proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Авторские права
  Агентство  ПРоАтом. 27 лет с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





PRo IT
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС

Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». Подробнее 
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия»
и сайта proatom.ru.
E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[07/11/2011]     Научный вклад ак.А.И.Алиханова в развитие отечественных тяжеловодных реакторов

Г.В.Киселев, ГНЦ РФ ИТЭФ, kiselev@itep.ru

Время стирает великолепные достижения атомной отечественной науки и техники. Информация о научном вкладе Лаборатории № 3 и лично ее директора академика А.И.Алиханова в развитие отечественных тяжеловодных реакторов является особенно актуальной в настоящее время, когда реакторной науке уделяется недостаточное внимание, а изучение перспектив развития тяжеловодных реакторов с оптимальным топливным циклом, а также  их ториевого топливного цикла  не рассматривается в качестве возможного перспективного направления в современной ядерной энергетике.


Предварительно приведем в кратком изложении биографию А.И.Алиханова. Она опубликована в книге «Герои Атомного проекта» (М. Саров, 2005, стр.43-45):

«Алиханов А. И. родился в г. Карсе (Арме­ния). В 1928 г. окончил Ленинградский политех­нический институт. В 1927-1941 гг. работал в Ленинградском физико-техническом институте АН СССР в отделе рентгеновских лучей. Его работы посвящены ядерной физике, физике космических лучей, физике и технике ядерных реак­торов, ускорительной технике, физике элементарных частиц.

В 1936 г. вместе с А.И.Алиханьяном и Л.А.Арцимовичем доказал сохранение энергии и импульса при аннигиляции электрона и позитрона. Занимался совместно с А.И.Алиханьяном прецизион­ными исследованиями бета-спектров большого количества радиоак­тивных элементов. В результате была обнаружена зависимость фор­мы спектра от порядкового номера элемента. В 1941 г. за изучение закономерностей зависимости бета-спектра от атомного номера эле­мента ему была присуждена Сталинская премия II степени.

В конце 1942 г. А.И.Алиханов был привлечен к работам по урановому проекту. Принимал участие в создании первых советских ядерных реакторов, был руководителем тяжеловодного направления в реакторостроении. Под его руководством в 1949 г. осуществлен пуск первого советского тяжеловодного исследовательского реактора. Совместно с И.К.Кикоиным стоял у истоков направления разделе­ния изотопов урана. Экспериментально было доказано, что проблема принципиально и технически вполне осуществима.

В начале 1944 г. Алиханов в записке И.В.Курчатову изложил идею защиты от атомного оружия облучением нейтронами объекта нападения. Эта идея была использована в ИХФ АН СССР при разра­ботке протонного ускорителя, но она не нашла практической реализа­ции ввиду сложности и дороговизны проекта.

Абрам Исаакович Алиханов внес значительный вклад в развитие экспериментальной базы физики высоких энергий и физики слабых взаимодействий. Принимал участие в сооружении первого в СССР протонного синхротрона с жесткой фокусировкой на 7 млрд. элект­рон-вольт (вступил в строй в 1961 г.), был основоположником проекта серпуховского протонного ускорителя.

В 1954 г. за большие заслуги в развитии атомной науки и техники и в связи с пятидесятилетием А. И. Алиханову было присво­ено звание Героя Социалистического Труда с вручением ордена Ле­нина и золотой медали "Серп и Молот". Он член-корреспондент (1939), академик (1943) Академии наук СССР и академик Академии наук Армянской ССР (1944), трижды лауреат Сталинской премии (1941, 1948, 1953). Награжден двумя орденами Ленина и орденом Трудового Красного Знамени».

Имеются следующие дополнения к автобиографии А.И.Алиханова, с которыми можно познакомится в его личном деле,  хранящимся  в архиве Минатома, а именно:

«Родился 4 марта 1904 г. в г. Ганджа в семье машиниста Закавказской железной дороги. После окончания Коммерческого училища я 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 шофера. В 1923 г. переехал в г. Ленинград и поступил на 1– й курс химического факультета II Ленинградского политехнического института. В 1929 г. я окончил физико–механический факультет по специальности «физика»  и был приглашен на работу по совместительству в Физико–технический институт в качестве заведующего рентгеновской лабораторией».

