Ссылка на полный текст: Круглов А. К. Как создавалась атомная промышленность в СССР. — 1995 — Электронная библиотека «История Росатома»
Навигация:
О чём книга
Завод Б. Первый промышленный уран-графитовый реактор и его продукция: плутоний
Завод Б. Проблема высокоактивных отходов
Завод Б. Изучение свойств плутония в процессе производства
Проблема ядерной безопасности — контроль количеств плутония в каждом аппарате, контейнере, трубопроводе, ёмкости
Завод В: переработка растворов плутония, поступающих с завода Б
Завод В: обработка металлов давлением — изготовление полусфер из плутония
Специальное конструкторское бюро КБ-11
Организация производства полония в СССР
Развитие советской атомной отрасли в 1950-ых годах
Геологи обнаруживают в Габоне следы природного ядерного реактора на тепловых нейтронах
Завод Д-1 (комбинат № 813 для получения 235U)
Создание диффузионных машин и фильтров для газодиффузионного метода получения высокообогащенного 235U
Получение шестифтористого урана
Концепция многоступенчатой диффузионной машины
Индекс ЛБ (Лаврентий Берия)
Завод Д-1: диффузионные машины
Председатель Специального комитета, член Политбюро Л.П. Берия и его методы мотивации
Единица работы разделения диффузионной машины
Комбинат №813: заводы Д-3, Д-4, Д-5
Рассредоточение предприятий по производству обогащенного урана
Центробежный и электромагнитный методы разделения изотопов
Установка СУ-20 для электромагнитного разделения изотопов урана
Потребители делящихся материалов
Лаборатория № 3
ОК-180 — первый советский промышленный тяжеловодный реактор, предназначенный для получения плутония и ряда изотопов
Реакторы производящие тритий для термоядерного оружия
Изучение свойств бериллия
Организация добычи урана в СССР
Месторождения урана
Переработка урановых руд и утилизация отходов
Завод №12 в город Электросталь
Развитие производства металлического урана на заводе №12
Ядерные аварии на предприятиях атомной отрасли СССР
Самопроизвольная цепная реакция в марте 1953 года на заводе Б комбината № 817
21 апреля 1957 года: авария на химико-металлургическом производстве завода В
Малоизвестные аварии на отечественных реакторах в начальный период их эксплуатации
Форпостом нашей промышленности был плутониевый комбинат № 817 на Южном Урале. В его состав входили уран-графитовые и тяжеловодный ядерные реакторы, радиохимический завод для выделения плутония, очищенного от продуктов деления, а также завод по изготовлению основных изделий из делящихся материалов для атомной бомбы. На Среднем Урале были созданы сложнейшие производства по получению другого делящегося материала для атомной бомбы — 235U с обогащением до 90%. В Средней Азии был создан первый комбинат уранодобывающей промышленности, обеспечивающий природным ураном атомные предприятия Южного и Среднего Урала. Однако для получения 235U из природного урана предварительно необходимо было создать производство шестифтористого урана. Для наработки плутония необходимо было обеспечить получение чистейшего металлического урана и изготовление из него урановых блоков, способных надежно работать в ядерных реакторах.
Осуществление в лаборатории № 2 под руководством И.В. Курчатова первой в Европе и Азии управляемой цепной ядерной реакции и строительство первых промышленных уран-графитовых и тяжеловодного реакторов в лаборатории № 3 (будущая ТТЛ, а затем ИТЭФ) под руководством А.И. Алиханова было бы невозможно без организации на заводах других отраслей сложнейших производств по получению специального графита, тяжелой воды и других материалов.
В представляемой читателю книге кроме краткого описания усилий ученых, конструкторов и строителей, обеспечивших создание в 1946— 1949 гг. первых предприятий атомной промышленности, приведены лишь основные участники разработок технологических процессов, новых материалов и специального оборудования из институтов АН СССР, отраслевых НИИ и КБ Минцветмета, Минхимпрома, Минтяжмаша и других отраслей промышленности.
Получение делящихся материалов — главная и самая сложная задача при создании ядерного оружия. Наработанный в ядерном реакторе плутоний необходимо отделить от урана и высокоактивных продуктов деления. Для выделения плутония был построен радиохимический завод (здание 101), который из режимных соображений назывался заводом Б.
Облученные урановые блоки, очехлованные алюминиевой оболочкой, из реактора А поступали на завод Б. Здесь их растворяли, затем химическими методами отделяли сначала материал оболочки, а потом высокоактивные продукты деления; на последующих стадиях выделяли плутоний из огромного количества урана. Этот плутоний перевозили на химико-металлургический завод В, где из него получали сначала черновой, а затем очищенный металлический плутоний и изделия для атомной бомбы. Недоиспользованный, или регенерированный, уран тщательно очищали от следов плутония и продуктов деления. Этот уран имел изотопный состав, практически аналогичный природному. Из регенерированного урана в то время предполагалось получать другой вид ядерной взрывчатки — высокообогащенный 235U.
Для обогащения 235U в посёлке Верх-Нейвинском строился первый в России газодиффузионный завод (комбинат № 813).
Полученный на заводе Б концентрированный (после отделения от урана и продуктов деления) раствор плутония должен был подвергаться дополнительной очистке от следов примесей, чтобы плутоний имел минимальное гамма- и бета-излучение при поступлении к металлургам. Все радиохимические процессы для завода Б были разработаны в РИАНе под руководством академика В. Г. Хлопина. Там была создана и другая, более сложная технология. Были уточнены зависимости распределения вещества между различными фазами: жидкость— твердая, раствор-раствор, жидкость—газ. Была показана возможность полного отделения плутония от урана и от продуктов деления [49].
Завод был построен с использованием ацетатно-фторидного процесса. Параллельно для проверки более прогрессивного экстракционного процесса в здании 102 создавалась специальная установка. С первых же месяцев работы возникли проблемы коррозионной стойкости оборудования. Директором ИФХ членом-кор- респондентом АН СССР Г.В. Акимовым был предложен нихром в качестве материала технологических аппаратов. Однако нихром сильно корродировал. Поэтому в дальнейшем некоторые емкости, в том числе и химические реакторы, стали покрывать серебром и золотом [43]. Первая загрузка облученных блоков в аппарат-растворитель А-201 завода Б была сделана 22 декабря 1948 г. Однако первая готовая продукция на конечном переделе завода была выпущена только в феврале 1949 г.
Выделенный плутоний нужно было очистить от продуктов деления, чтобы их содержание при этом уменьшилось в миллионы раз. Для этого урановый раствор подвергали ацетатным переосаждениям, отделяли плутоний от урана и осколков. Полученный концентрат плутония подвергали дополнительной очистке от тех же примесей, но уже осаждением из фторидных растворов. При этом использовалась разная способность плутония и урана к восстановлению. Вначале уран и плутоний окисляли бихроматом калия в азотнокислой среде шестивалентного состояния и осаждали в виде солей, в растворе при этом оставались макропримеси и продукты деления. Раствор сбрасывался, а осадок растворялся, восстанавливался бисульфитом и вновь осаждался ацетатом. При этом уран сохранял шестивалентную форму, а плутоний переходил в четырехвалентную и уже оставался в растворе. После фильтрования соли урана оставались на фильтре, а плутоний — в растворе.
Эта технология была заложена в самом первом варианте промышленной радиохимии [43, 49]. Этот же принцип отделения урана от плутония применялся при повторной очистке, т.е. аффинаже, но осаждение велось не в ацетатной, а в азотнокислой среде в присутствии фтора. Затем раствор окисляли бихроматом и добавляли плавиковую кислоту. Образовывался осадок фторидов Редких металлов вместе с лантаном, который добавляли в раствор перед осаждением. В окисленной среде плутоний оставался в растворе, а с осадком выводились продукты деления и лантан. Затем раствор восстанавливали бисульфатом и после Добавления лантана осаждали плутоний.
Сложность ведения технологического процесса можно представить если учесть, что емкость аппаратов измерялась сотнями и даже тысячами литров, а число трубопроводов, запорной арматуры, всякого рода приборов и уровнемеров исчислялось сотнями. Объемы используемых кислот и других реагентов во много раз превышали количество загружаемого в оборудование урана. Неспециалисту трудно представить все трудности проведения химических процессов, когда содержание продукта (плутония) в уране составляло всего около 0,01%, или десятки граммов, на 1 т урана.
Начальный период работы обнажил все трудности ведения процесса и показал многие недостатки проекта, которые устраняли по ходу освоения технологии. Растворы попадали в вытяжную вентиляцию, плутония часто не оказывалось ни в растворах, ни в осадках. Большая площадь поверхности технологических аппаратов, трубопроводов и другой арматуры была причиной того, что из-за сорбции плутония на стенках емкостей он «пропадал». Создавались непредвиденные трудности в его обнаружении и в целом в ведении технологических процессов. Агрессивность сред вызывала коррозию оборудования и арматуры, нарушалась герметичность оборудования и усложнялись условия работы эксплуатационного персонала. Ремонтные службы предприятия, в первую очередь инженеры-механики, прибористы, коррозионисты, все без исключения сотрудники аналитической лаборатории работали в «аварийном» режиме, получая недопустимо большие дозы облучения.
Уместно привести воспоминание участника получения первой порции готовой продукции, полученной на заводе Б: «Первую порцию готовой продукции в виде пасты мы соскабливали ложкой с нутч-фильтра в специальном каньоне вдвоем с Чугреевым еще в феврале 1949 г. Как ни трудно было извлечь плутоний из обилия примесей, но удалось это сделать неоднократной щелочной разваркой, растворением, промывкой. Выдача первой порции проводилась из «подвального» помещения, которое мы почему-то называли каньоном, в присутствии представителей науки и администрации. Заложили «пасту» в эбонитовую коробку и передали ее заводу-потребителю. Сколько плутония там было, мы не знали, да и знать нам не рекомендовалось. Даже потом, когда я был уже главным инженером, количество плутония, заложенное в плане, было известно только начальнику объекта, а вся документация готовилась только в одном экземпляре» [43].
Далее М.В. Гладышев описывает, как в экстракционном отделении (здание 102) проводилась выдача продукции. Эта ответственная операция осуществлялась начальником отделения, сначала Ю.Н. Лаврентьевым, а затем сменившей его Г.Н. Заряновой. Она сама занималась подготовкой товара на выдачу и бывали случаи, когда за день работы Галина Николаевна принимала облучение до 25 бэр. Вскоре ее вывели в «чистые» условия, и новый начальник отделения Н.П. Вакуленко занимался тем же.
Впоследствии технологическая схема завода претерпела серьезные изменения. На месте наиболее сложного отделения № 8 было смонтировано новое оборудование отделения № 26, в котором конечной готовой продукцией был азотнокислый раствор нитрата плутония с допустимым содержанием примесей. На заводе были организованы регенерация и очистка от радионуклидов ряда химических реагентов для их повторного использования, а также проведены работы по сокращению сброса радионуклидов за пределы завода. Опубликованные материалы о передаче нашей стране секретов создания ядерного оружия в США [44] подтверждают, что, действительно, данные США облегчили нам разработку схемы атомной бомбы. Но эти «секреты» не могли помочь при получении ядерной взрывчатки — плутония. В стране были созданы все технологические процессы, материалы и оборудование радиохимического производства.
После заполнения в 1949 г. хранилищ (комплекс С) высокоактивными отходами возникла неразрешимая проблема. Точно так же, как на первом промышленном реакторе в конце 1948 г., на заводе Б к концу 1949 г. нужно было выбирать: либо продолжать нарабатывать плутоний, либо остановить завод Б, прекратив сбросы радиоактивных отходов в реку Теча.. Решение было принято. Наработка плутония продолжалась. Мероприятия по ликвидации сброса активных вод в реку Теча рассматривала специальная комиссия под председательством члена-корреспондента АН СССР И.Е. Старика, которая одобрила предложение комбината, поддержанное Минздравом СССР, об использовании бессточного озера Карачай для сброса радиоактивных растворов. Материалы комиссии И.Е. Старика были согласованы с И.В. Курчатовым, А.П. Александровым, Б.Г. Музруковыми Г.В. Мишенковым. С 28 октября 1951 г. основная часть сбросов завода Б стала направляться в озеро Карачай и лишь 100—200 Ки/сут продолжало поступать в реку Теча.
До мая 1949 г. такого количества плутония в нашей стране просто нельзя было получить, так как в шарике диаметром 10 см должно находиться 8 кг плутония с заданными, труднодостижимыми свойствами. Завод В в начале 1949 г. только осваивал технологию его получения. Кроме того, шарик из 8 кг плутония в определенных условиях может даже разрушиться из-за достижения критической массы на мгновенных нейтронах, т.е. произойдет его разброс из-за нейтронной вспышки [64]. Оказалось, что плутоний сильно корродирует, легко образует аэрозоли. Из-за высокой токсичности попадание плутония в организм человека представляет особую опасность. Поэтому работы с плутонием должны проводиться в герметичных перчаточных боксах или специально оборудованных герметичных камерах.
Известно все это стало позднее, а в начальный период работы с плутонием в лабораториях НИИ-9 техника безопасности была на низком уровне. Не на должном уровне она была и в начальный период работы различных технологических отделений в цехах заводов строящегося на Южном Урале Плутониевого комбината (объекты А, Б, В). Правда, в НИИ-9 перерабатывались незначительные количества плутония и продуктов деления, суммарная радиоактивность которых составляла всего несколько кюри. На заводах же Б и В в растворах, нерастворимых осадках и всякого рода отходах, а также в изделиях из металлического плутония радиоактивность исчислялась многими десятками тысяч кюри.
В виде порошка и мелкой стружки плутоний пирофорен при комнатной температуре и легко загорается на воздухе [61]. Однако на этом трудности работы с плутонием не кончаются. Из-за тугоплавкости и высокой реакционной способности плутония литьевые формы для него можно было изготавливать из весьма редких и дорогих материалов. Наиболее пригодны для этих целей тантал, вольфрам, оксиды или фториды кальция, оксиды магния и церия. При литье необходимо свести до минимума окисление плутония в процессе его плавления и разливки, а это требует надежного высокого вакуума в технологическом оборудовании, включая плавильные печи. При успешном решении этих вопросов остаются не меньшие трудности, связанные с предотвращением растрескивания отливок из плутония в процессе их охлаждения [61]. Большие затруднения возникают и при обработке плутония давлением.
Стало очевидным, что свойства плутония затрудняют его использование в чистом виде. Поэтому проблема легирования и изучения сплавов и соединений плутония стала с самого начала одной из важнейших.
