Нейтроны для большой науки

К.А.Коноплёв, научный руководитель реакторной базы, Гл.н.с. ПИЯФ РАН

Наконец-то в нашем расписании появилась строчка – лекции профессора Б.П. Константинова. Специальность была определена еще на втором курсе физмеха. Распределены мы на кафедру Б.П. Константинова, но прошло уже несколько лет, а своего заведующего кафедрой реально встречаем впервые. Первое впечатление – профессор доволен жизнью, а жизнь его в это время крутая – на лекции он приходит зачастую прямо с вокзала. Главная работа Бориса Павловича в начале 1950-х гг. не на кафедре Политехнического института и не в соседнем Физико-техническом институте Академии наук, а где-то довольно далеко. Где реально решается атомная проблема.


Лаб. 10 профессора Л.И. Русинова

Меня приняли в Физико-технический институт (тогда ещё ему не было ещё присвоено имя А.Ф. Иоффе) в лабораторию № 10 в апреле 1954 г. После окончания ЛПИ намечалось распределение на один из объектов Минсредмаша, но Физтех расширял ядерную тематику и получил значительную квоту на выпускников вузов. Это явилось прекрасной возможностью стать тем, кем я хотел, инженером-исследователем. Руководителем моей дипломной работы был Борис Павлович Константинов – заведующий кафедрой разделения изотопов на физмехе ЛПИ. Но не это было его главной работой. Б.П. создавал новую отрасль в атомной промышленности СССР. Иллюзий по поводу того, что Б.П. сможет уделять мне много внимания после формулировки задачи, не было, но действительность превзошла все ожидания: за год работы на кафедре мой руководитель разговаривал со мной 20 минут во время общего обхода кафедры.

Предоставление самостоятельности было стилем ФТИ, и такое начало сыграло важную роль в дальнейшей моей работе и, особенно, в создании исследовательского реактора ВВР-М. В моем дипломе, насколько я понимаю, Б.П. кроме выводов ничего не читал и на защите не присутствовал, но меня запомнил. Это стало важным, когда Б.П. назначили директором ФТИ, и он дал добро на пуск реактора ВВР-М.

В конце декабря я получил в канцелярии ЛПИ диплом, с невнятными словами «безда – ты» (без даты), и, наконец, в марте выдали направление в Физтех, в лабораторию проф. Русинова.

Главным делом профессора Русинова было руководство лабораторией ядерной изомерии, но он продолжал работу и на комбинате «Маяк» (тогда «Челябинск 40»). Из выпуска физмеховцев 1954 г. в лаборатории  работали Е. Мазец, А. Дюмин, В. Звёздкин В. Филипов и Ю. Филипов. В дальнейшем лаборатория 10 довольно быстро разрослась. Первоначально практически каждый работал над собственной темой. Я получил задание изготовить мишень из индия для облучения нейтронами в реакторе и дальнейшего исследования на бэта-спектрометре. Эта работа закончилась моей единственной публикацией по ядерной изомерии (совместно с Л.И. Русиновым, Р.Я. Мецхвалишвили и В.А. Романовым). Честно признаюсь, что не только к написанию статьи, но даже к прочтению окончательного текста  Русинов меня не допустил. К облучению на реакторе я тоже отношения не имел. В дальнейшем я делал мишени для более мягких условий облучения, отвозил их в Москву в п/я В-8315 (ИТЭФ), и сам получал облученные мишени для перевозки в ФТИ для дальнейших измерений. За перевозку самолётом «коротышей» директор ФТИ А.П. Комар объявил мне выговор, а моя оценка мощности реактора оказалась случайно точной, хотя метод был не верным. Это привело к обвинению в раскрытии секретных данных и обещанию отдать под спецсуд.

От нуля до физпуска

Попытка использовать для получения радиоактивных ядер имеющихся в лаборатории радий-бериллиевых источников по 1 кюри была обречена на неудачу. На таких низких потоках ничего нового сделать было невозможно. Единственным результатом стало оснащение держателем двух латунных сфер с радием, позволяющим манипулировать ими, не притрагиваясь к источнику руками.

Для Русинова было ясно, что в ФТИ нужно иметь собственный реактор. Лев Ильич с огромным энтузиазмом взялся за это дело. Используя помощь И.В. Курчатова, в лаборатории которого он начинал свою научную деятельность и с кем был связан до конца жизни, он сам «пробивал» нужные решения.

В 1954 г. было принято решение о строительстве в ФТИ исследовательского реактора мощностью 2 МВт – Установки «Р». Чуть раньше было решено строить в ФТИ мощный ускоритель – Установки «Л». Постановлением партии и правительства предусматривалось оснащение ядерными источниками не только ФТИ, но также создание ядерных центров в целом ряде городов, главным образом, в столицах союзных республик и ряде соцстран. Центры были вне подчинения Минсредмашу, но создавались на его средства и с его поддержкой, а их реальное формирование в значительной степени зависело от инициативы на местах.

