А Матущенко - Ядерный щит

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.