К 120-летию А.И. Алиханова (1904-1970)

 

Одним из значимых участников Атомного проекта СССР был Абрам Исаакович Алиханов (Алиханян). Учёный сложной судьбы, многолетний директор известного ИТЭФ внёс свой большой вклад в успешное решение задач Атомного проекта. Об этом ниже статья члена Ядерного общества Г. Киселева.

 

 

Геннадий Киселёв

Академик Алиханов и советский Атомный проект

 

Некоторые факты из биографии

 

Родился 4 марта 1904 г. в г. Ганджа в семье машиниста Закавказской железной дороги. После окончания Коммерческого училища поступил в Тифлисский политехнический институт на химический факультет, но не учился, так как вынужден был работать в Гандже в Центротрамоте в качестве телефониста и помощником шофёра. В 1923 г. переехал в г. Ленинград и поступил на 1 курс химического факультета II Ленинградского политехнического института. В 1929 г. я окончил физико-механический факультет по специальности „физика“ и был приглашён на работу по совместительству в Физико-механический институт в качестве заведующего рентгеновской лабораторией“. (Из автобиографии А.И. Алиханова).

 

Начало работ по Атомному проекту

 

При организации в августе 1945 г. Технического совета Спецкомитета ГКО академик Абрам Исаакович Алиханов был утверждён в должности его учёного секретаря. С 27 августа 1945 г. по 9 апреля 1946 г. под руководством Б.Л. Ванникова, председателя Техсовета, и Алиханова проведено 26 заседаний, на которых были заслушаны доклады по основным проблемам Атомного проекта. Если о роли Алиханова как директора Лаборатории № 3 хорошо известно, то информация о его деятельности в 1945–1953 гг. в качестве учёного секретаря Технического совета Спецкомитета, а затем члена НТС ПГУ практически не публиковалась.

 

Так, на заседании Технического совета Спецкомитета 5 сентября 1945 г. были заслушаны доклад И.В. Курчатова и его сотрудника Г.Н. Флёрова, а также содоклад А.И. Алиханова „О состоянии научно-исследовательских и практических работ Лаборатории № 2 по получению плутония-239 методами „котёл уран-графит“ и „котёл уран-тяжёлая вода“. В этих основополагающих докладах представлена программа действий на ближайший период по организации производства делящихся материалов для атомной бомбы. В констатирующей части решения Техсовета отмечалось: „Наиболее близкими по осуществлению по срокам подготовки сырья и возможностям изготовления оборудования являются следующие методы: в первую очередь — метод „котёл-графит“, во вторую очередь — метод диффузии, в третью очередь — метод „котёл-тяжёлая вода“, позволяющий получить плутоний-239 через 3 года, поскольку для запуска котла необходимо построить заводы получения тяжёлой воды, что займёт не менее года и ещё столько же по времени для производства необходимого количества тяжёлой воды“.

 

В решении Техсовета, в частности, записано:

 

„Пункт 4. Признать необходимым организовать уже в 1945 г, проектирование котла „уран-тяжёлая вода“, проектирование и строительство предприятий по получению тяжёлой воды в количествах, необходимых для пуска котла „уран-тяжёлая вода“. Учитывая ряд ценных преимуществ котла „уран-тяжёлая вода“ (сравнительно небольшая потребность в уране, меньшая требовательность к кондициям его, меньшие габариты системы, большая простота в обслуживании, надёжность системы), установить, что в течение ближайшего времени должны быть найдены возможности максимального сокращения срока производства потребного количества тяжёлой воды с расчётом пуска котла не позднее, чем через 1,5–2,0 года.

 

Пункт 5. Приступить после сооружения и пуска котлов „уран-графит“, диффузионного завода, котла „уран-тяжёлая вода“ к использованию следующих методов:

 

…б) метода котёл „уран-тяжёлая вода“ в комбинации с ураном и простой водой, позволяющего, как показывают расчёты, увеличить производительность котла „уран-тяжёлая вода“;

 

в) метода котёл „торий-плутоний-простая вода“ для переработки тория в уран-233.

 

В подробном отчёте И.В. Курчатова, Б.Л. Ванникова и М.Г. Первухина, направленном И.В. Сталину 23 декабря 1946 г., о состоянии работ по проблеме использования атомной энергии за 1945–1946 годы отмечалось, что „при небольшом объёме первоначально закладываемого металлического урана этот котёл для осуществления процесса требует значительного количества тяжёлой воды“.

 

Указанное решение Технического совета Спецкомитета явилось основой для разработок тяжеловодных реакторов. Поэтому неслучайно значительное число вопросов, обсуждавшихся на заседаниях Техсовета, было посвящено разработке технологии и установок по производству тяжёлой воды. К этой тематике Техсовет обращался 26 раз за относительно короткий период своей деятельности.