Первоначально предполагалось оснастить все центры серийными реакторами ВВР-С, но строить начали 2 варианта: ВВР-С и ИРТ мощностью 2 МВт. В результате реакторы типа ВВР получились не серийными, а индивидуальными. Первым серийность нарушил Л.И. Русинов. Он убедил министерство, что для Физтеха с его могучим научным потенциалом нужен нейтронный поток на порядок выше серийного варианта.

Реактор ВВР-С был разработан на основе опытного образца ВВР-2 «Газовый завод», построенного в ЛИПАНе (КБ под руководством К.К. Рене).

Изготовление всех узлов реактора ВВР-С и комплектация оборудования проводились под эгидой Минсредмаша. Русинову было разрешено повысить мощность, но с условием: «мы поставляем вам комплект ВВР-С, остальное делайте сами».
Одновременно Л.И. Русинов закупил нейтронный генератор на D-T реакции, на котором начали проводить исследования сперва в Ленинграде. Затем генератор был перевезен в Гатчину.

ПИЯФ в Орловой Роще

Осенью 1955 г. физтеховцы приехали в Орлову Рощу выбирать место для строительства реактора и ускорителя. Из двух площадок: на берегу Пендиковского озера (между Тосно и п. Шапки) и Орловой Рощей предпочтение было отдано последней.  50 лет назад о существовании Орловой Рощи едва ли кто знал из физтеховцев, да и из жителей Гатчины, закрытой для иностранцев, мало кто там бывал.

Сейчас названия Гатчина, Орлова Роща известны многим физикам не только в России, но и за рубежом. И ассоциируется они с нашим институтом – Петербургским институтом ядерной физики (ПИЯФ) имени Б.П. Константинова.

Превращение реактора ВВР-С в ВВР-М

Летом 1956 г. в Орловой Роще началось строительство реактора ВВР-М, хотя самого проекта еще не было. Из-за близко подходивших к поверхности грунтовых вод на нашей площадке проект ВВР-С пришлось изменить и поднять здание вверх на один этаж.

Существенным основанием для модернизации стали разработанные в ВИАМе (Всесоюзном институте авиационных материалов, возглавляемом академиком Р.С. Амбарцумяном), трубчатые твэлы. По сравнению со стерженьковыми ЭК-10, предусмотренными в реакторах ВВР-С и ИРТ, они развивали поверхность теплосъема в 4 раза. При прочих равных условиях используемый нейтронный поток пропорционален удельной мощности, и первый путь его увеличения очевиден. Следующим важным моментом стало освоение промышленного производства бериллия для отражателя. Оба эти фактора, плюс увеличение мощности позволяли на порядок поднять поток тепловых нейтронов.

В 1954 г. в США был построен первый реактор типа МТR с пластинчатыми твэлами, за которым последовали еще 3. Разработанные в ВИАМе трубчатые твэлы имели примерно такие же параметры, как и американские пластинчатые MTR. Реакторы имели  отражатели из бериллия. В 1956 г. на 1-й Женевской конференции американцы представили довольно подробное описание конструкции этих реакторов. В статье Винера и др. были приведены данные о критической массе и ряде других физических параметров, включая значение нейтронных потоков в бериллиевом отражателе при мощности 20 МВт.

Для разработки реактора ВВР-М Л.И.Русинов организовал в ЛИПАНе группу из сотрудников ЛИПАН и ФТИ. В июне 1956 г. техническое задание на разработку реактора ВВР-М было готово и утверждено зам. начальника ЛИПАНа академиком А.П. Александровым.

Одновременно с группой в ЛИПАНе, в лаб.10 ФТИ под руководством Л.И.Русинова над изменениями проекта работали Коноплев К.А., Яшин Д.А., Пикулик Р.Г. и Новицкий Б.И. Ограничиться только выпуском ТЗ с необходимыми минимальными изменениями с последующей передачей остальной работы конструктору ВВР-С (КБ К.К. Рене) и проектировщику (п/я 45), не удалось. В ФТИ пришлось организовать собственное КБ и технологическую группу. В КБ, возглавляемое Лагуновым Ю.Н., вошли Радзевич-Белевич Е.Р., Голосов В.И., Щеглов И.Н., Сокольская Р.П., Хазова О.И. Быстро росла и технологическая группа под руководством К.А. Коноплева, первоначально состоявшая из четырех человек.

КБ и технологическая группа в 1957 г. разработали технический проект ВВР-М, внеся необходимые изменения в проект ВВР-С. Наибольшее изменение заключалось в увеличении толщины бетона в стенах и перекрытии насосной первого контура для сокращения фонового излучения в связи с увеличением мощности реактора. Основная биологическая защита ВВР-М была сделана с таким запасом, чтобы мощность можно было поднимать не только до проектных 10 Мвт, а в дальнейшем до 20, но и до 50 МВт.

