Ссылка на полный текст: Бурдаков Н. С. Записки ветерана-атомщика. — 2009 — Электронная библиотека «История Росатома»
Навигация:
О чём книга
Начало работы на плутониевом комбинате № 817
Реактор АВ-3
Разработка метода ремонта графитовых кладок
Устройство первого промышленного реактора "А" и его систем
Форсирование мощности действующих реакторов
Утечка информации с объектов советской атомной промышленности
Интервью Меркина В.И. о проектировании первого реактора
Конкуренция разработчиков разгрузочных кассет: Института Доллежаля и Горьковского завода
Различие в расположении технологических каналов для американских и советских реакторов
Нарушения технологического регламента
Ошибка в расчётах физиков
Аварийная ситуация на реакторе ЭИ-2 завода № 5 в Томске-7
Н.С. Бурдаков после окончания физико-математического факультета Харьковского государственного университета, в 1951 году по направлению Первого главного управления при Совете Министров СССР, приехал для работы на плутониевом комбинате № 817 (ныне ПО “Маяк”) в закрытый город Челябинскою (ныне Озёрск). К этому времени был выведен на нормальный режим работы первый промышленный ядерный реактор А и только что введён в эксплуатацию реактор АВ-1. В течение десяти лет автор книги осваивал технологию производства плутония, управляя реактором АВ-1
Наконец-то, я впервые появился на рабочем месте в 15 комнате. Впечатление было ошеломляющим. В глазах рябило от изобилия приборов, разных световых сигналов и кнопок управления. Старший инженер управления Леонид Андреевич Алехин вывел меня на балкон центрального зала и спросил, указывая на номерные плитки: Знаешь, что это внизу? Нет, не знаю, в первый раз это вижу, - ответил я. Это верхняя часть промышленного ядерного реактора, который нарабатывает плутоний для атомных бомб. Теперь до моего сознания дошло, куда я попал: из меня будут готовить атомщика. Алёхин продолжал: Недавно должность инженера по управлению ядерным реактором освободилась. Инженер, твой предшественник, допустил техническое нарушение, был осужден и сейчас отбывает наказание в тюрьме, так что подробно изучай конструкцию реактора, технологический регламент и в работе не допускай ошибок. Ядерный реактор взрывоопасен. Я до сих пор помню это напутствие. Справедливости ради следует отметить, что для подготовки и дублирования мне было предоставлено достаточно времени, сменный персонал ко мне относился доброжелательно, и среди них особую помощь оказали ушедшие из жизни Л.А. Алехин, В.В. Ежов, Н.Ф. Павлов.
Учебных пособий, хороших чертежей в аксонометрической проекции в то время не было. Освоению устройств разных систем реактора способствовали мои периодические обходы рабочих мест во время ночных дежурств, а также во время приезда в другие смены при остановке реактора на ППР. Особенно много знаний получил во время экскурсии на строящийся реактор АВ-3. Там увидел многие элементы конструкции реактора, которые были, не совсем понятны из чертежей. Неожиданно для себя, на первом экзамене при допуске к самостоятельной работе я “провалился”. За весь период учебы со мной такого не случалось. Это указывает на строгости при приеме экзамена. Помню, например, что когда я рассказывал об устройстве дифманометра, предназначенного для измерения расхода воды, то научный руководитель B.C. Фурсов попопросил написать формулу Бернулли. Забыл я её, ведь общую физику нам преподавали на первом курсе. Пришлось второй раз сдавать экзамен. Срок дублирования закончился, и меня допустили к самостоятельной работе. Помню, как выгружал первый технологический канал. Очень волновался, и бедное кресло сильно скрипело
В начале 60-х годов реактор АВ-3 был лидером по достигнутому максимальному уровню температуры графита, что было обусловлено условиями его загрузки. После годичной кампании реактор был остановлен для перегрузки продукции и замены каналов. Неожиданно, во время ППР более 200 каналов оборвались при их извлечении. Что случилось, почему каналы заклинило в ячейках? Надо было выяснить причину этого события. На очередной научно-технической конференции в Томске-7 я сделал подробное сообщение, но истинную причину случившегося события указать не смог. После окончания конференции ко мне подходит начальник научно-технического управления Б.С. Колычев и сообщает, что в 20 часов заместитель министра А.И. Чурин поручил мне сделать доклад. О чем буду говорить? Ведь всё уже было доложено на конференции.
Причину заклинивания технологических каналов стала понятна из обзора зарубежных исследований графита, представленного П.А. Платоновым на ближайшей конференции. Оказалось, что после повышения температуры графита процесс его распухания сменился радиационно-термической усадкой. В течение одного года в реакторе АВ-3 в центральной части кладки диаметр ячейки сократился на 0,2-0,25 мм. Свободные зазоры труба-втулка-кирпич были выбраны, поэтому каналы заклинились.