 

Представляет интерес перечень вопросов, по которым выступал Алиханов на некоторых заседаниях Технического совета Спецкомитета. Так, 24 сентября 1945 г. был рассмотрен вопрос о дополнительном привлечении к участию в работах по использованию внутриатомной энергии научных учреждений, отдельных учёных и других специалистов (И.В. Курчатов, А.И. Алиханов). Техсовет одобрил предложения докладчиков о привлечении к работам по Атомному проекту большого числа научных институтов. Была также образована комиссия по тяжёлой воде под председательством П.Л. Капицы.

 

8 октября 1945 г. от имени комиссии Первухина М.Г., Касаткина А.Г., Борисова Н.А., Алиханова А.И., Корнфельда М.О., Каргина В.А., Генина Л.С. о составлении эскизных проектов промышленных установок по получению тяжёлой воды с докладом выступил А.И. Алиханов. На этом же заседании было заслушано его сообщение „Об объёме информации руководителей спецлабораторий“ (лаборатории, где работали немецкие специалисты. — Примеч. автора).

 

13 ноября 1945 г. А.И. Алиханов сделал сообщение о состоянии с выполнением заданий научно-исследовательскими организациями, привлечёнными к участию в работах, 14 января 1946 г. — о положении о Научно-техническом совете, а также о научных работах в смежных областях, 18 февраля 1946 г. — о технических условиях на „продукт 180“ (тяжёлая вода).

 

На заседании Техсовета 14 января 1946 г. А.И. Алиханов доложил „Положение о Научно-техническом совете“, подготовленное им по поручению Ванникова. Дело в том, что при Спецкомитете работали два совета: Технический под председательством Б.Л. Ванникова и Инженерно-технический под руководством М.Г. Первухина. В решении совета по докладу Алиханова было записано: „Просить Спецкомитет о переименовании Технического совета в Научно-технический совет“. По решению правительства от 9 апреля 1946 г. Технический и Инженерно-технический советы Спецкомитета были преобразованы в Научно-технический совет ПГУ (председатель Б.Л. Ванников, учёный секретарь Б С. Поздняков). Алиханов являлся членом этого совета.

 

Организация Лаборатории № 3

 

8 октября 1945 г. состоялось заседание Техсовета, на котором с докладом „Об организации Лаборатории № 3 АН СССР и её задачах“ выступил заместитель начальника ПГУ П.Я. Мешик. В решении совета было записано:

 

„1. Считать необходимым организовать под руководством академика Алиханова Лабораторию № 3 АН СССР, возложив на неё выполнение следующих обязанностей:

 

а) физические исследования, проектирование и осуществление котла „уран-тяжёлая вода“;

 

б) физические исследования системы „торий-простая вода“, „торий-плутоний-простая вода“ для получения урана-233;

 

в) физические исследования бета-радиоактивности;

 

г) физические исследования свойств ядерных частиц больших энергий и космических лучей.

 

2. Представить на рассмотрение Спецкомитета внесённый тт. Мешиком и Алихановым проект постановления СНК по данному вопросу“.

 

На основании этого решения 1 декабря 1945 г. Л.П. Берия в качестве заместителя председателя СНК подписал Постановление СНК СССР № З010 895 сс об организации Лаборатории № 3 АН СССР. Оно было весьма подробным, содержащим 30 пунктов поручений различным организациям. В постановлении, в частности, указывалось:

 

„Совет Народных Комиссаров Союза ССР постановляет:

 

1. Организовать при Академии наук СССР Лабораторию № 3, возложив на нее:

 

а) физические исследования систем „ДК“ и ТК„, свойств бета-радиоактивности и ядерных частиц;

 

б) разработку мероприятий по практическому осуществлению указанных научно-исследовательских работ.

 

Назначить директором лаборатории № 3 Академии наук СССР акад. Алиханова А. И.„

 

Примечание: ДК — дейтонный (тяжеловодный) котёл (реактор), ТК — ториевый котёл (реактор). Штат лаборатории был утверждён в количестве 130 человек, в то же время Алиханову было предоставлено право увеличить его до 230 человек. В структуре лаборатории были предусмотрены следующие сектора: исследования системы „ДК“; исследования системы „ТК“; циклотрона; бета-радиоактивности; радиохимический; космических лучей (с экспедиционной группой); теоретический и расчётный; а также конструкторское бюро, административно-хозяйственный отдел, производственный отдел и библиотека.

 

Не прошло и месяца с момента подписания постановления СНК, как Алиханов обратился к Берии за помощью. 28 декабря 1945 г. он писал: „Около недели тому назад Вы предложили мне в письме изложить трудности, с которым я столкнулся при организации лаборатории…

 

Основные трудности изложены в прилагаемой записке и связаны, главным образом, с вопросами оборудования и строительством“.

 

В прилагаемой к письму записке указывалось, что лаборатория не имеет никакого оборудования. Научное оборудование предполагалось вывезти из лабораторий Физико-технического института (Палата мер и весов) в Германии. Для этого была направлена группа научных сотрудников под руководством академика Лейпунского, поскольку в проекте решения по Лаборатории № 3 содержался соответствующий пункт о передаче этих лабораторий, который затем был исключён.

