Как устроен и работает ядерный реактор. Ядерный реактор: принцип работы, устройство и схема

13.10.2019

История

Самоподдерживающаяся управляемая цепная реакция деления ядер (кратко — цепная реакция) была впервые осуществлена в декабре 1942 г. Группа физиков Чикагского университета , возглавляемая Э. Ферми , построила первый в мире ядерный реактор, названный СР-1 . Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер 235U , замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ураном.

В СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова . Первый советский реактор Ф-1 выведен в критическое состояние 25 декабря 1946 г. Реактор Ф-1 набран из графитовых блоков и имеет форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни. Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В 1949 г. введён в действие реактор по производству плутония, а 27 июня 1954 г. вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске.

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, т. е. химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни градусов Кельвина, в случае же ядерных реакций — это минимум 107°К 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.

Схематическое устройство гетерогенного реактора на тепловых нейтронах1 — управляющий стержень; 2 — биологическая защита; 3 — тепловая защита; 4 — замедлитель; 5 — ядерное топливо; 6 — теплоноситель.

Схематическое устройство гетерогенного реактора на тепловых нейтронах

управляющий стержень;

биологическая защита;

тепловая защита;

замедлитель;

ядерное топливо;

теплоноситель.

Конструкция

Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:

Активная зона с ядерным топливом и замедлителем;

Отражатель нейтронов, окружающий активную зону;

Теплоноситель;

Система регулирования цепной реакции, в том числе аварийная защита

Радиационная защита

Система дистанционного управления

Основная характеристика реактора — его выходная мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, при которой происходит 3·1016 делений в 1 сек.

Физические принципы работы

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:

ω есть доля полного числа образующихся в реакторе нейтронов, поглощённых в активной зоне реактора, или вероятность избежать нейтрону утечки из конечного объема.

k 0 — коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров.

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 < k0, поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны

k0 для тепловых реакторов можно определить по так называемой «формуле 4-х сомножителей»:

μ — коэффициент размножения на быстрых нейтронах;

φ — вероятность избежать резонансного захвата;

θ — коэффициент использования тепловых нейтронов;

η — выход нейтронов на одно поглощение.

Объёмы современных энергетических реакторов могут достигать сотен м 3 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. Теоретически, наименьшей критической массой обладает 251 Cf, 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 Ra и Be, 252 Cf или других веществ.

Иодная яма

Иодная яма — состояние ядерного реактора после его выключения, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа ксенона (135 Xe). 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 характеру использования

По характеру использования ядерные реакторы делятся на:

Экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает несколько кВт;

Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и γ-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.

Изотопные (оружейные, промышленные) реакторы, используемые для наработки изотопов, используемых в ядерных вооружениях, например 239Pu.

Энергетические реакторы, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, при опреснении воды, для привода силовых установок кораблей и т. д.; Тепловая мощность современного энергетического реактора достигает 3—5 ГВт.

По спектру нейтронов

Реактор на тепловых нейтронах («тепловой реактор»)

Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)

Реактор на промежуточных нейтронах

По размещению топлива

Гетерогенные реакторы, где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель;

Гомогенные реакторы, где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).

Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ’ами), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки.

По виду топлива

По степени обогащения:

Естественный уран

Слабо обогащённый уран

Чистый делящийся изотоп

По химическому составу:

металлический U

UO 2 (диоксид урана)

UC (карбид урана) и т. д.

По виду теплоносителя

H 2 O (вода, см. Водо-водяной реактор)

Газ, (см. Графито-газовый реактор)

Реактор с органическим теплоносителем

Реактор с жидкометаллическим теплоносителем

Реактор на расплавах солей

По роду замедлителя

С (графит, см. Графито-газовый реактор, Графито-водный реактор)

H 2 O (вода, см. Легководный реактор, Водо-водяной реактор, ВВЭР)

D 2 O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)

Гидриды металлов

Без замедлителя

По конструкции

Корпусные реакторы

Канальные реакторы

По способу генерации пара

Реактор с внешним парогенератором

Кипящий реактор

В начале XXI века наиболее распространены гетерогенные ядерные реакторы на тепловых нейтронах с замедлителями — H 2 O, С, D 2 O и теплоносителями — H 2 O, газ, D 2 O, например, водо-водяные ВВЭР, канальные РБМК.