Вернемся к проблеме застревания втулок в реакторе АВ-3. Благодаря тесному и плодотворному сотрудничеству с коллективом ПРОМНИИПРОЕКТа под руководством кандидата технических наук В.И. Тюрина была разработана прошивка для восстановления проектного размера диаметра ячеек графитовых кладок, тем самым восстановилась процедура нормальной периодической замены графитовых втулок.
Идея о необходимости восстановительного ремонта графитовых кладок возникла с периода появления первых “козловых” ячеек с разрушенными графитовыми блоками еще в начальный период работы ядерных реакторов. Необходимо было разработать рецепт пасты, по своим физическим характеристикам близким к реакторному графиту. Первыми приемлемый рецепт пасты предложили наши коллеги из Томска-7. В качестве наполнителя они использовали графитовую крошку с различной крупностью, а связующим веществом предложили использовать бакелитовый лак. Необходимо было разработать инструмент для доставки пасты в дефектную полость кладки. В Томске-7 конструкторы разработали шнековый инструмент, погружаемый в дефектную ячейку. Конструкторы завода 23 нашего комбината создали пастонагнетательный агрегат, представляющий собой подобие огромного шприца. Руководили разработкой П.И. Филимонов и А.П. Снимщиков (рис. 4) [2]. Пастонагнетательный агрегат состоит из жестко соединенных двух цилиндров. Верхний цилиндр представляет собою гидропресс, перемещение поршня которого производится подачей воды под давлением с помощью крана. При верхнем положении поршня через воронку производится загрузка порции углеграфитовой пасты. Затем за счет подачи давления воды в верхнюю часть гидропресса поршнем выдавливают пасту в пастопровод, имеющий отверстия в районе кладки. Наружный диаметр пастопровода равен диаметру ячейки.
Для испытания агрегата на отметке -13 м реактора АВ-1 был сооружен стенд из 8 кирпичей в поперечном сечении и высотой 2,4 м. От ЦЗЛ в отработке технологии ремонта на стенде принимали непосредственное участие мы с В.Э. Парутиным. Первое промышленное использование разработанной технологии ремонта графитовых кладок провели в “козловой” ячейке реактора А на заводе 156 под руководством главного инженера завода М.П. Никифорова. Ячейку кладки запломбировали для укрепления дефектного района. Более широкое применение технологии ремонта кладок с восстановлением рабочих ячеек было на заводе 23 в реакторах АВ-1 и АВ-2. Там создали специальную ремонтную бригаду, в составе которой от ЦЗЛ был В.Э. Парутин, осуществляя авторский надзор. В ходе отладки технологии ремонта необходимо было подобрать соответствующую консистенцию пасты, для чего при замесе пасты добавляли бензол. Если пасту сделать слишком жидкую, то после извлечения пастопровода из ячейки паста не будет удерживать форму, будет отставать от стенок кирпича, заполнять ячейку, и втулки будет невозможно установить на место. Решение этой проблемы мы нашли с В.Н. Турдаковым, предложив перед запрессовкой пасты добавлять 5%-ую серную кислоту.
Позднее P.A. Клестов предложил так называемый втулочный вариант, при котором втулки закреплялись на пастопровод. Во втулках были отверстия, совпадавшие с отверстиями пастопровода. После окончания запрессовки ячейки, пастопровод извлекали, а втулки оставались в ячейке. Разработанная нами технология ремонта графитовых кладок была передана в Обнинск для восстановления кладки АЭС. Кладку отремонтировали, и тем самым был продлен ресурс станции. При посещении Первой в мире АЭС мне приятно было видеть пастонагнетательный агрегат нашей конструкции, стоящий в помещении центрального зала. Наряду с положительными моментами при ремонте графитовых кладок был выявлен существенный недостаток технологии: неопределенным был момент, когда надо было прекращать подачу пасты в ячейку.
В реакторе АВ-3, например, из-за избыточного поступления пасты были сдвинуты два ряда колонн графитовых блоков, что привело к изгибу ячеек, и усложнилась эксплуатация кладки этого реактора. В Томске-7 по этой же причине произошел массовый изгиб колонн кладки реактора ЭИ-2. Пришлось принимать меры по стягиванию кладки. Сложность проблемы ремонта кладки заключалась в точности предварительной оценки количества пасты для запрессовки в дефектную ячейку. На практике производился осмотр дефектной ячейки, и приблизительно рассчитывали необходимый объем пасты.
За весь период ремонта графитовых кладок в реакторе АВ-1 отремонтировано 252 ячейки и запрессовано около 40 тонн пасты, в реакторе АВ-2 отремонтировано 309 ячеек, запрессовано свыше 50 тонн пасты. Кладки обоих реакторов были надежно укреплены, исчезли пустующие незагруженные ячейки...