Электротехническую часть проекта вел Д.А. Яшин, КИП – Б.И. Новицкий, СУЗ – Р.Г. Пикулик, дозиметрию – В.А. Соловьев. Проект ВВР-М был представлен на 2-й Женевской конференции по применению атомной энергии в мирных целях. Основные изменения первоначального проекта касались активной зоны, реакторного бака и твэлов.

Строительство и монтаж

На «Механическом заводе» г. Электросталь (тогда п/я А-7340), освоили производство трубчатых твэлов.

Внутренняя часть корпуса реактора ВВР-С, входившего в комплексную поставку, должна была значительно измениться. Партию корпусов ВВР-С изготавливал Сумский котельный завод.  За наш корпус, существовавший только в виде техпроекта, завод не взялся. Лев Ильич Русинов договорился о размещении нашего заказа на заводе № 92 в г. Воткинске с условием подключения наших конструкторов  и технологов для разработки рабочих чертежей и ведения заказа непосредственно в цехе завода. Сотрудники ФТИ В.П. Родзевич-Белевич, Б.И. Новицкий и К.А. Коноплев работали на заводе в течение нескольких месяцев,  мне тоже довелось неоднократно выезжать на завод. Созданный заводчанами-воткинцами реакторный бак первые 50 лет проработал без замечаний. В 1958 г. требования к качеству изделий оборонного завода были ничуть не ниже современных требований, регламентированных для ядерных установок.

Некоторая заминка вышла с выбором материала для отражателя. Изделия из окиси бериллия имеют большую плотность, чем изделия из металлического бериллия. Но надежной оценки  выигрыша в нейтронном потоке от такой замены мы не имели. Окончательное решение принял Л.И. Русинов, решивший использовать металлический бериллий – «как у американцев на МTR». Этот выбор оказался правильным, так как позднее выяснилось, что окись бериллия быстро разрушается под действием излучения и охлаждения водой. Не имея данных о поведении бериллия, пришлось разработать разборную конструкцию отражателя с системой дистанционной разборки/сборки бериллиевых блоков. Но воспользоваться этой системой за все 50 лет, к счастью, не пришлось. Стойкость бериллия существенным образом зависит от условий изготовления и облучения. Поэтому образцы в активной зоне ВВР-М мы контролируем как минимум раз в год.

Когда проект в целом был завершен, монтажная контора Главного управления по использованию атомной энергии выделила нам бригаду монтажников и сварщиков во главе с Исаком Абрамовичем Иоффе. Впоследствии часть из них, в том числе, и И.А.Иоффе остались работать на реакторе. Электротехническую бригаду возглавлял В.Н.Чухнов, также оставшийся в институте.

Наша технологическая группа контролировала монтаж реакторного оборудования. В ответственных строительных узлах (насосной станции главного циркуляционного контура, бетонирования биологической защиты «тяжелым» бетоном) технологи принимали участие не только как контролеры, но и в качестве непосредственных исполнителей.

Так как в техзадании, разработанном в ЛИПАНе, был определен только размер зоны (по аналогии с реактором МТR), нейтронный расчет активной зоны ВВР-М был произведен нашим сотрудником В.А. Шустовым.

Для обслуживания реактора пора было набирать кадры. Отсутствие официальной информации из-за секретности только подогревало интерес публики. Народ пошел к нам довольно энергично. За прием приходило по 10–15 человек.

Важным моментом стало создание максимально оснащенного механического цеха. От его работы в дальнейшем зависел успех монтажа реактора ВВР-М. Так, опорная решетка реактора и узлы, связанные с конструкцией бериллиевого отражателя, требующие высокой точности обработки, изготовлялись в собственном механическом цехе.

Обучение инженеров для всех реакторных центров было организовано на прототипе реактора ВВР-С на «Газовом заводе» в ЛИПАНе (впоследствии «Институте атомной энергии»). Лекции читали сотрудники ЛИПАНа: Немировский, Макаров, Лоповок, Звонов и Уткин. Раздел «Расчет тепловой мощности» читал В.А. Шустов. Практикой на ВВР-2 руководил гл. инженер реактора Лоповок. Каждый инженер готовился к конкретной должности персонально.

Л.И. Русинов, будучи экспериментатором, считал, что без предварительных измерений на критстенде запускать реактор опасно. Сначала должен быть теоретический расчет, результаты которого необходимо сопоставить с данными эксперимента. Такой подход, видимо, шел еще из лаборатории И.В. Курчатова. Нашей группе (В.А. Шустову, Л.А. Кондуровой, Т.А. Звездкиной) и группе теоретиков (Ю.В. Петрову и А.Н. Ерыкалову) было поручено выполнить эти расчеты, для того чтобы потом сравнить их с результатами  критопытов. Но до этого надо было сделать критстенд. Найти помещение, изготовить стенд и подобрать оборудование было крайне сложно.