В листке по учету кадров, заполненном самим Алихановым, указано:

«1 марта 1929 г. – 1944 г. – научный сотрудник Ленинградского физико-технического института;

1944 – 1945 гг. – научный сотрудник Института Физических проблем (ИФП) АН СССР».
Однако из документов Лаборатории № 2 следует, что Алиханов являлся начальником сектора № 1 с 15.1.1944 г. по 1.12.1945 г., а не сотрудником ИФП.

Возможное объяснение: в те времена о Лаборатории № 2 знал очень ограниченный круг людей, а Алиханов был известный ученый,  который из ЛФТИ перешел на работу в Москву. Куда? Поэтому одна из возможных версий заключается в том, что ИФП был некоторым прикрытием.

За работы по созданию, пуску и обеспечению эксплуатации промышленного тяжеловодного реактора № 7 комбината № 817 большое число специалистов различных организаций и предприятий было удостоено правительственных наград. Приведем выдержку из постановления СМ СССР № 3045-1305сс «О присуждении Сталинских премий научным и инженерным работникам Министерства среднего машиностроения и других министерств и ведомств за научную и конструктивную разработку и сооружение атомного котла с замедлителем из тяжелой воды  и за организацию  производства тяжелой воды» от 31.12.1953 г. [1]. Это постановление стало известным научной общественности  в связи с публикацией сборника архивных документов «Атомный проект СССР».

1. «За научное руководство работами по созданию теплообменника присудить Алиханьянцу Абраму Исааковичу – академику, Сталинскую премию 1-й степени в размере 300 тыс. рублей.
Премировать Алиханьянца А.И. автомашиной ЗИЛ.

Построить за счет государства и передать в собственность Алиханьянцу А.И. дачу с обстановкой.
Установить Алиханьянцу А.И. двойной оклад жалования на все время его работы по специальным заданиям».

Примечание составителя: теплообменник – промышленный тяжеловодный реактор № 7; Алиханьянц А.И. – истинная фамилия А.И.Алиханова.В настоящей статье будем пользоваться фамилией Алиханов, как все его сотрудники и коллеги привыкли пользоваться.

Согласно Указу Президиума Верховного Совета СССР от  4 января 1954 г. А.И.Алиханову присвоено звание Героя Социалистического Труда «за исключительные заслуги перед государством  при выполнении специального задания Правительства» [2]. Этим заданием, как это сейчас хорошо известно, было создание и пуск первого промышленного тяжеловодного реактора на комбинате № 817.

Ниже приводится в хронологической последовательности основные этапы большой научно-организаторской деятельности Лаборатории № 3 по тяжеловодным реакторам (ТР), включая пионерские работы по ториевому циклу:

1946–1949 гг. – разработка, сооружение  и пуск в Лаборатории № 3 (26.04.1949 г.) опытного ТР (установка № 7).

1947 – 1951 гг. – разработка, сооружение  и пуск (17.10.1951 г.) первого промышленного ТР № 7 (ОК–180) комбината № 817 (ныне ПО «Маяк»). Использование впервые в отечественной и мировой практике реакторостроения каналов с торием в отражателе реактора № 7 (ОК–180).

1948 – 1955 гг. – расчетно–экспериментальные и проектные работы в Лаборатории № 3, научных институтах и конструкторских бюро по обоснованию ториевых режимов в ТР различного типа.

1949 – 1955 гг. – последовательное проведение научно–исследовательских работ в обоснование  плутониевого,  ториевого и тритиевого режимов промышленных ТР № 7 (ОК–180) и № 7а (ОК–190) комбината № 817, включая эксперименты на установке № 7.
1 августа 1952 г. – перевод реактора ОК–180 впервые в СССР и мире в ториевый режим работы.