Благодаря тому, что В.И. Меркин сделал доклад на Международной конференции в Дубне в 1996 году, стало возможным некоторые ранее секретные подробности опубликовать в работе [6]. У читателя, возможно, возникнет вопрос: зачем теперь возвращаться к этой теме? Ведь промышленные уран-графитовые реакторы на ПО “Маяк” уже остановлены. Всё же считаю, что об этом необходимо рассказать подрастающему поколению, так как теперь это уже наша история, и пока живы свидетели атомной эпопеи, об этом надо писать и рассказывать. С другой стороны, в России работают много АЭС с уран-графитовыми реакторами, и некоторые детали истории атомной промышленности могут оказаться полезными для эксплуатационного персонала АЭС.
К сожалению, цитированные выше литературные источники изданы малым тиражом и недоступны широкому кругу читателей. Итак, расскажем устройство первого промышленного реактора А и его систем (рис. 6). Общая высота металлоконструкций наземной части реактора -32 метра. Реактор состоит из секций. Нижняя часть реактора представляет собой разгрузочный бункер - условно схема “Т” (Татьяна), покоящаяся на бетонном основании. Выше “Т” расположена опорная конструкция, на которой находится схема “Р” (Роман), представляющий собой сливной бак квадратной формы. Далее расположена схема “О” (Ольга). Затем на стальной плите с отверстиями для технологических каналов смонтирована графитовая кладка реактора диаметром 8 метров, окруженная баками водяной защиты квадратной формы, с толщиной водяной биологической защиты в 1,5 м. На уступах баков водяной защиты размещена верхняя опорная конструкция “К” (Константин). Над “К” расположена верхняя биологическая защита - схема “Е” (Елена), представляющая собой круглый бак с верхней и нижней крышками. В обеих крышках просверлены отверстия, куда приварены стальные трубы. В зазор между трубами засыпана баритовая руда с песком. В стальные трубы вставляются технологические каналы пронизывающие графитовую кладку и нижние конструкции реактора. Внутрь технологических каналов загружают вначале опорную подушку из авиалевых блоков, затем - столб урановых блоков. Блоки авиалевой подушки опираются на зуб разгрузочной кассеты. Вода в технологические каналы подается по групповым коллекторам. Баки водяной защиты окружены монтажным пространством, которое засыпано песком с целью усиления биологической защиты. Все конструкции реактора окружены бетонными стенами толщиной 1,5 м, за пределами которых расположены производственные помещения для обслуживания реактора и размещения контрольного оборудования. Сбоку реактора расположено помещение перегрузки продукции (ПП) с шахтами для перемещения кюбелей с выгруженной из реактора продукцией. ПП заполнено осветленной водой, которая постоянно пополняется. Осветленная вода омывает стальные механизмы разгрузочных устройств и встречается в районе сливной камеры (“Р”) с химически очищенной водой, поступающей по алюминиевым технологическим каналам. Смесь горячей химически очищенной воды с осветленной водой из сливной камеры (“Р”) поступает самотеком по подземному лотку метро в озеро Кызыл-Таш.
Прошло уже много лет, как уран-графитовые реакторы остановлены, но я не перестаю восхищаться гениальностью советских конструкторов, создавших уран- графитовые реакторы. Насколько мудро были продуманы все детали реактора! Для обеспечения устойчивости опорных конструкций во время термических “качек” установлены роликовые опоры, аналогичные тем, которые имеются в мостах через реку. Были также предусмотрены двойные запасы прочности конструкций, что в дальнейшем позволило повышать мощности реакторов. Оригинально решена задача обеспечения вентиляции реактора. Для этой цели реактор с помощью диафрагм-компенсаторов разделен на конструкционные отсеки. Таким образом уплотнено реакторное пространство (РП), расположенное между кожухом графитовой кладки и баками водяной защиты. Ниже графитовой кладки выделено междиафрагменное пространство (МДП) и пространство над баком водяной защиты (Р). В начальный период работы реактора воздух, а позднее - азот поступали в нижнюю часть кладки и отсасывались с помощью вентиляторов и выбрасывались в вентиляционную трубу. Позднее, при капитальном ремонте реактора, азот стали подавать в верхнюю часть кладки. Таким образом, обеспечивалось предотвращение попадания паров воды в кладку. Одновременно отсасывалась влага из сливного бака, предотвращая тем самым увлажнение кладки. Разрежение поддерживалось также с помощью вентиляторов в РП и МДП. Перегрузку урана обычно производили при работе реактора на мощности.