После проверки знаний нашей бригады и оценки состояния подготовки стенда специалистами из ЛИПАНа, мы приступили к загрузке активной зоны. Руководителем бригады был назначен К.А. Коноплев, оператором Р.Г. Пикулик, контролирующим физиком В.А. Шустов с двумя помощниками В.С. Звездкиным и Г.П. Гордеевым. Механиками работали К.А. Кулебякин и А.Е. Ленивцев. В первом наборе критмассы принимал участие  и Л. И. Русинов.

Загружались крайне осторожно, придерживаясь правила двукратного  озвучивания предложенных изменений до отдачи окончательной команды на исполнение.

Первая критмасса

Цепная реакция пошла при загрузке 1,439 кг урана-235, что превысило значение, полученное в расчете В.А. Шустова и Л.Н. Кондуровой. Дальнейшие измерения были отложены до физпуска реактора. Выполненный через полгода расчет теоретиков Г.В. Скорнякова, Ю.В. Петрова, А.Н. Ерыкалова дал идеальное совпадение критмассы (1,4±0,2) кг. Впоследствии на критстенде были проведены подробные исследования, необходимые для работы реактора и для тестирования новой, более совершенной расчетной модели, разработанной под руководством Ю. В. Петрова.

Физпуск

1959 г. был богат на пуски реакторов. В марте был пущен реактор ВВР-С в Будапеште, в сентябре - аналогичный реактор в Ташкенте, осенью - реактор ИРТ в Тбилиси. Летом в Ленинграде был пущен реактор атомного ледокола «Ленин». Мечта Льва Ильича Русинова собрать первую в Ленинграде критмассу не осуществилась. В 1958 г. два исследовательских реактора были пущены в Обнинске. Русинов присутствовал на пуске в Тбилиси и, вернувшись, потребовал запускаться в этом же году. Актуальным стал лозунг: «Не нужна красивая отделка помещений, нужен физпуск». Экспериментальный зал в Тбилиси был похож скорее на заводской цех, а не лабораторию. Мы не успевали не только с завершением отделки здания, но и с разборным бериллиевым отражателем. Решили пускать с макетом, благо критстенд допускал такую возможность.

В это время в Институте физики Украинской академии наук по нашему проекту тоже строили реактор ВВР-М. Киевский институт также претендовал на большой нейтронный поток. Отстать от Киева для Льва Ильича было бы совсем невыносимо.

Надеясь на приход «проверенных» кадров из «Челябинска 40», Л.И. Русинов  придерживал раздачу должностей. Но перед физпуском руководство института решило доверить реактор своим технологам и перевести их из м.н.с.-ов, ст.лаборантов и инженеров в должности по штатному расписанию реактора. Лев Ильич активно агитировал специалистов из «Челябинска-40» переходить к нам. И в следующие годы к нам перешли опытные специалисты А.И. Крылов, Л.М. Площанский, В.И. Диденко, И. Марченко, А.А. Буздылев и еще ряд специалистов,  что повысило надежность работы коллектива.

Чтобы обеспечить физпуск, потребовалось приложить много усилий. Отладку автоматического регулятора с электромеханическим усилителем ЭМУ-3А отложили. От установки бериллиевого отражателя на момент физпуска пришлось отказаться. И таких моментов было предостаточно. Работать приходилось, не считаясь со временем и силами. Все узлы реактора, необходимые для физпуска, удалось собрать только в декабре. Решение о физпуске реактора было принято уже после назначения директором ФТИ академика Б.П. Константинова и организации филиала ФТИ. Руководил филиалом заместитель директора Д.М. Каминкер.

В Гатчину приехали сотрудники ЛИПАНа Г.А. Столяров и Н.В. Звонов. 11 декабря провели загрузку твэлов, проверили реактивность всех стержней регулирования и аварийной защиты, в экспериментальном зале установили громкий щелкун. Осталось приготовиться к официальному пуску.

На первый пуск Б.П. Константинов с Л.И. Русиновым пригласили высокое начальство. Официальный пуск реактора ВВР-М произвел первый секретарь Ленинградского обкома И.В. Спиридонов. Присутствовали также зам. начальника Главного управления по использованию атомной энергии при Совмине СССР Н.А. Николаев, секретари Обкома КПСС и Ученый совет ФТИ.

Сейчас, через 50 лет после физпуска ВВР-М, мы готовимся к физпуску реактора ПИК. С точки зрения подготовки техники между этими пусками много общего. В 1959-м г. также приходилось находить трудные решения, чтобы отладить работу систем и узлов. В 2009 г. трудностей в завершении монтажа и наладке систем побольше. Но огромным отличием является  на два порядка возросшее количество бумаг, необходимых для пуска реактора ПИК, по сравнению с пуском 1959 г. Если бы в то время от нас потребовали такое же количество документации, то 50-летие со дня пуска ВВР-М пришлось бы отмечать не в 2009 г., а много позже.

