. Школьные уроки физики, изобилующие математическими выкладками, не решают проблему. А ведь рассказать интересно можно даже про атомный реактор, принцип работы которого понятен даже подростку.

Как работает атомный реактор?

Принцип действия данного высокотехнологического устройства выглядит следующим образом:

  1. При поглощении нейтрона ядерное топливо (чаще всего это уран-235 или плутоний-239 ) происходит деление атомного ядра;
  2. Высвобождается кинетическая энергия, гамма-излучение и свободные нейтроны;
  3. Кинетическая энергия преобразуется в тепловую (когда ядра сталкиваются с окружающими атомами), гамма-излучение поглощается самим реактором и превращается также в тепло;
  4. Часть из образованных нейтронов поглощается атомами топлива, что вызывает цепную реакцию. Для управления ей используются поглотители и замедлители нейтронов;
  5. С помощью теплоносителя (вода, газ или жидкий натрий) происходит отвод тепла от места прохождения реакции;
  6. Находящийся под давлением пар от нагретой воды используется для приведения во вращение паровых турбин;
  7. С помощью генератора механическая энергия вращения турбин преобразуется в переменный электрический ток.

Подходы к классификации

Оснований для типологии реакторов может быть множество:

  • По типу ядерной реакции . Деление (все коммерческие установки) или синтез (термоядерная энергетика, имеет распространение лишь в некоторых НИИ);
  • По теплоносителю . В абсолютном большинстве случаев с этой целью используется вода (кипящая или тяжелая). Иногда используются альтернативные решения: жидкий металл (натрий, свинец-висмутовый сплав, ртуть), газ (гелий, углекислый газ или азот), расплавленная соль (фторидные соли);
  • По поколению. Первое - ранние прототипы, которые не имели никакого коммерческого смысла. Второе - большинство ныне используемых АЭС, которые были построены до 1996 года. Третье поколение отличается от предыдущего лишь небольшими усовершенствованиями. Работа над четвертым поколением еще ведется;
  • По агрегатному состоянию топлива (газовое пока существует только на бумаге);
  • По целям использования (для производства электричества, пуска двигателя, производства водорода, опреснения, трансмутации элементов, получение нейронного излучения, теоретические и следовательские цели).

Устройство атомного реактора

Основными компонентами реакторов на большинстве электростанций являются:

  1. Ядерное топливо - вещество, которое необходимо для производства тепла для энергетических турбин (как правило, низкообогащенный уран);
  2. Активная зона ядерного ректора - именно здесь проходит ядерная реакция;
  3. Замедлитель нейтронов - снижает скорость быстрых нейтронов, превращая их в тепловые нейтроны;
  4. Пусковой нейтронный источник - используется для надежного и стабильного пуска ядерной реакции;
  5. Поглотитель нейтронов - имеются на некоторых электростанциях для снижения высокой реакционной способности свежего топлива;
  6. Нейтронная гаубица - используется для повторного инициирования реакции после выключения;
  7. Охлаждающая жидкость (очищенная вода);
  8. Управляющие стержни - для регулирования скорости деления ядер урана или плутония;
  9. Водный насос - перекачивает воду в паровой котел;
  10. Паровая турбина - превращает тепловую энергию пара во вращательную механическую;
  11. Градирня - устройство для отвода лишнего тепла в атмосферу;
  12. Система приема и хранения радиоактивных отходов;
  13. Системы безопасности (аварийные дизель-генераторы, устройства для аварийного охлаждения активной зоны).

Как устроены последние модели

Последнее 4-е поколение реакторов будет доступно для коммерческой эксплуатации не раньше 2030 года . В настоящее время принцип и устройство их работы находятся на этапе разработки. Согласно современным данным, эти модификации будут отличаться от существующих моделей такими преимуществами :

  • Система быстрого газового охлаждения. Предполагается, что в качестве охлаждающего вещества будет использован гелий. Согласно проектной документации, таким образом можно охлаждать реакторы с температурой 850 °С. Для работы при таких высоких температурах потребуется и специфическое сырье: композитные керамические материалы и актинидные соединения;
  • В качестве первичного теплоносителя возможно использование свинца или свинцово-висмутового сплава. Эти материалы имеют низкий показатель нейтронного поглощения и относительно низкую температуру плавления;
  • Также в качестве основного теплоносителя может использоваться смесь из расплавленных солей. Тем самым удастся работать при более высоких температурах, чем современные аналоги с водяным охлаждением.

Естественные аналоги в природе

Ядерный реактор воспринимается в общественном сознании исключительно как продукт высоких технологий. Однако по факту первое такое устройство имеет природное происхождение . Оно было обнаружено в регионе Окло, что в центральноафриканском государстве Габон:

  • Реактор был образован из-за подтопления урановых пород подземными водами. Они выступили как нейтронные замедлители;
  • Тепловая энергия, выделяющаяся при распаде урана, превращает воду в пар, и цепная реакция останавливается;
  • После падения температуры охлаждающей жидкости все повторяется вновь;
  • Если бы жидкость не выкипала и не останавливала течение реакции, человечество бы столкнулось с новой природной катастрофой;
  • Самоподдерживаемое деление ядер началось в этом реакторе около полутора миллиардов лет назад. За это время было выделено около 0,1 миллиона ватт выходной мощности;
  • Подобное чудо света на Земле является единственным известным. Появление новых невозможно: доля урана-235 в природном сырье намного ниже уровня, необходимого для поддержания цепной реакции.

Сколько атомных реакторов в Южной Корее?

Бедная на природные ресурсы, но промышленно развитая и перенаселенная Республика Корея испытывает чрезвычайную потребность в энергии. На фоне отказа Германии от мирного атома эта страна возлагает большие надежды на обуздание ядерных технологий:

  • Планируется, что к 2035 году доля электроэнергии, генерируемой на АЭС, достигнет 60%, а совокупное производство - более 40 гигаватт;
  • Страна не имеет атомного оружия, но исследования по ядерной физике ведутся непрерывно. Корейские ученые разработали проекты современных реакторов: модульные, водородные, с жидким металлом и др.;
  • Успехи местных исследователей позволяют продавать технологии за рубеж. Ожидается, что в ближайшие 15-20 лет страна экспортирует 80 таких установок;
  • Но по состоянию на сегодняшний день большая часть АЭС сооружена при содействии американских или французских ученых;
  • Количество действующих станций относительно невелико (только четыре), но каждая из них располагает значительным числом реакторов - в совокупности 40, причем эта цифра будет расти.