1949 – 1955 гг. – разработка, сооружение  и пуск (27.12.1955 г.) второго промышленного ТР № 7А  (ОК–190) комбината № 817, с рассмотрением ториевого режима в качестве одного из вариантов.



Пульт управления реактора ОК-190М

1948 – 1955 гг. – разработка ТР типа КС с гелиевым, позже с углекислотным теплоносителем (КС-150), пуск в Чехословакии в 1972 г. энергетического реактора КС–150, с рассмотрением ториевого режима в качестве одного из вариантов.

1953 – разработка предложений по гомогенному ТР с торием.

1954  -  концептуальные исследования возможности использования ТР в качестве энергетических реакторов типа реактора № 7э, и реактора № 7цэ с цирконием для твэл и каналов в качестве судовой энергетической установки.

1966 г. – создание нового промышленного ТР № 7АМ (ОК–190М) комбината № 817 в изотопном режиме.

1977 г. – пуск в ИТЭФ тяжеловодной критической сборки для полномасштабного моделирования активных зон ТР различного назначения (критсборка «Макет»).

1966 – 1987 гг. – разработка, сооружение  и пуск (30.12.1987 г.) промышленного изотопного ТР ЛФ–2 ПО «Маяк», который продолжает эксплуатироваться в настоящее время в режиме производства радиоактивных изотопов.

На каждом из этапов специалисты Лаборатории № 3 и ее директор академик А.И.Алиханов и созданные ими вместе с конструкторскими и проектными институтами и промышленными предприятиями   реакторы №№ 7 (ОК–180), 7А (ОК–190), 7АМ (ОК–190М), ЛФ-2  и КС–150, решали актуальные задачи государственной важности, поставленные правительством. Подавляющее большинство научно–технических задач, решаемых специалистами Лаборатории № 3 под руководством ее директора академика А.И.Алиханова, решалось впервые в Советском Союзе, а некоторые из них – впервые в мировой практике реакторостроения. Из всех перечисленных  тяжеловодных реакторов, созданных под руководством ИТЭФ, в эксплуатации находится в настоящее время реактор ЛФ–2, критическая сборка «Макет» и исследовательский реактор в КНР.

Следует обратить внимание читателей на заседание Технического Совета Спецкомитета от 5 сентября 1945 г., на котором  были  заслушаны доклад И.В.Курчатова и его ближайшего сотрудника Г.Н.Флерова, будущего академика, и содоклад А.И.Алиханова по вопросу «О состоянии научно-исследовательских  и практических работ лаборатории № 2 по получению плутония-239 методами котел уран-графит и котел уран-тяжелая вода» [3]. В этих основополагающих докладах представлена программа действий на ближайший период по организации производства делящихся материалов для атомной бомбы. В констатирующей части решения ТС отмечалось:

«[…] методом «котел-тяжелая вода» достигается получение плутония-239 до 15% содержания урана-235 в обычном уране;
методом «котел-графит» достигается получение плутония-239 до 6% содержания урана-235 в обычном уране. […]

Наиболее близким по осуществлению по срокам подготовки сырья и возможностям изготовления оборудования являются следующие методы: в первую очередь - метод «котел - графит», во вторую очередь - метод диффузии, «в третью очередь - метод «котел-тяжелая вода», позволяющий получить плутоний-239 через 3 года, поскольку для запуска котла необходимо построить заводы получения тяжелой воды, что займет не менее года и еще столько же по времени для производства необходимого количества тяжелой воды».

Технический совет  принял, в частности, следующее решение:
««пункт 4. Признать необходимым организовать уже в 1945 г. проектирование котла уран-тяжелая вода, проектирование и строительство предприятий по получению тяжелой воды в количествах, необходимых для пуска котла уран-тяжелая вода.