От физпуска к энергопуску

После удачного завершения физпуска, в новом 1960 г. мы приступили к подготовке реактора для работы на мегаваттных мощностях. Разгрузили активную зону и в весьма стеснённых условиях занялись подгонкой бериллиевых блоков отражателя. Требовалось добиться точного положения отражателя относительно опорной решетки. Зазор между граничными твэлами и бериллием выдерживался с точностью до десятых долей миллиметра. Бериллиевые блоки должны были жестко крепиться и в то же время позволять при необходимости их дистанционную разборку/ сборку. Чтобы реализовать эти противоречивые требования, применили фиксацию на клиновидных пластинах. Работа эта потребовала нескольких месяцев с неоднократной сборкой и разборкой блоков. Одновременно завершались наладка СУЗ и КИП, а также строительство и монтаж так называемых «спутников»: сбросных резервуаров, градирни, насосной и вентцентра.

Наибольшие неприятности доставили сбросные резервуары, не рассчитанные на внешнее давление грунтовых вод на пустой резервуар. Один из них под действием подземного давления стал деформироваться. Проектировщики ошибку исправили быстро, а сам ремонт резервуара потребовал больших усилий от строителей и монтажников. Впоследствии эти резервуары никогда не опорожнялись более чем на половину, а для компенсации  был построен третий наземный резервуар.

Смонтировали и наладили вспомогательные системы реактора, о которых на проектной стадии имелось очень мало информации. В итоге, часть из них оказались ненужными,  некоторых не хватало, и их пришлось создавать уже после пуска реактора на полную мощность. Сразу были демонтированы как лишние два отдельных независимых контура охлаждения чугунной защиты вокруг бака реактора и охлаждения графита тепловой колонны.

Подготовить энергопуск к 1 мая не успели, но до финала оставался буквально месяц. И тут совершенно внезапно 18 мая 1960 г. скончался Лев Ильич Русинов. Ему шел 54-й год жизни. Это было как гром среди ясного неба. До пуска реактора и начала исследований Лев Ильич не дожил полтора месяца, но он оставил лабораторию с хорошо подобранным составом молодых ученых, переполненных идеями и энергий. Впоследствии из ее состава вышли 3 академика и 2 член-корреспондента.

Мы обратились к Д. М. Каминкеру с просьбой возглавить нашу лабораторию и назвать ее «Лаборатория нейтронных исследований». Из рамок ядерной изомерии она уже вышла. Только И.А. Кондуров развивал это направление в область короткоживущих возбужденных состояний.

Реактор ВВР-М был подготовлен к энергопуску. Предполагалось, что как в предыдущие пуски стенда и реактора, Лев Ильич пригласит пусковую бригаду из Института атомной энергии (ИАЭ). Но поскольку на два наших запроса, кроме телефонных обещаний ответа не последовало, Б.П. Константинов принял решение: «Если через 3 дня не приедут, пускайте сами». Такая команда нас очень вдохновила, поскольку очень хотелось быть самостоятельными. На четвертый день начали подъем мощности, и к приезду пусковой бригады из ИАЭ мы уже работали на трех мегаваттах. Это уже позволяло откалибровать мощность по тепловым приборам контроля. Остановив подъем на 5 МВт, двое суток проработали для оценки состояния реакторных систем. Затем реактор остановили, а персонал отправили в отпуск.

После энергопуска

Неудовлетворительная работа твэлов стала серьёзным препятствием для работы реактора в первый год его эксплуатации. После обсуждения со специалистами ВИАМа А.М Глуховым, ИАЭ В.В. Гончаровым  и заводскими представителями, было решено перейти от керамики (UO2–Al) на сплав (U–Al) и увеличить толщину плакировки. Оценили нейтронно-физические изменения из-за увеличения толщины плакировки. Потерю реактивности компенсировали увеличением обогащения урана с 20% до 36%, с соответствующим ростом концентрации урана-235 в активной зоне с 50 до 60 г/л. Полученные характеристики с опытной малой партией твэлов подтвердили на критстенде. Твэлы ВВР-М2 оказались очень надежными. Они до сих пор применяются на целом ряде реакторов. Заводчане научились выпускать эти твэлы в двух вариантах: на сплаве (U–Al) и на керамике (UO2–Al).

Таким образом, в СССР появился новый реактор, который по потоку нейтронов вошел в первую мировую десятку. К директору ФТИ Б.П. Константинову поступил ряд предложений о создании материаловедческих петель, включая даже жидкометаллическую. Одновременно шло освоение нейтронных пучков. Все они были распределены, и на каждом его «хозяин» разрабатывал, устанавливал и налаживал свой прибор. Конструкция реакторов типа ВВР-М позволяла использовать их как для экспериментов на выделенных пучках, так и для экспериментов внутри реактора на облучательных и петлевых установках.

Эксперимент на выведенном пучке требует, как правило, стабильного потока нейтронов в течение всего цикла работы реактора. Петлевые установки часто требуют изменения мощности реактора в течение цикла. Сочетание этих двух видов исследований – пучок и петля – возможно только в тех случаях, когда петля не влияет на режим реактора. За наш 50-летний опыт работы было всего три петлевых установки.
От жидкометаллической петли мы отказались сразу, так как это потребовало бы длительной задержки пуска реактора и обеспечения серьезных мер безопасности от возможного загрязнения полонием. Тем не менее, при бетонировании в биологической защите была предусмотрена возможность размещения опоры моста с трубопроводом для жидкого металла.