При бомбардировке нейтронами ядерное топливо приходит в цепную реакцию, в результате которой образуется огромное количество тепла. Находящаяся в системе вода забирает это тепло и превращается в пар, который вращает турбины, производящие электричество. Вот простая схема работы атомного реактора, мощнейшего источника энергии на Земле.

Видео: как работают атомные реакторы

В данном ролике физик-ядерщик Владимир Чайкин расскажет, с помощью чего врабатывается электричество в атомных реакторах, их подробное устройство:

Ядерный реактор работает слаженно и четко. Иначе, как известно, будет беда. Но что там творится внутри? Попытаемся сформулировать принцип работы ядерного (атомного) реактора кратко, четко, с остановками.

По сути, там творится тот же процесс, что и при ядерном взрыве. Только вот взрыв происходит очень быстро, а в реакторе все это растягивается на длительное время. В итоге все остается целым и невредимым, а мы получаем энергию. Не столько, чтобы все вокруг сразу разнесло, но вполне достаточную для того, чтобы обеспечить электричеством город.

Прежде чем понять, как идет управляемая ядерная реакция, нужно узнать, что такое ядерная реакция вообще.

Ядерная реакция – это процесс превращения (деления) атомных ядер при взаимодействии их с элементарными частицами и гамма-квантами.

Ядерные реакции могут проходить как с поглощением, так и с выделением энергии. В реакторе используются вторые реакции.

Ядерный реактор – это устройство, назначением которого является поддержание контролируемой ядерной реакции с выделением энергии.

Часто ядерный реактор называют еще и атомным. Отметим, что принципиальной разницы тут нет, но с точки зрения науки правильнее использовать слово "ядерный". Сейчас существует множество типов ядерных реакторов. Это огромные промышленные реакторы, предназначенные для выработки энергии на электростанциях, атомные реакторы подводных лодок, малые экспериментальные реакторы, используемые в научных опытах. Существуют даже реакторы, применяемые для опреснения морской воды.

История создания атомного реактора

Первый ядерный реактор был запущен в не таком уж и далеком 1942 году. Произошло это в США под руководством Ферми. Этот реактор назвали "Чикагской поленницей".

В 1946 году заработал первый советский реактор, запущенный под руководством Курчатова. Корпус этого реактора представлял собой шар семи метров в диаметре. Первые реакторы не имели системы охлаждения, и мощность их была минимальной. К слову, советский реактор имел среднюю мощность 20 Ватт, а американский – всего 1 Ватт. Для сравнения: средняя мощность современных энергетических реакторов составляет 5 Гигаватт. Менее чем через десять лет после запуска первого реактора была открыта первая в мире промышленная атомная электростанция в городе Обнинске.

Принцип работы ядерного (атомного) реактора

У любого ядерного реактора есть несколько частей: активная зона с топливом и замедлителем , отражатель нейтронов , теплоноситель , система управления и защиты . В качестве топлива в реакторах чаще всего используются изотопы урана (235, 238, 233), плутония (239) и тория (232). Активная зона представляет собой котел, через который протекает обычная вода (теплоноситель). Среди других теплоносителей реже используется «тяжелая вода» и жидкий графит. Если говорить про работу АЭС, то ядерный реактор используется для получения тепла. Само электричество вырабатывается тем же методом, что и на других типах электростанций - пар вращает турбину, а энергия движения преобразуется в электрическую энергию.

Приведем ниже схему работы ядерного реактора.

Как мы уже говорили, при распаде тяжелого ядра урана образуются более легкие элементы и несколько нейтронов. Образовавшиеся нейтроны сталкиваются с другими ядрами, также вызывая их деление. При этом количество нейтронов растет лавинообразно.

Здесь нужно упомянуть коэффициент размножения нейтронов . Так, если этот коэффициент превышает значение, равное единице, происходит ядерный взрыв. Если значение меньше единицы, нейтронов слишком мало и реакция угасает. А вот если поддерживать значение коэффициента равным единице, реакция будет протекать долго и стабильно.

Вопрос в том, как это сделать? В реакторе топливо находится в так называемых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Это стержни, в которых в виде небольших таблеток находится ядерное топливо . ТВЭЛы соединены в кассеты шестигранной формы, которых в реакторе могут быть сотни. Кассеты с ТВЭЛами располагаются вертикально, при этом каждый ТВЭЛ имеет систему, позволяющую регулировать глубину его погружения в активную зону. Помимо самих кассет среди них располагаются управляющие стержни и стержни аварийной защиты . Стержни изготовлены из материала, хорошо поглощающего нейтроны. Так, управляющие стержни могут быть опущены на различную глубину в активной зоне, тем самым регулируя коэффициент размножения нейтронов. Аварийные стержни призваны заглушить реактор в случае чрезвычайной ситуации.

Как запускают ядерный реактор?

С самим принципом работы мы разобрались, но как запустить и заставить реактор функционировать? Грубо говоря, вот он - кусок урана, но ведь цепная реакция не начинается в нем сама по себе. Дело в том, что в ядерной физике существует понятие критической массы .

Критическая масса – это необходимая для начала цепной ядерной реакции масса делящегося вещества.

При помощи ТВЭЛов и управляющих стержней в ректоре сначала создается критическая масса ядерного топлива, а потом реактор в несколько этапов выводится на оптимальный уровень мощности.

В данной статье мы постарались дать Вам общее представление об устройстве и принципе работы ядерного (атомного) реактора. Если у Вас остались вопросы по теме или в университете задали задачу по ядерной физике – обращайтесь к специалистам нашей компании . Мы, как обычно, готовы помочь Вам решить любой насущный вопрос по учебе. А пока мы этим занимаемся, Вашему вниманию очередное образовательное видео!