Учитывая ряд ценных преимуществ котла уран-тяжелая вода (сравнительно небольшая потребность в уране, меньшая требовательность к кондициям его, меньшие габариты системы большая простота в обслуживании, надежность системы) установить, что в течение ближайшего времени должны быть найдены возможности максимального сокращения срока производства потребного количества тяжелой воды с расчетом пуска котла не позднее, чем   через 1.5-2.0 года. […]»
«В качестве задач, подлежащих осуществление во вторую очередь: […]

Пункт 2. Приступить после сооружения и пуска котлов уран-графит, диффузионного завода, котла уран-тяжелая вода к использованию следующих методов: […]
б) метода котел уран-тяжелая вода в комбинации с ураном и простой водой, позволяющего, как показывают расчеты, увеличить производительность котла уран-тяжелая вода.
в) метода котел торий - плутоний - простая вода для переработки тория в уран-233».

В подробном отчете И.В.Курчатова, Б.Л.Ванникова и М.Г.Первухина, направленном И.С.Сталину 23 декабря 1946 г., о состоянии работ по проблеме использования атомной энергии за 1945-1946 годы  указывалось [4]:

«Наряду с уран-графитовым котлом для переработки урана в плутоний, применяется котел уран-тяжелая вода.

Эти котлы требуют для единовременной закладки тяжелой воды  (концентрация 99,5%) 15-20 тонн и урана 8-10 тонн. Котел «уран с тяжелой водой» работает более интенсивно, чем уран-графитовый, и поэтому более сложен в технико-экономическом отношении.

При небольшом объеме первоначально закладываемого металлического урана этот котел для осуществления процесса требует значительного количества тяжелой воды».

Указанное выше решение Технического совета СК явилось основой для разработок тяжеловодных реакторов. Поэтому неслучайно значительное число вопросов, обсужденных на заседаниях ТС, было посвящено разработке технологии и установок  по производству тяжелой воды (продукта 180 или гидроксилина по терминологии тех времен). К этой тематике ТС обращался 26 раз за относительно короткий период своей деятельности.

Представляет интерес перечень вопросов, по которым выступал Алиханов на заседаниях ТС Спецкомитета:

24.9.45 г. О дополнительном привлечении к участию в работах по использованию внутриатомной энергии научных учреждений, отдельных ученых и других специалистов (И.В.Курчатов, А.И.Алиханов). ТС одобрил предложения докладчиков о привлечении к работам по Атомному проекту большого числа научных институтов: ФИАН, Ленинградский Физтех, РИАН, ИФХ, ИОНХ, ИХФ, Уральский филиал АН СССР, Биогеохимическя лаборатория им. В.И.Вернадского, Физический институт АН УССР, Харьковский Физтех, ФХИ им. Карпова, ГИАП, ГНИИ № 42 Наркомхимпрома, Физический институт ЛГУ,  НИИ-6 Наркомбоеприпасов, Центральный институт рентгенологии  и радиографии  им. В.М.Молотова Наркомздрава.

На этом же заседании ТС была образована комиссия по тяжелой воде под председательством П.Л.Капицы.

8.10.1945 г. Предложение 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 тяжелой воды. (доклад А.И.Алиханова).

На этом заседании было также заслушано сообщение Алиханова «Об объеме информации руководителей спецлабораторий» (А.И.Алиханов).  (Примечание автора: речь идет о спецлабораториях, где работали немецких специалисты).

5.11.1945 г. Отчет Алиханова А.И. о поездке в Лабораторию “Г” (одну из спецлабораторий), по организации научной работы немецких специалистов.

На этом заседании было заслушано также предложение комиссии Первухина М.Г., Касаткина А.Г., Борисова Н.А., Алиханова А.И., Корнфельда М.О., Каргина В.А., Генина Л.С. о проектах промышленных установок по получению продукта 180 различными методами с докладами Розенфельда М.О.,  Корсакова С.М., Слепухи Т.Ф. и Калинина В.Ф.

13.11.1945 г. О состоянии с выполнением заданий научно-исследовательскими организациями, привлеченным к участию в работах (сообщение А.И.Алиханова).
17.12.1945 г. Алиханов принял активное участие в обсуждении доклада академика П.Л.Капицы «О получении продукта 180 способом разделения при низких температурах».
10.1.1946 г. Сообщение А.И.Алиханова о работах в Германии.
14.1.1946 г. Положение о Научно-Техническом Совете (А.И.Алиханов).
О научных работах в смежных областях (А.И.Алиханов).
28.1.46 г. Положение о Техническом Совете (А.И.Алиханов). О поручениях Совета (А.И.Алиханов).
18.2.1946 г.  О технических условиях на продукт 180 (А.И.Алиханов).