В первый период работы реактора при загрузке использовали водяные насосы, создающие противодавление. Позднее изобрели загрузочное приспособление, представляющую собой трубу с двумя кранами, конструкция которых была аналогичной конструкции пробкового крана технологического канала (ТК). Для понимания порядка работы этого приспособления обозначим верхний кран № 1, нижний № 2. Они оба были соединены жесткой тягой. Загрузочное приспособление закреплялось плотно на пробковом кране технологического канала. При открытых кранах № 1 и Ха 2 загружали 9 блочков. После загрузки опорной подушки, загружали урановые блоки. К загруженной ячейке подключали расходомер и включали сигнализацию снижения расхода воды (СРВ) повышения расхода воды (ПРВ). После выдержки в реакторе в течение 2-3 месяцев, продукцию выгружали. Урановые блоки отделяли от авиалевых и выдерживали в транспортной галерее в течение 90-100 дней. После выдержки урановую продукцию направляли на радиохимическую переработку в специальных контейнерах по железной дороге.
ДДо 1952 года ГГУГР ПО “Маяк” работали круглый год на проектной мощности. Предельными параметрами, ограничивающими мощность реакторов, были температура воды на выходе из канала - 70 °С и температура графита - 300 °С. Первым, самым простым решением повышения мощности было использование сезонного снижения температуры озерной воды в осенне-зимний-весенний период. Автор этих строк участвовал в расчетах температуры воды на выходе из каналов и в выдаче соответствующих рекомендаций совместно сотрудниками ЛИПАН (так называли в то время ИАЭ имени И.В. Кучатова) С.А. Скворцовым и Г.А. Гладковым [7]. Однако при этом неизбежно столкнулись с необходимостью повышения предела по температуре графита. Некоторое время реакторы работали при воздушной продувке графитовой кладки и максимальной температуре графита - 400 °С.
Последующие исследования окисления графита при указанной температуре показали, что длительная работа может привести к выгоранию графита. По этой причине все ПУГР были переведены на азотную продувку графитовых кладок при концентрации кислорода 05-0,15 % (объемных). Эта мера позволила расширить предел по температуре графита до 500 °С, и, соответственно, была повышена мощность ПУГР. Однако из-за длительного периода работы реактора АВ-1 при сравнительно низкой температуре графитовые втулки распухли, и их не удалось извлечь. Теплопроводность втулок резко снизилась, увеличился температурный перепад на них. В то же время, в реакторах АВ-2 и АВ-3 удалось графитовые втулки заменить своевременно. Из-за потери теплопроводности втулок в реакторе АВ-1 при одинаковой максимальной температуре графита 500 °С, его мощность была на 30 % ниже, чем в реакторе АВ-2.
Одним из очевидных шагов в повышении мощности реакторов было повышение расхода охлаждающей воды путем установки дополнительных насосов на водонасосной станции. На комбинате 816 первыми стали применять урановые блоки с сокращенным на 1 мм наружным диаметром, что также привело к увеличению расхода воды и повышению мощности реактора. Наступил момент, когда мощность реакторов ограничивалась предельной напряженностью урановых блоков. Под руководством A. Бочвара, A.C. Займовскрого и других начали исследования по улучшению качества урановых блоков. Анализ испытания опытных партий блоков на комбинате проводились под руководством кандидата технических наук И.Т. Березюка.
Повышение надежности урановых блоков проводилось в двух направлениях: Улучшение качества сердечника блока (в основном размерной стабильности) с обеспечением мелкозернистой структуры урана путем закалки и соответствующего легирования. Повышение коррозионной стойкости оболочки блока за счет применения сплава Б-1. К концу срока эксплуатации ПУГР качество урановых блоков существенно улучшилось, и “зависания” блоков практически прекратились.
На основании внедрения рекомендаций по выполненному комплексу научно-исследовательских работ, реакторы были оснащены необходимыми приборами непрерывного газового контроля, что обеспечило надежную длительную эксплуатацию ПУГР при максимальной температуре графита 800 °С.
Для обеспечения успешной эксплуатации ПУГР при форсировании мощности, необходимо было проводить своевременную модернизацию средств контроля реакторов, проводить капитальные и профилактические ремонты оборудования. На реакторах АВ-1 и АВ-2 эта работа длительный период проводилась под руководством директоров заводов Л.В. Кириллова, В.Ф. Гусева при активном творческом участии А.П. Жарова, П.И. Филимонова, Р.А. Клестова и многих других [8]. В указанной работе подробно изложены технические проблемы и способы их решения на реакторах завода 23 в период форсирования мощности ПУГР. Коротко остановимся на некоторых из них.
В процессе длительной работы графитовых кладок произошла их усадка вследствие радиационно-термических процессов. Образовался зазор между кладкой и плитным настилом. Возникли затруднения при замене графитовых втулок. В реакторе АВ-1 плитный настил опустился, в реакторе АВ-2 он “завис” на деталях тракта. Эта проблема была решена за счет установки тонкостенных гильз, изготовленных из нержавеющей стали.