Устройство и принцип работы

Механизм энерговыделения

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер , для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии - энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни кельвинов , в случае же ядерных реакций - это минимум 10 7 из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Конструкция

Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:

Физические принципы работы

См. также основные статьи:

Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью ρ , которые связаны следующим соотношением:

Для этих величин характерны следующие значения:

  • k > 1 - цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритичном состоянии, его реактивность ρ > 0;
  • k < 1 - реакция затухает, реактор - подкритичен , ρ < 0;
  • k = 1, ρ = 0 - число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии.

Условие критичности ядерного реактора:

, где

Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин потерь фактически две: захват без деления и утечка нейтронов за пределы размножающей среды.

Очевидно, что k < k 0 , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k 0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k 0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k 0 для тепловых реакторов можно определить по так называемой «формуле 4-х сомножителей»:

, где
  • η - выход нейтронов на два поглощения.

Объёмы современных энергетических реакторов могут достигать сотен м³ и определяются главным образом не условиями критичности, а возможностями теплосъёма.

Критический объём ядерного реактора - объём активной зоны реактора в критическом состоянии. Критическая масса - масса делящегося вещества реактора, находящегося в критическом состоянии.

Наименьшей критической массой обладают реакторы, в которых топливом служат водные растворы солей чистых делящихся изотопов с водяным отражателем нейтронов. Для 235 U эта масса равна 0,8 кг, для 239 Pu - 0,5 кг. Широко известно, однако, что критическая масса для реактора LOPO (первый в мире реактор на обогащённом уране), имевшего отражатель из окиси бериллия, составляла 0,565 кг, несмотря на то, что степень обогащения по изотопу 235 была лишь немногим более 14 %. Теоретически, наименьшей критической массой обладает , для которого эта величина составляет всего 10 г.

С целью уменьшения утечки нейтронов, активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например короткого цилиндра или куба, так как эти фигуры обладают наименьшим отношением площади поверхности к объёму.

Несмотря на то, что величина (e - 1) обычно невелика, роль размножения на быстрых нейтронах достаточно велика, поскольку для больших ядерных реакторов (К ∞ - 1) << 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Для начала цепной реакции обычно достаточно нейтронов, рождаемых при спонтанном делении ядер урана. Возможно также использование внешнего источника нейтронов для запуска реактора, например, смеси и , или других веществ.

Иодная яма

Основная статья: Иодная яма

Иодная яма - состояние ядерного реактора после его выключения, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа ксенона . Этот процесс приводит к временному появлению значительной отрицательной реактивности , что, в свою очередь, делает невозможным вывод реактора на проектную мощность в течение определённого периода (около 1-2 суток).

Классификация

По назначению

По характеру использования ядерные реакторы делятся на :

  • Энергетические реакторы , предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике , а также для опреснения морской воды (реакторы для опреснения также относят к промышленным). Основное применение такие реакторы получили на атомных электростанциях . Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5 ГВт . В отдельную группу выделяют:
    • Транспортные реакторы , предназначенные для снабжения энергией двигателей транспортных средств. Наиболее широкие группы применения - морские транспортные реакторы, применяющиеся на подводных лодках и различных надводных судах, а также реакторы, применяющиеся в космической технике .
  • Экспериментальные реакторы , предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких кВт .
  • Исследовательские реакторы , в которых потоки нейтронов и гамма-квантов , создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики , физики твёрдого тела , радиационной химии , биологии , для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется.
  • Промышленные (оружейные, изотопные) реакторы , используемые для наработки изотопов , применяющихся в различных областях. Наиболее широко используются для производства ядерных оружейных материалов, например 239 Pu . Также к промышленным относят реакторы, использующиеся для опреснения морской воды .

Часто реакторы применяются для решения двух и более различных задач, в таком случае они называются многоцелевыми . Например, некоторые энергетические реакторы, особенно на заре атомной энергетики, предназначались, в основном, для экспериментов. Реакторы на быстрых нейтронах могут быть одновременно и энергетическими, и нарабатывать изотопы. Промышленные реакторы кроме своей основной задачи часто вырабатывают электрическую и тепловую энергию.

По спектру нейтронов

По размещению топлива

В гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в полостном реакторе замедлитель-отражатель окружает полость с топливом, не содержащим замедлителя. С ядерно-физической точки зрения критерием гомогенности/гетерогенности является не конструктивное исполнение, а размещение блоков топлива на расстоянии, превышающем длину замедления нейтронов в данном замедлителе. Так, реакторы с так называемой «тесной решёткой» рассчитываются как гомогенные, хотя в них топливо обычно отделено от замедлителя.

Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими сборками (ТВС), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки .

По виду топлива

  • изотопы урана 235, 238, 233 ( 235 U , 238 U , 233 U)
  • изотоп плутония 239 ( 239 Pu), также изотопы 239-242 Pu в виде смеси с 238 U (MOX-топливо)
  • изотоп тория 232 (232 Th) (посредством преобразования в 233 U)

По степени обогащения:

  • природный уран
  • слабо обогащённый уран
  • высоко обогащённый уран

По химическому составу:

  • металлический U
  • UC (карбид урана) и т. д.

По виду теплоносителя

По роду замедлителя

По конструкции

По способу генерации пара

Классификация МАГАТЭ

Наиболее распространёнными в мире являются водо-водяные (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы.

Материалы реакторов

Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов , γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность, сечение поглощения и другие свойства.

Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или рекомбинация водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несущественен в энергетических некипящих реакторах (например, ВВЭР), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. В реакторах есть специальные системы для её сжигания.

Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителем и ядерным топливом , тепловыделяющие кассеты - с теплоносителем и замедлителем и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию.

У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах. Это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые должны выдерживать высокое давление.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива

В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления изменяется его изотопный и химический состав, происходит образование трансурановых элементов, главным образом изотопов . Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных изотопов).

