Создание первого в СССР и на территории Европы ядерного реактора Ф-1

Впервые в отечественной печати данные о создании первого в СССР и на территории Европы физического ядерного реактора были изложены в докладе B.C. Фурсова в июле 1955 г. на сессии АН СССР по мирному использованию атомной энергии.

К началу 1946 г. в институтах и на предприятиях Минцветмета некоторых других отраслей были получены графит и уран высоко чистоты по разработанным лабораторией N° 2 очень жестким техническим условиям. Требования к чистоте графита предусматривали, например, содержание поглощающего тепловые нейтроны бора не более нескольких миллионных долей. Как отмечал В.В. Гончаров, работники завода воспринимали требования лаборатории № 2 как неосуществимые и утверждали, что изготовить графитовые блоки, чистота которых должна быть значительно выше, чем у алмаза (тоже углерода), невозможно. Существовавшая на заводе технология производства графитизированных электродов усилиями сотрудников предприятия и лаборатории N° 2 была полностью изменена. Путем использования малозольного сырья и целого ряда мероприятий при осуществлении процессов термического и газового рафинирования удалось разработать специальный технологический процесс по выпуску графита требуемого качества.

Как пишет З.В. Ершова, работавшая тогда начальником лаборатории урана Гиредмета, не меньшие трудности были с получением металлического урана. Однако графит и уран, поступившие из промышленности в лабораторию № 2, были неоднородны по свойствам и примесям, и поэтому необходимо было решить сложную задачу использования в первом реакторе всего разносортного графита и урана. Как отмечал B.C. Фурсов, имелись некоторые основания рассматривать предстоящую постройку уран-графитового реактора не как достаточно гарантированное предприятие, а как решающий эксперимент по измерению ядерных постоянных уран-графитовой системы. Физиков Германии на аналогичном пути в 1941—1942 гг. постигла неудача, так как измеренные ими сечения поглощения нейтронов графитом привели к ошибочному выводу: углерод вообще не может быть использован в качестве замедлителя нейтронов в ядерном реакторе на тепловых нейтронах, и поэтому там с самого начала отказались от попыток строить уран-графитовые реакторы.

Эксперименты по определению физических характеристик основных материалов уран-графитовой системы начались в лаборатории № 2 в 1944 г.. К тому времени сотрудники лаборатории сумели достать 3,5 тонны графита фирмы Acheson и около 220 кг чистейшего оксида урана. По разработанной в лаборатории № 2 методике было определено эффективное сечение поглощения нейтронов графитом, равное (5±3)*10 в минус 27 степени на см2, а также полное эффективное сечение взаимодействия урана с медленными нейтронами. Было также определено, что 1 кг урана самопроизвольно испускает 24±7 нейтронов в 1 с.

Только во второй половине 1946 г. в лабораторию № 2 для создания котла малыми партиями начали поступать уран и графит, что дало возможность к ноябрю получить более 24 т урана и приблизительно 300 т графита. По мере их поступления около 30 рабочих (укладчиков) под руководством А.А. Журавлева собирали предварительные модели, увеличивая размеры которых можно было достичь критических размеров котла. Для контроля потока нейтронов была создана специальная пусковая аппаратура.

Одновременно увеличение нейтронного потока в центре моделей сборок измерялось по активности индиевой фольги, которая там размещалась и активировалась, захватывая нейтроны, образующиеся при делении ядер U235.

Динамика поступления в лабораторию № 2 урана и графита при подготовке к осуществлению управляемой цепной ядерной реакции в 1946 г.

Проблема создания системы контроля за цепным ядерным процессом требовала знаний влияния на взрывоопасность, наличия в процессе цепного деления урана запаздывающих нейтронов, величин теплового расширения, появления шлаков и др. И.В. Курчатов и И.С. Панасюк отмечали: «После опубликования книги Смита появилась возможность точного учета влияния запаздывающих нейтронов на кинетику котла, поскольку там приведены значения периодов запаздывания и проценты содержания 4 групп запаздывающих нейтронов. Эту работу проделал Козодаев М.С., который показал, что благодаря запаздывающим нейтронам котел с надкритичностью до 7*0,001 вообще не взрывоопасен и его кинетика в этом случае, в основном, определяется периодами запаздывающих нейтронов».

В 1945 г. было установлено, что для управления уран-графитовым котлом при надкритичности (2—3)*0,001 достаточно введения в центральную зону котла одного поглощающего стержня диаметром 3-4 см из кадмия или бора. Если же надкритичность системы будет около 2*0,01, то в уран-графитовой системе нужно 8—10 таких стержней, причем располагать их надо так, чтобы области возмущающего действия (в радиусе примерно 1 м) каждого из них не перекрывали бы друг друга. Авторы отчета отмечали, что: «.. .практически все гасящие стержни должны быть так сконструированы, чтобы они могли мгновенно быть введены в котел при случайном увеличении надкритичности на опасную величину». В стационарном режиме работы реактора надкритич-ность отсутствует, Кэф=1, уровень мощности постоянен и регулируется 1—2 стержнями, а все остальные — на «взводе» и как бы бездействуют.