В первую очередь, необходимо отметить понимание А.И.Алихановым необходимости развития экспериментальной базы и стендовой проверки для обоснования основных технических решений по тяжеловодным реакторам (ТР) любого устройства и назначения. А.И.Алиханову пришлось приложить много усилий, чтобы убедить руководство Первого главного управления (ПГУ) и Спецкомитета о необходимости сооружения опытного ТР (установки № 7) на территории Лаборатории № 3. Дело в том, что при рассмотрении 3 февраля 1947 г. на заседании НТС ПГУ вопроса о месте расположения опытного ТР  мнения членов НТС разделились [5]. Члены НТС Курчатов И.В., Алиханов А.И., Семенов Н.Н.,   Кикоин И.К., Поздняков Б.С. высказались за строительство опытного реактора  «в районе г. Москвы – ввиду большого значения установки,  как мощного источника нейтронов, необходимого для дальнейших научных работ московских физиков в области ядерных процессов и для обес­печения ее более быстрого ввода в эксплуатацию». Члены НТС, руководители ПГУ (Б.Л.Ванников, А.П.Завенягин, В.А.Малышев, М.Г.Первухин) сформулировали предложение о размещении опытного ТР  на комбинате № 817, где, как они полагали, «будет создана научная база по тяжеловодным реакторам, для лучшей связи с дальнейшим промышленным производством, ввиду желательности использования аппарата на полную мощность, а так же по военным соображениям». С позиций сегодняшнего дня оба эти мнения были в определенной степени обоснованы. В то же время у руководства ПГУ имелись соображения о размещении опытного ТР в здании реактора Ф-1 Лаборатории № 2 после того, как на нем будет закончена программа экспериментов. Имеется важное замечание И.В.Курчатова на одной из докладных записок  за его подписью, подписью А.П.Завенягина и М.Г.Первухина в адрес Л.П.Берия (архив Росатома, ф.2, д.18055, с.129–130):

«Я считаю, что было бы лучше установить  ФДК на территории лаб. № 3, хотя размещение ФДК на территории лаб. № 2 также является приемлемым».

В одном из своих обращений о сооружении опытного ТР А.И.Алиханов указывал, что «Лаборатория № 3 является только что созданным маленьким научным учреждением, в составе которого имеется около 16–18 физиков-экспериментаторов, из них подавляющее большинство молодых, сравнительно недавно начавших работу в области физики ядра и переучивающихся. Многие еще не имеют опыта экспериментальной работы и нуждаются в повсед­невном руководстве».

В конечном итоге, благодаря своему авторитету и настойчивости А.И.Алиханову при поддержке И.В.Курчатова  удалось убедить руководство Спецкомитета и ПГУ о строительстве опытного ТР на территории Лаборатории № 3, о чем свидетельствуют имеющиеся  архивные документы.

А.И.Алиханов хорошо понимал, что первоначально установленная мощность опытного реактора 500 кВт или как его называли в те далекие времена ФДК – физический дейтонный котел, была недостаточна. Поэтому он выступил с предложением о модернизации реактора и повышении его тепловой мощности до  5 МВт [6]. Представленные А.И.Алихановым годовые отчеты о работе Лаборатории № 3 свидетельствуют о том, что на опытном ТР было выполнено большое число физических исследований мирового класса, а также были проведены работы в обоснование характеристик промышленных и энергетических тяжеловодных реакторов.