Основная причина отравления реактора - , обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·10 6 барн). Период полураспада 135 Xe T 1/2 = 9,2 ч; выход при делении составляет 6-7 %. Основная часть 135 Xe образуется в результате распада (T 1/2 = 6,8 ч). При отравлении К эф изменяется на 1-3 %. Большое сечение поглощения 135 Xe и наличие промежуточного изотопа 135 I приводят к двум важным явлениям:

  1. К увеличению концентрации 135 Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности реактора после его остановки или снижения мощности («иодная яма»), что делает невозможным кратковременные остановки и колебания выходной мощности. Данный эффект преодолевается введением запаса реактивности в органах регулирования. Глубина и продолжительность иодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·10 18 нейтрон/(см²·сек) продолжительность йодной ямы ˜ 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение К эф, вызванное отравлением 135 Xe.
  2. Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а, следовательно, и мощности реактора. Эти колебания возникают при Ф > 10 18 нейтронов/(см²·сек) и больших размерах реактора. Периоды колебаний ˜ 10 ч.

При делении ядер возникает большое число стабильных осколков, которые различаются сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация осколков с большим значением сечения поглощения достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы реактора. Главным образом это ТВЭЛы разных «возрастов».

В случае полной замены топлива, реактор имеет избыточную реактивность, которую нужно компенсировать, тогда как во втором случае компенсация требуется только при первом пуске реактора. Непрерывная перегрузка позволяет повысить глубину выгорания, так как реактивность реактора определяется средними концентрациями делящихся изотопов.

Масса загруженного топлива превосходит массу выгруженного за счёт «веса» выделившейся энергии. После остановки реактора, сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1-2 мин, за счёт β- и γ-излучения осколков деления и трансурановых элементов, в топливе продолжается выделение энергии. Если реактор работал достаточно долго до момента остановки, то через 2 мин после остановки выделение энергии составляет около 3 %, через 1 ч - 1 %, через сутки - 0,4 %, через год - 0,05 % от первоначальной мощности.

Отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в ядерном реакторе, к количеству выгоревшего 235 U называется коэффициентом конверсии K K . Величина K K увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Для тяжеловодного реактора на естественном уране, при выгорании 10 ГВт·сут/т K K = 0,55, а при небольших выгораниях (в этом случае K K называется начальным плутониевым коэффициентом ) K K = 0,8. Если ядерный реактор сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства К В. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах К В < 1, а для реакторов на быстрых нейтронах К В может достигать 1,4-1,5. Рост К В для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов g растёт, а а падает.

Управление ядерным реактором

Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием , которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут.

Для управления реактором используют поглощающие стержни , вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (в основном , и некоторые др.) и/или раствор борной кислоты , в определённой концентрации добавляемый в теплоноситель (борное регулирование). Движение стержней управляется специальными механизмами, приводами, работающими по сигналам от оператора или аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока.

На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции , осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней - система аварийной защиты .

Остаточное тепловыделение

Важной проблемой, непосредственно связанной с ядерной безопасностью , является остаточное тепловыделение. Это специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем.

Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распада продуктов деления , которые накопились в топливе за время работы реактора. Ядра продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или полностью стабильное состояние с выделением значительной энергии.

Хотя мощность остаточного тепловыделения быстро спадает до величин, малых по сравнению со стационарными значениями, в мощных энергетических реакторах она значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его остановки. Эта задача требует наличия в конструкции реакторной установки систем расхолаживания с надёжным электроснабжением, а также обуславливает необходимость длительного (в течение 3-4 лет) хранения отработавшего ядерного топлива в хранилищах со специальным температурным режимом - бассейнах выдержки, которые обычно располагаются в непосредственной близости от реактора .

См. также

Литература

  • Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. - М.: Атомиздат, 1979.
  • Шуколюков А. Ю. «Уран. Природный ядерный реактор». «Химия и Жизнь» № 6, 1980 г., с. 20-24

Примечания

  1. «ZEEP - Canada’s First Nuclear Reactor» , Canada Science and Technology Museum.
  2. Грешилов А. А., Егупов Н. Д., Матущенко А. М. Ядерный щит. - М .: Логос, 2008. - 438 с. -

В 2017 году Росатом набрал темп, убедительно доказывающий - ядерный ренессанс у нас в стране состоялся.

Мало того, наш атомный проект расширяется на новые и новые страны, заинтересованные в своем развитии, ведь энергия атома - это базовая генерация электроэнергии, это развитие науки, технологии, медицины, и даже сельского хозяйства.

Рассказывать об этом можно и нужно, но все ли помнят, как наша страна стала мировым лидером в этой отрасли? Все ли помнят, как все начиналось, кто именно покорял атом, создавал с нуля невиданные ранее технологии?

Чтобы понимать, куда и как мы движемся, надо помнить начало дороги. Аналитический онлайн-журнал Геоэнергетика.ru уже начал рассказывать об этом, но событий и имен тех, кто были первопроходцами атомной эры в СССР, было намного больше, чем описано в той статье.

25 декабря 1946 года в Лаборатории №2 (будущий Курчатовский институт) началась управляемая цепная реакция в нашем первом атомном реакторе Ф-1 - «физическом первом».

Из него, как из гоголевской «Шинели», выросли все наши реакторы - транспортные и исследовательские, «военные» и совершенно мирные.

Давайте вспомним, кто и как создавал эти технологии, как и кем была обеспечена их эволюция, как именно эволюция шла. Вспомнив, мы научимся лучше понимать свежие новости от Росатома , достигнутый уровень развития и перспективы.

«Атомные принципы»

Для начала напомним основные принципы, постулаты атомной энергетики, которые заданы не технологиями, а физическими законами - вечными и постоянными. Их не так много, их легко запомнить.