На радиохимическом заводе Б при переработке облученного урана природного обогащения только конечные продукты, очищенные от урана и продуктов деления, имеют концентрацию плутония, достаточную для образования самопроизвольной цепной ядерной реакции. На заводе В образование такой реакции возможно практически на всех операциях технологического процесса.
Поэтому проблема ядерной безопасности для этого завода связана, в первую очередь, с контролем количеств плутония в каждом аппарате, контейнере и трубопроводе, в каждой емкости или плавильной печи. При этом надо учитывать, что в емкостях может быть плутоний в осадках, растворе или другой форме. Значения критических масс делящихся материалов на различных стадиях технологического процесса различаются. Впоследствии на заводе перерабатывали ядерное топливо с исходным обогащением 235U от 2 до 80%. Из-за небольших значений критических масс металлургические процессы на заводе В должны были проводиться на оборудовании малых размеров, с малым количеством плутония. Не меньшие ограничения были и у радиохимиков завода В при переработке различных растворов, нерастворимых осадков, накапливаемых в оборудовании, и отходов, содержащих плутоний, так как минимальная критическая масса плутония тогда была неизвестна, существовали лишь расчетные данные.
Только в 1951 г. определили, что при концентрации плутония 20-40 г/л в определенных условиях критическая масса была немного больше 500 г. Неточности лабораторных анализов, ошибки в показаниях приборов или просто невнимательность персонала могли привести к превышению установленных тогда безопасных норм загрузки 100—150 г. Поэтому необходимо было контролировать суммарное количество плутония в каждом аппарате и трубопроводе, учитывать накопление осадков, содержащих плутоний, во всех передаточных емкостях. Выполнить все это было в первые годы работы очень трудно, превышение установленных норм загрузки оказывалось неизбежным, особенно часто — при работе с растворами. Поэтому на заводе В и нередки были аварии — самопроизвольные цепные реакции.
В музее ПО «Маяк» и в обзоре [73], опубликованном в связи с 45-летием комбината, приведены различные материалы о начальном периоде освоения завода В. Приказом от 3 марта 1948 г. на базе одноэтажных зданий барачного типа (здания 4, 8 и 9) был организован опытно-промышленный комплекс завода. В начале 1949 г. после ремонта в здании 9 было создано опытно-промышленное производство для переработки растворов плутония, поступающих с завода Б (рис. 10). 26 февраля 1949 г. в 12 ч ночи первый конечный продукт завода Б поступил на переработку в химическое отделение здания 9.
Первую партию принимали начальник цеха Я.А. Филипцев, начальник химического отделения И.П. Мартынов в присутствии Б.Г. Музрукова, Г.В. Мишенкова, И.И. Черняева. Это отделение И.И. Черняев назвал «стаканным», так как продукт завода Б разливался в платиновые стаканы и в них проводились дальнейшие технологические операции. В отделении работали в основном женщины. Первыми начальниками смен были выпускницы Горьковского и Воронежского университетов Ф.А. Захарова A.C. Костюкова, М.Я. Трубчанинова, З.А. Быстрова. Металлургическое отделение цеха возглавлял К.Н. Чернышев [бб]. Здание 9 было превращено в химическую лабораторию с деревянными вытяжными шкафами, а оборудование было переносным — кроме платиновых стаканов и фильтров, а также золотых воронок почти ничего не было. Все операции выполнялись вручную, никакой механизации не предусматривалось, не было специальных приспособлений для работы с радиоактивными веществами
Первая очередь предусматривала превращение конечных растворов завода Б в металл и получение изделий из металлического плутония. Вторая очередь была введена после получения высокообогащенного 235U.
Под руководством профессора A.C. Займовского на завод В был командирован автор методов по обработке металла давлением А.Г. Самойлов.
Созданное в институте оборудование не позволяло обеспечить однородный нагрев прессуемой массы металла (сначала имитатора).
За короткий срок оборудование было переделано и на имитаторе из алюминия стали получать качественные изделия. К этому времени от металлургов, возглавляемых А.Н. Вольским, поступил плутоний в виде небольших плавленых цилиндриков. Их масса составляла только 110% массы двух конечных тонкостенных полусфер из плутония, которые после горячего прессования должны были пройти и механическую обработку. Уместно привести воспоминания А.Г. Самойлова об этих решающих для создания атомной бомбы технологических операциях с количествами плутония, даже превышающими минимальную критическую массу [38]:
«Прессование было поручено произвести мне. Народу в цехе было мало, физики у пресса поставили свои приборы, а сами удалились, остались только ответственные за эти работы: A.A. Бочвар, A.C. Займовский, А.Г. Самойлов, М.С. Пойдо, И.Д. Никитин, Ф.И. Мыськов. Я взялся за рычаг гидравлического пресса. У всех в это время было гнетущее состояние, каждый обдумывал свое бытие: будет ли он жив или разложится на атомы? Все думали, не ошиблись ли физики, учли ли они все факторы, влияющие на увеличение критмассы, не произойдет ли ядерный взрыв во время горячего прессования металла? Все замолкли, наступила тишина. Пуансон медленно стал опускаться в аппарат, давление на манометре постепенно стало возрастать и дошло до требуемого показателя. Прессование благополучно закончено, нагревательная система отключена. Все радостно зашевелились, засуетились, громко заговорили. Собралось начальство. Некоторое затруднение испытали при излечении изделия из разъемной пресс-формы, и здесь нам помог своей могучей силой Ефим Павлович Славский, изделие с его помощью без каких-либо повреждений было извлечено из пресс-формы, выглядело оно блестящим. С большой тщательностью и точностью обточили его при помощи специального приспособления на станке. Операция обточки была очень ответственная, трудоемкая и требовала большого внимания, осторожности и смекалки, чтобы не запороть изделия в брак. При обработке изделия резанием неоценимую услугу оказал сотрудник нашей группы Михаил Степанович Пойдо...
Все мы тогда дошли до высшей критической точки нервного напряжения, тогда все казалось не таким, как было в действительности. Вдруг А.П. Завенягин решил, что изделие по сферичности запорото, и весь свой гнев он обрушил на М. С.Пойдо, который выслушал эти обвинения молча, не сказав в свою защиту не единого слова. После ухода А.П. Завенягина Михаил Степанович мужественно продолжал вести обработку изделия до конца и сделал его с большой точностью на примитивном оборудовании. Несколько раз после этого я просил Андрея Анатольевича Бочвара обратиться к А.П. Завенягину, чтобы он как-то смягчил этот инцидент, но, к сожалению, разговор A.A. Бочвара с А.П. Завенягиным не состоялся. По-видимому, тогда А.П. Завенягину можно было сделать скидку на напряженность обстановки. Огромная ответственность, независимо от занимаемого положения, лежала на каждом из нас.
Случай с М. С. Пойдо мог привести к двойной трагедии, так как без М.С. Пойдо мы наверняка бы запороли изделие». Эти примеры не единичны и указывают, что данные разведки, полученные по атомной бомбе, в создании целого ряда производств не играли значительной роли.
В августе 1949 г. на комбинате были изготовлены полусферы из плутония. Это обеспечило успешное испытание на полигоне в Семипалатинске первой атомной бомбы 29 августа 1949 г. в б ч 30 мин по местному времени
Для ускорения работ в апреле 1946 г. постановлением правительства создается филиал лаборатории — специальное конструкторское бюро (КБ-11), место для которого по предложению Б.Л.Ванникова выбиралось рядом с одним из заводов боеприпасов, так как для отработки конструкции бомбы требовалось много взрывчатых веществ (ВВ).В течение нескольких месяцев под руководством заместителя министра боеприпасов П.Н. Горемыкина работала инициативная группа в составе А.П.Зернова и Ю.Б. Харитона с участием главного инженера Ленгорпроекта И.И. Никитина (будущий проектант г. Арзамаса-16), выбравшая для КБ-11 территорию Саровского монастыря, носящего имя преподобного Серафима Саровского, причисленного православной церковью в 1903 г. к лику святых. Завод № 550 по выпуску снарядов для катюш, находящийся в поселке Саров Мордовской АССР (в 75 км от г. Арзамаса), впоследствии был передан вместе с поселком в состав КБ-1 Г. Организационная структура вновь создаваемой промышленности постоянно совершенствовалась. Для координации работ на комбинатах № 817, 813 и в КБ-11 руководство Специального комитета в первой половине 1947 г. назначило ответственных за ход работ по основным направлениям атомной программы.
Руководителям КБ-11 было известно что в плутониевой бомбе американцы осуществляли обжатие плутониевого заряда с помощью взрыва заряда химического В В сферически сходящейся ударной волной [68]. Поэтому работа с ВВ была одной из самых важных. Как отмечает ветеран В.И. Жучихин, «за основу устройства фокусирующего пояса сферического заряда был взят почти правильный 32-гранник, вписываемый в сферу (сейчас по такой схеме делают лучшие футбольные мячи). Автором разработки является В.Ф. Гречишников». Нужно было экспериментально отработать технологию процесса взрыва, чтобы сферически сходящаяся детонационная волна в заряде ВВ формировалась синхронно работающими, специальными фокусирующими элементами, каждый из которых инициируется быстродействующими капсюлями-детонаторами. Далее В.И. Жучихин пишет: «Первоначально размеры элементов центральной части заряда — обжимаемых деталей из плутония - выбирались не путем поиска оптимальных значений, а скорее с помощью интуитивных решений. И только впоследствии размеры были уточнены»- [68]. Режим особой секретности, в котором проводились работы, приводил к тому, что даже ответственные исполнители не могли знать исходных данных о требуемых для бомбы количествах плутония, хотя, как неоднократно отмечал Ю.Б. Харитон [29] , схема бомбы, размеры и форма деталей из плутония были известны.
К тому времени схема атомной бомбы и ее размеры вчерне были определены и в КБ-11 велась подробная проработка всех узлов и деталей. Основной частью бомбы был сферический заряд, инициируемый одновременно в 32 точках по наружной поверхности. Верхний слой сферического заряда состоял из фокусирующих элементов, преобразующих 32 расходящиеся детонационные волны в одну сферически сходящуюся [68]. Внутрь сферического заряда ВВ должен был вставляться алюминиевый шар с плутониевым зарядом в центре. В качестве материала ВВ одной из частей фокусирующего элемента выбрали сплав тротила с гексогеном в соотношении 1:1, скорость детонации которого была 7560 м/с. В качестве ВВ второй части фокусирующего элемента была выбрана смесь бариевой селитры с другими добавками для обеспечения меньшей скорости детонации (5200 м/с). Делалось это потому, что работа фокусирующего элемента основана на разнице скоростей детонации его составных частей. Устройство элемента обеспечивает одинаковое время прохождения детонации от точки инициирования до любой точки его внутренней поверхности, несмотря на разные пути. Чем больше разница скоростей детонации частей элемента, тем он получается компактнее [68]. Для измерения всех указанных параметров, включая регистрацию несферичности фронта детонации, в КБ-11 и ИХФ разрабатывались специальные приборы и установки.
Отстрел цилиндрических зарядов проводился на площадке № 2 возле каземата, построенного в середине 1947 г. в 5 км от Саровского завода. Еще до получения на заводе В комбината № 817 первых деталей из металлического плутония в КБ-11 (к апрелю 1949 г.) были отработаны элементы фокусирующего пояса заряда первой атомной бомбы. В ходе экспериментов обнаруживались все новые эффекты. Так, теоретические расчеты Е.И. Забабахина показали увеличение скорости Детонации по мере приближения сферически сходящихся детонационных волн в Центре схождения. Экспериментаторы проверяли изменение скорости детонации на разных радиусах заряда
Переданная разведкой схема атомной бомбы, о которой упоминалось выше, включала не только данные об активном делящемся материале. Приводились, в частности, параметры инициатора — источника нейтронов, указывающие, что для его создания нужно организовать получение в стране уникального радиоактивного материала — 210Ро.
Как вспоминает З.В. Ершова [38], в 1946 г. академики И.В. Курчатов и В.Г. Хлопин поручили НИИ-9 из 15 г радия-эквивалента Государственного фонда разработать технологию и выделить 210Ро. Препараты радия были расфасованы мелкими порциями по 100—150 мг. За 20-летний срок хранения в стеклянных ампулах было высокое давление из-за накопления радона и гелия. Руководителями работы были назначены З.В. Ершова, Д.М. Зив и В.Д. Никольский, имевшие опыт обращения с радием еще в Гиредмете. Вместе с ними в группе работало 15 чел. Работа была сверхважной, сложной и опасной, а сроки исполнения были очень короткими. «Нас торопили, но мы не могли торопиться, так как любая неосторожность могла погубить все, что мы с таким трудом добывали. ...вспоминая сейчас эту опасную операцию, можно удивляться, как мы все остались здоровы и не получили сильных поражений» [38]. Выделенный 210Ро использовали для приготовления полоний-бериллиевых источников нейтронов. Однако выделенного полония было мало, и эта же бригада готовила другие полоний-бириллиевые источники нейтронов.
... на комбинате № 817 совершенствовалась работа первого промышленного реактора и строились новые ядерные реакторы. 15 июля 1950 г. был пущен более совершенный уран-графитовый реактор АВ-1. В 1951 г. под научным руководством И.В. Курчатова и B.C. Фурсова введены реакторы АВ-2 (6 апреля) и АИ (22 декабря), а под руководством А.И. Алиханова и В.В. Владимирского - реактор ОК- 180 (17 ноября). В 1952 г. вводится реактор АВ-3 (24 мая). На другом уральском комбинате (директор А. И. Чурин) в поселке Верх-Нейвинском (первый диффузионный завод Д-1) под научным руководством И.К. Кикоина, И.Н. Вознесенского и С.Л. Соболева в 1950 г. было освоено получение в небольших количествах высокообогащенного 235U. В марте 1949 г. для расширения производства делящихся материалов правительство принимает решение о строительстве Сибирского химического комбината (№ 816, г. Томск-7). Были построены уран-графитовые реакторы для наработки плутония и в Красноярске-26.
Развитие производства плутония и 235U требовало резкого увеличения добычи и переработки урановых руд, изготовления блоков из урана для ядерных реакторов, развития радиохимии, получения в больших количествах гексафторида урана (UF6) для диффузионных заводов, развития машино- и приборостроения. Для более эффективного развития атомной промышленности и лучшей координации работ в конце 1949 г. в ПГУ была проведена реорганизация. Постановлением от 27 декабря 1949 г. из состава ПГУ были выделены Горно-металлургическое управление и часть других подразделений, а на их базе организовано ВГУ при Совете Министров СССР.
