Реактор для водородной бомбы

Мы продолжаем рассказ об отечественных реакторах. В этот раз речь об АИ. С середины 1949 года в СССР начался период интенсивной работы над водородной бомбой. Эффективной взрывчаткой для нее признали тритий. Курчатов предложил построить реактор для наработки трития на объекте «А» комбината 817.

Для одной бомбы РДС‑6 требовалось около 1,2 кг трития. Техническое задание на АИ («А изотопный») предусматривало годовое производство в объеме 1,5 кг. Проект строительства разрабатывал коллектив ВНИПИЭТ, технологическую часть подготовил НИИхиммаш. Строительство стартовало в августе 1950 года, завершилось 20 октября 1951 года. Программу физпуска реактора составила группа физиков, в числе которых были Фурсов, Дубовский, Макаров. Общее руководство осуществлял Курчатов. Выбрали топливо с 2 %-м обогащением по урану‑235, чтобы имелся избыток нейтронов для получения трития.

Обогащение со второй попытки

Курчатов установил на площадке сменное дежурство. Дежурили четверо: Иван Жежерун, Евгений Бабулевич, Игорь Панасюк и Борис Дубовский. Поскольку АИ был первым отечественным реактором на обогащенном уране, при освоении технологии возник ряд вопросов.

Первый пуск прошел неудачно, и по решению Дубовского конструкция реактора была модифицирована. Повторно запустить реактор собирались к 7 ноября, годовщине Октябрьской революции, но не успели. Только 12 ноября 1951 года в 22:55 АИ достиг критичности — в СССР впервые начались работы с обогащенным топливом. В рамках физпуска были получены и оценены физические характеристики реактора. На проектную мощность он вышел 14 февраля 1952 года. Испытания РДС-6 состоялись чуть больше года спустя.

Трубы и спецканалы

Реактор АИ представлял собой установку с вертикальной компоновкой активной зоны номинальной мощностью 40 МВт. Основу его составляла блочная графитовая система с водяным охлаждением. Активную зону образовывали колонны графитовых кирпичей с отверстиями в центре для технологических каналов. Внутрь 248 технологических каналов загружали рабочие и сырьевые блоки, которые охлаждались химически чистой водой.

Рабочие блоки с обогащенным ураном, рассчитанные на повышенные тепловые нагрузки, изготавливали на основе уран-магниевой керамики, обладающей улучшенной стойкостью к распуханию. За одну загрузку, которая проводилась краном с дистанционным управлением, в АИ помещали 3,5 т обогащенного топлива. Ввиду температуры графита до 500 °C в реактор подавали вместо воздуха азот, препятствующий окислению.

В периферийную часть активной зоны загружали сырьевые блоки с солью лития (Li2SO4). Сырьевые блоки загружали в каналы с обогащенным топливом сверху и снизу. Это делалось для того, чтобы максимально использовать нейтроны, рождавшиеся в центральной зоне, так называемые нейтроны утечки.

Наряду со стандартными каналами с литиевыми блоками были установлены три специальных канала. В каждом 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 Зинаида Ершова и Кирилл Большаков, казалась заманчивой по сравнению с облучением отдельных литиевых блоков, так как позволяла отказаться от ряда технологических операций. Несмотря на перспективность, трубный метод не нашел дальнейшего применения из-за низкой степени извлечения трития (позже трубный метод использовали на АИ как «шампурный» способ 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.

Жертвы трития

Процесс извлечения трития из облученных блоков проходил в вертикальной электрической печи путем вакуумного отсоса. Практически в самом начале производства из-за перегрева облученные блоки расплавились, тритий выделился и произошел водородный взрыв в 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 Глеба Померанцева было испытано несколько партий ядерного топлива, изготовленного на основании данных предварительных испытаний. Рекомендации Померанцева разработчики и завод-изготовитель использовали при изготовлении очередной партии. В дальнейшем руководитель Четвертого главного управления Александр Зверев издал приказ, запрещающий испытания новых твэлов на промышленных реакторах. Испытания разрешались только на АИ, и лишь после положительных результатов допускалось использовать новые твэлы на промышленных реакторах.

Совершенствование эксплуатации реактора стало постоянной задачей для персонала. На установке непрерывно вели работы по улучшению технологического процесса производства, модернизации оборудования, систем контроля и управления. Несмотря на эти меры, без инцидентов не обошлось. Недостаточная живучесть рабочих блоков привела в итоге к двум серьезным авариям типа «козел».

Первая произошла 6 июля 1953 года в технологическом канале 11–04 и стала причиной 32-часового простоя реактора. Один из центральных блоков пострадал из-за попадания воды со стороны фасонного торца и последовавшего за этим парового взрыва, нарушившего отвод тепла от рабочих блоков в канале. Для устранения было принято решение об изменении конструкции втулки. При ликвидации последствий аварии часть работников, 60 человек из 190, получили значительное облучение.

Вторая авария случилась 7 марта 1955 года в технологическом канале 12–11 с распространением урана за пределы технологической ячейки. Причина — нарушение герметичности рабочих блоков и паровой взрыв при попадании в них воды. Работы по ликвидации проводили до 10 марта, однако полностью удалить уран из графита за пределами технологической ячейки не удалось — не было ни средств, ни соответствующих устройств для обследования и осмотра. Когда мощность реактора подняли до 75 % проектной, в технологических системах контроля и помещениях реактора увеличилась активность. Дальнейшая эксплуатация реактора проводилась на пониженной мощности и сопровождалась переоблучением персонала.