  1. Основа атомной энергетики - цепная реакция деления ядер атомов урана и плутония. Масса осколков деления меньше массы материнских ядер, излишек массы превращается в энергию, которую мы и используем для своих целей. Причина начала цепной реакции - первичные свободные нейтроны, сталкивающийся на своем пути с ядрами делящихся элементов. Свободные нейтроны, образующиеся при распаде ядер урана или плутония, называются «вторичными». Чтобы реакция стала цепной, вторичных нейтронов должно быть численно столько же или больше, чем первичных;

  2. Плутония не существует в природе, он образуется только внутри атомного реактора, поэтому основа атомной энергетики на сегодняшний день - уран;

  3. Цепная реакция деления идет только у ядер изотопа урана 235 U, количество которого в природной руде составляет 0,7%, а 99,3% массы руды составляет основной изотоп урана 238 U, в цепной реакции участия не принимающий. Вторичные нейтроны, образующиеся при делении ядер урана-235, имеют самые разные скорости, что в атомной физике означает и «имеющие разную энергию». Аналогия простая: если швырнуть камень в окно, часть осколков стекла летит быстро, часть - медленно, и предсказать, как именно поведет себя каждый осколок - невозможно;

  4. Ядра урана-235 делятся при взаимодействии с нейтронами, движущимися с любой скоростью, но быстрые нейтроны очень активно поглощаются ядрами урана-238, что может вызвать прекращение цепной реакции. При этом на медленные нейтроны уран-238 «не обращает внимания», поэтому одна из главных задач для осуществления цепной реакции - умение замедлить вторичные нейтроны. В качестве замедлителей можно использовать тяжелую или обычную воду и химически чистый графит;

  5. Для того, чтобы цепная реакция была управляемой, вторичных нейтронов должно быть больше, чем первичных, всего на 2%. Если вторичных нейтронов слишком много, реакция нарастает лавинообразно и выходит из-под контроля, крайняя степень ее развития - атомный взрыв. Вторая главная задача для осуществления контролируемой цепной реакции - коэффициент размножения свободных нейтронов не должен превышать 1,02. Для этого нужны системы управления и защиты.

Вот, собственно, и все принципиальные моменты. Чтобы осуществлять цепную реакцию деления, нужно побольше урана-235; чтобы цепная реакция не затухла сама по себе, нужен тот или иной замедлитель; чтобы цепная реакция не стала слишком буйной, нужна система управления и защиты. Три постулата атомной энергетики, заданные законами природы, законами физики.

НИИ-9

Реактор Ф-1 был создан для наработки оружейного плутония, его изотопа 239 Pu - вещества, дающего значительно большую энергию при атомном взрыве, чем уран-235.

Этот изотоп образуется в результате захвата ураном-238 свободного нейтрона, реакции захвата идут постоянно, но плутоний-239 под воздействием свободных нейтронов может начать собственную цепную реакцию деления. Чтобы этого не происходило, нужно научиться определять момент, когда атомов плутония-239 нарабатывается значимое количество, но его цепная реакция еще не успела начаться.

Конструкция Ф-1 такова, что оставляла возможность в буквальном смысле этого слова выхватывать из него урановые блочки в нужное время, после чего их отправляли на «химические процедуры» для отделения плутония-239 от прочих химических веществ.

В декабре 1947 группа Зинаиды Ершовой впервые получила 73 микрограмма плутония-239. Это стало доказательством того, что Ф-1 позволял получать оружейный плутоний, которому предстояло стать зарядом нашей первой атомной бомбы. Но было очевидно, что такого количества плутония-239 слишком мало - для заряда требовалось не менее 6 кг этого грозного элемента.

Пульт управления первого российского ядерного реактора, Фото: ru.wikipedia.org

“В конце 1945 года начали выпускать уран и графит необходимого качества и в необходимых объемах” - мы уже вспоминали эту фразу, и даже начали ее расшифровывать.

Создание атомного реактора было лишь частью огромного объема проблем, которые предстояло решить для создания нашей первой атомной бомбы. В СССР до начала войны не успели изучить все проблемы, связанные с ураном - теперь предстояло сделать это в самые короткие сроки, поскольку сведения от внешней разведки о том, что США готовят все новые планы атомной бомбардировки нашей страны, поступали непрерывно.

Как находить урановые руды, как организовать работу горно-обогатительных комбинатов, как повысить содержание урана-235, как выделить плутоний, как сделать его металлом, каковы свойства этого металла - сотни вопросов, сотни проблем, решать которые предстояло с нуля.

Нам часто приходится слышать «невероятно правдивые» истории о Лаврентии Берии, но факты говорят о совсем другом облике руководителя Спецкомитета.

Зинаида Ершова, «русская мадам Кюри», выступила с инициативой о создании научного центра для решения всех перечисленных проблем - Лаврентий Павлович «взял под козырек». 8 декабря 1944 вышло постановление ГКО (Государственного Комитета Обороны) «О мероприятиях по обеспечению развития добычи и переработки урановых руд», по одному из пунктов которого в структуре НКВД началось создание НИИ по урану.

Название ему дали, разумеется, такое, которое не говорило ни о чем: «институт специальных металлов НКВД», в котором Зинаида Ершова стала начальником лаборатории радиохимии. Руководство новым институтом доверили Виктору Борисовичу Шевченко, инженер-полковнику НКВД.

Сатрап-самодур, злобный надсмотрщик над учеными? Виктор Шевченко - выпускник московского института цветных металлов и сплавов, два года работавший в этом же институте заместителем директора по научной работе, доктор технических наук, в годы войны он был главным инженером Норильского медно-никелевого комбината. Виктор Шевченко «вытащил» всю организационную работу по созданию нового НИИ, но от этого он не перестал быть блестящим профессионалом-металлургом.

Можно ли было в те годы отделить НКВД от научной работы Спецкомитета? На наш взгляд - невозможно.

В конце 1945 года Шевченко организовал при НИИ-9 Лабораторию №12, которой была поручена работа по созданию промышленного производства тяжелой воды. Неожиданное желание руководить ее работой почувствовал Макс Фольмер, который до этого был директором Института физической химии в Берлине.

Узнав об этом решении профессора, выразили активное желание работать вместе с ним доктора наук В.К. Байерль и Г.А. Рихтель.

«Лаборатория трофейных немцев» трудилась успешно, в 1955 году завод по производству тяжелой воды начал работать, а товарищ Макс Фольмер вернулся в Берлин - руководить работой АН Германской Демократической Республики. Вот попробуйте на таком примере самостоятельно разделить НКВД и научную работу, если есть желание.

Андрей Анатольевич Бочвар

Стараниями Виктора Шевченко к концу 1945 закончилось строительство первых корпусов института, 27 декабря - официальный день рождения Высокотехнологического НИИ неорганических материалов, ВНИИНМ, который теперь носит имя Андрея Анатольевича Бовчара.