Оказалось, что при обогащении 235U, равном обогащению урана в реакторах типа ВВЭР (около 3%), в отдельных богатых месторождениях урановых руд при соответствующих условиях (влага, состав пород) могли осуществляться в земной коре цепные ядерные реакции и даже «работали» природные ядерные реакторы на тепловых нейтронах. Такой реактор работал 1,8 млрд. лет назад в Африке на территории современного Габона, и стало известно об этом французским ученым в 1972 г., когда в руде из Габона было определено более низкое содержание 2351), чем в других месторождениях [87].
... учеными Французской академии наук был сделан доклад на Генеральной конференции МАГАТЭ о том, что этот природный реактор проработал >100 тыс. лет и выработал около 10 ГВт-лет энергии. Были сделаны оценки выгорания урана и накопления плутония. В одной из шахт месторождения Окло оказалось около 500 т урана, который в 1972 г. в среднем содержал 0,62% ^и, а не 0,72%. Был даже обнаружен образец урана, в котором концентрация 235U составляла 0,296%. Наработанный 239Ри, имея период полураспада 24,4 тыс. лет, за это время распался и в пробах не обнаружен.
Не останавливаясь подробнее на «феномене Окло», следует отметить, что 23—27 июня 1975 г. в Габоне проводилась международная конференция, где от нашей страны участвовал руководитель аналитической службы, заместитель директора ВНИИХТа В. А. Пчелкин. Он доложил о результатах изучения 10 проб урановой руды месторождения Окло, полученных в начале 1975 г. В исследованных образцах были обнаружены продукты деления и распада урана, причем их концентрации отличались от фоновых концентраций, имеющихся в природе долгоживущих изотопов тория, свинца, плутония и др.
Постановление Совнаркома СССР о сооружении первого в стране диффузионного завода было принято 1 декабря 1945 г., фактически сразу же после образования Специального комитета. Существовала ли научная база для принятия такого решения? К этому времени было известно, что скорости теплового движения молекул разных химических элементов могут существенно отличаться. Это утверждение исходило из фундаментального закона Грэма (1932 г.), по которому при заданной температуре средние скорости молекул газов зависят от их масс. Исходя из закона Грэма можно было предположить, что скорости диффузии изотопных молекул через пористую перегородку будут различными и обратно пропорциональными их массам. Еще в 1896 г. английский физик Дж. Рэлей показал, что если смесь двух газов различных атомных весов пропустить через пористую перегородку, то ее состав до и после перегородки будет различаться. Кроме газодиффузионного процесса были известны еще ряд методов разделения газовых смесей.
Одним из наиболее исследованных процессов был газодиффузионный. Крупнейшему ученому Г. Герцу еще в 1932 г. удалось в лабораторных условиях впервые в мире разделить смесь легких благородных газов пропусканием ее через пористые перегородки. Им был смонтирован небольшой каскад из соединенных последовательно лескольких разделительных элементов, оборудованных примитивными пористыми мембранами. Эта принципиальная схема могла быть использована и для разделения изотопов урана.
Решающим же было то, что из данных разведки наше правительство знало о работах по получению газодиффузионным методом высокообогащенного 235U, из которого, а также из плутония были изготовлены и взорваны в августе 1945 г. атомные бомбы. Поэтому, не дожидаясь окончания работ наших и привлеченных для совместных исследований немецких ученых, правительство приняло решение строить в поселке Верх-Нейвинском на Среднем Урале первый завод Д-1 — будущий комбинат № 813, Небольшое различие в скоростях изотопов газообразных соединений 235U и 238U приводит к тому, что более легкий изотоп быстрее проникает через пористую перегородку и смесь за перегородкой обогащается им. Газообразное соединение урана должно быть достаточно летучим и химически устойчивым, а химический элемент, с которым соединен уран, должен иметь только один изотоп.
Чтобы получить обогащенный 235U с концентрацией 235U до 90%, необходимо соединить последовательно десятки тысяч газодиффузионных ячеек. В значительной мере требования к материалам и площади пористых перегородок, количеству последовательно соединенных диффузионных машин уже тогда были определены. Комбинат № 813 (до 1949 г. назывался заводом № 813, а затем — Государственным Верх-нейвинским машиностроительным заводом) начинал строиться на базе завода № 261 Наркомата авиационной промышленности.
Разработчиками технологии первого диффузионного завода были сотрудники ЛИПАНа и специалисты из Сухуми. Основными изготовителями и разработчиками оборудования были заводы различных ведомств. Научным руководителем диффузионного завода был назначен член-корреспондент АН СССР И.К. Кикоин, его заместителем — бывший главный конструктор Ленинградского металлического завода профессор И.Н. Вознесенский.
Как отмечается ветеранами [28, 89], большую помощь разработчикам оказал переведенный и изданный в 1946 г. Официальный отчет о разработке атомной бомбы под наблюдением правительства США. В отчете указывалось, что из четырех изучаемых в США методов разделения изотопов урана предпочтение было °тдано газодиффузионному. Научно-технический совет и руководство ПГУ в начале 1946 г. одобрили газодиффузионный метод для строящегося завода в поселке Верх-Нейвинском.
... как отмечает Н.М. Синёв [28], отчет Г.Д. Смита решительно и бесповоротно подкрепил нашу позицию при выборе газодиффузионного метода в качестве основного.
Что же из опубликованного американцами было использовано при создании завода Д-1? В книге Г. Смита, в частности, сообщались основная концепция по выбору оборудования и схемы газодиффузионного завода и ожидаемые трудности:
— в качестве «рабочего газа» был выбран UFe, который требовал развития вакуумной техники в ранее неслыханных масштабах;
— основные трудности газодиффузионного метода были связаны с разработкой пористых перегородок и насосов-компрессоров; требовались акры перегородок и тысячи насосов;
— была применена одноступенчатая разделительная установка (с одним компрессором), и поэтому требовалось несколько тысяч ступеней;
— наилучший способ соединения ступеней требовал многократного повторения цикла, так как количество вещества, проходящего через перегородки нижних ступеней, во много тысяч раз превышает количество обогащенного продукта, извлекаемого из последней ступени (ступени соединены в каскады);
— в любой ступени примерно половина поступающего вещества проходила через перегородку к следующей, высшей ступени, в то время как другая половина возвращалась обратно в предыдущую ступень;
— циркуляция всего количества газа в ступени осуществлялась с помощью компрессоров;
— так как поток газа через ступень значительно менялся с номером ступени в каскаде, количество и размеры насосов-компрессоров также сильно менялись от ступени к ступени;
— система циркуляции, состоящая из компрессора, перегородки, трубопровода и клапанов, была герметичной для создания в ней вакуума.
Особо подчеркивалось: смазочные вещества или уплотняющие среды не должны реагировать с рабочим газом, так же как и ни один из промышленных материалов. Из этого перечисления можно судить о необходимом оборудовании и основных требованиях к технологии получения высокообогащенного 235U. Очевидны и сложности, которые ожидали разработчиков, технологов и эксплуатационный персонал при ее освоении. Открытая публикация американцами в официальном отчете схемы диффузионного завода, а также расчеты оптимального размещения каскадов свидетельствуют о том, что они были уверены в недоступности для других стран воспроизведения подобной технологии получения высокообогащенного урана для атомной бомбы.
Например, почти фантастически звучали технические требования на пористые перегородки для диффузионных машин, вытекающие из известных законов молекулярной физики. В зтих требованиях, в частности, отмечалось [28], что диаметр бесчисленного множества отверстий в перегородке должен быть меньше 0,1 среднего свободного (до столкновения с другими) пробега молекул, который имеет порядок 0,1 мкм. Следовательно, материал перегородки должен иметь миллионы отверстий диаметром <0,01 мкм и почти не содержать отверстий с диаметром, превышающим это значение. Отверстия не должны увеличиваться или закупориваться в результате прямой коррозии или пыли, образующейся при коррозии где-нибудь в системе. Перегородка должна быть способна противостоять напору газа в 1 атм, легко изготовляться в больших количествах и быть однородной по качеству. В США изучение метода диффузии серьезно было начато с середины 1941 г., и уже к концу года было доказано, что в принципе возможно разделение легкой и тяжелой фракций UF6 посредством одноступенчатой диффузионной установки с пористыми перегородками. В отчете указывалось, что фильтр (перегородка) может быть изготовлен травлением тонкой фольги сплава цинк—серебро соляной кислотой.
Учитывая сложности, которые необходимо было преодолеть при разработке газодиффузионного и других методов получения высокообогащенного 235U, можно понять, почему были привлечены еще в 1945 г. к этим работам немецкие специалисты (институты А и Г, размещенные в санаториях г. Сухуми). Часть этих специалистов имели еще довоенный опыт по диффузии газов. В начале 1946 г. был объявлен закрытый конкурс на создание плоских фильтров. Технические условия на разработку их различных вариантов выдавал ЛИП АН. Среди вариантов были и невозможные для реализации.
Как пишет Н.М. Синёв, было шесть вариантов. Назовем лишь три из них:
— получение красно-медных плоских фильтров путем травления цинка в тонкой латунной пластине;
— получение никелевых пористых пластин методом пробивки в них мелких игольчатых отверстий на специально построенном механическом приспособлении;
— изготовление пористой ткани путем особой укладки и склейки специальных волокон.
Всего в конкурсе кроме ЛИПАНа участвовали 15 организаций. Удачным оказался вариант изготовления пористой пластины из мелкодисперсного никелевого порошка с формированием заготовки в пресс-форме, установленной на вибростенде, с последующим спеканием. Он был разработан Московским комбинатом твердых сплавов (МКТС) Минцветмета СССР совместно с сотрудниками ЛИПАНа. Эти фильтры, хотя и имели невысокие параметры, были приняты для производства. Технология получения тонкодисперсных никелевых порошков была еще не отработана.
Кроме плоских фильтров, велись работы и в других направлениях. Немецкими учеными в Сухуми под руководством П. Тиссена и Р. Райхмана в 1948 г. были получены первые результаты по созданию трубчатых фильтров двух типов: каркасных и керамических. Под руководством П. Тиссена были изготовлены первые каркасные фильтры. Их получали путем нанесения на никелевую сетку, имевшую 7—10 тыс. отверстий на 1 см2, мелкого порошка из карбонильного никеля и последующего спекания его в печи. Разработчиками второго типа фильтров были Р. Райхман и советские инженеры В.Н. Еремин и H.H. Еремина. Керамические фильтры изготовляли выдавливанием тонкостенной трубки через кольцевой мундштук тестообразной массы из порошка закиси никеля (со связующими добавками) и последовательным восстановительным обжигом в водородной печи [28]. Оба типа трубчатых фильтров, разработанных в основном под руководством немецких ученых, после испытаний в ЛИПАНе были одобрены для применения на диффузионных машинах второго поколения. Решение это принималось в драматической ситуации, так как мнения разработчиков двух КБ были диаметрально противоположными. Эта проблема подробно рассматривалась на секции № 2 (председатель В.А. Малышев) и на НТС ПГУ. Было решено на подмосковный завод № 12 перевести из Сухуми лабораторию П. Тиссена, а на МКТС - лабораторию В.Н. Еремина. На этих двух заводах и было в 1949 г. организовано промышленное производство...
0Многие заводы страны разных отраслей промышленности принимали участие в работах по выполнению программы № 1, в частности при создании диффузионного производства. Так, для освоения каркасных фильтров необходимо было изготовить сетку из никелевых нитей толщиной 0,05 мм. Для ее получения нужны были алмазные фильеры. Кольчугинский завод Минцветмета СССР в короткие сроки освоил технологию производства тончайшей никелевой проволоки, позволившую получить мелкую сетку с количеством отверстий на 1 см2 до 10 тыс. В течение ряда лет завод № 12 и МКТС обеспечивали своей сверххрупкой, сверхсекретной и сверхчистой продукцией заводы развивающейся промышленности по диффузионному методу обогащения 235U.
Основные изготовители диффузионных машин — ЛКЗ и ГМЗ за короткое время организовали их выпуск. Были построены крупные цехи гальванических покрытий всех внутренних полостей машин, контактирующих с UF6- Этих поверхностей — гектары, а самих деталей — многие тысячи. Технологический процесс требовал не только промывки и тщательного обезжиривания, но и проведения в специальных ваннах омеднения, а затем равномерного гальванического никелирования. После этих операций все никелированные поверхности подвергались тщательной ручной шлифовке, что позволяло резко уменьшить коррозию в среде фтора. «Это была адская, трудоемкая, грязная, монотонная ручная работа» [28]. Каждая деталь, узел и в целом машина в сборке подвергались приемке не только контролерами ОТК заводов, но и приемщиками контрольно-приемочной инспекции ПГУ.
Шестифтористый уран — гексафторид (UF6) - оказался самым приемлемым продуктом — газом, который, диффундируя через пористые перегородки, давал возможность отделять более тяжелые молекулы урана от легких. Преимущество его было еще и в том, что природный 19F не имел других изотопов. Фтор токсичен, и предельно допустимая концентрация его в воздухе составляет 2-104 мг/л. Высокая реакционная способность фтора приводит к тому, что даже следы влаги, смазочных смесей в оборудовании в атмосфере фтора загораются. Основным источником фтора является плавиковый шпат — флюорит (СаР2), в котором его содержится 48,7%. В небольших количествах он есть и в природных фосфатах.
Приказом наркома химической промышленности М.Г. Первухина от 8 октября 1946 г. заводу № 752 в Кирово-Чепецке поручалось организовать производство UF6. В конце 1949 г. на заводе были построены следующие цеха: фтора (корпус № 2), фтористого водорода (корпус № 1), плавиковой кислоты (корпус № 43), UF6, регенерации отходов и складов сырья и готовой продукции. Были построены и вспомогательные цеха, включая холодильные и кислородные установки (корпус № 5), цех по получению UF4. (корпус № 53), из которого затем получали UF6.
Как уже отмечалось, предприятия по производству UF6 и других материалов были переданы в нашу отрасль из Минхимпрома. При передаче в Минсредмаш Кирово-Чепецкого завода в его составе были следующие цеха: № 1 — производство фтористого водорода и плавиковой кислоты; № 2 — производство UF6; № 93 — производство UF4; № 49 и 105 — производство 6Li; № 110 — производство хлористого кальция; № 82 — производство хлора. Под руководством A.C. Леонтичука впоследствии разрабатывалась новая технология получения UF6 прямым фторированием оксидов урана.