Перспективными являются также быстрые реакторы. Топливом в них служит 238U, что позволяет в десятки раз улучшить использование ядерного топлива по сравнению с тепловыми реакторами, это существенно увеличивает ресурсы ядерной энергетики.

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.

Оболочки ТВЭЛов, каналы, замедлители (отражатели) изготовляют из материалов с небольшими сечениями поглощения. Применение материалов, слабо поглощающих нейтроны, снижает непроизводительный расход нейтронов, уменьшает загрузку ядерного топлива и увеличивает коэффициент воспроизводства КВ. Для поглощающих стержней, наоборот, пригодны материалы с большим сечением поглощения. Это значительно сокращает количество стержней, необходимых для управления реактором.

Быстрые нейтроны, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру вещества. Так, в твёрдом веществе быстрые нейтроны выбивают атомы из кристаллической решётки или сдвигают их с места. Вследствие этого ухудшаются пластические свойства и теплопроводность материалов. Сложные молекулы под действием излучения распадаются на более простые молекулы или составные атомы. Например, вода разлагается на кислород и водород. Это явление известно под названием радиолиза воды.

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 несуществен 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 ее 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 Pu. Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных изотопов).

Основная причина отравления реактора — 135 Xe, обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·106 барн). Период полураспада 135 Xe T½ = 9,2 ч; выход при делении составляет 6—7%. Основная часть 135Xe образуется в результате распада 135 I (T½ = 6,8 ч). При отравлении Кэф изменяется на 1—3%. Большое сечение поглощения 135 Xe и наличие промежуточного изотопа 135 I приводят к двум важным явлениям:

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 йодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·1018 нейтрон/(см 2 ·сек) продолжительность йодной ямы ˜ 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение Кэф, вызванное отравлением 135 Xe.

Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а, следовательно, и мощности реактора. Эти колебания возникают при Ф > 1018 нейтронов/(см 2 ·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 149Sm, изменяющий Кэф на 1%). Концентрация осколков с малым значением сечения поглощения и вносимая ими отрицательная реактивность возрастают линейно во времени.

Образование трансурановых элементов в ядерном реакторе происходит по следующим схемам:

235 U + n → 236 U + n → 237 U →(7 сут)→ 237 Np + n → 238 Np →(2,1 сут)→ 238 Pu

238 U + n → 239 U →(23 мин)→ 239 Np →(2,3 сут)→ 239 Pu (+осколки) + n → 240 Pu + n → 241 Pu (+осколки) + n → 242 Pu + n → 243 Pu →(5 ч)→ 243 Am + n → 244 Am →(26 мин)→ 244 Cm

Время между стрелками обозначает период полураспада, «+n» обозначает поглощение нейтрона.

В начале работы реактора происходит линейное накопление 239 Pu, причём тем быстрее (при фиксированном выгорании 235 U), чем меньше обогащение урана. Далее концентрация 239 Pu стремится к постоянной величине, которая не зависит от степени обогащения, а определяется отношением сечений захвата нейтронов 238 U и 239 Pu. Характерное время установления равновесной концентрации 239 Pu ˜ 3/Ф лет (Ф в ед. 1013 нейтронов/см 2 ×сек). Изотопы 240 Pu, 241 Pu достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего в ядерном реакторе после регенерации ядерного топлива.

Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в реакторе на 1 топлива. Эта величина составляет:

˜ 10 Гвт·сут/т — реакторы на тяжёлой воде;

˜ 20—30 Гвт·сут/т — реакторы на слабообогащённом уране (2—3% 235U);

до 100 Гвт·сут/т — реакторы на быстрых нейтронах.

Выгорание 1 Гвт·сут/т соответствует сгоранию 0,1% ядерного топлива.

По мере выгорания топлива реактивность реактора уменьшается. Замена выгоревшего топлива производится сразу из всей активной зоны или постепенно, оставляя в работе ТВЭЛы разных «возрастов». Такой режим называется непрерывной перегрузкой топлива.

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, т. к. 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%.

Отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в ядерном реакторе, к количеству выгоревшего 235 U называется коэффициентом конверсии KK. Величина KK увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Для тяжеловодного реактора на естественном уране, при выгорании 10 Гвт·сут/т KK = 0,55, а при небольших выгораниях (в этом случае KK называется начальным плутониевым коэффициентом) KK = 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 КВ. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах КВ < 1, а для реакторов на быстрых нейтронах КВ может достигать 1,4—1,5. Рост КВ 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

Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Протекающие в реакторе процессы вызывают ухудшение размножающих свойств среды, и без механизма восстановления реактивности реактор не смог бы работать даже малое время. Первоначальный запас реактивности создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, в активную зону вводятся вещества-поглотители нейтронов. Поглотители входят в состав материала управляющих стержней, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Причём если для регулирования достаточно всего нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы. Компенсация выгорания может также достигаться применением специальных поглотителей, эффективность которых убывает при захвате ими нейтронов (Cd, В, редкоземельные элементы) или растворов поглощающих веществ в замедлителе.

Управление ядерным реактором упрощает тот факт, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием, которое может составить от 0,2 до 55 сек. Благодаря этому, нейтронный поток и, соответственно, мощность изменяются достаточно плавно, давая время на принятие решения и изменение состояния реактора извне.

Для управления ядерным реактором служит система управления и защиты (СУЗ). Органы СУЗ делятся на:

Аварийные, уменьшающие реактивность (вводящие в реактор отрицательную реактивность) при появлении аварийных сигналов;

Автоматические регуляторы, поддерживающие постоянным нейтронный поток Ф (т. е. мощность на выходе);

Компенсирующие, служащие для компенсации отравления, выгорания, температурных эффектов.

В большинстве случаев для управления реактором используют стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (Cd, В и др.). Движение стержней управляется специальными механизмами, работающими по сигналам приборов, чувствительных к величине нейтронного потока.

Работа органов СУЗ заметно упрощается для реакторов с отрицательным температурным коэффициентом реактивности (с ростом температуры r уменьшается).

На основе информации о состоянии реактора, специальным вычислительным комплексом формируются рекомендации оператору по изменению состояния реактора, либо, в определённых пределах, управление реактором производится без участия оператора.

На случай непредвиденного катастрофического развития цепной реакции, в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону специальных аварийных стержней или стержней безопасности — система аварийной защиты.

Цепная реакция деления всегда сопровождается выделением энергии огромной величины. Практическое использование этой энергии – основная задача ядерного реактора.

Ядерный реактор – это устройство, в котором осуществляется контролируемая, или управляемая, ядерная реакция деления .

По принципу работы ядерные реакторы делят на две группы: реакторы на тепловых нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах.

Как устроен ядерный реактор на тепловых нейтронах

В типичном ядерном реакторе имеются:

Активная зона и замедлитель;
Отражатель нейтронов;
Теплоноситель;
Система регулирования цепной реакции, аварийная защита;
Система контроля и радиационной защиты;
Система дистанционного управления.

1 - активная зона; 2 - отражатель; 3 - защита; 4 - регулирующие стержни; 5 - теплоноситель; 6 - насосы; 7 - теплообменник; 8 - турбина; 9 - генератор; 10 - конденсатор.

Активная зона и замедлитель

Именно в активной зоне и протекает контролируемая цепная реакция деления.

Большинство ядерных реакторов работает на тяжёлых изотопах урана-235. Но в природных образцах урановой руды его содержание составляет всего лишь 0,72%. Этой концентрации недостаточно для того, чтобы цепная реакция развивалась. Поэтому руду искусственно обогащают, доводя содержание этого изотопа до 3%.

Делящееся вещество, или ядерное топливо, в виде таблеток помещается в герметично закрытые стержни, которые называются ТВЭЛы (тепловыделяющие элементы). Они пронизывают всю активную зону, заполненную замедлителем нейтронов.

Зачем нужен замедлитель нейтронов в ядерном реакторе?

Дело в том, что рождающиеся после распада ядер урана-235 нейтроны имеют очень высокую скорость. Вероятность их захвата другими ядрами урана в сотни раз меньше вероятности захвата медленных нейтронов. И если не уменьшить их скорость, ядерная реакция может затухнуть со временем. Замедлитель и решает задачу снижения скорости нейтронов. Если на пути быстрых нейтронов разместить воду или графит, их скорость можно искусственно снизить и увеличить таким образом число захватываемых атомами частиц. При этом для цепной реакции в реакторе понадобится меньшее количество ядерного топлива.

В результате процесса замедления образуются тепловые нейтроны , скорость которых практически равна скорости теплового движения молекул газа при комнатной температуре.

В качестве замедлителя в ядерных реакторах используется вода, тяжёлая вода (оксид дейтерия D 2 O ), бериллий, графит. Но наилучшим замедлителем является тяжелая вода D 2 O.