 

Далее в записке отмечалось, что лаборатория „не имеет видов на получение мощного источника быстрых частиц для опытов по расщеплению“, не располагает библиотекой, не имеет никакой мебели, не говоря уже о помещениях, пригодных даже для размещения хозяйственного и административного персонала, а имеющиеся площади оказались не подготовленными к зиме.

 

На этом письме имеется резолюция Берии:

 

„Т. Ванникову, т. Мешику. Прошу подготовить предложения. Надо крепко поддержать т. Алиханова“.

 

В докладной записке Ванникова от 23 апреля 1946 г., направленной Берии, указывалось, что на заседании 22 апреля принято решение об установке одного из вывезенных из Германии циклотронов в Лаборатории № 3 со сроком пуска 1 апреля 1947 г.

 

В деле ПГУ имеется также справка В. Еляна от 11 июня 1946 г., в которой указано, что „оборудование Физико-технического комитета, предназначенное Лаборатории № 3, на станции Вайда (Германия) погрузкой закончено 11 июня. Всего погружено 40 вагонов. Отправка транспорта 11 июня“. Отбором оборудования и его погрузкой занималась группа сотрудников лаборатории под руководством Алиханьяна.

 

Директор и персонал лаборатории ещё не раз встречался с различного рода трудностями. Для того чтобы Лаборатории № 3, впоследствии переименованная в Теплотехническую лабораторию, а затем в Институт теоретической и экспериментальной физики, превратилась в современный институт с высоким научным авторитетом, потребовались большие усилия всего коллектива и, в первую очередь, её директора А.И. Алиханова, который проработал в этой должности до 16 июля 1968 г.

 

Строительство опытного тяжеловодного реактора

 

28 апреля 1947 г. НТС ПГУ заслушал сообщение А.И Алиханова „О проектировании и месте строительства установки № 7“, в котором отмечалось, что „опыт работы как американский, так и наш, говорит за то, что все опытные установки строятся вблизи научных учреждений, которые их разрабатывают“. Он также привёл соображения о безопасности опытной установки № 7, необходимости консультаций со специалистами московских организаций при организации физических исследований и т. д.

 

Основания для такого выступления у него были, поскольку за две недели до этого, 15 апреля 1947 г., в ходе обсуждения места сооружения опытного уран-графитового реактора Ф-1 члены НТС руководитель ПГУ Б.Л. Ванников и его заместители М.Г. Первухин, А.П. Завенягин, В.А. Малышев и другие не согласились с предложением И.В. Курчатова и заявили, что установку Ф-1 „желательно вынести в изолированное и ненаселённое место, чтобы исключить случайности и обеспечить дальнейшее развитие экспериментальных работ“, а не строить её в Лаборатории № 2. Поэтому Алиханов в заключение своего выступления подчеркнул ещё раз: „Единственно правильное решение о месте постройки опытной установки № 7 — построить её вблизи от Лаборатории № 3“.

 

Несмотря на это выступление, НТС принял следующее решение: „Считать целесообразным размещение опытной установки ФДК на территории Лаборатории № 2 с использованием для этой цели освобождающегося здания „К“, что значительно сократит сроки и затраты по сооружению установки на новом месте“. Срок окончания сооружения опытной установки № 7 был назначен на декабрь 1947 г. (ФДК — физический дейтонный котёл. — Примеч. автора).

 

Однако благодаря настойчивости А.И. Алиханова уже 22 сентября 1947 г. начальник ПГУ Б.Л. Ванников представил И.В. Сталину проект постановления „О строительстве установки № 7 (опытного котла „уран + тяжёлая вода“) при лаборатории № 3“. В записке было указано, что для сооружения установки № 7 потребуется 2,5 т металлического урана и 4 т тяжёлой воды и что ориентировочная её стоимость составит 10 млн рублей без стоимости урана и тяжёлой воды. В принятом постановлении Совмина СССР № 3430–1125 сс/оп отмечалось:

 

„1. Принять предложение академиков Курчатова и Алиханова и Научно-технического совета Первого главного управления при СМ СССР о постройке при Лаборатории № 3 Академии наук СССР установки № 7 предельной мощностью 500 кВт с целью получения и экспериментальной проверки расчётных данных агрегата № 7. Обязать Лабораторию № 3 (т. Алиханова) пустить в эксплуатацию установку № 7 не позднее 1 августа 1948 г.“ (Установка № 7 — опытный тяжеловодный реактор, агрегат № 7 — промышленный тяжеловодный реактор ОК-180. — Примеч. автора.)

 

Научное руководство проектированием было возложено на академика А.И. Алиханова, разработка проекта реактора была поручена Минтяжмашу и ОКБ „Гидропресс“ (главный конструктор Б.М. Шолкович), проектирование выполнял ГСПИ-11 (директор А.И. Гутов) ПГУ.