К середине 1946-го в НИИ-9 было уже более полутора тысяч сотрудников, 13 лабораторий, опытные производства в Москве и в Электростали, филиал в Ленинграде. Можно ли было в таком темпе организовать такой институт без помощи НКВД? Вопрос риторический.

А.А. Бочвар

В 1946 Курчатов пригласил к участию в атомном проекте лучшего в стране металловеда - Андрея Анатольевича Бочвара. Сын создателя московской школы металловедения, первый в Союзе доктор этой науки в его 33 года, Андрей Бовчар к 1946 успел сделать в науке и в развитии цветной металлургии страны столько, что хватило бы на две биографии.

По его учебникам готовились к работе несколько поколений наших металловедов, разработанный им способ фасонного литья с кристаллизацией под давлением был востребован в самолетостроении военной поры, в 1945 Андрей Анатольевич открыл явление сверхпластичности сплавов. Звучит сложно, но объяснить, что это открытие дает - просто.

Из листов бочваровской стали под небольшим давлением можно выдувать детали сложнейших форм - как это делают стеклодувы в своих мастерских. Ни сварочных швов, ни заклепок с болтами - сферы и полусферы, сложнейшие формы, этот метод используется и сейчас.

В 1946 году Бочвар был избран действительным членом АН - с такими регалиями, с такими заслугами он имел полное право заниматься «высокой наукой» и преподавательской работой, но на предложение Курчатова откликнулся мгновенно. Важность работы и одновременно возможность стать родоначальником металловедения ядерных материалов - настоящий ученый не мог не принять участие в нашем атомном проекте.

В 1946 Бочвар возглавил в НИИ-9 лабораторию «В» - название, которое вспоминают нечасто, но ее значение для нашего атомного проекта и особенно для атомной энергетики, трудно переоценить. Список разработок, открытий, которые были сделаны сотрудниками лаборатории «В» под руководством Андрея Бовчара настолько внушителен, что мы не станем размещать его в этой статье.

Если говорить об атомном и термоядерном оружии, то скажем коротко - без работы Андрея Бовчара создать ни то, ни другое было бы невозможно.

Все, что сделано из металлического плутония - его заслуги, отмеченные двумя звездами Героя Социалистического труда и Сталинскими премиями. Cоздание первого промышленного атомного реактора без его участия тоже было бы невозможно.

Проект реактора А-1

Реактор Ф-1 создавался для того, чтобы ученые могли убедиться в самой возможности осуществления контролируемой цепной реакции деления. Ф-1 не имел системы охлаждения, для наработки плутония его выводили на мощность почти в 4 МВт, но в таком режиме он мог работать считанные минуты - реакцию приходилось прекращать, чтобы остудить реактор при помощи вентиляторов.

Ф-1 не имел биологической защиты - им управляли дистанционно, накапливая данные, необходимые для того, чтобы ее разработать. Экспериментально измеренный коэффициент размножения нейтронов для Ф-1 оказался равен 1,00075. Вот, собственно, и сложилось описание проблем, которые предстояло решить при создании промышленного реактора.

Урана требовалось больше - это обеспечивало увеличение количества нарабатываемого плутония-239. Реактору требовалась биологическая защита, гарантирующая полную безопасность персонала. Реактору требовалась система охлаждения, чтобы исчез режим «полчаса работы + несколько часов работы вентиляторов».

Нужна была и промышленная переработка урановых блоков - не лабораторного, а заводского масштаба. Обратите внимание на то, что и в Ф-1 и в А-1 использовался природный уран, не обогащенный по содержанию изотопа-235. Разработка технологии обогащения еще не была закончена, да и не было в этом критической необходимости - целью было получение плутония-239.

Фотографии, рисунки, чертежи атомных реакторов не так уж и редко появляются на страницах СМИ, реакторы становятся «героями» документальных фильмов - наверняка вы, уважаемые читатели, встречались с этими изображениями неоднократно.

На всех реактор имеет вертикальное расположение - сверху вниз направлены ТВС и твэлы, стержни управления и защиты, снизу вверх движется теплоноситель. Простой вопрос: если Ф-1 имел горизонтальную конструкцию, то когда и почему появилась вертикаль?

Это изменение, кажущееся нам сейчас совершенно естественным - «придумка» замечательного ученого, конструктора, Инженера с большой буквы, которому мы во многом обязаны становлением атомной энергетики.

Николай Антонович Доллежаль, которого многие энциклопедии величают «ученым-энергетиком, конструктором ядерных реакторов». Это, конечно, соответствует истине, но это только часть правды - энциклопедии очень лихо пропускают первые 50 лет жизни этого удивительного человека.

Главный конструктор

Николай Антонович родился в 1899 году в семье инженера-путейца Антона Фердинандовича Доллежаля (чеха по происхождению), с 1912 семья обосновалась в Подольске. После реального училища, в 1917 году, Николай поступил на механический факультет МВТУ.

Отец Николая был убежден, что без работы руками, без чувства металла его сын не станет настоящим инженером, потому Николай без отрыва от учебы работал в депо, на паровозо-ремонтном заводе, в КБ при нем же. В 1923 году он получил диплом, следующие пять лет работал в проектных организациях, в 1929-1930 проходил стажировку в европейских странах, после чего полтора года провел под следствием - искали его связи с «Промышленной партией».

Искали, но не нашли, и уже в 1932 Николай Доллежаль занял пост заместителя главного инженера ОКБ №8 технического отдела ОГПУ, в 1933 стал заместителем директора по технической части «Гипроазотмаша» и одновременно - заведующим кафедрой химического машиностроения в Ленинградском политехе.

Так карьера конструктора-проектировщика и шла - Доллежаль был главным инженером завода «Большевик», Главхиммаша, тогда еще только строившегося «Уралмаша». Теплоэнергетика, компрессоростроение, химическая промышленность - такой диапазон был доступен только специалисту с огромным объемом знаний, с мышлением изобретателя, с «встроенным» стремлением к совершенствованию найденных решений.

Николай Антонович Доллежаль, Фото: biblioatom.ru

В 1943 настала пора проявить еще и организаторские способности - Николай Антонович возглавил НИИ химического машиностроения. Этот НИИ стал совершенно нетипичным научным учреждением - под руководством Доллежаля в нем сложился целый комплекс научно-исследовательских и проектно-конструкторских подразделений, да еще и с очень серьезными экспериментальной и производственной базами.