Отражатель нейтронов

Чтобы избежать утечки нейтронов в окружающую среду, активную зону ядерного реактора окружают отражателем нейтронов . В качестве материала для отражателей часто используют те же вещества, что и в замедлителях.

Теплоноситель

Тепло, выделяющееся во время ядерной реакции, отводится с помощью теплоносителя. В качестве теплоносителя в ядерных реакторах часто используют обычную природную воду, предварительно очищенную от различных примесей и газов. Но поскольку вода закипает уже при температуре 100 0 С и давлении 1 атм, то для того чтобы повысить температуру кипения, повышают давление в первом контуре теплоносителя. Вода первого контура, циркулирующая через активную зону реактора, омывает ТВЭЛы, нагреваясь при этом до температуры 320 0 С. Далее внутри теплообменника она отдаёт тепло воде второго контура. Обмен проходит через теплообменные трубки, поэтому соприкосновения с водой второго контура не происходит. Это исключает попадание радиоактивных веществ во второй контур теплообменника.

А далее всё происходит так, как на тепловой электростанции. Вода во втором контуре превращается в пар. Пар вращает турбину, которая приводит в движение электрогенератор, который и вырабатывает электрический ток.

В тяжеловодных реакторах теплоносителем служит тяжёлая вода D 2 O, а в реакторах с жидкометаллическими теплоносителями - расплавленный металл.

Система регулирования цепной реакции

Текущее состояние реактора характеризует величина, называемая реактивностью.

ρ = ( k -1)/ k ,

k = n i / n i -1 ,

где k – коэффициент размножения нейтронов,

n i - количество нейтронов следующего поколения в ядерной реакции деления,

n i -1 , - количество нейтронов предыдущего поколения в этой же реакции.

Если k ˃ 1 , цепная реакция нарастает, система называется надкритическо й. Если k < 1 , цепная реакция затухает, а система называется подкритической . При k = 1 реактор находится в стабильном критическом состоянии , так как число делящихся ядер не меняется. В этом состоянии реактивность ρ = 0 .

Критическое состояние реактора (необходимый коэффициент размножения нейтронов в ядерном реакторе) поддерживается перемещением регулирующих стержней . В материал, из которого они изготовлены, входят вещества-поглотители нейтронов. Выдвигая или вдвигая эти стержни в активную зону, контролируют скорость реакции ядерного деления.

Система управления обеспечивает управление реактором при его пуске, плановой остановке, работе на мощности, а также аварийную защиту ядерного реактора. Это достигается изменением положения управляющих стержней.

Если какой-нибудь из параметров реактора (температура, давление, скорость нарастания мощности, расход топлива и др.) отклоняется от нормы, и это может привести к аварии, в центральную часть активной зоны сбрасываются специальные аварийные стержни и происходит быстрое прекращение ядерной реакции.

За тем, чтобы параметры реактора соответствовали нормам, следят системы контроля и радиационной защиты .

Для защиты окружающей среды от радиоактивного излучения реактор помещают в толстый бетонный корпус.

Системы дистанционного управления

Все сигналы о состоянии ядерного реактора (температуре теплоносителя, уровне излучения в разных частях реактора и др.) поступают на пульт управления реактора и обрабатываются в компьютерных системах. Оператор получает всю необходимую информацию и рекомендации по устранению тех или иных отклонений.

Реакторы на быстрых нейтронах

Отличие реакторов этого типа от реакторов на тепловых нейтронах в том, что быстрые нейтроны, возникающие после распада урана-235 не замедляются, а поглощаются ураном-238 с последующим превращением его в плутоний-239. Поэтому реакторы на быстрых нейтронах используют для получения оружейного плутония-239 и тепловой энергии, которую генераторы атомной станции преобразуют в электрическую энергию.

Ядерным топливом в таких реакторах служит уран-238, а сырьём уран-235.

В природной урановой руде 99,2745 % приходятся на долю урана-238. При поглощении теплового нейтрона он не делится, а становится изотопом урана-239.