 

Установленный крайне сжатый срок не был выполнен в связи с возникшими техническими трудностями и отсутствием 4 т тяжёлой воды. Физический пуск реактора был осуществлён 26 апреля 1949 г. Первоначально реактор работал на мощности 500 кВт, а после реконструкции в 1957 г. мощность была повышена до 2,5 МВт. На реакторе выполнено большое число измерений физических характеристик тяжеловодных систем, которые были использованы при проектировании промышленных тяжеловодных реакторов. В 1986 г. реактор был выведен из эксплуатации с демонтажём его внутренних конструкций в последующие годы с целью создания подкритического нейтронного генератора. За 40 лет эксплуатации на реакторе выполнено большое число прикладных и фундаментальных исследований, часть которых получила всемирное признание.

 

Этот реактор был первым тяжеловодным реактором на Евразийском континенте.

 

Создание первого промышленного тяжеловодного реактора

 

13 мая 1946 г. НТС ПГУ заслушал доклад А.И. Алиханова „О работах по агрегатам типа № 2“, в котором обосновывалась необходимость сооружения промышленных тяжеловодных реакторов для получения оружейного плутония. В своём сообщении академик подчеркнул, что преимущество тяжёлой воды заключается в том, что она быстрее замедляет нейтроны (то есть для замедления необходимо меньше замедлителя), а замедлившиеся нейтроны реже бесполезно поглощаются, чем в графите. Это приводит к тому, что размеры ДК значительно меньше размеров графитового котла. Алиханов проанализировал следующие варианты тяжеловодных реакторов:

 

с охлаждением простой водой (в этом варианте тяжеловодный реактор очень похож по своим свойствам на уран-графитовый реактор);
с охлаждением тяжёлой водой;
с кипящей тяжёлой водой в качестве теплоносителя;
„шламовый котёл“ с двуокисью урана в виде суспензии, растворённой в тяжёлой воде;
с использованием шестифтористого урана в качестве ядерного топлива.

 

Академик Алиханов предложил в первую очередь разрабатывать промышленный реактор с охлаждением тяжёлой водой и с загрузкой тория в периферийную часть активной зоны реактора. Использование ториевого экрана для улавливания нейтронов утечки, составляющей 14% от общего числа нейтронов в реакторе, позволяла реализовать принцип воспроизводства ядерного горючего. Доклад А.И. Алиханова послужил основой для принятия в последующем решения о переводе промышленного тяжеловодного реактора № 7 в ториевый режим. Однако реализация этих планов в значительной степени зависела от наличия тяжёлой воды. В отчёте И.В. Курчатова, Б.Л. Ванникова и М.Г. Первухина от 23 декабря 1946 г. указывалось, что получить тяжёлую воду в больших количествах значительно труднее, чем получить уран из руды. В обычной воде содержание тяжёлой воды составляет около 0,017%. Чтобы получить тяжёлую воду с концентрацией 99,5% из обычной воды, необходимо воду обогатить примерно в 6000 раз.

 

Благодаря большой организаторской работе и усилиям руководителей ПГУ и Минхимпрома (М.Г. Первухина, А.Г. Касаткина), производственных предприятий и исследовательских институтов, проблему получения достаточных количеств тяжёлой воды удалось решить, вследствие чего был обеспечен пуск и эксплуатация промышленных тяжеловодных реакторов. В 1945–1948 гг. были построены цеха и установки по производству тяжёлой воды на Чирчикском электрохимическом комбинате (ЧЭХК), Днепродзержинском, Горловском, Березниковском и Кировоканском азотно-туковых заводах, Богословском алюминиевом заводе, Норильском комбинате. Наименьшая себестоимость тяжёлой воды в ценах 1948 г. была на ЧЭХК (2200 руб. за 1 кг), наибольшая — на Норильском комбинате (29900 руб. за 1 кг).

 

6 апреля 1948 г. Совмин СССР утвердил „План специальных научно-исследовательских работ на 1948 год“ и „План новых специальных научно-исследовательских и проектных работ на 1948 год“, согласно которым Лаборатории № 3 было поручено проведение работ по промышленному агрегату № 7 (реактор ОК-180) с тяжёлой водой в качестве теплоносителя и замедлителя и природным ураном. Научным руководителем утвержден академик А.И. Алиханов, а заместителем назначен В.В. Владимирский. Одновременно в плане новых работ была предусмотрена разработка в IV квартале 1948 г, проектного задания тяжеловодного реактора, загруженного обогащённым ураном и торием для получения урана-233. Сроком выпуска технического проекта агрегата № 7 был установлен III квартал 1948 г.

 

В 1948 г. на заседаниях секции № 1 и НТС ПГУ 12 раз обсуждались различные аспекты проекта реактора и его топливного цикла. Особо следует отметить обсуждение на НТС 5 апреля 1948 г. результатов физических и теплотехнических расчётов Лаборатории № 3 по этому реактору. Тогда было заслушано сообщение академика Н.Н. Семёнова, председателя комиссии, назначенной НТС для экспертизы расчётов Лаборатории № 3 реактора № 7, в составе И.В. Курчатова, Л.Д. Ландау и Я.Б. Зельдовича. Они дали „зелёный свет“ первому промышленному тяжеловодному реактору:

 

„При создании теории авторы находились в трудном положении, т. к. до сих пор мы не располагаем тем полным набором сведений о применяемых веществах, которые (сведения) необходимы для последовательного развития строгой теории. В частности, мы до сих пор не располагаем точными сведениями о расположении и свойствах всех резонансных уровней поглощения ураном-238, о пороге деления урана-238 и спектре первичных нейтронов деления, о неупругом рассеянии нейтронов ураном.