Ниже приведен список ведущих специалистов лаборатории № 2 с указанием времени, с которого они начали участвовать в подготовительных работах, строительстве и пуске реактора Ф-1:

• И.С. Панасюк, научный сотрудник, заместитель начальника сектора № 1 (14 августа 1943 г.);
• Б.Г. Дубовский, научный сотрудник, начальник группы дозиметрии (1 сентября 1944 г.);
• Н.В. Макаров, младший научный сотрудник, начальник группы радиотехнических приборов (апрель 1945 г.);
• А.А. Журавлев, старший инженер, руководитель проектирования и сборки реактора (май 1945 г.);
• И.Ф. Жежерун, младший научный сотрудник, начальник группы испытания урана и графита (февраль 1946 г.);
• В.А. Кулаков, младший научный сотрудник (март 1946 г.);
• Е.Н. Бабулевич, младший научный сотрудник, начальник группы автоматики и управления реактором (март 1946 г.);
• К.Н.Шлягин, младший научный сотрудник (март 1946 г.); Н.М. Конопаткин, младший научный сотрудник (март 1946 г.);
• B.C. Апастасевич, старший научный сотрудник (июль 1946 г.);
• В.А. Зверева(Кутукова), инженер (июль 1946 г.);
• В.И. Чурик, заместитель начальника по административно-хозяйственной части (август 1946 г.);
• В.В. Скляревский, младший научный сотрудник (сентябрь 1946 г.);
• М.Б. Егиазаров, младший научный сотрудник (ноябрь 1946 г.);
• В.Н. Чернышев, младший научный сотрудник, начальник корпуса К (январь 1947 г.);
• В.П. Подзоров, старший инженер (апрель 1947 г.).

Вместе с мастерами, рабочими и лаборантами в апреле 1947 г. на реакторе Ф-1 работал 81 сотрудник [26]. Многие из них впоследствии длительное время работали на Плутониевом комбинате в Челябинске-40, осуществляя пуск и обеспечивая эксплуатацию первого промышленного ядерного реактора.

В ходе экспериментов на реакторе Ф-1 было установлено, что диаметр блоков из металлического урана в пределах 30—40 мм слабо влияет на коэффициент размножения нейтронов. Для размещения урана в графитовых кирпичах размерами 100x100x600 мм было просверлено на расстоянии 200 мм одно от другого более 30 тыс. отверстий. В окончательном варианте для построения реактора была принята квадратная решетка с шагом 200 мм. В узлах решетки размещались урановые блоки различных диаметров, а также прямоугольные и шаровые брикеты из оксида урана. Всего в реактор было загружено 45,07 т урана и 400 т графита. Реактор начал работать при несколько меньшей загрузке урана (<45 т).

Количество урана и его оксидов, загруженных в первый ядерный реактор

Цель первого этапа исследований — самоподдерживающаяся цепная ядерная реакция — была достигнута в 18 ч 25 декабря 1946 г. При первых пусках реактора, проводившихся под руководством И.В. Курчатова, присутствовали Н.И. Павлов (уполномоченный Совета Министров СССР) и научные сотрудники сектора № 1 И.С. Панасюк, Е.Н. Бабулевич, Б.Г. Дубовский, И.Ф. Жежерун, А.А. Журавлев, Н.В. Макаров, К.Н. Шлягин, а также лаборанты А.К. Кондратьев и Р.С. Силаков.

Реактор не имел принудительного отвода тепла, но за счет теплоемкости системы удавалось кратковременно (в течение нескольких минут) поднимать мощность реактора до 3,89 МВт. При этом за счет извлечения стержней системы управления реактора создавалась надкритичность (Кдф>1): Кэф — 1 = 2*0,001, а затем система самокомпенсировалась: из-за разогрева урана мощность резко снижалась. За 30 минут суммарное энерговыделение составляло 540 кВт*ч. Во время таких больших пусков реактора Ф-1 происходило максимальное накопление плутония в загруженных в активную зону урановых блоках (миллиграммы продукта в 45 т урана). Активная зона реактора Ф-1, собранная из графитовых кирпичей и урановых блоков, представляла собой сферу диаметром 6 м. Отражатель нейтронов вокруг нее имел толщину 800 мм. В реакторе были 3 вертикальных канала для стержней системы управления и защиты (СУЗ) и 6 экспериментальных горизонтальных каналов. Реактор имел отрицательный температурный коэффициент реактивности, мощность самопроизвольно снижалась с 3,89 МВт до существенно меньших значений. Из-за медленного остывания графита через 30 минуут от начального момента большого пуска реактора для прекращения управляемой цепной реакции сбрасывались стержни СУЗ. Анализ различных пусков реактора Ф-1 позволил определить значения температурных коэффициентов отдельно для урана и графита. Реактор оказался саморегулирующейся системой, что делало его эксплуатацию безопасной.