Через некоторое время после β-распада уран-239 превращается в ядро нептуния-239:

239 92 U → 239 93 Np + 0 -1 e

После второго β-распада образуется делящийся плутоний-239:

239 9 3 Np → 239 94 Pu + 0 -1 e

И, наконец, после альфа-распада ядра плутония-239 получают уран-235:

239 94 Pu → 235 92 U + 4 2 He

ТВЭЛы с сырьём (обогащённым ураном-235) располагаются в активной зоне реактора. Эта зона окружена зоной воспроизводства, которая представляет собой ТВЭЛы с топливом (обедненным ураном-238). Быстрые нейтроны, вылетающие из активной зоны после распада урана-235, захватываются ядрами урана-238. В результате образуется плутоний-239. Таким образом, в реакторах на быстрых нейтронах производится новое ядерное топливо.

В качестве теплоносителей в ядерных реакторах на быстрых нейтронах применяют жидкие металлы или их смеси.

Классификация и применение ядерных реакторов

Основное применение ядерные реакторы нашли на атомных электростанциях. С их помощью получают электрическую и тепловую энергию в промышленных масштабах. Такие реакторы называют энергетическими .

Широко используются ядерные реакторы в двигательных установках современных атомных подводных лодок, надводных кораблей, в космической технике. Они снабжают электрической энергией двигатели и называются транспортными реакторами .

Для научных исследований в области ядерной физики и радиационной химии используют потоки нейтронов, гамма-квантов, которые получают в активной зоне исследовательских реакторов. Энергия, вырабатываемая ими, не превышает 100 Мвт и не используется в промышленных целях.

Мощность экспериментальных реакторов ещё меньше. Она достигает величины лишь нескольких кВт. На этих реакторах изучаются различные физические величины, значение которых важно при проектировании ядерных реакций.

К промышленным реакторам относят реакторы для получения радиоактивных изотопов, используемых для медицинских целей, а также в различных областях промышленности и техники. Реакторы для опреснения морской воды также относятся к промышленным реакторам.

В истории создания ядерных реакторов можно проследить три этапа. На первом этапе определились необходимые и достаточные условия протекания самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления. На втором этапе были установлены все физические эффекты, способствующие и препятствующие протеканию самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления, т.е. ускоряющие и замедляющие этот процесс. И, наконец, были проведены количественные расчеты, касающиеся конструкции реактора и протекающих в нем процессов.

Создание ядерных реакторов было решением одной из составных задач общей атомной проблемы.

Первый в мире реактор СР-1 (Chicago Physics) был спроектирован и сконструирован Э.Ферми в сотрудничестве с Андерсоном, Цинном, Л. Вудс и Дж. Вайлем и размещался в теннисном зале под трибунами стадиона Чикагского университета. Реактор начал работать 2 декабря 1942 г. при расчетной начальной мощности 0,5 Вт. В первый урановый реактор СР-1 было загружено 6 т металлического урана и некоторое количество (точно не известно) окиси урана из-за недостатка урана в чистом виде.

Реактор должен был иметь сферическую форму и составлялся из горизонтальных слоев блочного графита, которые располагались между подобными же слоями из перемежающихся блоков графита и урана, охлаждаемых воздухом. Критическое состояние реактора, при котором потеря нейтронов компенсировалась их производством (созданием), было достигнуто, когда сферу построили на три четверти, в результате чего реактор так и не получил окончательной формы правильного шара.

Через 12 дней мощность была доведена до 200 Вт и дальнейшее повышение мощности сочли рискованным из-за генерированного установкой опасного излучения. Реактор переместили за пределы города в Аргоннскую лабораторию, где он был снова смонтирован и снабжен защитным экраном.

Реактор регулировался вручную при помощи кадмиевых стержней, поглощающих избыток нейтронов и расположенных в специальных каналах. Кроме того, были предусмотрены два аварийных стержня и стержень автоматического управления.

Первая опытная установка позволила провести экспериментальное исследование процесса получения плутония, которое привело к заключению, что этот способ дает реальную возможность его изготовления в количествах, достаточных для создания атомной бомбы. В 1943 г. в Аргоннской национальной лаборатории для экспериментальных исследований был построен точно такой же реактор СР-2 (рис.17.1), но с критическим размером в форме куба, а в 1944 г. – еще один реактор СР-3 (рис. 17.2), в котором замедлителем служила тяжелая вода, что позволило значительно уменьшить размеры реактора по сравнению с предыдущими.

Из-за отсутствия системы охлаждения максимальная безопасная мощность реактора составляла 200 Вт, но на короткое время мощность можно было повышать до 100 кВт. В реакторе использовались пять управляющих стержней длиной 5,6 м из бронзы, покрытые кадмием. Три из этих стержней были аварийными, один стержень служил для грубой регулировки и еще один для точной регулировки потока нейтронов и мощности реактора.