Сами разработали, сами спроектировали, сами проверили первые образцы и сами же наладили промышленное производство - «механизм», который потребовался в 1946 году в нашем атомном проекте. Игорь Курчатов имел хорошее чутье на такого уровня специалистов - именно он пригласил Николая Доллежаля к участию в работах над конструкцией первого промышленного реактора в январе 1946-го:

«Нам необходимо в кратчайший срок создать урановый котел промышленного назначения. Вы умеете работать на уровне молекул - теперь предстоит освоить атомный»

Ровно одного месяца хватило Николаю Доллежалю на то, чтобы полностью войти в курс того, чем занималась лаборатория №2 - уже в феврале 1946-го он предложил «развернуть» реактор из горизонтали в вертикаль, и Игорь Курчатов целиком и полностью согласился с решением «атомного новобранца».

Но, как и при создании любого другого сложного технического оборудования, научный руководитель и конструктор - это еще не все специалисты, которые обеспечивают разработку проекта.

Те из вас, кто связан с промышленным производством, без труда назовут еще одного специалиста, чья компетенция необходима в таких случаях - главный технолог.

Именно ему научный руководитель вручает техническое задание, исходя из требований которого технолог вместе с конструктором и разрабатывают каждый узел комплекса, каждый отдельный его механизм, продумывают их соединение в единое целое. Игорь Курчатов тогда же, в январе 1946-го, принял решение о том, кому можно поручить такую ответственную работу.

Главный технолог

Этим человеком стал Владимир Иосифович Меркин - 32-летний сотрудник Лаборатории №2, который, несмотря на возраст, с 1944 года был заведующим сектором №6, где разрабатывал один из способов перевода плутониевого заряда будущей бомбы в надкритичное состояние.

Взрыв происходит при превышении определенной массы плутония в определенном объеме некоторой критической величины, для чего достаточно приблизить друг к другу нескольких частей боевого заряда, каждая из которых имеет массу меньше критической. Но сближение это должно происходить с максимальной скоростью, чтобы взрыв произошел одновременно во всем объеме заряда.

Один из возможных способов - «пушечный», когда две части плутониевого заряда в буквальном смысле выстреливаются друг на встречу другу при помощи специально рассчитанных взрывов. Сектор №6 должен был решить проблему синхронизации этих двух вспомогательных взрывов с точностью в 0,0001 секунды при начальной скорости летящих частей 1’500 м/с.

Почему такая ответственная работа была поручена именно Владимиру Меркину? В 1939 году Меркин окончил Московский институт химического машиностроения, сразу после этого стал сотрудником ГСПИ-3, в котором занимался усовершенствованием систем дымовых завес для маскировки кораблей ВМФ.

В годы войны Василий Иосифович был переведен в ЦКБ-114, где разрабатывал новые огнеметы для нужд армии. Разработки были удачны - несколько видов огнеметов были запущены в промышленное производство, сыграли определенную роль в первые годы войны, за них в 1942 году Меркин был удостоен Сталинской премии второй степени.

Директор завода синтетического каучука В.В. Гончаров, с которым Меркин весьма тесно сотрудничал, рекомендовал в 1943 году Курчатову молодого талантливого инженера. После собеседования с руководителем Лаборатории №2 Меркина в считанные дни демобилизовали из армии и перевели в распоряжение Игоря Васильевича.

Как и многие специалисты того времени, Владимир Меркин и его сотрудники сумели в очень сжатые сроки переключиться на решение совершенно новых задач.

Проект первого промышленного реактора стал для Меркина началом большого пути - под его руководством были созданы еще несколько реакторов для наработки оружейного плутония, затем последовали проекты первого в СССР исследовательского водно-водяной реактора ВВР-2, реакторов для подводных лодок и первого атомного ледокола «Ленин», создание атомной летающей лаборатории на борту самолета Ту-95М, исследования газоохлаждаемых реакторов.

Но это все было позже, а в 1946 году Меркин стал участником квартета «научный руководитель - главный технолог - генеральный конструктор - металловед»:

Курчатов - Меркин - Доллежаль - Бочвар

«Охлаждать будем при помощи проточной воды, иначе обеспечить время непрерывной работы реактора, требуемое Игорем Васильевичем, невозможно». «Ясно, компрессор смонтируем сами, но уран не должен соприкасаться с водой». «Понятно, вот сплав оболочки, который выдержит температуру и радиацию».

«Владимир Иосифович требует, чтобы вода через активную зону шла со скоростью 2’500 тонн в час». «Понятно - вот сплав, который выдержит радиацию, давление и температуру и не будет подвержен коррозии».

«По техническому заданию будем ставить 26 стержней системы защиты и управления». «Да, вот сплав для технических каналов». «Игорь Васильевич дал сведения по биологической защите, для верхнего, нижнего и бокового защитного слоев будет использоваться вот такой сплав, весит вот столько - Николай, рассчитывайте конструкцию».

«Андрей Анатольевич, если у Николая Антоновича все рассчитано верно, вам предстоит добывать плутоний из 83’000 урановых блоков, рассчитывайте мощности переработки»…

При этом вычислительная аппаратура для решения всех этих задач - бумага в клеточку, логарифмическая линейка и арифмометр. Вопрос для тех, кто обладает развитым воображением - а какие достижения были бы по плечу группам Курчатова, Меркина, Бовчара и Доллежаля, будь в их распоряжении … ну, например, процессоры, стоящие в наших с вами домашних компьютерах и в телефонах?..

Общая схема реактора А-1, Рис.: economics.kiev.ua

Тепловая мощность - 100 Мвт, диаметр и высота активной зоны - 9,2 м, 150 тонн урана, 1’050 тонн графита. Общее количество урановых блоков - 83’000, по 74 блока на один технологический канал, которых в А-1 (такое наименование получил первый промышленный реактор, физики и инженеры ласково называли его «Аннушкой») 1’150 штук.

Отметим существенную деталь — температура воды на выходе из реактора составляла всего 85-90 градусов.