 

Поэтому в ряде случаев величины, входящие в расчёты, не выражались в функциях ядерных констант, а были найдены из экспериментальных данных по реакторам…

 

Уточнение расчёта связано не только с большими математическими трудностями, но и с нерешёнными физическими вопросами, т. к. вблизи стержней нейтроны распределены по энергии, притом не по Максвелловскому спектру. Авторы не учитывают при вычислениях коэффициента размножения деления урана-238 быстрыми первичными нейтронами. Хотя эффект этот, по-видимому, невелик, но он засуживает внимания“.

 

Таким образом, была проделана большая и ценная теоретическая работа, в результате которой получено правильное представление о зависимости ядерных характеристик дейтериевых котлов от параметров решётки (диаметра и шага стержней).

 

По результатам обсуждения сообщения Н.Н. Семёнова НТС отметил, что „теоретические расчёты Лаборатории № 3 достаточно точны и больших погрешностей не имеют“, и рекомендовал директору Лаборатории № 3 Алиханову „учесть в программе экспериментальных работ на опытном агрегате замечания и выводы экспертизы комиссии в части проведения экспериментов, необходимых для проектирования промышленных агрегатов, а также в соответствии с планом работ ускорить проведение экспериментов по определению ?“.

 

Необходимо отметить, что один из членов комиссии Л.Д. Ландау, начальник теоретического отдела Лаборатории № 3 по совместительству, принимал активное участие в разработке теории ядерных реакторов. В докладе на заседании НТС 10 февраля 1947 г. „Теоретические исследования в области ядерной физики“ он представил обзор о состоянии разработки теории уран-графитовых и тяжеловодных реакторов, а также физики ядерного взрыва. Положение дел с теорией тяжеловодных реакторов он охарактеризовал следующим образом (сооружение № 1 — уран-графитовый реактор, сооружение № 2 — тяжеловодный реактор): „Теория сооружений № 2 обладает существенным отличием от теории сооружений № 1. Это отличие связано с тем, что потеря энергии при столкновении нейтронов с ядрами дейтерия не может считаться малой, как это делается в случае с С (графит. — Примеч. автора.)“.

 

Ландау и Померанчук предложили приём, позволяющий свести задачу замедления нейтронов в дейтерии к диффузионному уравнению. Это даёт возможность перенести с небольшими коррективами теорию сооружений № 1 на случай сооружения № 2.

 

Говоря об уран-графитовых реакторах, Ландау сообщил: „Мной был предложен метод расчёта реактора, в котором свойства стержней характеризовались двумя параметрами, значения которых для данного стержня должны быть взяты из опыта. Один из параметров характеризовал свойства стержня по отношению к поглощению резонансных нейтронов, другой — по отношению к поглощению тепловых нейтронов“.

 

Из документов видно, что учёные Лаборатории № 3 внесли серьёзный вклад в разработку теории ядерных реакторов.

 

НТС ПГУ 24 мая 1948 г. заслушал доклады Алиханова А.И., Шубина-Шубенко Л.А. (ЦКТИ), Кондрацкого Н.Н. (ГСПИ–11) о проектных заданиях агрегата № 7, разработанных в соответствии с техническим заданием Лаборатории № 3. НТС одобрил предложения научного руководителя академика Алиханова и принял за основу для дальнейшего проектирования и разработки технического проекта реактора № 7 проектное задание, разработанное ГСПИ–11, рекомендовал научному руководителю предусмотреть максимально возможную загрузку Б-9 (тория). В решении НТС было также записано поручение Лаборатории № 3 о строительстве на территории Лаборатории № 3 опытного стенда для проверки и отработки конструкции агрегата № 7 и коррозионных исследований.

 

26 июля 1948 г. НТС ПГУ заслушал сообщения представителя ГСПИ-11 Христенко П.И. и Алиханова А.И. о предварительном эскизном проекте реактора номинальной мощностью 400 тыс. кВт с природным ураном в виде тонких проволок диаметром 4,5 мм, гелиевым охлаждением и тяжёлой водой в качестве замедлителя. НТС отметил, что этот реактор представляет значительный интерес, и поручил Алиханову продолжить его разработку, подготовив соответствующий план НИР.

 

9 августа 1948 г. НТС ПГУ обсудил доклад Алиханова „О строительстве установок с продуктом 180“, в котором он сообщил о результатах расчётов Лаборатории № 3 плутониевого и ториевого режимов работы реактора № 7. НТС подтвердил необходимость строительства реактора для производства плутония на комбинате № 817. Однако Курчатов попросил Б.С. Позднякова не утверждать протокол НТС у руководства ПГУ до обсуждения этого вопроса на комбинате № 817 в сентябре 1948 г. Следует отметить, что протокол так и не был утверждён. В истории НТС он, по-видимому, является единственным документом, не утверждённым руководством.