Первой была реализована петля низкого давления (ПНД) на органическом теплоносителе для испытания термоэлектронных преобразователей (ТЭП). Опыт сочетания этих исследований с работой на пучках оказался неудачным. Петля диктовала многократные изменения мощности и препятствовала работе на пучках. Закончила свое существование ПНД весьма «эффектно». Моноизопропил загорелся, насосная покрылась слоем жирной сажи, из вентиляционной трубы пошел дым, а про реактор прошел слух: «наконец-то они там начали работать». Результаты создания и испытания ТЭПов были впечатляющими и долго сохраняли «рекордные» позиции по преобразованию ядерной энергии в электрическую.

Вторая петля низкого давления (ПВ) на водяном теплоносителе для испытания твэлов работает независимо от мощности реактора и используется до сих пор.

Третья петля создавалась значительно позже для охлаждения жидкого водорода в источнике холодных нейтронов. Она полностью диктовала режим подъема мощности реактора, но к конфликту интересов с исследователями на пучках не приводила из-за большой научной значимости проводимых исследований, лежащих в русле основной тематики института.
 
Приоритетность фундаментальных исследований

ПИЯФ четко выбрал приоритетность фундаментальных исследований. С начала 1960-х гг. А.П. Александров регулярно проводил совещания по работе всех исследовательских реакторов (кроме минсредмашевских). Отслеживался выбор направлений исследований на каждом реакторе. Тематика исследований на нашем реакторе с самого начала его работы признавалась наиболее интересной и результативной. Высоко оценивались и работы в области физики и техники исследовательских реакторов. Это касалось реакторных расчетов и реакторных экспериментов, а главное, создания условий для использования реактора в научных исследованиях.

В первые годы работы ИР оценки исследователей по физике реакторов во многом расходились. Чаще всего спорными были оценки нейтронных потоков. На своём реакторе особое внимание мы уделяли точности измерений, тем более, что на ВВР-М был получен самый большой нейтронный поток. Первые серьезные измерения провели В.М. Лобашов, Г.Я. Васильев и В.И. Диденко.  Дальнейшая серия сличительных измерений на реакторах, привлечение метрологических лабораторий довели культуру оценки нейтронных потоков до приемлемого уровня на всех реакторах.

Текущее взаимодействие «реакторщиков» и «физиков» сложилось не сразу. Постепенно функции были разделены: реактором, персоналом и механизмами командовал начальник смены, а постановкой задачи занимался ответственный за использование нейтронного пучка. Естественно, не обходилось без неприятностей. То начальник смены не предупредил экспериментаторов об изменении программы работы и загубил проводимую серию измерений. То нетерпеливый ученый вставлял в канал устройство, не предусмотренное программой. В память о тех событиях в одном из горизонтальных каналов ВВР-М «навечно» установлен не самый удачный каллиматор.

Главной нашей задачей было увеличение экспериментальных возможностей реактора, и решалась она достаточно энергично. Для пучка № 5 потребовалась пролетная база, значительно превышавшая размеры экспериментального зала. Просверлили стены, провели пучок через коридор и вывели его в вестибюль, который превратили в лабораторию. Вход в здание пришлось перенести.

Графитовая тепловая колонна (ТК), установленная для формирования спектра с высоким кадмиевым отношением, применения не нашла. Колонну демонтировали, в бетоне реактора просверлили дополнительные касательные и один сквозной канал и установили новую колонну. Для проведения этих работ разыскали бурильщиков («НИИ дырка»). Из-за требования высокой точности сверления и радиационного фона от облученной колонны эта работа оказалась одной из наиболее сложных. Приобретенный опыт в дальнейщем был востребован при подготовке очередной замены ТК на источник ультрахолодных нейтронов.

Крупной работой по расширению экспериментальных возможностей ИР стало создание надреакторной горячей камеры (НРК) и системы свободного размещения сервоприводов с каналами для органов регулирования в активной зоне. НРК позволила разрешить трудности с проведением работ, осуществляемых в активной зоне и отражателе реактора. Появилась пространство, обеспечивающее размещение над экспериментальными каналами необходимого довольно  габаритного оборудования. НРК оборудована манипуляторами и смотровым окном.


Работа с твэлами и облучаемыми образцами стала удобнее и безопаснее. Создание НРК и освобождение активной зоны от фиксированной решетки стержней регулирования позволило в дальнейшем устанавливать источники холодных нейтронов. НРК с сервоприводами усовершенствовали это слабое место в конструкции реактора ВВР-С, которое мы применили без изменений в ВВР-М.