В конце 1945 г. в Москве на территории Лаборатории № 2 АН СССР было начато строительство здания для физического реактора Ф-1, а в начале 1946 г. началось проектирование первого промышленного реактора и связанного с ним плутониевого комбината в Челябинске-40. В декабре 1946 г. на исследовательском уран-графитовом реакторе Ф-1 под руководством И.В. Курчатова была впервые в Европе осуществлена самоподдерживающая цепная реакция. Пуск реактора Ф-1, который до сих пор служит науке, дал возможность измерить необходимые ядерные константы, выбрать оптимальную конструкцию первого промышленного реактора, исследовать вопросы регулирования и радиационной безопасности.

В историю физики ХХ века вошел и первый в Европе ядерный реактор, созданный в СССР и испытанный лично И.В. Курчатовым в декабре 1946 года. Его мощность достигала уже 4000 кВт, что давало возможность на базе полученного опыта создавать промышленные реакторы. Сам реактор располагался в бетонированном котловане, на дно которого были уложены восемь слоев графитовых брусков. Над ними укладывались слои с отверстиями-гнездами, куда были вставлены блоки из урана. Были также сделаны три канала для кадмиевых стержней, обеспечивающих регулирование реакции и ее аварийную остановку, и ряд горизонтальных каналов различной формы и размеров для измерительной аппаратуры и экспериментальных целей. Общее число слоев из графитовых брусков составило шестьдесят два.

В 1947 году на этом реакторе удалось получить первые дозы не встречающегося в природе плутония, являющегося, подобно урану, ядерным горючим, притом в количествах, достаточных для изучения основных физических характеристик его ядра. Первый в СССР промышленный реактор для получения плутония был запущен Курчатовым в июне 1948 года.

В середине 40-х годов ХХ века в Лос-Аламосской научной лаборатории (США) была поставлена задача создания опытного быстрого реактора с плутониевым топливом, демонстрирующего возможность производства электроэнергии. Этот реактор под названием «Клементина» имел объём активной зоны, состоящей из металлического плутония, 2,5 л и охлаждался ртутью. Сборка реактора началась в 1946 г., критичность была достигнута в ноябре 1946 г. Энергетический пуск состоялся в марте 1949 г. Реактор работал на мощности 25 кВт (тепл.).

В рамках Манхэттенского проекта (секретного плана создания американской бомбы) вся работа по разделению изотопов урана была поручена лаборатории известного американского физика Э. Лоуренса. В своем докладе правительству США в июле 1941 г. Лоуренс писал: «Открылась новая чрезвычайно важная возможность для использования цепной реакции с неразделёнными изотопами [урана]. По-видимому, если бы цепная реакция была осуществлена, можно было бы вести её … в течение некоторого периода времени специально для производства элемента с атомным номером 94 [плутония]… Если бы имелись в распоряжении… большие количества этого элемента, то, вероятно, можно было бы осуществить цепную реакцию на быстрых нейтронах. В такой реакции энергия освобождалась бы со скоростью взрыва, и соответствующая система могла бы быть охарактеризована… как «сверхбомба»».

Реактор «Клементина» был первым реактором на быстрых нейтронах, а также первым, в котором в качестве топлива использовался плутоний-239. Активная зона в виде цилиндра высотой 15 см и диаметром 15 см состояла из вертикальных топливных стержней в стальной оболочке. Замедлитель, естественно, отсутствовал. Отражателем служили металлический уран и сталь. Ртутный теплоноситель обладал пренебрежимо малым сечением захвата медленных нейтронов. Управление реактором осуществлялось при помощи стержней, удаляющих некоторое количество урана из отражателя, так как бор или кадмий, используемые в реакторах на тепловых нейтронах, непригодны для реакторов на быстрых нейтронах.