В ходе эксплуатации реакторов возникли большие трудности из-за коррозионного разрушения переходных деталей, расположенных ниже графитовой кладки. Эти детали обрывались, что приводило к затруднениям при замене технологических каналов и выгрузке продукции. Совместно с НИКИМТ была разработана технология замены нижних деталей тракта с вмонтированными в них кабельными термопарами, измеряющими температуры охлаждающей воды на выходе из канала. К семидесятым годам прошлого столетия выявилось большое коррозионное поражение деталей тракта в районе нижней диафрагмы. Пришлось рассверлить эти детали и установить циркониевые гильзы. Одновременно применили удлиненные каналы, вследствие чего прекратилось попадание воды на нижнюю диафрагму. При форсировании мощности в шестидесятых годах внедрялись мероприятия по снижению гидравлического сопротивления для повышения расхода воды через канал. В частности, были изменены зазоры между трубой и урановыми блоками за счет увеличения диаметра труб, а также применения дроссельных клапанов пониженного сопротивления. Из выше перечисленных работ видно, какой огромный объем работ был выполнен персоналом всех служб завода и сменным персоналом. В результате, вместо проектного срока эксплуатации реакторов 5 лет, реакторы проработали около 40 лет в условиях значительно повышенных мощностей. При этом особую признательность и благодарность следует сказать сменному персоналу, обеспечившему бесперебойную и безопасную работу реакторов. Они поистине стояли на боевом посту, укрепляя обороноспособность нашей страны.
Благодаря героическим усилиям ученых во главе с И.В. Курчатовым, конструкторов, инженеров и рабочих в начале 50-х годов в короткие сроки удалось запустить в Озёрске вначале первый промышленный ядерный реактор А, затем еще три реактора типа АВ для производства плутония, мощность которых была в три раза больше первого. Удивительно, но после запуска каждого реактора радио “Голос Америки” каждый раз поздравляло нашего директора Базы 10 Б.Г. Музрукова с этой победой. Как это могло происходить при строжайшем режиме секретности, до сих пор остается загадкой.
Н.С. - Владимир Иосифович, можно бы ближе к теме нашей беседы?
В.И. - Через некоторое время я пришел к Курчатову с листом ватмана, на котором была изображена графитовая кладка с вертикальными отверстиями. В отверстия вставляются каналы с размещенными в них стержнями урана. Свойства урана (плотность, твердость и др.) тогда определяли в Электростали на заводе № 12. Директором завода тогда был Калистов. Мы помогали налаживать герметизацию урана. Из уранового стержня нарезали блочки, и встал вопрос как герметизировать их в алюминиевую оболочку? Мы опасались того, что если вода попадет через неплотности под оболочку, то уран распухнет, и возникнут разные трудности. Для решения этой задачи мы привлекли фирму Амбарцумяна, НИИХИММАШ и другие институты. Надо было обеспечить хороший контакт между ураном и алюминием, чтобы отводить тепло при цепной реакции деления.
Н.С. - Хорошо, с блоками урана начали решать задачи, а как же продвигалась разработка проекта будущего промышленного реактора?
В.И. - В проекте мы рассматривали реакторы с двумя замедлителями: графит и тяжелая вода. Изучался и вопрос использования обычной воды. Уран был, конечно, естественный. Тогда не было еще технологии обогащения урана изотопом и-235. В 1944—1945 годах было сложно с заводами, которые делали бы различные приборы, дозиметры. Большой проблемой было изготовление каналов для размещения урановых изделий. С самого начала у нас родилась схема реактора с вертикальным расположением каналов, чтобы использовать силу тяжести для выгрузки облученного урана. Рассматривалась и схема горизонтального расположения каналов, но эту схему разрабатывал другой институт, и её не приняли. Мы выдали техническое задание на разработку реактора с вертикальным расположением каналов. Надо было решать вопрос с конструкторским бюро: или организовывать в лаборатории № 2, либо привлекать другую организацию. Стали искать главного конструктора. В итоге с помощью Первухина привлекли Доллежаля с его институтом. Началась проработка конструкции графитовой кладки. Надо было сделать так, чтобы кладка не разваливалась при термическом расширении, и это не влияло бы на коэффициент размножения нейтронов. Остановились на том, что кладка должна состоять из однотипных блоков с отверстиями для размещения каналов. Размер блоков 150-200 мм. Блоки должны быть отцентрованы и обработаны с хорошей точностью. Мы еще не знали, каково будет качество графита. Были высокие требования по величине примесей: должны быть тысячные доли бора, железа, кадмия. Графит должен иметь достаточную плотность и прочность. И.С. Панасюк начал исследования графита в специальных сборках с ураном, куда устанавливался источник нейтронов, и определяли его физические характеристики. Кроме этого, с помощью химического анализа определяли примеси графита.
Н.С. - Владимир Иосифович, об этих опытах подробно рассказал И.Ф. Жежерун. Пожалуйста, расскажите подробнее о проекте реактора.