Под руководством академика С.Л. Соболева были проведены расчеты принципиальной схемы построения и взаимодействия 56 каскадов, составленных из тысяч машин нескольких типоразмеров. Аппаратура для автоматического регулирования всех машин и каскадов диффузионного завода была разработана конструкторами ОКБ ЛКЗ. Изготовил ее ЛКЗ как для диффузионных машин собственной конструкции, так и для машин, поставляемых ГМЗ. Разработка диффузионных машин велась с самого начала по проектному заданию, отличающемуся от американского — одноступенчатого варианта. В одноступенчатой конструкции каждую диффузионную ячейку обслуживал один компрессор. Научные руководители газодиффузионного метода И.К. Кикоин и И.Н. Вознесенский в начале 1946 г. выдали ГМЗ и ОКБ ЛКЗ задание на разработку многоступенчатых машин, видимое преимущество которых заключалось в том, что на одном валу электродвигателя устанавливались десятки компрессоров центробежного типа, разделенных пористыми перегородками. Такая машина являлась самостоятельной разделительной ступенью газодиффузионного каскада. Несмотря на большую работу, в конце 1946 г. был сделан вывод о том, что концепция многоступенчатой машины ошибочна из-за громоздкости, сложности и нетехнологичности конструкции.
До 1954 г. все машины и даже ядерные реакторы, разрабатываемые в ОКБ ГМЗ, имели индекс ЛБ (Лаврентий Берия), позже - ОК (особая конструкция, машины ОК-7, ядерные реакторы ОК-180 и т.д.).
Завод Д-1 был скомплектован из 6200 последовательно соединенных машин, в том числе: ОК-7 —2756 машин-ступеней ОК-8-2100 ОК-9 -1344 «Выносные» двигатели имели специальную керамическую перегородку, которая герметично отделяла статорный объем электродвигателя от ротора. Машины были скомпонованы в 56 каскадов, связанных между собой коммуникациями, для передачи и отбора обогащенной фракции газа и обедненного 235U отвального потока. Все оборудование должно было работать непрерывно, так как при остановке происходило перемешивание различных по содержанию 235U фракций UF6. Все каскады были разбиты на группы по 12 машин. Такие группы можно было с помощью вакуумных запорных клапанов отключать от работающего каскада и до минимума сократить смешивание уже частично разделенных изотопов урана во время остановок и ремонта. Сверхжесткие сроки пуска завода Д-1 потребовали на ЛКЗ и ГМЗ реконструкции ряда крупных цехов и массового изготовления диффузионных машин еще до окончания их комиссионных испытаний и приемки к эксплуатации. В начале 1948 г. эшелоны с машинами ОК по железной дороге стали поступать в поселок Верх-Нейвинский.
Весь 1948 г. Государственная приемная комиссия проводила ускоренные испытания машин ОК-7, ОК-8 и ОК-9. Эту комиссию возглавлял директор ЦИАМ профессор В.И. Поликовский, крупнейший специалист по авиакомпрессорам. Ускоренные испытания были неполными, но комиссия выдала рекомендации запуска машин в серийное производство. Машины монтировались на заводе Д-1 по мере поступления. Уже 22 мая 1948 г. по докладу ПГУ и научного руководителя И.К. Кикоина было принято постановление правительства, разрешающее предъявить первую очередь завода к пуску.
По завершении пусконаладочных работ сразу же на заводе начались неприятности. При выходе на рабочий режим стали выходить из строя диффузионные машины (всех трех типов). Однако завод в ноябре 1949 г. выдал первую готовую продукцию в виде UF6, обогащенного до 75% 235U. Выходили из строя шарикоподшипники, электроприводы компрессора, имеющие в рабочем режиме частоту вращения 6000 об/мин. Подшипники выходили из строя через несколько сотен часов работы, а некоторые нормально вращались только несколько десятков часов. Началась замена вышедших из строя компрессоров. Работа по замене и ремонту машин была мучительной, так как до аварийной остановки машины были заполнены химически агрессивным, слаборадиоактивным UF6 [28]. Однако не следы радиоактивности в UF6 были причиной выхода из строя подшипников у компрессоров диффузионных машин. Выбранные конструкторами люфты (допуска и посадки) не учитывали реальное термическое расширение деталей в подшипниковой паре, происходящее при недостаточном теплоотводе в вакуумной среде.
Было принято решение заменить на всех машинах (около 5500) подшипники, откорректировать на машиностроительных заводах допуска и заменить их на машинах, установленных на заводе Д-1. Комиссия ПГУ, которую возглавлял главный инженер 2 Управления A.A. Задикян, выяснила и вторую причину, препятствующую нормальной работе завода Д-1: недопустимо высокую коррозию оборудования, связанную с разложением рабочего газа — UF4. Это приводило к тому, что на конечных каскадах практически не достигалось высокого обогащения 235U, так как UF6 разлагался и превращался в порошок UF4, который оседал на стенках машин.
Для выработки рекомендаций по обеспечению работоспособности завода Д-1 были привлечены ведущие физикохимики и химики из институтов АН СССР, а также немецкие физикохимики, работавшие в Сухуми. Среди наших крупнейших ученых были академик А.Н. Фрумкин, член-корреспондент А.П. Виноградов, профессора И.В. Тананаев, С.В. Карпачев, В.А. Каржавин и др. Более месяца они пробыли на заводе. Путем разборки многих машин было установлено, что электродвигатели компрессоров имели незащищенные поверхности (железные листы для статора и ротора), а повышенная температура мотора в работающем двигателе дополнительно ускоряла разрушение UF6. Было решено в машинах ОК-7 и ОК-8 после их очистки от UF4 заменить двигатели на «выносные», как в машинах ОК-9, ввести пассивирующую обработку внутренних поверхностей оборудования, снизить температуру охлаждающей воды. Были заменены двигатели примерно в 5 тыс. машин.
По предложению П. Тиссена и В.А. Каржавина стали проводить общую пассивацию внутренних поверхностей машин всех каскадов вместе с трубопроводами с помощью нагретой фторо-воздушной смеси. Для сокращения до минимума попадания в коммуникации влажного воздуха было принято решение построить на заводе Д-1 цех получения сухого воздуха. Он был введен через год производительностью 40 тыс. м3/ч. Подача сухого воздуха проводилась через герметичные воздуховоды большого сечения, снабженные байпасами и специальными задвижками. Кроме того, начальником технического отдела завода Н.М. Синёвым было предложено дополнить каскады новой концевой мини-машиной ОК-6. Это предложение было реализовано в кратчайшие сроки. Проведенные мероприятия позволили в скором времени получить высокообогащенный уран с концентрацией 235U 90% на газодиффузионном каскаде.
К 1950 г. диффузионная технология была освоена в СССР, и можно было ежегодно получать по несколько десятков килограммов 235U 90%-го обогащения [28]. Через определенные трудности до нас прошли и США, пуская свой первый диффузионный завод в Ок-Ридже. Уместно напомнить приведенные Г. Смитом утверждения: «Вероятно, больше, чем какая-либо другая группа в Манхэттенском проекте, группа, работавшая над газовой диффузией, заслуживает награды за храбрость и настойчивость, так же как и за научные и технические дарования»
Как вспоминает ветеран нашей промышленности А.М. Петросьянц, на диффузионный завод в 1949 г. вместе с руководством ПГУ прибыл председатель Специального комитета, член Политбюро Л.П. Берия [92]. Собрав руководящий состав (научный и заводской) в два десятка человек, выслушав доклады И.К. Кикоина и А.М. Петросьянца, несколько сообщений о ходе дела и тупике, в который уперся диффузионный процесс, он прервал совещание и заявил буквально следующее (стенограммы не было): «Все, что вы просили и требовали, страна дала в избытке при всех своих трудностях. Поэтому даю Вам сроку три месяца на решение всех проблем по пуску завода. Но предупреждаю: не выполните — готовьте сухари. Пощады не будет. Сделаете все как надо — наградим».
И уехал. А слов на ветер он не бросал. Но коллектив конструкторов и ученых уже знал причины неудач и без угроз и строгих наставлений делал все, чтобы добиться решения проблемы. Усилия коллективов — участников пуска завода закончились успешно. Вскоре Л.П. Берия выполнил свое обещание. За пуск завода Д-1, обеспечившего получение конечного продукта с обогащением 90%, большой группе ученых, конструкторов, инженеров, техников и рабочих были вручены правительственные награды.
Одним из основных параметров, характеризующих диффузионную машину, является единица работы разделения (ЕРР). Разделительную мощность ступени принято измерять работой, совершаемой за один год — ЕРР/год. Разделительная работа характеризует расход энергии на разделение изотопов, меру физических усилий, совершаемых при разделении изотопов урана, и зависит от концентрации изотопов в исходном сырье, обогащенном продукте и отвале (хвостах). ЕРР прямо пропорциональна величине отбора обогащенного продукта. Размеры газодиффузионных заводов весьма внушительны. Для сравнительно небольшого завода, рассчитанного, например, на получение 1 кг урана в сутки с концентрацией 235U около 90%, в отвал (обедненный уран) уйдет 220 кг урана с содержанием 235U около 0,3%. Полная площадь фильтров — пористых перегородок на таком заводе будет насчитывать многие гектары. Суммарный поток UF6 составит 150 тыс. т/сут, что примерно в 100 миллионов раз больше получаемого высокообогащенного 235U [90]. При работе газодиффузионного завода внутри ступеней в машинах и вспомогательном оборудовании должно постоянно находиться очень большое количество UF6.
Завод Д-1 проработал до конца 1955 г. и был остановлен в связи с увеличением , объема производства и пуском более мощных диффузионных заводов.
После отладки производства на заводе Д-1 и выпуска более совершенных диффузионных машин в 1950—1951 гг. на комбинате № 813 вводится завод Д-3 (директор В.Д. Новокшенов, главный инженер И.С. Парахнюк). В 1950 г. было также принято решение о строительстве следующего завода — Д-4 (главный инженер А.И. Савчук, главный механик И.Н. Бортников). На заводе Д-3 устанавливаются 2242 машины разработки ОКБ ЛКЗ: Т-45, Т-46, Т-47, Т-49 . Машины Т-45 и Т-46, как и машины типа ОК, имели плоские фильтры, остальные — трубчатые.
Для обеспечения энергоснабжения завода Д-3 потребовалось строительство электростанции электрической мощностью 75 МВт. Заводы Д-4 и Д-5 комплектовались более производительными машинами. Характеристики диффузионных машин, которые были разработаны, изготовлены и в сверхкороткие сроки установлены на заводах комбината, приведены в табл. 19. Потребляемая электрическая мощность завода Д-4, который был введен в эксплуатацию в декабре 1952 г. (хвостовая часть — в IV кв. 1953 г.), составила 100 МВт. Завод Д-5 был рассчитан на размещение технологического оборудования в корпусах общей площадью 130 тыс. м2, или 13 га. В указанных машинах порядковый номер (цифры) определял год после победы в Великой Отечественной войне.
К началу 1953 г. на заводах комбината № 813 работало около 15 тыс. диффузионных машин. Фактически потребляемая электрическая мощность составляла 250 МВт. Из созданных промышленниками Демидовыми озер-прудов на реке Нейве через систему машин диффузионных заводов ежесуточно прокачивали >1 млн. м3 воды Круглосуточную эксплуатацию комбината со всеми его производствами обеспечивали 3500 чел. Так создавалась в нашей стране новая сложная, наукоемкая индустрия.
С 1949 по 1964 г. были построены и приняты в эксплуатацию еще 3 диффузионных завода по обогащению урана: в Томске-7 на Сибирском химическом комбинате, в Ангарске — Ангарский электролизный комбинат и в Красноярске-45 — Электрохимический завод [94]. Таким образом, промышленность по производству обогащенного урана была рассредоточена по стратегическим соображениям.
Одновременно с газодиффузионным методом велась разработка других технологий обогащенного урана — центрифужной и электромагнитной. В этих работах после 1945 г. принимали участие и немецкие Ученые, работавшие в Сухуми (институты А и Г) [28, 84]. Под руководством М. Арденне велись работы по электромагнитному методу. Профессор М. Штеенбек возглавлял работы по центрифужной технологии. В начале 1951 г. на газодиффузионном заводе был начат серийный выпуск 235U 90%-го обогащения. Все другие методы тогда находились на стадии лабораторных исследований, хотя электромагнитным методом уже 21 октября 1946 г. было осуществлено первое разделение изотопов урана. Первые предложения по созданию центрифужного метода были сделаны немецкими учеными.
Сначала немец-эмигрант Ф. Ланге работал в ХФТИ над горизонтальной высокооборотной центрифугой. В 1944 г. он был переведен в Свердловск в лабораторию электрических явлений. Несколько позднее над центрифугой для получения высокообогащенного урана работал в Синопе профессор М. Штеенбек, откуда сентября 1951 г. работы были переведены на ЛКЗ. Вместе с М. Штеенбеком из Сухумского физико-технического института были переведены и его сотрудники. В Ленинграде М. Штеенбек работал с немецким помощником Г. Циппе и другими, а также с несколькими советскими специалистами, включая начальника лаборатории инженера A.C. Вознюка, который также был переведен из Сухуми. В дальнейшем работы по центрифуге М. Штеенбека были прекращены, и он вместе с немецкими сотрудниками был переведен в Киев для работы по открытой тематике в АН УССР. В 1956 г. они были репатриированы в Германию.
Принцип работы газовой центрифуги по разделению изотопов урана заключается в том, что в цилиндрическом роторе центрифуги, заполненном UF4, при окружных скоростях >400 м/с в условиях вакуума более тяжелые молекулы концентрируются у стенки ротора и опускаются вниз. Разработка отечественной конструкции промышленной центрифуги постановлением правительства в 1952 г. была поручена ОКБ ЛКЗ. Вначале за основу конструкторских разработок была принята схема центрифуги, над которой работал М. Штеенбек. Как отмечает главный конструктор ОКБ Н.М. Синев, в 1953 г. в ОКБ была доказана полная неотработанность сухумской конструкции центрифуги и бесперспективность ее для промышленного применения [28]. Из этой центрифуги в отечественную разработку был перенесен только узел опорной иглы, на которой вращается подобно «волчку» ротор. Это позволило решить сложнейшую проблему создания высокооборотных подшипников.