Рост объема научных исследований потребовал расширения лабораторных площадей. Здание реактора обрастало пристройками, активно используемыми до сих пор. Не нашли применения только пятисекционные боксы, продолжающие цепочку горячих камер реактора. Такая цепочка может позволить организовать производство радиоактивных источников на продажу, пока же . радиоактивные изотопы мы продаем, к сожалению, только как сырье для изготовления товарных источников, и на этом много теряем.

Совершенствованию систем реактора, повышающих его безопасность и экспериментальные возможности, предела нет. В каждой службе ведутся работы подобного рода. Дозиметристы создали современную для своего времени систему дозконтроля, разработали гаммотрон для калибровки приборов и внедрили целый ряд изобретений. Электрики перешли на транзисторные преобразователи. Массу усовершенствований провели механики, включая замену главных циркуляционных насосов и трубопроводов. Служба радиохимии освоила облучение целого ряда химических элементов и, что наиболее важно, минералов. Эти работы проводятся в тесном контакте с Радиевым институтом и ЦНИИ КМ «Прометей», изготавливающими источники для медицины и промышленности. Служба СУЗ и КИП проводит усовершенствования для повышения надежности управления реактором. Небольшая технологическая группа ФТИ со временем преобразовалась в сектор физики и техники реакторов (ФТР), а затем в отдел. Появились лаборатории критэкспериментов, разделения изотопов водорода, реакторной теплофизики и металлов.

В настоящее время ведутся работы по сохранению работоспособности реактора ВВР-М, первый пуск которого состоялся 50 лет назад.

Водный режим и его задачи

Водяной теплоноситель ВВР-М поставил перед нами две загадки: радиолиз и коррозию. Под действием излучения происходит радиолиз воды. Из молекулы воды образуется много нейтральных молекулярных образований, радикалов возбужденных молекул и свободных электронов. В результате дополнительно к растворенному в реакторной воде воздуху добавляются водород и перекись водорода. Появление водорода требует принятия мер для предотвращения взрывоопасной ситуации. Число молекул, подвергшихся радиолизу в активной зоне реактора, пропорционально его мощности.

В проекте реактора ВВР-С была предусмотрена система, обязанная поддерживать концентрацию водорода в воде на определенном уровне. Для этого после съема тепла в активной зоне часть воды направлялась в деаэратор, где происходил обмен газов, растворенных в воде, с продуваемым потоком воздуха. Обогащенный водородом воздух выбрасывался в атмосферу.

При повышении мощности реактора с 2 до 10 МВт для сохранения концентрации водорода в воде на прежнем уровне необходимо, казалось бы, в 5 раз увеличить деаэрацию. После малоэффективных консультаций с проектантами мы решили оставить систему деаэрации без изменений для изучения её поведения в процессе вывода реактора на мощность. Но неприятности начались не с водородом, а с радиоактивными газами. Они вместе с водородом выбрасывались в атмосферу. Наибольший вклад по активности давал аргон-41. Свой вклад добавляли и осколочные криптоны, ксеноны и аэрозоли, особенно при использовании первого комплекта твэлов. Поэтому схему потребовалось изменить, замкнув систему не только по воде, но и по воздуху. От академика И.К. Кикоина получили две прекрасные газодувки, установили в контуре платиновый катализатор для сжигания водорода и сократили выброс в десятки раз. Контур был сконструирован в КБ нашего института, изготовлен и смонтирован службой механиков.

На новой системе столкнулись с новым явлением. При увеличении мощности реактора перепад температуры газа на катализаторе возрастал до определенного предела, а затем оставался постоянным. Концентрация водорода в воде первого контура достигала насыщения в районе 2 МВт и оставалась постоянной до максимально достигнутой мощности – 10 МВт. Объяснение «загадки» лежало в рекомбинации. Исследования показали, что от системы деаэрации можно отказаться, что и было сделано. Схема первого контура заметно упростилась, а каньон деаэратора использовался с пользой для других целей. Наш опыт позволил и на других реакторах типа ВВР-С отключить системы деаэрации и исключить ее в новых проектах.

Стационарный уровень концентрации водорода для разных реакторов при примерно одинаковой мощности дозы в активной зоне различается в разы. Такая же картина имеет место и при сравнении полных мощностей реакторов. По-видимому, процесс рекомбинации сильно зависит от многих условий.

Коррозионная «загадка» была связана с отсутствием в проекте системы поддержания водно-химического режима. Ионообменные смолы 50 лет назад только начали применяться. Для подготовки подпиточной воды была изготовлена установка обессоливания,  в контуре же системы водоподготовки не было. Вода в первом контуре постепенно теряла прозрачность так, что активную зону при перегрузке твэлов было почти не видно. Очистка с помощью механических фильтров оказалась не эффективной. Опробование электрофорезного способа сразу дало положительный результат. Установив в контуре ионнообменные и электрофорезный фильтры, проблему коррозии закрыли. Но высокая концентрация окислов алюминия, главным образом, гибсидов, нанесла повреждения металлу в местах повышенной скорости воды в выходных сечениях отверстий опорной решетки. Состояние этих отверстий обследуется  ежегодно, но дополнительных повреждений металла не наблюдалось.