«Маяк»

В конце 1945 года было определено место, в котором предстояло сооружать целый комплекс зданий и сооружений - промышленный реактор, цеха химической переработки облученных урановых блоков, металлургические подразделения, помещения для химической очистки воды, электрическая подстанция, жилые дома для персонала и многое другое.

Место это известно всем, кто знаком с нашим атомным проектом - рядом с озером Кызыл-Таш на Южном Урале, в Челябинской области. Сейчас это город Озерск и промышленное объединение «Маяк», чья история заслуживает не одной, а множества статей.

Ответственным за строительство объекта 817 был назначен НКВД, головной организацией - «Челябметаллургстрой». 24 ноября 1945 года на строительной площадке был забит первый колышек, который стал стартом для грандиозного строительства, а в апреле 1946 был утвержден генеральный план.

Самым сложным оказался этап земляных работ при рытье котлована под реактор - проект еще не был закончен, все приходилось уточнять буквально на ходу. Сказывался и режим сверхсекретности - механизация земляных работ была минимальной, почти все приходилось делать вручную.

В сентябре 1946, когда началось рытье котлована, его планировали размерами 80 х 80 х 8 метров, а после всех уточнений глубина была увеличена до 53 метров. 340 тысяч кубометров грунта почти вручную, в зимний период 1946-47 годов, после 30 метров начался слой скальных пород - титаническая работа, на которой было занято 11’000 землекопов.

В июле 1947 года завершили бетонные работы, при этом впервые в качестве наполнителя бетона использовали железную руду - для повышения уровня биологической защиты.

Тогда же приказом Лаврентия Берии директором создаваемого комбината был назначен Ефим Павлович Славский, будущий глава министерства Среднего машиностроения, на должность главного инженера - Владимир Меркин.

Ефим Славский, который имел возможность напрямую обращаться к Лаврентию Берии, смог увеличить темп работ, для чего пришлось расширять и расширять жилые постройки - к концу 1947 года, когда одновременно шли строительство и монтаж оборудования, на площадке работало 60 тысяч человек.

Старт

Здание реактора закончили в конце 1947 года, монтаж начался сразу же. 1 июня 1948 года строительство реактора А-1, на сооружение которого потребовалось 5’000 тонн металлоконструкций и оборудования, 230 км трубопроводов, 165 км электрокабелей, 5’745 единиц арматуры и 3’800 приборов, было завершено.

Загрузка реактора графитом и ураном началась — да, правильно, 1 июня 1948 года, времени на передышки не было. Загрузку начали в 08:50 первого июня, в 23:15 седьмого июня на свое место лег последний, 36-й по счету, слой графита.

В 00 часов 30 минут 8 июня Игорь Васильевич Курчатов встал к пульту управления и осуществил физический пуск нашего первого промышленного атомного реактора. Реактор начал набирать мощность и хорошо поддавался регулированию, к утру Курчатов передал пульт управления дежурному персоналу, оставив запись в журнале:

«Начальникам смен! Предупреждаю, что в случае останова воды будет взрыв. Поэтому аппарат без воды нельзя оставлять ни при каких обстоятельствах. И.В. Курчатов»

На мощности 10 кВт была проведена проверка физических характеристик реактора, системы управления и защиты. Получив доклады о полной готовности, Курчатов отдал приказ на подъем мощности реактора до проектного уровня, которая была достигнута 19 июля в 12:45.

С этой датой связано начало производственной деятельности комбината 817, затем «Химического завода им. Д.И. Менделеева», затем «Предприятия п/я 21», затем «Химкомбината «Маяк» и только потом - Производственного объединения «Маяк».

Началась непрерывная круглосуточная работа объекта - с большими и малыми проблемами, решать которые приходилось буквально на ходу. Неожиданные явления коррозии, радиационное распухание графита и урановых блоков, сбои в водоснабжении технологических каналов и множество других инцидентов, предвидеть которые было невозможно.

Но персонал комбината раз за разом решал все проблемы, налаживая, модернизируя, исправляя, ремонтируя. Плутоний, наработанный на А-1 и стал в руках специалистов из группы Юлия Харитона боевым зарядом нашей первой атомной бомбы, РДС-1.

Инженеры и конструкторы получили огромный опыт, что позволило строить новые «военные» реакторы. В годы холодной войны и наиболее напряженной работы «Маяка» здесь одновременно работали 10 реакторов, сюда же прибывал на переработку уран из Северска и Железногорска.

Сам реактор А-1, который по плану должен был проработать три года, продержался чуть дольше — 39 лет, в 13 раз превысив любые гарантии, остановлен он был только в 1987 году.

Военные нужды - двигатель прогресса

Атомная энергия покорялась, осваивалась именно в оборонительных целях, но ученые, конструкторы, технологи, инженеры, собранные в огромный коллектив Спецпроекта, никогда не считали, что работают только и исключительно ради этого.

Да, перед ними поставили необходимость решить важнейшую задачу, от скорости и точности решения без всяких натяжек зависело физическое выживание страны. Но, открывая новые и новые тайны атома, его удивительные свойства, наши ученые видели, насколько полезной может стать атомная энергия в совершенно мирных целях.

Прошло совсем немного времени - и те же люди, которые создали самое грозное, самое могущественное оружие, стали создавать мирную атомную энергетику.

Игорь Курчатов стал тем человеком, который протащил, протолкнул через все властные структуры идею о создании АЭС, Владимир Меркин и Николай Доллежаль разрабатывали энергетические реакторы, Андрей Бовчар «сочинял» фантастические по свойствам сплавы, которые требовались для материалов твэлов, ТВС, корпусов реакторов.

Мы вспомнили только часть тех, кого по праву называем творцами нашего мирного атомного проекта, но и рассказали только о самых первых шагах его развития.

Тема следующей статьи будет логическим продолжением этой, если мы присмотримся к тому, что не было реализовано на реакторе А-1.

На выходе из реактора охлаждающая его вода имела совсем небольшую температуру - всего 85-90 градусов, в качестве сырья использовался природный уран, не обогащенный по составу изотопа-235.

Как связаны между собой эти факты, как наши атомщики сумели эту связь найти и реализовать - вот об этом в следующий раз.

Б. Марцинкевич