В Аргоннской национальной лаборатории (США) независимо от описанных исследований проводились работы по созданию экспериментального реактора-размножителя EBR-1 на быстрых нейтронах. Главной целью этого проекта была проверка концепции атомной электростанции с реактором на быстрых нейтронах в качестве энергетического блока. К созданию реактора приступили в 1951 г., а критичность была достигнута в августе 1951 г. В декабре 1951 г. впервые за счёт ядерной энергии был получен электрический ток при мощности реактора 200 кВт (эл.). Топливные элементы реактора представляли собой трубки из нержавеющей стали, содержащие высокообогащенный металлический уран, охлаждение активной зоны осуществлялось прокачиванием через нее сплава натрия и калия (рис.17.3). Отражатель состоял из двух частей: нескольких стержней природного металлического урана, окружающих активную зону, и нескольких клинообразных блоков из того же материала. Управление реактором осуществлялось введением стержней металлического урана во внешний отражатель и выведением их из него.

Реактор одновременно вырабатывал энергию, выделяющуюся при делении под действием быстрых нейтронов, и воспроизводил делящийся материал. Строго говоря, реактор-размножитель должен использовать тот же делящийся материал, который в нем производится, например плутоний-239 в реакторах с ураном-238 в качестве сырья для производства вторичного топливного материала (плутония). Однако в настоящее время в качестве делящегося материала во многих реакторах на быстрых нейтронах используют уран-235. В реакторах на быстрых нейтронах теплоноситель не должен содержать элементов с малым массовым числом, так как они будут замедлять нейтроны. Интенсивный отвод тепла из активной зоны малого размера требует теплоносителя с исключительно высокими теплоотводящими свойствами.

Только одно вещество – жидкий натрий – удовлетворяет этим условиям.

Анализ топливных материалов отражателя реактора EBR-1 после его работы в течение некоторого времени показал, что достигнутый коэффициент воспроизводства, т.е. отношение количества полученного плутония-239 к количеству израсходованного урана-235, несколько превышает 100%. Поскольку условия в реакторе не были идеальными, то посчитали, что воспроизводство плутония-239 должно быть практически выгодно. Это было подтверждено в Великобритании экспериментами на реакторе на быстрых нейтронах очень малой мощности (2 Вт), в котором топливом служил плутоний-239. Было обнаружено, что на каждое разделившееся ядро плутония приходится примерно два вновь образовавшихся. Таким образом, выигрыш при воспроизводстве получается довольно значительным. В конечном счете таким реакторам должна принадлежать главная роль в программе развития ядерной энергетики.

В США, на расстоянии 30 км от Чикаго, юго-западнее мегаполиса, находится заповедник Палос. Прежде всего, он известен двумя объектами, которые располагаются в Red Gate Woods. Первый – Site A.

Это участок земли размером в 19 акров, на территории которого покоятся останки самого первого в истории человечества ядерного реактора. Второй – Plot M. Это свалка размером 1 800 квадратных метров, где сконцентрированы все отходы реактора.

Chicago Pile-1 или CP-1 – так легендарные ученые-физики Лео Сцилардо и Энрико Ферми назвали свое детище, первый в мире ядерный реактор. Его построили под грифом «Совершенно секретно» поздней осенью 1 942 года по проекту реализации первой в мире атомной бомбы на территории Чикагского университета. Этот эксперимент не увенчался успехом и бомба не взорвалась. Но благодаря огромным усилиям, приложенным к созданию бомбы, человечество вошло в новый век – век ядерного оружия.

Оболочка ядерного реактора состояла из массы черных кирпичей и брусьев из дерева. В нее были помещены:
графит – использовался с целью замедления нейтронов. Всего в реактор поместили триста шестьдесят тонн графита;
металлический уран – 5 400 кг;
окись урана – 45 000 кг.
У реактора не было абсолютно никакой защиты. Ученые рассчитывали, что он будет работать на небольшой мощности. Отсутствовала также и любая система охлаждения.
Вскоре после своего создания, реактор демонтировали и перенесли за пределы города – в заповедник Палос. Когда его собрали заново, он получил новое имя – Chicago Pile-2 или просто CP-2.

У CP-2 мощность была больше предшественника, несколько киловатт, для него построили радиационный щит. Через какое-то время к CP-2 добавили еще 1 реактор (CP-3). Эти два реактора проработали целых десять лет, а затем, в 1954 году, были остановлены.
Для захоронения ядерных реакторов вырыли огромную дыру. Направленный взрыв помог отправить CP-2 и CP-3 в небытие в недра земли. Все постройки, возведенные для обслуживания реакторов, были разрушены и также погребены. Место захоронения засыпали щебенью и землей, и благоустроили.

Сегодня место погребения можно отыскать по гранитным блокам. На первом начертано Site A, на втором – Plot M.

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.

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;

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

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;

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;

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