При разработке опытного ТР и первого промышленного тяжеловодных реактора № 7 (ОК–180) комбината № 817 в связи с применением тяжелой воды в качестве теплоносителя и замедлителя специалистам Лаборатории № 3 и его директору пришлось впервые в практике отечественного реакторостроения решать ряд сложных принципиальных физических и технологических задач. В первую очередь, необходимо было разработать теоретические основы физического  расчета гетерогенных ТР. Для решения этой задачи А.И.Алиханов привлек лучшие силы физиков: Л.Д.Ландау, И.Я.Померанчука, В.Б.Берестецкого, В.В.Владимирского, А.Д.Галанина, Б.Л.Иоффе. А.П.Рудика и других молодых ученых. Известен доклад академика Л.Д.Ландау «Теоретические исследования в области ядерной физики» на заседании НТС ПГУ 10 февраля 1947 г., в котором он дал характеристику вклада ученых Лаборатории № 3 в разработку теории расчета гетерогенных ядерных реакторов [7]. О роли Л.Д.Ландау, которого А.И.Алиханов пригласил одного из первых на работу в теоретическом секторе в первые дни образования Лаборатории № 3, свидетельствуют следующие основополагающие отчеты [8]:

1. Л.Д.Ландау, И.Я.Померанчук. Теория замедления нейтронов в неводородных замедлителях. 1946 г.
2. Л.Д.Ландау, И.Я.Померанчук, А.Б.Мигдал. Теория решеток. 1946 г.
3. Л.Д.Ландау, И.Я.Померанчук, А.Д.Галанин. Большие блоки. 1947 г.

Эти отчеты находились в Лаб. 2 и Лаб. № 3, но, к сожалению, были ошибочно уничтожены из-за некомпетентности работников архивов.

В записке А.И.Ахиезера о книге «Основы теории нейтронных мультиплицирующих  систем» от 19.01.1949 г. было указано [9]:

«Глава I посвящена теории диффузии нейтронов. Значительная часть главы (§ 1,2, 3, 4. 5, 6, 7) написана на основе работы Л.Ландау и И.Померанчука о диффузии, доложенной ими на семинаре в Лаборатории № 2 АН СССР ».

Выступая 20 января 1948 г. на заседании НТС с отчетом «о работе и плане на 1948 год по Лаборатории № 3», Алиханов А.И. сообщил следующее [10].

По опытному реактору № 7 предусматривалось (пункт 9 плана):
«9. Решение теоретических и ра­счетных задач для интерпретации результатов опытов на опытном аппарате.
Сроки исполнения: 1.1.48 г. – 1.1.49 г.
Научное руководство – акад. Ландау, проф. Померанчук.
Исполнит. – ст. научный сотрудник Берестецкий и мл. научный сотрудник Галанин».

По промышленному тяжеловодному  реактору ОК–180 (агрегат № 7) предусматривалось:

«…дальнейшее развитие теории агрегата, экспериментальное исследование отдельных вопросов на опытном аппарате, в том числе резонансного поглощения в зависимости от диаметра стержня и шага решетки, продолжение  разработки   агрегата № 7». В этой связи в плане были предусмотрены следующие работы:

«2. Теоретические расчеты параметров агрегата в связи с  вопро­сами, возникающими в процессе проектирования агрегата.
Сроки исполнения: 1.1.48 г. – 1.1.49 г.
Научное руководство – проф. Померанчук.
Исполнители – ст. научный сотрудник Берестецкий, мл.  науч­ный сотрудник Галанин.
3. Дальнейшее развитие теории агрегата № 7.
Переходит с 1947 г., срок окончания: 1.1.49 г.
Научное руководство:  акад. Ландау, проф. Померанчук.
Исполнители – ст. научный сотрудник Берестецкий, мл. научный сотрудник Галанин».

На фоне плодотворной деятельности Л.Д.Ландау в Лаборатории № 3 по теории реакторов диссонансом прозвучало письмо уполномоченного при СМ ССР Осетрова Н.А. в Спецкомитет от «10 марта 1949 г. следующего содержания [11]:

«Сов. секретно
                                                 Справка

 
Академик Л.Д.Ландау значится в должности заведующего сектором Лаборатории № З с мая м–ца 1946 г.

Допуска к работам Лаборатории № 3 от отдела «К» МГБ СССР Л.Д.Ландау Л.Д. не имеет.

