Трудности эксплуатации первого промышленного реактора

Непрерывная работа промышленного реактора (реактора «А») требовала надежной эксплуатации систем управления и защиты, безотказной работы систем контроля температуры и расхода воды в каждом технологическом канале (ТК). В зависимости от распределения мощности по радиусу и высоте активной зоны реактора тепловые нагрузки на урановые блоки сильно различались. Для различных зон реактора устанавливались свои пределы срабатывания от расхода и подачи воды (СРВ и ПРВ соответственно) аварийной защиты – заглушение реактора при недопустимой динамике изменений расхода воды, охлаждающей урановые блоки. Коррозия алюминиевых труб в технологическом канале и оболочек урановых блоков, а также их эрозионный размыв приводили к неприятным факторам, связанным с появлением в воде радиоактивности. Появление влаги в графитовой кладке требовало замены каналов и перегрузки урановых блоков. Наличие влаги в графите изменяло его физические свойства, а при сильном замачивании графитовой кладки реактора могла прекратиться цепная ядерная реакция. Поэтому графит в таком случае требовалось сушить; применение системы воздушной продувки реактора через зазоры графита в ТК затягивало сушку на многие часы. Реактор не работал и не выполнял свои функции наработчика плутония.

Все эти неприятности имели место в первые недели и месяцы эксплуатации реактора. Были случаи и образования так называемых козлов, когда разрушенные по разным причинам урановые блоки спекались с графитом. На реакторе «А» впервые были выявлены такие эффекты, как распухание урана и графита под действием нейтронов. Эти эффекты изучались А.Г. Ланиным, Г.И. Клименковым и другими специалистами Комбината № 817 и институтов под личным руководством сначала И.В. Курчатова, а позднее А.А. Бочвара, С.И. Конобеевского и др.

Крупнейшая авария на реакторе произошла в первые сутки его работы. 19 июня 1948 г. в 24 ч начальник лаборатории «Д» на площадке влагосигнализации зарегистрировал повышенную радиоактивность воздуха. Выяснили, что в ячейке 17–20 (в центре активной зоны) из‑за приоткрытого клапана холостого хода в технологическом канале расход охлаждающей уран воды недостаточен. Реактор пришлось остановить, а оставшиеся в графитовой кладке разрушенные урановые блоки частично извлечь, применяя и фрезеровку ячеек. Работы велись до 30 июля 1948 г.

Вскоре в реакторе в ячейке 28–18 был обнаружен второй «козел». Реактор требовалось опять остановить и, следовательно, прекратить наработку плутония. Однако Б.Л. Ванников и И.В. Курчатов приняли решение ликвидировать «козла» на работающем реакторе. Это приводило к загрязнению помещений, переоблучению сменного персонала и бригады ремонтников, к попаданию воды в кладку, так как инструмент по расчистке ячеек требовалось охлаждать. Наличие воды в графитовой кладке при ее контакте с алюминиевыми трубами вызывало их коррозию, и к концу года началась массовая течь каналов. 20 января 1949 г. реактор все же остановили для капитального ремонта.

Особо сложной в то время была проблема, обусловленная малой добычей природного урана. Как известно, при первой загрузке промышленного реактора использовали уран, вывезенный после войны из Германии. Как отмечал Ю.Б. Харитон: «В 1945 г. в Германию была послана комиссия. Возглавлял ее Завенягин. Вместе с Кикоиным мы начали искать уран в Германии. На границе с американской зоной нам все‑таки удалось обнаружить приблизительно 100 т урана. Это позволило нам сократить сроки создания первого промышленного реактора на год». Этот вывод очень условен, так как 100 т было недостаточно для загрузки реактора Ф‑1 и реактора «А».

В поставленных в реактор алюминиевых каналах в первой загрузке не была сделана анодировка поверхности труб. Нз‑за контакта «графит–вода–алюминий» возник интенсивный коррозионный процесс. Эксплуатировать реактор с этими трубами стало невозможно. Возникла сложнейшая проблема замены каналов и сохранения урановых блоков. Разгрузить урановые блоки через сконструированную систему разгрузки было возможно. Прохождение их вниз по технологическому тракту «канал–шахта разгрузки–кюбель–бассейн выдержки» привело бы к механическим повреждениям оболочек блоков, не допускающим повторную загрузку их в реактор. А запасная загрузка урана в то время была невозможна, так как количества добываемого урана было еще недостаточно.

Нужно было сохранить уже частично облученные, но сильно радиоактивные урановые блоки. По предложению А.П. Завенягина попытались извлечь разрушенные трубы и, оставив в графитовых трактах урановые блоки, поставить новые, анодированные трубы. Однако сделать это оказалось невозможно, так как при извлечении разрушенных труб, которые имели для центровки урановых блоков внутренние ребра, центровка столба блоков нарушилась – блоки смещались к стенкам графитовых кирпичей.