 

Это обстоятельство заставило Алиханова 11 ноября 1948 г. ещё раз доложить на секции № 1 НТС ПГУ предложения „О выборе места и о характеристике агрегата № 7“. Он сообщил, что агрегат № 7 с тяжёлой водой в качестве замедлителя и теплоносителя предназначен для выработки плутония из урана с производительностью (в сутки) 100 г и урана-233 из тория до 10 г. Загрузка природного урана составляла 35 т, тория — 3 т, диаметр и длина урановых блоков — 22 мм и 75 мм соответственно. Охлаждение рабочих блоков осуществлялось по замкнутому контуру с объёмом тяжёлой воды 25 т. Введение замкнутого первого и промежуточного теплопередающего контуров являлось новым техническим решением в реакторной технике по сравнению с первыми промышленными уран-графитовыми реакторами, поскольку позволяло исключить сброс радиоактивной воды в природный водоём.

 

В решении, подписанном председателем секции № 1 Первухиным, сказано: „Принять предложение Лаборатории № 3 (Алиханова А.И.), ГСПИ-11 (Смирнова В.В.) и комбината № 817 (Музрукова Б.Г.) о строительстве агрегата № 7 на территории комбината № 817 и утвердить мощность 100 усл. ед. и производительность 85 ед. в сутки“.

 

Для претворения в жизнь этого решения возникло весьма серьёзное препятствие в виде возражения научного руководителя Атомного проекта И.В. Курчатова против строительства промышленного тяжеловодного реактора. Курчатов 14 ноября 1948 г. направил Первухину письмо, исполненное им лично от руки, следующего содержания:

 

„Тов. Первухину М.Г.

 

В ответ на Ваш запрос сообщаю Вам своё мнение о строительстве атомного котла с тяжёлой водой.

 

1. Не следует строить котёл на мощность 120000 кВт с охлаждением тяжёлой водой по утверждённому Техническим советом техническому проекту лаборатории № 3 и ГСПИ-11.

 

2. Следует поручить Лаборатории № 3 и ГСПИ-11 разработать проект котла с гелиевым охлаждением на мощность 400000 кВт. До накопления достаточных количеств урана-233 этот котёл следует испытать на работе на обычной урановой загрузке.

 

3. Котел следует строить на комбинате № 817 на площадке, выбранной совместно работниками комбината № 817, строительства и академиком Алихановым.

 

Обоснование приведённых выше заключений изложено в письме на имя т. Берия“.

 

16 ноября 1948 г. И.В. Курчатов направил Берии письмо, в котором он использовал условные обозначения тех времён (гидроксилин — тяжёлая вода, Б-9 — торий, А-9 — природный уран, А-93 — уран-233, продукт Z — плутоний):

 

„По Вашему поручению я совместно с т. Алихановым А.И. и т. Александровым А.П. рассмотрел вопрос об агрегатах с гидроксилином. Выяснилось, что рациональное решение не может быть дано без рассмотрения дальнейшего развития работ по проблеме в целом.

 

До сих пор агрегаты с гидроксилином разрабатывались для получения продукта Z. Это объяснялось необходимостью иметь в резерве другой (более надёжный по физическим данным) метод получения продукта Z, чем агрегат типа „А“. Необходимость в направлении по агрегатам с гидроксилином теперь отпала…

 

В области прямого получения продукта Z агрегаты с гидроксилином не имеют, как видим, качественного преимущества перед испытанным уже на практике типом „А“. Разработку агрегата с гидроксилином поэтому надо вести в направлении решения проблемы Б-9, где, как это представляется на данной стадии научно-исследовательских разработок, агрегаты с гидроксилином имеют преимущество по сравнению с типом „А“…

 

Мне представляется поэтому, что не следует строить запроектированный агрегат с водяным охлаждением, несмотря на то, что он удачно разработан в конструктивном отношении и принят к осуществлению Техсоветом ПГУ.

 

В Лаборатории № 3 наряду с рассматриваемым аппаратом велась проектная работа по агрегату с гидроксилином и охлаждением металла потоком гелия. При тех же размерах аппарата, согласно расчётам ГСПИ-11 и Лаборатории № 3, возможно снять в 4 раза большее количество тепла и довести производительность по продукту Z до 400 усл. ед, в сутки, а по А-93 — до 80 усл. ед. Такой аппарат мог бы быть прототипом промышленного агрегата с Б-9, и поэтому именно такой аппарат должен быть запроектирован и построен.

 

Проблемы Б-9 и гелиевого охлаждения являются теперь, после завершения первого этапа проблемы А-9, одними из основных среди задач научно-технических разработок. До сих пор работы в этих направлениях ограничивались, главным образом, расчётами.

 

Прошу Вас рассмотреть и утвердить следующие предложения:

 

1. Переключить работу Лаборатории № 3 и ГСПИ-11 по агрегату с гидроксилином на проектирование агрегата гелиевым охлаждением вместо водяного на мощность не менее 400000 кВт.