В машине кроме узла опорной иглы особая роль отводится магнитной подвеске, обеспечивающей при высоких скоростях вращения ротора снятие нагрузки с опорной иглы. Быстровращающийся ротор центрифуги способен разделять молекулы газа по массам на легкие и тяжелые. Отдельно взятая газовая центрифуга имеет относительно небольшую разделительную способность. Идеальная теоретическая разделительная способность центрифуги пропорциональна квадрату разности молекулярных весов и четвертой степени линейной скорости вращения ротора [95]. Газонаполнение центрифуги мало. Она не нуждается в специальных компрессорах для перекачки газа по коммуникациям центробежного каскада. Необходимая для перекачки разность давлений получается внутри самой центрифуги благодаря газодинамическому напору на концах неподвижных отборных трубок. Этим же путем создается и внутренняя циркуляция газа в роторе. Основное же преимущество центрифужного метода по сравнению с диффузионным состоит в малой энергоемкости и существенно более высоком термодинамическом кпд.
Энергоемкость центрифужной технологии в 10 раз ниже, чем газодиффузионной. Центрифужная технология особенно эффективна для разделения изотопов средних и тяжелых элементов. Для этого в центрифуге необходимо иметь газообразные вещества.
Основными разработчиками центрифужного метода у нас в стране были ЦКБМ, ОКБ ГАЗ, ВИАМ, Институт атомной энергии им. И.В. Курчатова и комбинат № 813, который сейчас называется Уральским электрохимическим комбинатом. Первый в мире промышленный завод, оснащенный газовыми центрифугами, был в 1960—1964 гг. построен и сдан в эксплуатацию в Свердловске-44 (поселок Верх-Нейвинский). Первые центрифужные опытные заводы за рубежом появились лишь 10 лет спустя. В течение 30 лет газоцентробежной технологией были оснащены все 4 разделительных предприятия. Технологическое переоснащение осуществлялось, в основном, путем остановки газодиффузионного оборудования с размещением на высвобождающихся площадях газовых центрифуг. Параллельно проводилась замена отработавших ресурсный срок первых моделей газовых центрифуг на центрифуги, имеющие более высокие технико-экономические показатели [94].
Необходимо отметить, что переход, осуществленный в течение 1966—1972 гг., на газоцентрифужную технологию позволил увеличить разделительную мощность предприятий в 2,4 раза и сократить общее потребление электроэнергии в 8,2 раза. При этом новое строительство проводилось в минимальных размерах. За указанный период разработано 5 поколений газовых центрифуг. В последней модели удельное потребление электроэнергии на ЕРР в 25 раз меньше по сравнению с газодиффузионными машинами.
Промышленная эксплуатация газодиффузионных заводов в нашей стране была прекращена в 1992 г. В настоящее время разделительные мощности предприятий, получающих обогащенный 235U по газоцентрифужной технологии, распределились следующим образом, % [94]:
Уральский электрохимический комбинат: 49
Сибирский химический комбинат:14
Ангарский электролизный комбинат: 8
Электролизный завод в Красноярске-45: 29
В 1988 г. у нас в стране было принято решение о полном прекращении производства высокообогащенного урана для военных целей.
Электромагнитный метод не нашел промышленного применения для получения обогащенного урана, но он широко применяется для разделения стабильных и радиоактивных изотопов. Этот метод основан на законах движения заряженных частиц в электрическом и магнитном полях. Здесь используется тот же принцип разделения по массам, что и в любом масс-спектрометре. Для получения значительных количеств изотопов применяются большие разделительные установки, работающие по принципу масс-спектрометра Демпстера с фокусировкой и отклонением ионного пучка поперечным магнитным полем на 180° (рис. 18). В малых установках поворот ионного пучка осуществляется на 60 и 90°. Основные преимущества электромагнитного метода разделения изотопов по сравнению с молекулярно-кинетическими следующие: высокий коэффициент разделения в одном цикле; возможность одновременного обогащения всех изотопов разделяемого элемента в одной разделительной установке; универсальность, позволяющая применять одну и ту же установку для разделения стабильных и радиоактивных изотопов самых различных элементов; автономность отдельных разделительных установок; возможность разделения очень малых количеств вещества (мг).
К недостаткам электромагнитного метода относятся: малая производительность; малый коэффициент использования вещества в одном цикле разделения; наличие значительных безвозвратных потерь вещества; относительно большие энергетические и эксплуатационные затраты. Электромагнитным методом в США впервые удалось получить значительные количества 235U еще в военное время. В Ок-Ридже был построен большой завод, состоящий из нескольких независимых установок для электромагнитного разделения урана. В дальнейшем эти установки использовались для разделения изотопов других элементов.
В Свердловске-45 практически одновременно с вводом в поселке Верх-Нейвинском первого газодиффузионного завода Д-1 была создана и введена в эксплуатацию крупная установка СУ-20 для электромагнитного разделения изотопов урана. Основное оборудование изготовлялось на ленинградском заводе «Электросила». Специальные магниты имели массу около 6 тыс. т. Монтаж магнитов осуществляли в вертикальном исполнении, а для их размещения было построено многоэтажное здание. На 5 этажах этого здания размещались 20 камер (по 4 на каждом этаже), в каждой из которых осуществлялся процесс разделения изотопов урана в соответствии со схемой, приведенной на рис. 19, 20. Институтом вакуумной техники было разработано необходимое оборудование, обеспечивающее в камерах высокий вакуум (10-6 мм рт. ст.). Надежная работоспособность камер обеспечивалась их жесткой конструкцией и материалом, из которого они были изготовлены. Этим материалом была латунь с толщиной стенок камер около 80 мм. Из-за больших размеров камер только одной латуни, используемой на установке СУ-20, было израсходовано около тысячи тонн. Регулярная работа установки требовала больших затрат электроэнергии. На этой установке длительное время получали изотопы многих химических элементов, расположенных в начале и конце таблицы Менделеева*. В то же время более молодой метод — центрифужный успешно использовали и для разделения стабильных изотопов [95, 96].
На установке СУ-20 разделяют изотопы различных химических элементов для создания Государственного фонда изотопов.
Из полученных на первом диффузионном заводе в 1949—1950 гг. первых килограммов 235U 90%-го обогащения была изготовлена первая урановая бомба, взорванная на Семипалатинском полигоне 18 ок тября 1951 г.. Это произошло через 2 года после взрыва первой в СССР плутониевой бомбы. С самого начала производство комби ната было ориентировано на одного потребителя высокообогащенного урана — Министерство обороны. Поэтому после получения высокообогащенного урана из UF6 получали металлический 235U и по ранее рассмотренной схеме, как и из плутония, можно было изготовлять детали зарядов атомных бомб. С начала 1951 г. газодиффузионный завод мог производить примерно 1 кг высокообогащенного урана в день [84]. К этому времени на других предприятиях ПГУ (на заводе № 12 и в НИИ-9) была отработана технология получения изделий из металлического урана при изготовлении урановых блоков для загрузки первого ядерного уран-графитового реактора, работавшего с 1948 г. в Челябинске-40 (комбинат № 817). Были изучены свойства металлического урана и плутония, отработана технология и введены в эксплуатацию соответствующие производства на заводе В комбината № 817 для получения деталей атомных бомб как из металлического плутония, так и из металлического урана 90%-го обогащения по 235U.
По уже известной схеме плутониевой бомбы создавалась и урановая бомба. Главные исполнители: комбинаты № 813 и 817, завод № 12, КБ-11 и соответствующие заводы, а также ЛИПАН, НИИ-9, НИИ-10 и заводы по получению UF6 —участвовали в создании ядерного оружия на основе 235U. При этом учитывалось, что в отличие от плутония минимальная критическая масса металлического высокообогащенного урана (плотность 18,8 г/см3) существенно выше, чем у металлического плутония с плотностью 19,6 г/см3. Поэтому урановый ядерный заряд был больших размеров, чем плутониевый.
Однако уже с начала 50-х гг. для 235U, в отличие от 239Pu, кроме Министерства обороны появились и другие потребители. Так, лаборатория В, на базе которой был образован ФЭИ, еще до пуска завода Д-1 получила задание разработать на слабообогащенном 235U ядерный реактор для первой в СССР АЭС [98, 99]. Уже в 1949 г. были приняты решения создавать исследовательские и опытно-промышленные реакторы, использующие в твэлах, загружаемых в активную зону реактора, обогащенный 235U. В этих реакторах плотность потока тепловых нейтронов должна быть выше, чем в работающем на природном уране первом промышленном реакторе комбината № 817.
Такие реакторы на уране 2%-го обогащения и выше работали уже в 1951—1952 гг. Для наработки трития в ядерных реакторах (основного изотопа, необходимого для создания эффективного термоядерного оружия) тоже нужен обогащенный уран. Такой реактор (АИ на комбинате № 817) был пущен 22 декабря 1951 г. с использованием в качестве ядерного горючего блоков урана 2%-го обогащения. Еще в 1949 г. И.В. Курчатов писал: «Для успешного проектирования атомных реакторов высокой интенсивности требуется решение технически весьма сложного вопроса — создание тепловыделяющих элементов реактора РФТ». В этом физическом реакторе на тепловых нейтронах, ставшем с апреля 1952 г. основной ядерно-физической экспериментальной базой ЛИПАНа, твэлы из слабообогащенного урана имели сложную конструкцию. Под действием облучения нейтронами в реакторе они изменяли форму и размеры. Усилия, предпринятые учеными, обеспечили создание специальных диспергированных твэлов методом горячего прессования порошка урана и магния, которые не изменяли свои размеры в реакторах. Для сферы из металлического урана с обогащением 93,5%, окруженной металлическим урановым отражателем толщиной 10 см, минимальная критическая масса составляет около 16,5 кг вместо примерно б кг для металлического плутония.
Тяжелая вода получила свое название из-за повышенной плотности по сравнению с обыкновенной водой. Впервые тяжелая вода была получена Г. Льюисом и Р. Макдональдом (США) в 1933 г. из природной воды. В СССР D20 была получена в 1934 г. известным физикохимиком А.И. Бродским.
Еще до создания лаборатории № 3 решением ГКО от 4 сентября 1945 г. Наркомхимпрому было поручено организовать производство тяжелой воды, или продукта № 180, как она тогда называлась из режимных соображений. Совместным приказом ПГУ и Наркомхимпрома было развернуто проектирование и строительство установки и цеха по производству D20. Для усиления исследовательских работ по получению D20 постановлением правительства от 18 марта 1946 г. НИИ-9 было поручено организовать лабораторию, которой установили сверхжесткие сроки проведения работ.
Для лаборатории № 3 в Москве в районе Черемушек была выделена территория (около 100 га) в усадьбе Меньшиковых. В 1947 г. в штате лаборатории № 3 находилось 300 сотрудников. Приказом по ПГУ от 26 марта 1946 г. в утвержденном правительст вом Титульном списке на строительство лаборатории № 3 выделяется на 1946 г. млн. руб. Сразу же под руководством А.И. Алиханова составляются технические задания на разработку проекта опытного реактора с использованием в качестве замедлителя нейтронов тяжелой воды. Указанным выше постановлением правительства от 18 марта 1946 г. отличившимся строителям, рабочим и ИТР, создающим технологию получения тяжелой воды, строящим соответствующие цеха и изготовляющим оборудование, устанавливалась аккордная оплата. Отличившихся рабочих, инженеров и ученых предлагалось представлять к правительственным наградам. Такое исключительное внимание к созданию производств получения тяжелой воды и соответствующих ядерных реакторов в тот период можно объяснить лишь тем, что тяжеловодные реакторы для своей работы требуют в 10—15 раз меньшую исходную загрузку урана. Добыча же природного урана в стране только организовывалась, а его запасы были мало изучены. Для загрузки опытного реактора Ф-1 (лаборатория № 2) и частично промышленного реактора А (комбинат № 817) использовалась урановая руда, завезенная в 1945 г. из Германии
Технология получения D20 была связана с большим риском. Интересно напомнить читателю, как директора институтов тогда получали задания на решение отдельных проблем атомного проекта. Вот как А.П. Александров описывает свое подключение к проблеме получения D20:
«Получаю приглашение на заседание Спецкомитета. Картина такая. Несколько военных. Курчатов, Ванников, Первухин, Малышев, Жданов, Махнёв (генерал, который занимался урановой проблемой), Мешик (отвечал за режим, арестован потом по делу Берии). Меня усаживают по одну сторону от Берии, по другую - Махнёв. Он докладывает: «Вот, Лаврентий Павлович, тов. Александров предлагает построить завод по получению дейтерия». Берия меня словно не видит, обращается к Махнёву: «А товарищ Александров знает, что опытная установка взорвалась?». Тот ему: «Да, знает»... «А товарищ Александров знает, если завод взорвется, он поедет туда, где Макар тэлята гоняет?» Не выдерживаю: «Я себе представляю». Поворачивается ко мне: «Подпись свою не снимаете?» «Нет, не снимаю».
Вот в таких условиях подключали тогда к решению урановой проблемы соисполнителей из других ведомств. В последующие годы технология получения D20 непрерывно совершенствовалась. При получении D20 концентрации 99,8% (из природной воды) усилиями технологов увеличивались коэффициенты разделения, что приводило к сокращению ступеней электролитического концентрирования.
Кроме физических измерений на опытном реакторе с самого начала его проектирования предусматривалось получение радиоактивных изотопов. В техническом задании для первого отечественного тяжеловодного реактора была обоснована также необходимость проведения исследования по биологии, радиационной химии и металлофизике. В отличие от построенного в лаборатории № 2 первого опытного уран-графитового реактора Ф-1 физический дейтонный котёл представлял собой сложную физическую установку со многими конструкционными особенностями и значительным количеством оборудования. Характерной особенностью тяжеловодных реакторов является и то, что в них образуется гремучая смесь, которую необходимо удалять и сжигать. В таких реакторах предъявляются повышенные требования к герметичности контура и проблемам безопасности.
Другой особенностью таких реакторов является то, что на природном уране с тяжелой водой в корпусе реактора или другом оборудовании контура может произойти самопроизвольная цепная реакция. Критическая масса может вызвать такую реакцию, когда в системе U—D20 количество урана составляет 1,5—2 т. Поэтому конструкторы и проектировщики, создавая проект реактора, учитывали эти особенности. Высокая стоимость тяжелой воды делала необходимым сокращение До минимума протечек и потерь этого замедлителя нейтронов, который был одновременно и теплоносителем. Контроль герметичности оборудования (в первом контуре) должен быть особенно надежным.