В.И. - По проекту надо было решать ряд сложных задач. Много дебатов было о том, на какой срок надо рассчитывать работу реактора. Остановились на сроке 3 года. Надо было решать принцип действия реактора. Мы считали, что каждый канал должен отвечать сам за себя, то есть должно быть индивидуальное водоснабжение, загрузка и разгрузка урана, контроль расхода воды и температуры. С другой стороны, по физике канал должен быть членом коллектива. Эти, казалось бы, противоречивые требования должны быть выполнены. Необходим был также контроль влажности. Мы опасались, что в контакте с графитом во влажной среде может образоваться пара, и будет интенсивная коррозия каналов. Затем надо было иметь контроль активности, чтобы контролировать разрушение уранового блочка. Поэтому обеспечению его герметизации уделяли большое значение. Над этим хорошо потрудились сотрудники ВИАМ во главе с Амбарцумяном. Надо было, чтобы блоки проработали не менее одного года. Технология герметизации и обеспечения надежного сцепления урана с алюминием оказалась сложной. Уран одевали в алюминиевую оболочку в виде чулка, а затем заваривали с одного торца.
Н.С. - Мне бы хотелось, чтобы Вы рассказали о первом рассмотрении проекта.
В.И. - Когда проект был готов, мы вышли на защиту проекта на совете, где председателем был Первухин. Присутствовали Курчатов, Доллежаль и другие. Всего было около 10 человек. Как главный технолог, докладывал я. Представил общий вид реактора, рассказал о системе контроля: на каждый канал должно быть по 4 прибора. Необходим был контроль расхода воды, температуры, влажности продуваемого газа и активности. Словом, надо было иметь на весь реактор 4 тысячи приборов. Тут надо сказать, что просто была немая сцена.
Первухин подскочил на стуле и говорит: Вы что с ума сошли? Война только что кончилась, промышленность страны находится в разрухе, приборы не выпускаются. До войны я был директором электростанции. У нас был один расходомер, который все время выходил из строя, и мы его без конца ремонтировали. Такое невиданно большое количество приборов! Придется докладывать Берии, что сроки строительства реактора могут быть сорваны. Все опустили головы, молчат. Один Игорь Василевич сидит спокоен. Первухин обращается к Курчатову: Что будем делать?
Курчатов встал и заявил: Меркин предложил единственно правильное решение. Первухин смотрит на всех, молчит. После некоторой паузы он обратился к секретарю совета В.Ф. Калинину: Запишите в протокол решение о том, что технический совет принимает проект реактора к сведению. После
Параллельно с монтажом кладки вели строительство здания реактора и монтаж остальных конструкций и трубопроводов. Весной 1948 года приступили к установке разгрузочных кассет. До этого, в Москве проводилась проверка двух типов кассет. Институт Доллежаля разработал кассету, работающую на гидравлическом принципе, а Горьковский завод - на механическом принципе. При испытании кассет было обнаружено, что кассеты Горьковского завода работали надежно, а кассеты Доллежаля часто выходили из строя. Меня, как главного инженера это очень беспокоило. Тем не менее, Доллежаль продвинул свой заказ, и весь комплект кассет прибыл на объект, и начали их установку. Моё беспокойство и сомнения были связаны с тем, что кассеты будут постоянно находиться в воде, которая не всегда будет чистой. Начнется коррозия, и гдравлическая система может не сработать во время выгрузки продукции.
Однажды ночью я пошел к дежурному уполномоченному КГБ. Дежурил генерал-лейтенант, фамилию его точно не помню и говорю ему: Вы знаете, нас ожидает беда. Запустим реактор, а через некоторое время надо будет выгружать продукцию, а кассеты не сработают. Что будем делать? Он подумал, подумал и говорит: - Надо звонить Курчатову. Было 2 часа ночи, а по московскому времени - 12 часов. Может быть, Курчатов еще не спит? Курчатов сразу же взял трубку и выслушал мою просьбу и мои опасения. На удивление он сразу же согласился со мной. Возможно, он был уже проинформирован о результатах испытания разгрузочных кассет и попросил нас быть у телефона, а сам стал звонить в Горький директору завода Еляну. Примерно через полчаса позвонил нам и сообщил, что с Еляном он договорился, и кассеты начнут изготавливать и поставлять к нам. Действительно, через неделю кассеты начали поставлять из Горького, а мы начали их устанавливать в реактор. В июне все кассеты Горьковского завода были установлены, и эта операция практически не повлияла на пусковые сроки, так как завершались работы в других частях реактора.