 

2. Поручить Лаборатории № 3 осуществить опытную установку из А-93 и гидроксилином для изучения вопросов воспроизводства на базе опытной установки № 7“.

 

Прежде чем переходить к изложению дальнейших событий в связи с запиской Курчатова, хотелось бы прокомментировать возникшую ситуацию.

 

На основе анализа результатов отечественных учёных и зарубежной информации, полученной по линии разведки, И.В. Курчатов уже в 1945 г. сформулировал 4 направления работ для получения плутония и обогащённого урана: уран-графитовый реактор, диффузионный и электромагнитный методы разделения изотопов урана, тяжеловодный реактор. В одном из отчётов об основных научно-исследовательских, проектных и практических работах по атомной энергии, выполненных в 1947 г. (февраль 1948 г.), И.В. Курчатов, имея в виду главную задачу — получение максимального количества плутония для изготовления атомных бомб и сравнивая эти четыре метода, указывал:

 

„Очень важным показателем ценности метода является также глубина использования сырья, определяющая, сколько атомных бомб может быть сделано из данного количества сырья и позволяет ли метод использовать наряду с ураном также и торий.

 

Оказывается, что в отношении использования сырья уран-графитовый котёл даёт худшие результаты, чем диффузионный и электромагнитный методы и чем котёл „уран-тяжёлая вода“.

 

Котлы с тяжёлой водой хотя и обладают рядом существенных недостатков, зато имеют важное преимущество перед другими методами, так как, судя по имеющимся у нас данным, позволяют использовать торий.

 

Таким образом, было бы неправильным идти только в направлении уран-графитовых котлов…“.

 

Пояснения И.В. Курчатова позволяют понять, почему он выступил с указанными выше предложениями по реактору № 7. В то же время непонятна, во-первых, его предыдущая поддержка проектных материалов по этому реактору, во-вторых, направление записок с возражениями только в ноябре 1948 г., хотя указанный отчёт подготовил в феврале 1948 г.

 

После этих записок Курчатова события развивались следующим образом. Алиханов подготовил и представил 15 ноября в НТС ПГУ соответствующий ответ, который был немедленно рассмотрен на заседании НТС. В ответе Алиханов указывал: „Если бы в настоящий момент наши знания и опыт по газовому охлаждению были хотя бы в некоторой степени так же продвинуты, как это имеет место в отношении охлаждения водой, то этот вывод Курчатова в отношении агрегата с тяжёлой водой и гелиевым охлаждением также не вызывал бы возражений…

 

Считаю, что агрегат № 7 с охлаждением продуктом 180, хотя он, может быть, не будет прототипом будущего агрегата с продуктом 180, следует построить. Агрегат № 7 в отражателе: 1) даст возможность получать 8–10 г АП-3 в сутки, что невозможно в агрегате „А“; 2) даст опыт для работы агрегата № 7 с газовым охлаждением; 3) впоследствии его можно переключить на превращение А-95 или некондиционного плутония в АП-3“.

 

15 ноября 1948 г. НТС ПГУ, заслушав записку Курчатова и сообщение Алиханова, принял следующее решение (А-95 — обогащеный уран, АП-3 — уран-233):

 

„1. Учитывая, что первый промышленный агрегат с А-9 и продуктом 180 необходим для проверки систем этого типа, а также даёт возможность проверки на этом агрегате многих инженерных вопросов, связанных с проектированием систем с применением Б-9 и продукта 180, являющимися перспективными системами, что подтверждается академиком И.В. Курчатовым, принять предложение академика А.И. Алиханова, одобренное секцией № 1, о строительстве первого промышленного агрегата с А-9 и продуктом 180, с размещением агрегата № 7 на площадке комбината № 817.

 

2. В связи с тем, что использование Б-9 в качестве исходного материала в ядерных реакторах значительно расширяет сырьевую базу, хотя и требует создания систем значительно большей мощности, принять предложение академика И.В. Курчатова о необходимости усилить научно-исследовательские, экспериментальные и проектные работы, связанные с разработкой и проектированием систем ядерных реакторов с Б-9, продуктом 180 и гелиевым охлаждением.

 

3. Считая, что проблема использования Б-9 в настоящее время является основной среди других задач научно-исследовательских и инженерных разработок, подтвердить Лаборатории № 3 АН СССР, что научно-исследовательские и экспериментальные работы, связанные с использованием Б-9 в ядерных реакторах, являются важными и должны, выполняться лабораторией в первоочередном порядке“.