Тяжеловодные реакторы имели ряд преимуществ перед уран-графитовыми. Особенно важным было то, что они требовали значительно меньшую загрузку урана, меньше основного материала активной зоны — замедлителя нейтронов на единицу мощности. Однако эксплуатация этих реакторов требовала особых мер по обеспечению ядерной, технической и радиационной безопасности, так как при их работе под действием нейтронов образовывался водород и появлялась гремучая смесь. На НТС ПГУ в 1946 г. неоднократно обсуждались проблемы выбора площадок для строительства зтих реакторов. После многочисленных дискуссий было решено строить опытный реактор на площадке лаборатории № 3, а промышленный - на комбинате № 817 в Челябинске-40.
... активная зона реактора была загружена твзлами — урановыми блоками (диаметр 22 мм, высота 75 мм) в оболочке из алюминия. Оболочка твэла через подслой была диффузионно сцеплена с урановым сердечником. Над технологией сцепления работали ученые ВИАМа (Москва, Р.С.Амбарцумян) и НИИ-13 (Ленинград, П.П.Пытляк). Р.С.Амбарцумян предлагал выполнить фосфатный подслой, а П.П.Пытляк —никелевый толщиной 2—3 мкм. На заводе № 12 в г. Электростали было изготовлено по 100 твзлов каждого образца и после испытаний предпочтение было отдано технологии П.П.Пытляка. Контроль плотности прилегания оболочки к урановому сердечнику был разработан профессором С.Я.Соколовым (ЛЭТИ) и инженером Б.С.Кроповым (НИИ-13). Ультразвуковой дефектоскоп Б.С.Кропова был принят для контроля продукции завода № 12. Технология заводского изготовления урановых сердечников была разработана А.Н.Партиным. Урановые заготовки диаметром 70 мм и длиной 400 мм получали путем отливки. Сначала применяли графитовые изложницы, а затем перешли на стальные. Отливки в электропечах нагревали до 900°С, а затем прокатывали до диаметра 40 мм и охлаждали в воде. Полученные урановые стержни разрезали и прессовали при 600-625°С до диаметра 22,5 мм. После этого урановые блоки обтачивали и передавали на очехловку. Выгорание урана в реакторе достигало 160 МВт-сут/т, а накопление плутония составляло около180 г/т. При этом в среднем образовывалось 200 г/т урана продуктов деления. Аварийные ситуации, как и на уран-графитойом реакторе А, начались сразу же, в первый месяц работы реактора.
В ноябре 1951 г. при понижении температуры воды в озере Кызыл-Тяш до 0—3°С в теплообменниках тяжелая вода замерзла (температура замерзания 3,8°С). Циркуляция 020 в реакторе прекратилась. Реактор был немедленно заглушен. Однако из-за остаточного знерговьщеления урановых блоков при отсутствии циркуляции тяжелая вода в ТК начала кипеть. Об этой аварии и других трудностях, возникших при разработке реактора ОК-180, можно судить из довольно красочного сообщения Е.П.Славского, содержание которого приведено в его беседе с А.П.Александровым и адмиралом флота В.Н.Чернавиным [116]. Дело было в канун отъезда А.И. Алиханова в Москву с объекта по завершении наладочных работ на реакторе.
Во время прощального вечера Е.П.Славскому> работавшему с 1949 г. заместителем начальника ПГУ и находившемуся в ю время на комбинате, сообщили о прекращении циркуляции тяжелой воды в реакторе. Прямо на вечере он сразу же обратился к собравшимся: «Ну, братцы, садись в автобус и поехали... Алиханов, экспансивный такой, сначала не верил, что заморозило. Кричит: «Не может быть!» - Я: «Что не может быть? Циркуляция воды-то не идет!» - А у нас ворота чугунные, автоматические, за ними два теплообменника - большие такие цилиндры. Я говорю: «Пойдем туда посмотрим». — Они: «Да что пойдем, там же радиоактивность!» Ничего. Открываю, захожу, кладу руку - холодный-теплообменник. Должен быть горячим: «А ну, подходите!» И только тут поняли, что произошло». Во избежание замораживания D20 в теплообменнике впредь было принято решение не допускать в контуре обычной воды понижения температуры ниже 8°С.
Фактически это была не авария, а аварийная ситуация, которая свидетельствовала о сложности эксплуатации тяжеловодного реактора. Термические напряжения, возникшие при остановке реактора, особенно при срабатывании аварийной защиты или быстром подъеме мощности, иногда превышали допустимые. Поэтому были введены ограничения по скорости подъема и сброса мощности. Недолго работали теплообменники, изготовленные из алюминия. Вскоре они были заменены на новые, из нержавеющей стали.
Самая серьезная авария произошла на реакторе ОК-180 в системе разгрузки реактора, которая была в свое время тщательно отработана на стендах в ОКБ ГМЗ. В реакторе создалась ситуация, когда разгружаемые из нескольких ТК урановые блоки с плановой наработкой плутония застряли в системе разгрузочной петли — гидротранспорте. Скопление значительного количества блоков при большом остаточном тепловыделении привело к перегреву и расплавлению самих блоков, прогару элементов гидротранспорта и выводу из строя всей системы разгрузки реактора. Срочно были разработаны мероприятия для ликвидации этой радиационно опасной аварии, после чего реактор был вновь подготовлен к эксплуатации. Работами руководили непосредственно Е.П.Славский, начальник 4 Управления ПГУ А.Д.Зверев и дирекция комбината. Технология разгрузки реактора была изменена. Приходилось извлекать урановые блоки в завальцованных ТК через верх реактора - в Центральный зал, а затем в бассейн выдержки, для хранения, перегрузки в емкости и подготовки их к отправке на радиохимическую переработку. Это привело к снижению наработки плутони
Реактор ОК-180 был остановлен в 1965 г. На заводе № 37 реактор СЖ-180, размещенный в здании 401, был не единственным. Конструкторы ОКБ ГМЗ уже в 1953 г. в здании 401а начали монтаж другого тяжеловодного реактора — СЖ-190. Ввод его в эксплуатацию состоялся декабря 1955 г. Реактор проработал 10 лет и был остановлен 8 ноября 1965 г. В дальнейшем усилиями эксплуатационного персонала завода № 37 и различных служб комбината № 817 с привлечением НИКИМТ (директор Ю.Ф.Юрченко) реактор был демонтирован. Опыт демонтажа частично был опубликован в 1990 г. [117]. После его демонтажа практически другой реактор - ОК-190м в здании 401а работал с апреля 1966 г. и был остановлен в 1986 г. [118].
На заводе № 37 директорами объектов 401 и 401а после А.А.Тарасова были Д.С.Юрченко, Г.С.Цветков и С.А.Аникин. На этом заводе впоследствии были построены реакторы другого типа, обеспечивающие более надежную их эксплуатацию. 16 июня 1979 г. на этом заводе в здании 401 был пущен реактор «Руслан», а в здании 401а — реактор «Людмила» [118]. В порядке проводимой на комбинате работы по упорядочению управления с 1 января 1971 г. завод № 37 был объединен с заводом № 24, где были построены уран-графитовые реакторы АВ-1 и АВ-2.
Как уже отмечалось, загрузка урана в тяжеловодные реакторы почти в 10 раз меньше, чем в уран-графитовые. Следовательно, при одинаковой тепловой мощности реакторов в топливе тяжеловодного реактора во столько же раз более интенсивно происходит выгорание 235U и накопление оружейного плутония. Кроме того, в тяжеловодных аппаратах более «чистый» изотоп 239Ри.
Преимуществом АЭС с тяжеловодными реакторами является независимость от поставщиков услуг по обогащению урана. Однако их эксплуатация связана с необходимостью снабжения другим дорогостоящим материалом — тяжелой водой. Кроме того, топливо из природного металлического урана не обеспечивает глубоких выгораний и часто перегружается.
Исключительные свойства бериллия, особенно способность взаимодействовать с нейтронами (n, 2n), делают его одним из лучших материалов отражателей нейтронов в любых ядерных реакторах, а также в ядерном оружии. Он используется и как замедлитель нейтронов. Как отмечали ветераны ХФТИ, «основная трудность использования бериллия в ядерной технике — его низкая пластичность, что усложняет процесс производства изделий и зачастую делает невозможным изготовление деталей сложной конфигурации. По этой причине для обработки бериллия неприменимы такие широко распространенные в металлургии операции, как литье с последующей ковкой, штамповкой, прокаткой и т. д.». Максимальный вклад в технологию получения бериллия, пригодного для использования в ядерной технике, внесли ученые ХФТИ Г.В.Тихинский, В.М.Амоненко, И.И.Папиров и другие под руководством директора В.Е.Иванова. Бериллий (удельный вес 1,84 г/см3) имеет достаточно высокие температуру плавления (1286°С), коррозионную стойкость, удельная прочность у него выше, чем у тугоплавких металлов и различных конструкционных сталей (до 500°С). Небольшая масса и высокая прочность сделали бериллий материалом, пригодным также для авиационной и ракетно-космической техники.
... специальный урановый сектор № 6. Его научным руководителем назначили известного ученого — ученика В.И.Вернадского, будущего академика Д.И.Щербакова (по его прогнозам открыты многие месторождения редких металлов). В секторе работало более 60 чел., среди них большая группа ученых, отозванных с фронта. В постановлении ГКО отмечалось, что начинать добывать уран необходимо на среднеазиатских месторождениях. Следовательно, самое первое мероприятие, которое реализовывалось правительством, состояло, как и предлагали В.И.Вернадский и В.Г.Хлопин, в накоплении запасов урана. Начиная с 1943 г. это решение стало выполняться путем добычи и переработки урановой руды в Таджикистане на Та- башарском руднике. Еще в 1930—1931 гг. Гиредмет проводил исследования по извлечению радия из руд Табашарского месторождения. К 1935 г. были построены небольшой поселок, рудник и гидрометаллургический цех. В 1941 г. в поселок Табашары был эвакуирован завод В Главного управления редких металлов Наркомцветмета и Одесский филиал Гиредмета. Было организовано производство солей висмута, стронция и светящихся составов. На этом месторождении (рудник был перед войной законсервирован) в 1934 г. под руководством профессора И.Я.Башилова велись работы по переработке урановой руды для получения радия.
В своих воспоминаниях 3.В.Ершова отмечает, что еще в 1933 г. академик А.Е. Ферсман указывал на перспективность месторождения в Табашарах, которое было открыто в 1926 г., и месторождения Майлису, открытого в 1934 г. 8 декабря 1944 г. ГКО принял решение о создании в Средней Азии крупного уранодобывающего предприятия на базе месторождений Таджикистана, Киргизии и Узбекистана и передаче руководства этими работами из Наркомцветмета в НКВД. Постановлением ГКО от 15 мая 1945 г. в системе НКВД для добычи урана организуется комбинат № 6. Еще до создания Специального комитета и ПГУ в системе НКВД было организовано во главе с заместителем наркома А.П.Завенягиным 9 Управление, которому и устанавливалось тогда задание по добыче урановой руды, строительству различных объектов, призванных обеспечивать выполнение формируемой программы № 1 и поддерживать работы АН СССР под научным руководством И. В. Курчатова. В биографическом очерке о А.П.Завенягине отмечается, что он был привлечен к решению урановой проблемы в начале 1943 г.
В кабинете И.В.Сталина был такой диалог: «Товарищ Завенягин... Вы металлург и горняк. Вам известно что-либо о запасах урана и графита?». А. П. Завенягин ответил, что ему ничего не известно в отношении урановых руд, а графит есть в Сибири — на Нижней Тунгуске, в районе реки Курейки. Задание, полученное от И.В.Сталина, было предельно кратким: «Необходимо найти и графит, и уран и немедленно начать добычу». Там же в кабинете И.В.Сталина состоялось знакомство А.П.Завенягина с И.В.Курчатовым.
В 10 км от Ленинабада (древнее название Ходжент) строился поселок Чкаловск. Впоследствии в Чкаловске будет построен основной гидрометаллургический завод комбината для переработки урановой руды с различных месторождений. Опытный гидрометаллургический цех в Табашарах (40 км от Чкаловска) был реконструирован и стал опытным заводом № 3 (директор Я.Б.Слонимский), на котором кроме руд Табашарского месторождения перерабатывались руды Майлисуйского, Уйгурского, Адрасманского и других месторождений. Проблема доставки руды была сложнейшей. Как любил вспоминать П.Я.Антропов [123], в 1944-1945 гг. урановую руду на переработку по горным тропам Памира возили в торбах на ишаках и верблюдах. Не было тогда ни дорог, ни должной техники и технологии для переработки урановых руд.
Отсутствие необходимого количества природного урана для обеспечения нужд строящихся объектов ПГУ (опытный ядерный реактор Ф-1 в Москве, промышленный реактор на Южном Урале и газодиффузионный завод на Среднем Урале) сделало стройки комбината № 6 первоочередными. Максимальные капитальные вложения выделялись уранодобывающим объектам.
После разгрома Германии союзники направили на ее территорию специалистов, которые не только раскрывали секреты работы немецких ученых по различным проблемам получения ядерных материалов для оружия, но и выясняли наличие в своих зонах оккупации запасов урана. В конце 1945 г. уран был доставлен на подмосковный завод № 12 в г.Электростали, где из него получили урановые брикеты и даже урановые блоки для загрузки опытного ядерного реактора Ф-1. Для загрузки же промышленного ядерного реактора немецкого урана не хватило, и его основным поставщиком должен был стать комбинат № 6. Дополнительным потребителем природного урана становился и завод по получению 235U 90%-го обогащения, который сверхсрочными темпами создавался на Среднем Урале в поселке Верх-Нейвинском.
Второй завод по получению обогащенного урана электромагнитным методом строился тоже на Среднем Урале в Свердловске-45. Кроме того, строились новые ядерные реакторы в Челябинске-40 для наработки плутония и расширялось производство получения обогащенного урана в Свердловске-44, намечалось строительство объектов потребителей природного урана в других регионах (Томск, Красноярск, Ангарск). Поэтому уже в 1947 г, для обеспечения потребностей промышленного реактора отечественным ураном усилиями руководства ПГУ и Главпромстроя НКВД СССР были введены на комбинате № 6 дополнительные мощности и добыча урановой руды в сутки достигала примерно 200 т. Но этого было явно недостаточно даже для одного работающего на мощности промышленного реактора, в котором нарабатывался плутоний. Активная зона реактора должна была в течение года несколько раз перегружаться.