Поддержание химического состава воды в заданных пределах позволило в дальнейшем избежать подобных трудностей. Более того, в хранилищах облученных твэлов их коррозия не наблюдается, что позволило хранящиеся по несколько десятков лет твэлы при необходимости возвращать в активную зону и дожигать.

Следующие «50 лет». Предел работоспособности реактора

Где предел? Естественно, при окончании востребованности его использования или при невозможности или экономической нецелесообразности поддержания ресурса безопасной работы. Что касается ВВР-М, то он нужен для проведения работ по фундаментальным задачам современной физики.

Безопасность работы реактора определяется соответствием его систем текущим требованиям и нормам для ИР. Нормативные требования ужесточаются, и независимо от технического состояния и возраста каждый реактор должен совершенствовать свои механизмы и системы. Такая работа проводится непрерывно. Заменены трубопроводы, поскольку сделать это было дешевле, чем обосновать их соответствие современным требованиям на изготовление. Заменены главные циркуляционные насосы, поскольку на старых марках УФФА МГУ сносились валы. Эта замена привела к незначительному сокращению расхода.

На реакторе ВВР-М планируется проведение ряда существенных работ. Ждет реализации разработанный проект резервного пульта управления для наблюдения за поведением реактора из безопасного места в случае пожара или других причин.  Ждет разработки система управления (СУЗ) на современных элементах.

50 лет назад бериллиевый отражатель вызывал наибольшее беспокойство по поводу своей стойкости. Но признаков ухудшения за 50-летие бериллий не показал. Изменение свойств бериллия под действием облучения зависит, в первую очередь, от спектра нейтронов и температуры. На реакторе ВВР-М образцы бериллия постоянно облучаются в активной зоне. По ним можно судить о состоянии отражателя и делать прогнозы на будущее.
 
Большую заботу вызывают донышки горизонтальных каналов, выточенные из сплошной заготовки алюминиевого сплава САВ-1. Это наиболее облученный элемент реактора. Выход донышка из строя приведет к необходимости заглушения канала, либо замены бака реактора. Поэтому состояние донышек находится в сфере повышенного внимания. При облучении сплав САВ-1 меняет свои свойства из-за трансмутационного накопления кремния под действием тепловых нейтронов и образования дефектов под действием быстрых нейтронов. Поскольку спектр нейтронов постоянный, контроль ведется по флюенсу быстрых нейтронов. Образцы САВ-1 были облучены до флюенса 2,6∙.1022 н/см2 и измерены их механические свойства. Материал значительно снизил пластичность, но остался достаточно прочным для наших условий. Единственным ограничением стало требование «не ударять» по донышкам. Периодическое измерение толщины материала показывает отсутствие заметной коррозии. Поскольку за 50 лет накоплен флюенс около 2∙.1022 н/см2, а мы приняли за безопасный предел 2,2∙.1022 н/см2, то новые образцы поставлены для облучения до флюенса 3∙.1022н/см2. Облучение и дальнейшее испытание образцов требует заметных финансовых затрат, но на это приходится идти даже в столь сложное время.

Последним моментом, важным для продления работы ИР, является подготовка кадров. Этот, пожалуй, первый по значимости фактор всегда занимал, занимает и дальше должен занимать предельное внимание руководства.

назад

Материалы из архива

5.2009 Система АЭС малой мощности как фактор национальной безопасности России

Т.Д.Щепетина, к.т.н., нач. лаб. ИЯР РНЦ «Курчатовский институт» Но никогда ИМ не увидеть НАС      Прикованными к веслам на галерах!В.Высоцкий, «Еще не вечер»Концепция национальной безопасности Российской Федерации - система взглядов на обеспечение в Российской Федерации безопасности личности, общества и государства от внешних и внутренних угроз во всех сферах жизнедеятельности… в экономической, внутриполитической, социальной, международной, информационной, военной, пограничной, экологической и других сферах.

7.2006 Новое решение проблемы безопасного хранения отработавшего ядерного топлива

Самаров В.Н., д.т.н., Хомяков Е.И., к.т.н, Непомнящий В.З., к.т.н. «Лаборатория Новых Технологий»; Левин Б.В., чл-корр. РАН (Дальневосточное отделение); Романовский Н.Н., проф., МГУ Сегодня Россия демонстрирует готовность взять на себя ответственность за одну из самых важных составляющих мировой стабильности – энергетическую безопасность...

6.2008 От ''Севмаша'' отчаливает атомная станция

Александра Грицкова, газета «Коммерсантъ»"Росэнергоатом" рассматривает возможность расторжения контракта с ОАО "Севмашпредприятие" по строительству головной плавучей атомной теплоэлектростанции (ПАТЭС). На заводе утверждают, что причиной задержки строительства является недоработка проекта. Эксперты говорят об очередном примере неконкурентоспособности российского гражданского судостроения, но сомневаются, что контракт будет разорван.