 

Строительство реактора № 7 началось 6 июня 1949 г. и было закончено 23 сентября 1951 г., что являлось рекордным. Основной трудностью при монтаже было обеспечение необходимой плотности коммуникаций и оборудования. Реактор с обслуживающими системами был размещён в здании, имеющем подземное исполнение с относительно небольшим заглублением. Основным узлом реактора являлся герметичный корпус из алюминиевого сплава диаметром 2,8 м и высотой 3,4 м с верхней защитной крышкой, через которую производилась установка и извлечение технологических каналов, а также их загрузка рабочими блоками. Выгрузка рабочих блоков осуществлялась вниз с последующей их передачей в транспортную галерею для выдержки перед отправкой на радиохимический завод. Охлаждение рабочих блоков осуществлялось тяжёлой водой, циркулирующей по замкнутому контуру. Нагретая тяжёлая вода охлаждалась в теплообменниках простой водой (дистиллятом) второго контура, который, в свою очередь, отдавал своё тепло озёрной воде. Таким образом, теплопередающая система реактора 7 (OK-180) состояла из трёх контуров: двух замкнутых и одного разомкнутого, исключая попадание радиоактивности в промышленное озеро.

 

В середине августа 1951 г. на комбинат № 817 выехала группа сотрудников ПГУ и Лаборатории № 3 под руководством Ванникова для ознакомления с ходом монтажных работ и организацией пусконаладочных работ на реакторе № 7. 4 ноября 1951 г. Славский, Музруков, Алиханов, Мишенков направили Берии докладную записку о результатах пуска реактора № 7, в которой отмечалось:

 

„Завод № 3 пущен в эксплуатацию 18.10.1951 г., и с 29.10.1951 г. агрегат работает на проектной мощности. За этот период агрегат работал нормально и спокойно.

 

Особенностью агрегата № 7 по сравнению с находящимся в эксплуатации агрегатами типа „А“ состоит в следующем:

 

1. Общая загрузка металла в этом агрегате составила 14,4 т против 115–120 т на агрегатах типа „А“ на такую же мощность. Вследствие этого теплонапряжённость металла в агрегате № 7 8,3 тыс. кВт-т, что приблизительно в 5,5 раза выше, чем в агрегате „А“.

 

Кроме того, теплосъём с 1 кв. м поверхности блочка равен 1000000 калорий, что значительно выше удельного теплосъёма, принятого в технике атомных и обычных котлов.

 

2. В агрегате № 7 можно более глубоко вырабатывать уран-235 из природного урана, тем самым удельный расход урана на тонну выпускаемой продукции будет меньшим, чем в агрегате типа „А“.

 

Полагаем, что агрегат № 7 сможет работать на регенерате от агрегатов типа „А“, которые так не могут работать.

 

3. Проектом агрегата № 7 предусмотрена возможность работы на других процессах: по получению урана-233 или иттрия при работе на обогащённом металле“.

 

В докладной записке также сообщалось:

 

„Научное руководство пусконаладочными работами и в первый период эксплуатации обеспечивала группа квалифицированных работников Лаборатории № 3 во главе с академиком А.И. Алихановым: Владимирский В.В., Никитин С.Я., Галанин А.Д., Зинченко А.В., Бургов Н.А., Петров П.А. и Гаврилов С.А. (гл. инженер опытной установки 7). С начала пусконаладочных работ установлено круглосуточное дежурство в качестве ответственных руководителей Алиханова А.И., Владимирского В.В., Никитина С.Я., Гаврилова С.А..

 

Инженерно-технические кадры на все рабочие места завода № 3 укомплектованы. Значительная часть инженерно-технических кадров завода № 3 прошла стажировку на действующих заводах и специальную техническую учёбу по изучению оборудования и систем…“

 

В конце записки было указано, что в течение 1952 г. реактор продолжит работать в режиме производства плутония с загрузкой природного урана, а затем будет переведён на обогащённый уран для получения трития или урана-233.

 

В режиме производства плутония реактор эксплуатировался до июля 1953 г., затем был переведён в ториевый режим для накопления урана-233 с загрузкой блоками 2%-го обогащения и ториевыми блоками, а спустя некоторое время — в тритиевый режим. Эксплуатация реактора № 7 завершилась в 1965 г., после чего он был выведен из эксплуатации и демонтирован. В результате его работы накоплен ценный опыт, использовавшийся при разработке других промышленных тяжеловодных реакторов.

 

20 мая 1949 г. Совмин СССР принял решение о строительстве второго промышленного тяжеловодного реактора 7А (ОК-190), который отличался от реактора 7 тем, что диаметр и высота корпуса были на 0,5 м больше. Он был размешён в подземном здании, примыкавшем к зданию реактора 7, что удешевляло их эксплуатацию за счёт использования общих вспомогательных систем. Строительство было закончено 29 октября 1955 г., а 27 декабря 1955 г. реактор был введён в эксплуатацию и проработал до октября 1965 г. в режиме накопления плутония, трития и различных изотопов.

 

Таким образом, академик А.И. Алиханов и коллектив Лаборатории № 3 в годы работ над Атомным проектом внесли неоценимый вклад в разработку и эксплуатацию тяжеловодных реакторов, которые имели ряд важных физических преимуществ по сравнению с уран-графитовыми и которые сыграли большую роль в решении задач производства делящихся материалов для ядерного оружия.

 

Бюллетень о атомной энергии № 3, 2004

Федеральное агентство по атомной энергии

 

 

Дополнительная информация - Атомная мечта академика Абрама Алиханова