Постановлением Совнаркома СССР от 13 октября 1945 г. для расширения добычи урана было поручено вести геологическую разведку в различных регионах страны. В Министерстве геологии и охраны недр было создано специальное Геолого-разведочное управление. Первые 15 лет были периодом становления урановой геологии. За это время было выявлено, разведано и вовлечено в эксплуатацию несколько небольших месторождений на Украине, Северном Кавказе, в Средней Азии [126]. Кроме месторождений в Средней Азии в 1946—1947 гг. были открыты железорудные месторождения, содержащие уран, на Украине (Первомайское и Желтореченское), на базе которых в 1951 г. был создан комбинат № 9. На Северном Кавказе открытые месторождения Бештау и горы Бык стали основой организации Лермонтовского рудоуправления. Уже в 1946 г. комбинат № 9 добыл 13,5 тыс. т руды и выделил 13,4 т урана.
Параллельно с разведкой месторождений на территории СССР были приняты меры по изучению возможностей поставок урана с территории Восточной Германии и Чехословакии, где в Саксонии (ГДР) и Чехии (Яхимово) уран добывали еще в прошлом веке. 23 ноября 1945 г. в Чехословакии договором между ЧССР и СССР была основана урановая промышленность. Взаимное соглашение между государствами предусматривало развитие яхимовских рудников в необходимых масштабах, а также совместные работы по разведке и эксплуатации рудников.
10 мая 1947 г. на территории ГДР было организовано отделение советского государственного акционерного общества «Висмут», в создание которого большой вклад внесли А.П.Завенягин и П.Я. Антропов.
По оценкам 1974 г., доступные мировые ресурсы урана составляли 4,5—5,0 млн. т в рудах с содержанием урана примерно 0,1% [84,128]. По мере развития ядерной энергетики эти соотношения диаметрально изменялись. Из урана, поставляемого в СССР из стран Восточной Европы, на наших заводах изготовлялись твэлы для загрузки ядерным топливом реакторов АЭС ГДР, Венгрии, Чехословакии, Болгарии. Темпы роста мощностей уранодобывающей промышленности в СССР были настолько велики, что к 1990 г. на мировом рынке наша страна, накопив большое количество природного урана, могла продавать его в значительных количествах. По оценке фирмы ЗМ1ЖЕМ (ФРГ), в СССР на складах к 1991 г. находилось около 200 тыс. т урана, а во всех странах рыночной экономики примерно 150 тыс. т. Если в 1989 г. на мировом рынке было продано 7,73 тыс. т урана, то в 1990 г. — уже 15,8 тыс. т. В октябре 1990 г. была самая низкая цена урана — 19,2— дол./кг
На территории России с ее огромным прогнозным потенциалом природного урана объем разведанных запасов, отработка которых может быть рентабельна, составляет только 25% запасов всех стран СНГ. Эти рентабельные для добычи запасы природного урана сосредоточены в Стрельцовском рудном районе Забайкалья
... классификация и усредненный выход твердых отходов горно-металлургического производства позволяют прогнозировать рост отходов и объемы занимаемых терриконов вблизи урановых шахт, а также площади хвостохранилищ рядом с гидрометаллургическими заводами. Для сравнения приведем данные о количестве отходов при добыче других полезных ископаемых [130]. На 1 т угля в среднем образуется 3 т отходов в процессе горнодобывающего производства и около 0,3 т отходов в процессе потребления, на 1 т стали — 5-6 т отходов в процессе добычи и 0,5— 0,7 т в процессе ее переработки. При добыче же цветных металлов ввиду их более низкого содержания в рудах образуется >100—150 т отходов в процессе добычи и >50-60 т в процессах переработки. На 1 тонну редких, благородных и радиоактивных металлов образуется в связи с еще более низким их содержанием в рудах до 5—10 тыс. т отходов в процессе добычи и от 10 до 100 тыс. т в процессах переработки. Такое резкое возрастание отходов при все более широком использовании в народном хозяйстве редких и радиоактивных металлов с самого начала развития отрасли выдвинуло проблему создания малоотходных технологий в уранодобывающей промышленности как одну из важнейших.
На территории России неосвоенные рудные месторождения в целом с низкой рентабельностью находятся в следующих районах:
- Балтийский щит — Онежский район;
- Западно-Сибирский район;
- Алданский щит — Витимский, Эльконский районы;
- Зейско-Бурейская площадь;
- Хапкойская площадь (юг Приморского края);
- Охотская площадь;
- Юдомо-Майская площадь на севере Магаданской обл.;
- Чукотская площадь;
- Анабарский щит (верхнее течение р. Хатанги в Красноярском крае).
Подземное выщелачивание позволяет разрабатывать запасы бедных урановых руд, залегающих на различных глубинах в сложных геологических условиях, когда применение подземного — шахтного и открытого — карьерного методов экономически не оправдано. Еще на ранней стадии развития уранодобывающей промышленности ветераны отрасли, внесшие большой вклад в разработку метода, академик Б.Н.Ласкорин и профессор Б.В.Невский отмечали: «Подземное выщелачивание приобретает все большее промышленное значение, так как дает возможность более полно использовать недра за счет вовлечения в отработку хорошо выщелачиваемых руд, не извлекаемых обычными методами» . На месторождениях России этот метод добычи урана существенно не отрабатывался, но его придется развивать.
Технология подземного выщелачивания различных урановых руд и другого минерального сырья детально рассмотрена в монографии профессора А.И.Калабина [134]. Расположение скважин и трубопроводов подачи рабочих растворов к рудному телу по этой схеме позволяет значительно сократить объем сооружений по сравнению с шахтным методом и методами открытой добычи полезных ископаемых (см. рис. 30).
Несмотря на практически полное прекращение использования природного урана для ядерного оружия, на территории России рентабельных месторождений урана недостаточно. По утверждению специалистов, на территории России нужна углубленная разведка для обеспечения АЭС ядерным топливом...
Содержание урана в каждом месторождении представлено широкой группой минералов с различными свойствами. Если уран в основной массе руды рассеян в неурановых минералах, то методы механического обогащения вообще не могут дать ни хороших урановых концентратов, ни бедных по урану, сбрасываемых в хвостохранилище. Обогащение урановых руд на первых этапах осуществлялось на основании опыта работы с другими полезными ископаемыми . В основном процессе обогащения урановых руд решают две главные задачи: удаление из добытой горной массы возможно большего количества пустой породы; разделение остального рудного материала на такие продукты, которые по своему минеральному составу наиболее благоприятны для проведения последующих операций общей технологической схемы.
При решении первой задачи использование дешевых методов обогащения обеспечивало рентабельное обогащение руд. Решение же второй задачи позволяет не только снизить себестоимость гидрометаллургических операций, но и облегчить возможность комплексного использования урановых руд.
В находящихся рядом с рудником «терриконах», куда направляются отвалы пустых пород и забалансовых руд, как правило, находится и хвостохранилище. В него сбрасывают не только рудничные (слаборадиоактивные) воды, но и хвосты гидрометаллургического завода (если он расположен недалеко). Общим свойством различных урановых пород является радиоактивность. Добытая в шахте горная масса при транспортировке в вагонетках или других емкостях проходит под землей или на поверхности через радиометрические контрольные станции, на которых ведется учет добытого урана, удаления основной массы пустой породы в отвал и разделения руды по содержанию металла на заданное число сортов для последующей переработки. Сорта руды, где много пустой породы, подвергаются второй стадии радиометрического обогащения.
Вторая стадия радиометрического обогащения включает подготовительные операции: дробление (обычно до 150—200 мм), грохочение на 3-4 класса крупности, промывку классов, подлежащих радиометрической сепарации. Класс -30...+15 мм обычно не подвергается сепарации, тем более что в большинстве случаев он имеет повышенное содержание урана [132]. Технологические показатели радиометрической сепарации могут колебаться в широких пределах в зависимости от природных качеств руды, совершенства применяемой аппаратуры и правильности технологических приемов. В общем выход отвальных хвостов может достигать 70-80% (а иногда и больше) массы поступающего на сепарацию материала. На всех уранодобывающих предприятиях имеются службы рудничной геофизики, которые оснащены необходимыми методами контроля урана в различных объемах руды как на месте ее залегания, так и после отбойки в шахтах и извлечения на поверхность.
Гидрометаллургичеекий цикл переработки урановых руд включает процесс сорбционного извлечения урана из пульп с последующей экстракционной очисткой урановых растворов. В первые годы добычи урановой руды для получения урана в оборонных целях извлечением побочных продуктов, содержащихся в рудах, просто не занимались. Позднее комплексная переработка урановых руд и извлечение побочных продуктов нашли широкое применение.В отрасли основным институтом — разработчиком комплексного извлечения из руд ценных продуктов был ВНИИХТ.
Впервые в мире из бедных, непромышленных руд сложного состава были извлечены уран и все сопутствующие ценные компоненты с одновременной утилизацией попутно получаемых азотно-фосфорных удобрений. При этом реализация попутно получаемых продуктов примерно в 2 раза снижает себестоимость урана. При промышленной реализации разработанных схем исключается загрязнение окружающей среды жидкими отходами, так как технологические растворы упариваются досуха с получением удобрений. Образующийся в результате взаимодействия серной кислоты с рудой гипс, направляемый в хвостохранилище, связывает основную массу радиоактивных элементов (радия).
Следует отметить, что усилия, предпринятые по обеспечению программы № 1 природным ураном, гарантировали создание ядерного щита нашей Родины и создали все условия для успешного развития ядерной энергетики как в России, так и в других странах ближнего зарубежья. Достаточно отметить, что в мире в число 10 крупнейших поставщиков урановых концентратов в 1992 г. входили Казахстан, Россия и Узбекистан. Ими было произведено соответственно 2500, 2200 и 2070 т урана, что составило около 20% мирового производства урана [138].
Как известно, в настоящее время потребность в природном уране сильно снизилась. Не нужно получать новый плутоний и высокообогащенный уран для ядерного оружия. Использование же накопленных запасов 235U, плутония, изделий из них и обедненного урана (отвала), хранящегося на заводах по обогащению урана, позволяет не только резко сократить, но и в 1995—2000 гг. даже полностью прекратить добычу урана [139].
В работе [139] отмечается, что с 1938 по 1993 г. в мире добыто 7—1,8 млн. т урана. Большая его часть находится в отвалах диффузионных заводов с содержанием 235U примерно 0,3%. Углубление отвала эквивалентно дополнительному вовлечению в ядерную энергетику 500-600 тыс. т природного урана, а при использовании ору' жейных делящихся материалов нет необходимости и после 2010 г. повышать существующую сейчас добычу урана.
Для опытного реактора Ф-1 и первого промышленного уран-графитового реактора необходимо было получить в течение 1946—1947 гг. около 200 т металлического урана, из них примерно 150 т в виде цилиндрических блоков диаметром 35 мм и высотой 100 мм должны были быть герметично очехлованы алюминиевой оболочкой. Предприятием, которое впервые освоило промышленную технологию получения металлического урана и изделий из него, был завод № 12. Завод стал пионером промышленного освоения производства урановых блоков — исходных изделий, в которых в Челябинске-40 на ядерных реакторах начиная с 1948 г. начали нарабатывать плутоний для ядерного оружия. Без усилий завода № 12 не была бы в установленные сроки получена другая ядерная взрывчатка - высокообогащенный 235U (на комбинате № 813 в Свердловске44). Завод № 12 стоял у истоков создания не только ядерного, но и термоядерного оружия, разрабатывая дисперсионные блоки из обогащенного урана, а также технологию производства лития. Именно литий и получаемый из него при облучении нейтронами тритий являются основными материалами, без которых невозможно создать эффективное термоядерное оружие. К 1945 г. завод № 12 уже имел 30-летнюю историю работы по выпуску оборонной продукции. Поэтому будет уместно напомнить читателю, что завод был основан промышленником H.A. Второвым в 1915 г. в подмосковном поселке Затишье, выросшем потом в современный: г. Электросталь.
Получение металлического урана советскими учеными показало готовность отечественных специалистов создать производство урана и приступить к выполнению атомной программы. Для этой цели на заводе № 12 была создана опытная установка, на которой в 1945 г. проводились полупромышленные опыты получения слитков урана массой в несколько килограммов.
Первая реконструкция завода была утверждена постановлением Совнаркома от 13 октября 1945 г. Всего же в период до 1958 г. на заводе было утверждено 6 очередей комплексной реконструкции завода. Важнейшей задачей завода № 12 в начальный период была разработка промышленной технологии изготовления металлических урановых блоков для загрузки в первый промышленный уран-графитовый реактор. В урановом сердечнике диаметром 35 мм не должно быть примесей, сильно поглощающих нейтроны (бор, редкоземельные элементы и др.). Он герметично очехловывался алюминиевой оболочкой толщиной 1 мм и в условиях работы ядерного реактора охлаждался химически очищенной водой, имеющей скорость в зазоре блок—труба около 5 м/с. Урановые блоки загружались в примерно 1100 технологических каналов по 75 блоков в каждый. Для наработки заданного количества плутония урановые блоки без изменения размеров и нарушения герметичности должны были облучаться в реакторе в течение 3—4 мес. Однако до этого нужно было изготовить (без оболочки) приблизительно 50 т изделий из урана для лаборатории № 2. Первые технические условия на изготовление закиси-окиси урана и металлического урана для реактора Ф-1 были разработаны И.В. Курчатовым в 1944 г., а на изготовление блоков из металлического урана — 22 февраля 1946 г. [24].
Решение о промышленном производстве металлического урана на заводе № 12 было принято в конце 1945 г. Сразу же столкнулись с первыми трудностями. Так, «...при горячем литье в графитовые изложницы в уран попадал из графита бор. Загрязнение бором происходило также из эмали, которой были покрыты технологические сосуды. Уран очень загрязнялся железом, содержащимся в металлическом кальции и применявшимся для восстановления урана» [24]. Большинство продукции шло в брак. Об обстановке, сложившейся с получением чистого урана, И.В. КуР" чатов в 1945 г. докладывал правительству (И.В. Сталину): «Эта задача (выполнение требований к чистоте металлического урана) хотя и трудна, но все же, конечно, вполне выполнима. Лично для меня является убедительным тот факт, что в случае более грубого производства графитированных электродов уже достигнут уровень загрязнений по крайней мере в 20 раз меньший, чем мы этого требуем для металлического урана».