Защита реактора, защита персонала

3 июля 1954 года произошло административное объединение трех объектов, расположенных на одной площадке: реакторов А, АИ и АВ‑3, с образованием завода 156. Его директором был назначен Федор Овчинников, главным инженером — Борис Брохович.

3 марта 1956 года, после четырех лет эксплуатации, АИ был остановлен на капитальный ремонт. Для работы с загрязненными конструкциями и узлами изготовили приспособления и защитные устройства. Прежде чем приступить к разборке реактора, извлекли каналы с рабочими блоками и графитовые втулки. Втулки плохо поддавались, иногда ломались, засыпая ячейку.

Для защиты персонала от излучения верхней защиты реактора была изготовлена сварная металлическая конструкция (емкость с откидной стенкой), которую установили в центральном зале. Извлеченную 120-тонным краном верхнюю защиту поместили в эту емкость и залили водой. На место защиты опустили 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 извлекать графитовые колонны и ставить новые. До установки бака интенсивность гамма-излучения над вскрытой графитовой кладкой составляла 200 мкР/с на расстоянии 3 м от уровня кладки, после установки — 25 мкР/с.

Замена графитовых колонн началась 22 апреля, всего было заменено 44 единицы — в первую очередь на участках, где из-за аварий распространился расплавленный уран, а также находились графитовые кирпичи с повышенным уровнем выгорания.

Суммарное облучение всех работников здания 701, где располагался АИ, участвовавших в капремонте, составило 517 Р. Это умеренное облучение, и объясняется оно тем, что на верхнем силуминовом блоке установили кадмиевую защиту от нейтронного излучения, и конструкция верхней защиты реактора была малоактивной. Также персонал использовал специальные защитные средства.

Разборка АИ стала возможной благодаря тому, что в проекте верхняя защитная конструкция была разделена на две части: центральную и периферийную. Масса центральной (извлекаемой) части составляла 85 т. Кран центрального зала реактора имел грузоподъемность 100 т. В проектах других промышленных уран-графитовых реакторов разделения на две части не было, поскольку возможность разборки не предусматривалась.

После ремонта дозиметрическая обстановка в здании реактора значительно улучшилась, выбросы радиоактивности в атмосферу сократились. Был получен ценный материал по состоянию графита после четырех лет эксплуатации, а также накоплен опыт обращения с высокоактивными конструкциями и узлами реактора, который затем использовали при выводе из эксплуатации и демонтаже ядерных реакторов. Доклад о результатах разборки АИ был представлен на Второй Международной конференции по мирному использованию атомной энергии в Женеве в 1958 году и вызвал большой интерес.

Изотопный режим

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

В процессе эксплуатации АИ возникла проблема, ранее неизвестная советским исследователям, — ​связанная с радиационно-термическим поведением графита, находящегося в условиях одновременного воздействия высокой температуры и повреждающего потока нейтронов. В ноябре — декабре 1957 года было выявлено сильное распухание графитовых втулок, что повлекло за собой ненормальное извлечение технологических каналов из ячеек. За 218 часов было извлечено всего девять технологических каналов, извлечение сопровождалось 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 переведен на новые керамические блоки 10 %-го обогащения с повышенным содержанием урана‑235. С апреля 1961 года при работе в реактивном режиме стали использоваться литиевые блоки с 7 %-м обогащением по литию‑6, а позднее — с 20 %-м обогащением.

Из промышленного в исследовательский

В 1958 году решением министерства на реактор АИ перенесли многие исследовательские программы. Здесь были сооружены опытно-экспериментальные установки, первой стала КС‑60, моделирующая АЭС с тяжеловодным реактором, газовым охлаждением и топливом из металлического урана. Монтаж начался в феврале 1959 года, 24 июня 1961 года КС‑60 ввели в эксплуатацию. 30 декабря 1969 года введена в эксплуатацию установка, моделирующая АЭС с реактором типа РБМК, где теплоносителем была дистиллированная вода, а топливом — обогащенный уран. Вскоре на заводе создали отделение опытно-экспериментальных установок.

В январе 1967 года, после очередного капремонта, пуск АИ был осуществлен на втулочных блоках 80 %-го обогащения. С 17 февраля 1969 года реактор загружался втулочными блоками АИД‑90 90 %-го обогащения с повышенным содержанием урана‑235 с целью увеличения выгорания и снижения затрат на радиохимическую переработку облученных блоков. В результате мощность реактора выросла до 100 МВт, повысилась производительность по тритию и другим радионуклидам.

25 мая 1987 года уран-­графитовый реактор АИ после почти 40 лет работы был остановлен. Сейчас его готовят к выводу из эксплуа­тации.

При подготовке использованы материалы из архива газеты «Атомпресса», электронной библиотеки «История «Росатома» (elib.biblioatom.ru) и других открытых источников. Если вы были участником описываемых событий, знаете интересные факты о создании реакторов или обнаружили неточность в статье, напишите автору по адресу atom‑55@mail.ru.