Работники службы главного механика реактора В.П. Григорьев и Н.А. Садовников по предложению Г.В. Крутикова разработали приспособления – штанги, которые позволяли с помощью специальных присосок извлекать урановые блоки из разрушенных технологических труб через верх в центральный зал реактора. Пришлось переобучивать участников извлечения блоков. Предстояло выбирать: либо остановить реактор на длительный период, который, по оценке Ю.Б. Харитона, мог составить один год, либо спасти урановую загрузку и сократить потери в наработке плутония. Руководство ПГУ и научные руководители приняли второе решение. К этой «грязной» операции привлекли весь мужской персонал объекта. Урановые блоки предполагалось затем использовать для повторной загрузки в новые трубы из алюминиевого сплава с защитным анодированным покрытием. Однако для намокшей графитовой кладки, имеющей в работающем реакторе температуру свыше 100 °С, требовалась сушка перед постановкой в активную зону новых ТК и загрузкой реактора ураном. Обо всем этом было доложено руководителю Специального комитета Л.П. Берия. Курчатов писал: «К первому февраля мы закончили сушку агрегата и достигли равномерного распределения температур по его сечению. Выделение конденсата и пара прекратилось». После выполнения всех работ по перегрузке реактора 26 марта 1949 г. в 13 ч 30 мин начали вывод реактора на проектную мощность.

Другие трудности были связаны с ликвидацией «козлов» и очисткой графитовых ячеек от последствий обрыва технологических каналов при «зависаниях» по разным причинам урановых блоков. При нарушении оболочки блока из‑за образования продуктов коррозии урана уменьшался зазор «уран–труба», в результате сильно снижался поток воды через ТК. Система СРВ позволяла в большинстве случаев предупредить сильное «зависание» блоков в трубе и пробить без обрыва трубы специальной пешней столб блоков (выше «зависшего») в шахту разгрузки. Иногда происходил обрыв трубы, и урановые блоки оставались без охлаждения в графитовой кладке. Реактор не работал до тех пор, пока специальным инструментом уран не удаляли из графитовой ячейки.

Большой вклад в определение причин «зависания» блоков и их устранение внес Б.Г. Дубовский, который впоследствии был назначен научным руководителем промышленного реактора. Позднее ученые выявили еще одну причину «зависания» блоков – распухание уранового сердечника под действием нейтронного облучения. При отдельных загрузках урана в реакторе происходили массовые «зависания», что заставляло досрочно разгружать урановые блоки.

Установленные две причины «зависания» блоков в каналах поставили серьезные задачи перед институтами, разрабатывающими урановые сердечники, сплавы алюминия для оболочек блоков и ТК. Необходимо было совершенствовать технологические процессы на заводах–изготовителях этой продукции. Комиссия под руководством И.В. Курчатова, А.П. Александрова, Р.С. Амбарцумяна, В.В. Гончарова, В.И. Меркина и др. поручила ВИАМ (директор Амбарцумян) с привлечением других институтов (НИИ‑9, НИИ‑13) и завода № 12 усовершенствовать технологию изготовления урановых блоков. Наибольший вклад в обеспечение надежности работы урановых блоков в начальный период эксплуатации промышленного реактора внес Амбарцумян.

Отклонения от нормального технологического режима работы реактора происходили по самым разным причинам: это и заклинивание кюбеля с облученными блоками в разгрузочной шахте, и попадание в технологические тракты различных деталей. В одну из смен (начальник Д.С. Пинхасик) после пробивки «зависших» блоков в технологический тракт упустили пешню – металлический стержень длиной более 25 м, что повлекло за собой выполнение непредвиденных работ в тяжелых условиях.

Технологический процесс подготовки передачи урановых блоков на радиохимический завод включал операцию отделения рабочих урановых блоков от холостых алюминиевых, загружаемых в ТК ниже активной зоны. В каждом выгруженном из шахты разгрузки кюбеле с блоками, имеющими несколько каналов, находилось примерно 40% холостых блоков. В отделении готовой продукции вручную специальными приспособлениями под водой эти блоки рассортировывались. Затем в специальных вагонах‑контейнерах их перевозили на радиохимическую переработку. Холостые блоки, изготовленные из «авиаля», отправляли в специальные могильники – забетонированные в земле емкости, находящиеся на территории объекта. Аварийные ситуации иногда возникали и при выполнении этих операций.

При ликвидации отдельных аварий дозы радиационного воздействия были недопустимо велики. Особенную опасность представляло заклинивание урановых блоков, находящихся в кюбелях и извлекаемых из разгрузочной шахты. Иногда последствия таких работ были трагическими. На первых порах устранение заклинивания урановых блоков проводилось вручную: вся смена выстраивалась в очередь, бегом пробегала в реакторный зал, кувалдой била по зависшим блокам и выбегала из зала. После этого проводилась «дезактивация» организма сотрудника спиртом.

Работы по ликвидации последствий «зависания» блоков обусловливали необходимость проведения калибровки графитовых ячеек и даже их рассверливания специально разработанными штангами и фрезами. При этом требовалось прослеживать ход операции в каждой графитовой ячейке, в связи с чем была создана система ведения истории ТК. Эту работу выполняла специальная группа учета работы реактора (ГУРА). В течение нескольких лет ею руководил Г.Б. Померанцев – будущий член‑корреспондент АН Казахской ССР.

