Михаил Грабовский - Плутониевая зона

Но фактически первая искусственная цепная реакция была достигнута с использованием в качестве замедлителя углерода (графита). Это была так называемая уран-графитовая сборка, запущенная в действие под руководством Ферми в Чикаго, в декабре 1942 года.

Другими факторами, уменьшающими вероятность достижения цепной реакции, являются: поглощение нейтронов различными естественными примесями, содержащимися в уране и графите, а также холостая утечка нейтронов через боковую поверхность сборки в окружающее пространство.

Уменьшить влияние первого фактора можно с помощью тщательной технологической очистки от посторонних примесей исходных материалов: урана и графита. Смягчить второй фактор можно с помощью увеличения объема и массы урановой системы и придания ей наиболее оптимальной формы — близкой к шарообразной.

Все эти трудности были преодолены впервые в США, в 1942 году.

Такая уран-графитовая сборка сверхкритических размеров, в которой была впервые достигнута цепная реакция деления, получила в США название «атомный котел». В СССР прижилось название «реактор».

Цепная реакция деления, достигнутая в уран-графитовой сборке, имела не только демонстрационное значение, подтверждающее теоретические расчеты физиков. Пуск урановых котлов имел сугубо практическую и чисто военную нацеленность.

В процессе работы котла часть ядер урана-238 превращается в новый химический элемент — плутоний-239. А он, по теоретическим прогнозам физиков, должен был обладать способностью к делению еще в большей степени, чем уран-235. Иными словами, атомная бомба могла быть не только урановой, но и плутониевой.

К атомному оружию вели два пути: разделение изотопов и получение плутония в уран-графитовом реакторе. Объект «А» в челябинской зоне предназначался для наработки оружейного плутония.

Как показывали теоретические расчеты, проведенные в секретной лаборатории № 2 под руководством Курчатова, цепная реакция в реакторе «А» при требуемой тепловой мощности 100 мегаватт может быть достигнута при использовании в сборке примерно 100 тонн урана и 1000 тонн идеально чистого графита.

При оптимальной с физической и конструкторской точки зрения форме — приплюснутый цилиндр — критический размер сборки должен равняться примерно 8 метрам (по высоте и диаметру).

Таким образом, центральной конструкцией «Аннушки» являлся гигантский цилиндр, высотой и диаметром с трехэтажный дом, сложенный из специальных графитовых кирпичей.

В проектных документах он назывался графитовой кладкой.

Внутри кладки должны были быть установлены в виде дискретной решетки детали из металлического урана высшей степени очистки общим весом примерно 100 тонн.

Изготовление фрагментов из металлического урана было освоено на подмосковном заводе в г. Электростали в начале 1946 года. Они имели вид цилиндрических блочков диаметром с толстую свечку и длиной около десяти сантиметров. Отгрузка их в зону намечалась на конец 1947 года.

Вся сложность конструкции уран-графитовой сборки заключалась в том, что выделяемая при делении ядер урана энергия должна была неминуемо вызывать саморазогрев урановых блочков. И если не производить охлаждение, то температура их может возрасти настолько, что они расплавятся и спекутся с окружающим графитом. Это принципиально недопустимо, поскольку надо было иметь возможность не только установить урановые блочки внутрь графитовой кладки, но и потом, после нескольких месяцев работы реактора и накопления в них драгоценного плутония, выгрузить их из реактора и направить на переработку. Иными словами, конструкция должна была позволять сравнительно легко загружать блочки в графитовую кладку и по мере необходимости достаточно просто разгружать их в приемный бункер.

Таким образом, с самого начала проектирования реактора «А» было понятно, что выделяемое ураном во время работы тепло необходимо отводить, постоянно охлаждая блочки потоком холодной воды.

В качестве источника воды планировалось использовать озеро Кызыл-Таш.

Необходимость охлаждения урановых блочков и периодической их загрузки-выгрузки налагала определенные, вполне очевидные требования к конфигурации уран-графитовой решетки.

Из отчета американского ученого Г.Д. Смита «Атомная энергия для военных целей», 1946 г.:

«Оба эти затруднения можно устранить, применив вместо точечной решетки стержневую, и концентрировать, следовательно, уран вдоль линий, проходящих через замедлитель, а не распределять его в отдельных точках. Совершенно ясно, что стержневое расположение удовлетворительно с механической и инженерной точек зрения».

Вынужденный — стержневой — характер урановой сборки был очевиден. Он обусловливал «канальную» конструкцию реактора «А». Графитовую кладку должны насквозь, по направлению оси цилиндра, пронизывать около тысячи узких цилиндрических каналов с находящимися в них урановыми стержнями. Только при такой конструкции появлялась возможность охлаждать уран сквозным потоком воды, пропускаемой под давлением через каждый канал.

Поэтому графитовые кирпичи, из которых должна была монтироваться кладка реактора, были не сплошными, а со сквозными отверстиями диаметром в четыре сантиметра. Смонтировать кирпичи надо было идеально точно, чтобы отверстия в каждом из них совпадали по оси, образуя вертикальные каналы.

Из отчета Смита:

«Выбор нужно было сделать между длинными урановыми стержнями, имеющими преимущество с точки зрения физики ядра, и относительно короткими цилиндрическими столбиками, удобными в обращении».

Действительно, десятки небольших цилиндрических блочков, поставленных в канале один на другой, образуют, по сути дела, тот же длинный урановый стержень. Но зато операции загрузки и выгрузки уранового топлива при этом упрощаются. Американцы использовали в своих промышленных котлах длинные стержни. Наши конструкторы во главе с Николаем Антоновичем Доллежалем сделали выбор в пользу блочков, тем более, процесс их изготовления был уже освоен в 1946 году.

Еще одна проблема заключалась в необходимости надежной защиты урана от коррозии. Дело в том, что непосредственное соприкосновение урана с водой категорически недопустимо. Уран активно реагирует с водой. Их контакт привел бы не только к заражению воды радиоактивными осколками деления, но и к разрушению блоков урана и выносу топливного материала из активной зоны реактора потоком охлаждающей воды.

Технология нанесения защитного слоя на урановый блочок была признана одним из самых больших секретов как американского, так и советского проектов, так как от качества покрытия зависело надежное разделение урана и охлаждающей воды.