Как уже отмечалось, реактор Ф-1 не имел системы охлаждения и биологической защиты от радиационных излучений, сопровождающих цепную ядерную реакцию. Система вентиляции, нагнетающая воздух в котлован с реактором, производительностью около 7 тыс. м3/ч обеспечивала радиационную безопасность только при работе реактора на мощности до 10 кВт. При работе же реактора на большой мощности, когда осуществлялись так называемые большие пуски, радиоактивные газы, выделяющиеся из урана, проникали в окружающие реактор помещения и не допускали присутствия на реакторе эксплуатационного персонала. Такие большие пуски, когда мощность реактора поднимали >100 кВт, а кратковременно даже примерно до 4 МВт, осуществлялись при дистанционном управлении реактором. Управление в этих случаях проводилось из главного здания лаборатории N° 2 используя блок преобразования сигналов, находящегося от реактора на расстоянии около 1,5 км. Подготовка реактора к работе на большой мощности заключалась в следующем: «Перед каждым таким пуском тщательно проверялась надежность работы дистанционного управления и сбрасывания кадмиевых стержней, поскольку после больших пусков или, тем более, во время работы котла на большой мощности, подойти к зданию К нельзя было из-за опасности подвергнуться смертельному облучению радиацией котла». В главном здании лаборатории № 2 при работе котла на мощности 500—1000 кВт фон возрастал в десятки раз, а биологически опасное пространство вокруг здания реактора было в радиусе до 200 м. «Для охраны этого пространства во время больших пусков применялось оцепление специальными вахтерами».

Состояние дозиметрического контроля осуществлялось при пуске котла созданными в лаборатории № 2 образцами разработанных дистанционного дозиметра и дозиметра, измеряющего наличие радиоактивного газа в воздухе. Сотрудниками Радиационной лаборатории были разработаны индивидуальные интегрирующие дозиметры с применением наперстковых ионизационных камер и фотопленки. И.В. Курчатов и И.С. Панасюк отмечали: «С помощью этих приборов мы осуществляли службу биологической безопасности и производили биологические опыты с животными. Серьезных поражений людей, обслуживающих Первый Советский атомный котел, не было; этому также помогало то обстоятельство, что сотрудники, получившие дозы облучения, опасные для здоровья, немедленно отстранялись от работы и направлялись на отдых в санаторий».

Кроме осуществления управляемой ядерной реакции и наработки миллиграммовых количеств плутония, в 1947 г. в реакторе Ф-1 в экспериментальные каналы стали загружать специальные поглощающие нейтроны материалы для наработки искусственных радиоактивных элементов. Эти поглотители нейтронов делали невозможным достичь Кдф=1 (без догрузки урана). Поэтому были проведены эксперименты с четырьмя моделями загрузки реактора, когда Кэф был больше значения, достигнутого при пуске реактора. Этот избыток размножающей способности при работе на постоянной мощности (КЭф=1) компенсировался загрузкой поглотителей нейтронов («мишеней») для наработки радиоактивных изотопов, выделяемых в Радиационной лаборатории АМН СССР и НИИ-9.

Эффективные коэффициенты размножения реактора при увеличении загрузки урана и толщины отражателя

На реакторе Ф-1 были проведены необходимые исследования для определения размеров и физических параметров, а также подтверждена работоспособность промышленного уран-графитового реактора. В таких экспериментах использовались урановые блоки с оболочкой из алюминия или его сплавов. Из алюминия были выполнены и технологические каналы (ТК), в которые загружались блоки. В зазоре блок — канал должна находиться вода для отвода выделяющегося тепла. Надо было уточнить шаг решетки активной зоны будущего промышленного реактора, определить оптимальные зазоры для прохождения теплоносителя (обычная вода) через каналы. Вода, а также конструкции из алюминия являются дополнительными поглотителями нейтронов. Поэтому важнейшей задачей было исследование критических значений параметров реактора. Для этого изучались различные компоновки решеток с шагом от 15 до 25 см и диаметрами урановых блоков 30, 35 и 40 мм. Зазор между оболочкой и алюминиевой трубой заполнялся парафином, который сравним по поглощению нейтронов с водой. Из экспериментов с 30 различными решетками становилось очевидным, что количество урана и графита в промышленном реакторе для достижения управляемой цепной реакции должно быть увеличено в 3—4 раза. Расчетные оценки размеров промышленного реактора проводились в соответствии с разработанными в 1944 г. физиком-теоретиком И.Я. Померанчуком уравнениями для определения критической массы ядерного реактора. B.C. Фурсов, впоследствии заместитель научного руководителя по уран-графитовым реакторам, предложил формулу, по которой различие Кдф реактора Ф-1 с полученными данными Кдф для испытываемых решеток определяло эффективный радиус реактора, то есть его загрузку ураном и размеры графитовой кладки. Кольцевой слой воды в зазоре блок—труба изменялся от 2 до 4 мм.

На первом в Европе исследовательском реакторе были изучены оптимальные характеристики промышленного реактора для наработки оружейного плутония. Тем самым была доказана реальность создания ядерного оружия с использованием плутония.