При дальнейшей эксплуатации реактора была выявлена масса недоработок в системах контроля за ведением технологического процесса, который непрерывно совершенствовался. Условия работы приблизились к норме только спустя несколько лет после начала эксплуатации реактора. Промышленный реактор – основная база наработки радиоизотопов, измерения некоторых ядерных констант и радиобиологических исследований.

С 1948 г. в стране был налажен выпуск радиоизотопов для народного хозяйства. Этот момент практически совпадает с началом вывода промышленного реактора на проектную мощность. До июня 1946 г. использование радиоизотопов, особенно в медицине, где дозировка радиации – основное условие для успешного лечения, велось под научным руководством лаборатории радиационных препаратов, возглавляемой Г.М. Франком. Своим решением № 310 от 3 июля 1946 г. Академия медицинских наук (АМН) СССР ввела эту лабораторию в состав своих организаций. Позднее на ее базе был организован Институт биофизики (ИБФ) Минздрава СССР. В 1948 г. постановлением Совета министров СССР (№ 2521 от 10 июля 1948 г.) и АМН СССР (№ 587 от 21 августа 1948 г.) на этот институт были возложены функции, связанные с изучением воздействия радиации на человека и безопасным применением радиоактивных источников в медицине и в народном хозяйстве. Первым директором ИБФ стал Г.М. Франк (с 1948 по 1951 г.) – будущий академик. Позднее этот ведущий научный центр страны возглавляли крупнейшие ученые: академик АН СССР А.В. Лебединский (с 1954 по 1962 г.), академик АМН СССР П.Д. Горизонтов (с 1962 по 1969 г.).

Начало вывода промышленного ядерного реактора на проектную мощность в 1948 г. совпало с организацией в Институте биофизики Минздрава СССР специальной препарационной лаборатории. Работающая на сырье (мишенях), облученном нейтронами в ядерных реакторах или заряженными частицами на ускорителях, в это время уже имевшихся в Радиевом институте и Лаборатории № 2, она поставляла радиоизотопы разным учреждениям страны.

Плотность потока тепловых нейтронов в активной зоне промышленного реактора достигла 10¹¹–10¹²нейтр/(см2‑с). При такой высокой для того времени плотности потока нейтронов в отведенные каналы вместо урановых блоков могли загружаться специально изготовленные блоки‑мишени с исходными стабильными изотопами, которые за короткий срок при захвате нейтронов превращались в радиоактивные.

По инициативе И.В. Курчатова уже в первые годы работы реактора были выделены отдельные ячейки для получения кобальта‑60, полония‑210, фосфора‑32, хлора‑36, углерода‑14 и некоторых других радионуклидов. Естественно, в промышленном реакторе не могли нарабатываться изотопы с малым периодом полураспада, которые затем следовало бы передавать в специальную препарационную лабораторию. За время перевозок такие изотопы просто распадались бы.

Для накопления как плутония, так и других радиоактивных изотопов необходимо было иметь большие плотности нейтронов. Кроме реактора «А» в то время в стране не существовало подобного источника нейтронов. Поэтому по указанию И.В. Курчатова с 1949 г. начали проводить различные физические исследования, в том числе и по ядерной изомерии. В центральном зале реактора появилась специальная установка – селектор нейтронов, на которой работники Комбината Е.А. Доильницын, Е.Е. Кулиш, Г.М. Драбкин, В.Н. Нефедов и другие вместе с сотрудниками Лаборатории № 2 проводили необходимые измерения. Позднее для наработки изотопов и физических исследований были построены сначала тяжеловодные реакторы в Лаборатории № 3 и на Комбинате № 817, а затем специальные ядерные реакторы в других организациях. Значительный вклад в развитие экспериментальной базы для наработки изотопов и проведения физических исследований внес ученый секретарь НТС ПГУ Б.С. Поздняков.

Любое увеличение числа ячеек промышленного реактора, загруженных мишенями для наработки других изотопов, связано с уменьшением числа технологических каналов, загружаемых ураном. Последнее приводит к ухудшению физических параметров реактора, в том числе к уменьшению коэффициента размножения и выработки плутония. При этом в технологических каналах несколько возрастает энергонапряженность урановых блоков, что увеличивает энергию нейтронов и изменяет их взаимодействие как с ураном‑235, так и с плутонием‑239. Поэтому увеличение мощности как отдельного ТК, так и реактора в целом изменяет не только скорость накопления плутония, но и его выгорание, характеризующееся как делением плутония‑239, так и его превращением в более тяжелые изотопы плутония, отрицательно влияющие на свойства ядерной взрывчатки. Таким балластным изотопом является плутоний‑240. Избежать наработки плутония‑240 практически невозможно, поэтому в промышленном реакторе облучение урана‑238 ограничивалось малыми сроками (несколько месяцев).