В докладной записке И.В. Курчатов не указывал ответственных должностных лиц, а отмечал, что получение металлического урана идет совершенно неудовлетворительно из-за плохой организации работ в этом направлении [24]. В уточненных технических условиях на изготовление заводом № 12 для реактора Ф-1 партии урановых металлических блоков диаметром 32 мм (высота 100 мм) предусматривался контроль допустимых примесей по элементам. На примеси других элементов ограничения не вводились из-за отсутствия методов их аналитического контроля. Контроль за примесью бора проводил лично И.В. Курчатов. Руководители ПГУ Б.Л.Ванников и П.Я.Антропов обеспечивали работу завода всем необходимым. В частности, металлический кальций самолетами поставляли из Германии (г. Битерфельд), так как производство своего кальция на заводе в 1946 г. еще не было организовано [142].
Первое чрезвычайное событие, связанное с загрязнением урана бором, произошло в ноябре 1946 г., когда содержание бора в одной из партий урановых блоков для реактора Ф-1 превысило установленную норму примерно в 100 раз. Проверяли все: и немецкий кальций, и графитовые тигли для плавки урана, и графитовые изложницы для розлива металла. Оказалось, что виноват Московский графитовый завод (директор С.Е. Вяткин), который отгрузил заводу № 12 изложницы из нехлорированного графита. Вспоминая этот период, директор завода № 12 писал: «А.П. Завенягин мне говорил: «Ты, т. Каллистов, тогда танцевал на острие бритвы»
После преодоления многих трудностей на заводе № 12 было налажено производство металлических урановых блоков. В 1946 г. только для реактора Ф-1 было изготовлено 19 тыс. блоков диаметром 32 и 35 мм, массой 36 т, а также 9 т шаров диаметром 80 мм, изготовленных из диоксида урана. Эти блоки и шары удовлетворяли техническим требованиям, и на реакторе Ф-1 25 декабря 1946 г. впервые на континенте Европы и Азии была осуществлена управляемая цепная ядерная реакция. Откуда же в 1945-1948 гг. на завод № 12 поступал уран и как осуществлялась реконструкция завода? Урановое сырье в виде чернового порошкового урана, из которого делали первые урановые блоки, было трофейным. В первой половине г. на заводе № 12 был введен цех по переработке привозных богатых урановых руд. Бедные же отечественные руды с 1947 г. начали перерабатывать на заводе № 906 в Днепродзержинске (директор М.П. Аношкин) [142]. Более двух десятков зданий было реконструировано и построено в целях выпуска продукции для предприятий атомной промышленности ...
На заводе в 1946 г. работало около 4600 чел., из них примерно 700 инженерно-технических работников, в том числе с высшим образованием приблизительно 100 чел. В начальный период на заводе работало много ученых и специалистов не только из Гиредмета и НИИ-9, но и из других институтов, а также специалисты из Германии. Немецкие специалисты наладили на заводе производство металлического урана восстановлением оксида урана кальций-термическим методом. Технология была несовершенна, и сотрудники НИИ-9 из лаборатории профессора А.Н. Вольского с участием А.Г. Самойлова ее совершенствовали. В 1946 г. была внедрена технология кальций-термического восстановления урана из UF4.
Как вспоминает ветеран отрасли А.Г. Самойлов [38], в цехе, где начальником был H. Синиченко, уран получали по немецкому методу. «Проводилось восстановление закиси-окиси урана (в виде стружки) с добавлением в шихту хлористого кальция (для шлакообразования). Вся шихта в герметичном металлическом аппарате нагревалась, затем проводили химическое выщелачивание и получали металлический порошок урана».
Одновременно в этом же цехе главный металлург Ю.Н. Голованов проводил опытные плавки по получению металлического урана восстановлением тетрафторида урана дистиллированным кальцием. При одной из плавок произошло следующее: «...после длительного, нарастающего гула с разогретого аппарата сорвалась с прочных болтов крышка и, улетев через окно, упала в нескольких десятках метров от здания цеха. От огненной массы, вылетевшей из реактора, возник пожар в цехе. Мы все, до приезда пожарных, участвовали в тушении пожара. Впредь к таким плавкам мы были более внимательны, а плавки проводились через каждые три—пять дней в том же цехе в течение многих месяцев». При выполнении работ по получению металлического урана большое значение имело создание надежного плавильного тигля.
Главной задачей завода № 12 было освоение промышленной (многотоннажной) технологии получения урановых блоков. И.В. Курчатов докладывал правительству 15 августа 1946 г., что процессу заключения урановых блоков в оболочку уделялось всегда серьезное внимание и на заводе № 12 и в институтах была проведена очень большая работа. Процесс изготовления оболочки и герметизации урановых блоков состоял из следующих операций: штамповки стаканов из листовой алюминиевой заготовки; калибровки через матрицу стакана с вставленным в него урановым сердечником; закатки торца; нагрева в печи образцов, помещенных в кассеты; резкого охлаждения нагретых кассет в холодной воде; —травления и оксидирования блоков. Дальнейшие испытания показали, что технология ВИАМа и НИИ-13 может быть принята при изготовлении урановых блоков для загрузки первого промышленного реактора. НИИ-13 разработал метод нанесения никелевого покрытия на урановый сердечник, который затем помещался для герметизации в алюминиевую оболочку по технологии ВИАМа.
Завод № 12 был и остается до настоящего времени главной организацией, обеспечивающей все реакторные научные центры страны твэлами для исследовательских реакторов России и стран ближнего зарубежья [98]. Основной продукцией завода № 12 по-прежнему являются твэлы и ТВС для реакторов РБМК, а также ядерно-энергетических установок ВМФ.
В публикации В.Фролова [158] отмечалось, что с 1953 по 1987 г. на 3 промышленных предприятиях (комбинатах № 816 и 817, заводе № 12) произошло 13 ядерных аварий, из них две (комбинат № 817 и завод № 12) — на критических стендах. Кроме указанных аварий единичные самопроизвольные цепные реакции происходили и на специальных физических сборках и стендах в головных институтах (Институте атомной энергии им. И.В.Курчатова и в ФЭИ). Одно из главных условий обеспечения ядерной безопасности, не допускающее возникновения самопроизвольной цепной реакции, — контроль за нормами загрузки делящихся материалов, а это связано с необходимостью знаний минимальных значений критических масс в технологическом оборудовании заводов и хранилищ, в транспортных контейнерах, а также в активных зонах всех видов ядерных реакторов.
Через 4 года с начала работы завода Б комбината № 817 произошла первая ядерная авария. Возникла самопроизвольная цепная реакция в отделении (№ 26) выдачи конечного продукта с радиохимического завода Б на завод В [157]. Среди двоих пострадавших был начальник планово-производственного отдела завода А. А.Каратыгин, который в тот воскресный день был вызван на завод для дежурства и подготовки контейнеров для приемки в отделение № 26 готовой продукции — растворов плутония. Вот как он описывает создавшуюся перед аварией ситуацию [157]: «За ночь должны были выйти несколько партий продукта, а емкостей для них не было. Пришлось занимать дополнительные... Я решил использовать только одну из них. Себе в помощь я позвал начальника смены отделения Г. Акулову. Все манипуляции были мне хорошо знакомы. Все закончил, освободил приемники для ночных партий. Дальнейшие события произошли за долю секунды. Только я снял шланг, как одновременно засветилось голубое холодное пламя, меня как будто пронизал электрический ток, и забурлило в емкости, из штуцера со свистом начал выходить пар».
Поняв,- что произошла самопроизвольная цепная реакция, А.А.Каратыгин не покинул место аварии, а предпринял меры, обеспечивающие передачу части раствора с плутонием в другую емкость, чем и прекратил цепную ядерную реакцию. Причиной аварии послужило то, что в одной из емкостей был неучтенный продукт (предположительно в количестве около 650 г плутония). По проведенным позднее оценкам, при самопроизвольной цепной реакции произошло 2*10х17 делений. Доза, полученная А.А.Каратыгиным, была примерно 1000 Р, а Г.Акуловой приблизительно 100 Р. После аварии А. А.Каратыгин остался жив, но длительное время болел.
В своих воспоминаниях, написанных в 1974 г. [158], А.А.Каратыгин подробно остановился на ходе болезни, лечении в больнице № 2 в Челябинске-40 и больнице № 6 3 ГУ при Минздраве СССР в Москве. После лечения он работал в ЦЗЛ комбината, техническим редактором отдела научно-технической информации. Впоследствии он освоил машинопись, и не только редактировал, но и печатал материалы в домашних условиях. В 1961 г. по предложению Е.П.Славского семья А.А.Каратыгина переехала в г.Обнинск. А.А.Каратыгин вел активный образ жизни и постоянно поддерживал связь с комбинатом и с некоторыми работниками министерства.
Кроме того, в воспоминаниях А.А.Каратыгин подробно описывает обстановку, существовавшую тогда на заводе, и отношение главного инженера комбината Г.В.Мишенкова и руководителей завода «Б» Б.В.Громова, М.А.Демьяновича, М.В.Гладышева, Н.С.Наумова и других работников завода к неучтенным продуктам и отчетным данным, отражающим потери плутония и его наличие в оборудовании: «Работа идет неравномерно. Имели место успехи и провалы, поэтому всегда нужно было иметь резерв на будущий месяц на случай срыва, и в случае успешного завершения месяца следует оставлять запас на следующий. Эта политика с отчетностью не была тайной для руководства. Все понимали, что иначе нельзя, но об этом было не принято говорить». Главный инженер комбината Г.В.Мишенков и директор завода Б Б.В.Громов, как отмечается в воспоминаниях, очень положительно реагировали, когда после успешного выполнения плана по выдаче плутония на заводе Б оставался «жирок». Вот этот припасенный жирок и оказался роковым (привел к возникновению самопроизвольной цепной реакции).
Причины образования на заводах неучтенных делящихся материалов связаны были в первую очередь с чрезвычайным режимом секретности и борьбой за выполнение плана выдачи конечного продукта. Сейчас кажется абсурдным, что эти плановые задания заводу по выпуску плутония в самый начальный период не были известны ни заместителю главного инженера М.В.Гладышеву, ни даже научному руководителю завода профессору А.П.Ратнеру, которые в первую очередь отвечали за ведение технологических процессов, за потери и извлечение плутония и обеспечение техники безопасности. Немаловажная роль при этом принадлежала и возможному поступлению в отдельных партиях урановых блоков из-за разбросов мощности (в небольших количествах) избыточного плутония с промышленных реакторов. Это было связано в тот период тоже с отсутствием некоторых экспериментальных данных у научных руководителей проблемы. Кроме того, была недостаточная точность аналитических и дистанционных методов контроля на радиохимическом производстве.
Авария, впервые зафиксированная на химико-металлургическом производстве завода В, произошла 21 апреля 1957 г. В камере Цеха № 1 в горизонтально расположенном монжусе возникла самопроизвольная цепная реакция при подаче небольшого количества 235U 90%-го обогащения с ядерно-безопасной концентрацией (несколько граммов на литр). Причиной аварии послужило накопление в горизонтально расположенном монжусе осадка, содержащего 3,4 кг 235U 90%-го обогащения. Форма и предполагаемое расположение осадка и поступившего раствора оказались достаточными для возникновения самопроизвольной цепной реакции.
Рассмотрение причин, вызвавших эту аварию, показало, что в торцах монжуса, где была меньшая скорость движения раствора с продуктом, происходило постепенное осаждение урана. При накоплении осадка, содержащего 235U, добавление раствора в монжус даже с разрешенной нормой загрузки делящегося материала вызвало самопроизвольную цепную реакцию. Выделенная энергия была эквивалентна 10х17 делениям ядер 235U. Пострадало 6 чел. Оператор умер через 12 дней, а остальные перенесли лучевую болезнь. После этой аварии были сокращены промежутки между промывкой всего оборудования цеха: они стали проводиться через 10—15 дней. Степень полноты очистки оборудования от делящихся материалов необходимо было надежно контролировать. Для обеспечения контроля за ядерной безопасностью на заводах Б и В, кроме научных руководителей, были введены должности заместителей главных инженеров по научной работе.
Остановимся на малоизвестных авариях, происшедших как на отечественных реакторах в начальный период их эксплуатации, так и за рубежом. Принято считать, что утечка радиоактивности из реактора связана с тремя видами аварийных ситуаций: надкритической ядерной реакцией и выходом реактора из-под контроля; плавлением отдельных деталей реактора и твэлов даже после прекращения цепной реакции вследствие остаточного запаздывающего тепловыделения; возможностью экзотермических химических реакций с конструкционными материалами самого реактора. Причины возникновения указанных ситуаций рассматривались еще в 1955 г. на Международной Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии. Все три вида аварийных ситуаций разной степени тяжести имели место в начальный период эксплуатаций отечественных промышленных реакторов, особенно на комбинате № 817.
Так, на реакторе АИ (начальник Ф.Е.Логиновский, главный инженер П.В.Глазков) при замене стержней СУЗ была допущена ошибка. В находящемся на автоматическом регулировании реакторе (мощность 1%), вместо подлежащего замене канала поглотителя техником службы КИПиА был вручную выдернут из активной зоны центральный стержень. Произошел кратковременный неуправляемый всплеск мощности, но при этом поглощающий нейтроны стержень сразу же упал в свою ячейку, и процесс остановился. Разрушения урановых блоков и выхода радиоактивности не было. Переоблучения персонала не произошло.
На другом реакторе — ОК-180 (научный руководитель А.И.Алиханов, руководители объекта А.А.Тарасов и И.Д.Дмитриев) была создана аварийная ситуация, когда выгружаемые из активной зоны после облучения урановые блоки застряли в технологическом тракте. Из-за остаточного тепловыделения они сплавились с материалом контура разгрузочной петли. Реактор был остановлен. Для ликвидации последствий этой аварии были разработаны специальные мероприятия. В работах участвовали специалисты комбината № 817 и других организаций. Опыт демонтажа оборудования на этом реакторе был рассмотрен в специальной публикации.
Случаи сильного разогрева (оплавления) урановых блоков в каналах реактора и в разгрузочных емкостях («кюбелях») наблюдались в первом уран-графитовом промышленном реакторе [160]. Аварийные ситуации, связанные с возможностью экзотермических химических реакций между материалами активной зоны реактора, были не единичны. Сплавление урана с графитом, так называемые «козлы», в начальный период работы реакторов было практически на всех уран-графитовых реакторах. Некоторые примеры сплавления урана с другими материалами активной зоны приведены в известных публикациях по авариям на Белоярской АЭС в 1964-1979 гг.