Уважаемый читатель, когда я вёл беседу с В.И. Меркиным, мне очень хотелось задать ему вопрос: До начала разработки общего вида ядерного реактора и в последующий период видел ли он зарубежные чертежи ядерных реакторов, которые добывали представители научнотехнической разведки? Тогда я этого не сделал, зато после окончания конференции 1996 года всё же осмелился задать этот вопрос. Он это категорически отрицал. Кроме этого, он лишний раз подтвердил, что вертикальное расположение технологических каналов в реакторе было предусмотрено в техническом задании, выданным лабораторией № 2. Известно, что в Хэндфорских реакторах (США) и в Видскейле (Великобритания) технологические каналы расположены горизонтально. Эта особенность имеет принципиально разный подход при конструировании реактора. Обе концепции расположения каналов имеют свои преимущества и недостатки. Например, при длине каналов около 20 метров нет необходимости рыть глубокий котлован, в то же время, усложняется обслуживание реактора при выгрузке каналов: необходим специальный подъемник, на котором располагается ограниченное количество операторов. Урановые блоки в этом случае выталкивают специальным приспособлением по всей длине канала.
При вертикальном расположении при выгрузке продукции используется сила тяжести. Стоит только совместить положение кассеты с выбранной ячейкой реактора, дистанционно отжать зуб кассеты, и продукция самопроизвольно выгружается из канала. При проведении массовых работ во время ППР в центральном зале реактора размещается большое количество операторов. При создании отечественных реакторов конструктора предусмотрели зазоры между кладкой и баками водяной защиты, поэтому не было особых проблем при радиационно-термической деформацией кладки. В то же время в английских реакторах на ранней стадии их работы возникли проблемы отжига графита из-за сокращения слишком малого зазора между кладкой и бетонной защитой.
В первый период работы персонал руководствовался единой производственной инструкцией. Затем, в начале 50-х годов все разделы по управлению реактором были выделены в технологический регламент, первый вариант которого написал С.П. Богданов - бывший заместитель главного инженера реактора АВ-1. Технологическому регламенту был придан особый статус. Например, в первом варианте регламента был пункт, согласно которому за его нарушение следовала уголовная ответственность. Я, кстати сказать, занял кресло инженера управления, освободившееся в связи с осуждением предшественника.
Может возникнуть вопрос: были ли нарушения технологического регламента в нашей многолетней практике? Конечно, были! И за это строго наказывали. Вспоминается период напряженной работы, когда для форсирования мощности реакторов увеличили расход воды через каналы за счет сокращения диаметра блоков. В результате этого снизился оперативный запас реактивности. Допустимое время кратковременной остановки реактора снизилось с 30-40 до 10-15 мин, что увеличивало вероятность “свалиться” в йодную яму, и затем потерять драгоценные сутки за счет простоя реактора. Если же за одну смену последует несколько снижений мощности по сигналу СРВ, то за счет этого из-за ксенонового отравления снижается оперативный запас реактивности и, соответственно, минимальное оперативное время для выполнения необходимых работ во время остановки. Для предотвращения длительного простоя реактора персонал управления стал сокращать период удвоения мощности при разгоне реактора за счет одновременного извлечения большого числа стержней СУЗ. Ранее действующая электрическая схема управления стержнями СУЗ позволяла это сделать.
Считалось даже некоторым искусством вывести мощность реактора с 0,5 % до номинала за одну минуту. В этом случае самописец мощности записывал прямую линию почти под прямым углом. Я был невольным свидетелем подобного случая, о чем подробно расскажу. В то время я работал заместителем главного инженера реакторного завода. В кабинете директора завода H.H. Архипова в присутствии главного инженера Л.В. Кириллова мы обсуждали сложную ситуацию с выполнением месячного плана. В это время по прямому телефону директору сообщают, что реактор АВ-1 остановлен по сигналу СРВ и, возможно, свалится в “йодную яму”. Директор попросил меня срочно пойти на щит управления реактора. Вбегая в помещение щита управления, я услыхал возглас старшего инженера управления Н.М: “Зайца потеряла, зайца потеряла!” Одновременно со стороны центрального зала вбегает начальник смены С.Д. и нажимает кнопку аварийной защиты реактора. Реактор был остановлен то ли от сигнала 10-процентного превышения мощности, то ли от нажатия кнопки A3. Мощность реактора удалось восстановить.
Стали разбираться, что же произошло. Оказалось, что в нарушение регламента в отсутствие письменного разрешения начальника смены начали подъем мощности. Трое из присутствующих на пульте управления нажали сразу много кнопок для извлечения стержней. Реактор стал быстро разгоняться, и старший инженер управления не успела переключиться со второго на третий диапазон зеркального гальванометра, потеряла зайчика гальванометра и подняла панику. Об этом я доложил директору и предложил написать распоряжение о том, чтобы старший инженер управления при подъеме мощности извлекал одновременно не более 4-х стержней СУЗ. Главный инженер возразил, мотивируя тем, что тогда будет много остановок и невыполнение плана. Он считал, что старший инженер управления должен обладать определенной интуицией. Тогда я заявил, что если не будет написано распоряжение, то подам в отставку. В конечном итоге по должностным обязанностям я отвечаю за ядерную безопасность в первую очередь. Дискуссия закончилась на том, что распоряжение было написано, а через некоторый период заместитель начальника КИПиА A.C. Василенок подал и внедрил рационализаторское предложение, после чего схема не позволяла извлекать одновременно более 4-х стержней СУЗ. Старшего инженера после этого случая перевели в другую службу.
Случай произошел на заводе 37 во время первого пуска реактора OK-190 в новом режиме. Согласно приказу директора комбината, я был назначен дежурным научным руководителем на период пусконаладочных работ. В этом тяжеловодном реакторе была отличная от уран-графитовых реакторов технология пуска. В частично загруженный реактор постепенно заполняли “тяжелую воду” снизу вверх по принципу сообщающихся сосудов. Уровень “тяжелой воды” контролировали в центральном зале реактора с помощью двух штанг-“щупов”, при замыкании контактов которых от соприкосновения с “тяжелой водой” срабатывал звонок. Размножение нейтронов контролировали с помощью счетной аппаратуры, установленной в центральном зале. Если при достижении установленного уровня “тяжелой воды” реактор не достигал критичности, то этот уровень снижали, догружали реактор, и вновь постепенно поднимали уровень воды с обязательной проверкой состояния критичности реактора через каждые 5 см повышения уровня тяжелой воды.
В тот день я дежурил в дневную смену в качестве научного руководителя. К этому времени, согласно расчетам, реактор был полностью загружен. Необходимо было его заполнить “тяжелой водой”. Я дал команду начальнику смены начинать постепенное заполнение реактора. Подняли штанги-”щупы” на 5 см и ждем, когда появиться сигнал. Однако в системе подачи воды что-то не ладилось, и я возбужденно начал разговаривать с начальником смены. В это время в зал вошел директор завода Г.С. Цветков и услыхал этот разговор. Он пообещал выяснить причину неполадок и спустился на нижние отметки реактора. Действительно, через некоторое время уровень воды поднялся, что стало ясно по срабатыванию сигнализации. Мы приподняли штанги-“щупы” на 5 см, но сигнал не снимался. Поднимали штанги еще и еще, сигнал снялся лишь через 0,5 метра. Однако реактор не достиг критичности. Оказалось, что физики ошиблись в расчетах. Мы в это время находились на плитках реактора. Через некоторое время в зал зашли научные руководители из ИТЭФ А.П. Рудик и H.H. Николаев. Последний обратился ко мне с характерным нижегородским говором с ударением на букву “о”: Ну, Николай Степанович, ты, очевидно, в рубашке родился. Ведь мог быть быстрый неконтролируемый разгон реактора. В этот раз нам просто повезло: физики перестраховались. С другой стороны, физиков труцно обвинять: в то время расчеты проводились с помощью арифмометра и логарифмической линейки, ЭВМ тогда не было.
Еще об одном случае аварийной ситуации на реакторе ЭИ-2 завода № 5 в Томске-7 красочно написал в своей книге М.П. Грабовский [4]. В дневное время по каким-то причинам произошел развал энергосистемы “Сибэнерго”. Циркуляционные насосы остановились, и урановые блоки начали разогреваться из-за остаточного энерговыделения. По проекту на этот случай предусмотрены “компенсаторы объема” в виде нескольких огромных резервуаров с водой под давлением для расхолаживания реактора. Эта операция никогда не проводилась. На реакторе было резервное питание в виде аккумуляторных батарей, но оно могло обеспечить лишь схемы сигнализации и освещение. Серьезность ситуации в первый же момент осознали заместители главною инженера завода; один - по эксплуатации - С. А. Сидоренко, второй - по ядерной безопасности - Л.И. Голубев, который быстро побежал в здание ЭИ-2 сразу в щитовую управления реактором и дал команду киповцам переключить самописец мощности на самую чувствительную шкалу. Это делали всегда при подъеме реактора с нулевой мощности. И вдруг Голубев закричал: “Самописец пошел! Самописец пошел!” Стрелка самописца медленно ползла по измерительной шкале.
Ситуация была весьма критической: ведь все стержни СУЗ были внизу. Необходимы были срочные меры по установке в реактор дополнительных твердых поглотителей нейтронов. Сидоренко быстро спустился в центральный зал и дал команду сбросить с балкона 4 запасных стержня СУЗ на пол. Затем, найдя пустые ячейки, эти стержни погрузили в реактор. Одновременно, по своей инициативе автор повествования спустился на нижнюю отметку реактора, и организовал выгрузку каналов. Таким образом, авария была предотвращена. Вот что такое “человеческий фактор” и его роль в обеспечении безопасности ядерного реактора. Остается неясным одно: как же просчитались физики в расчете необходимого количества стержней СУЗ для полного заглушения реактора в подобных случаях.