За время нахождения акад. Л.Д.Ландау в штате Лаборатории № 3 лабораторию не посещал, за исключением отдельных случаев, например, с мая 1948 г. по 1 февраля 1949 г. Л.Д.Ландау не был в лаборатории ни одного раза и только в феврале м–це 1949 года приезжал в лабораторию один–два раза на короткое время, а установленную ему заработную плату в размере 6000 рублей в месяц регулярно возят на квартиру.

Академик Алиханов А.И. просит разрешения оставить в должности заведующего сектором Лаборатории № 3 академика Л.Д.Ландау Л.Д., так как он якобы дает необходимые консультации отдельным ученым.

В связи с тем, что акад. Л.Д.Ландау Л.Д. допуска от отдела «К» МГБ СССР не имеет и не известно, кому и какие консультации он дает, было бы целесообразным  академика Л.Д.Ландау Л.Д. из штатов Лаборатории № 3 исключить, а в случае необходимости получения от него консультаций обязать акад. Алиханова А.И. испрашивать в каждом отдельном случае разрешения Первого главного управления».

Видимо, Осетров обсуждал с директором Лаборатории № 3 А.И.Алихановым вопрос о Л.Д.Ландау и подготовке письма Л.П.Берии. Поэтому днем раньше, 9 марта 1949 г.   А.И. Алиханов  направил  Берия Л.П. письмо о необходимости участия Л.Д.Ландау в теоретических и расчетных работах Лаборатории № 3 по промышленному тяжеловодному реактору № 7. Приводим письмо А.И. Алиханова полностью [12]:

«Глубокоуважаемый Лаврентий Павлович!
Уполномоченный Совета Министров тов. Осетров Н.А. в настоящее время настаивает на отстранении акад. Л.Д.Ландау от работы в Лаборатории № 3. Это ставит меня настолько в затруднительное положение, что я вынужден обратиться к Вам.

Дело в том, что впредь до выполнения намеченной программы измерений на установке № 7 и их теоретической обработки наши сведения о специфических особенностях реакторов этого типа основываются на отрывочных и часто ненадежных экспериментальных данных и теоретических расчетах. Параметры установки № 7 по необходимости существенно отличаются от параметров проектируемого промышленного агрегата. Вследствие этого измерения на опытной установке не могут быть непосредственно использованы при уточнении параметров промышленной системы, а потребуют кропотливой теоретической обработки. Эта ответственная задача выполняется и должна выполняться и должна выполняться теоретическим и расчетным отделами лаборатории в сжатые сроки. При этом особенно важно не переоценить точность теории и производимых на ее основе вычислений, чтобы избежать неожиданностей при пуске системы.

Акад.Л.Д.Ландау в течение двух лет принимал участие во всех теоретичес­ких работах, посвященных реактору интересующего нас типа. Им была установлена возможность обобщения теории замедления нейтронов на применяе­мый нами замедлитель и установлены границы точности этой теории. Далее он наметил основные контуры теории решетки из рабочих блоков, которая была впоследствии развита в применении к проектируемой системе Померанчуком и Галаниным под его руководством. На данной стадии для нас особенно важна его роль при критическом разборе отдельных математических методов, разрабатываемых в теоретическом отделе для расчета агрегата № 7. Исключи­тельное умение акад. Л.Д.Ландау быстро вскрывать слабые стороны любого расчета и анализировать границы его точности и находить более строгие и точные методы расчета дает нам возможность более уверенно подходить к ре­шению практических вопросов при проектировании.

Для выполнения первоочередных задач лаборатории, а именно: проектиро­вание агрегата № 7 и обработка результатов экспериментов на опытной уста­новке, было бы чрезвычайно важно не прерывать в ближайшее время участие акад. Л.Д.Ландау в работах теоретического отдела, хотя бы ограничив круг вопро­сов, находящихся под его влиянием, общей теорией реакторов и вопросам теоретического анализа результатов, полученных на опытной установке.

Прошу Ваших указаний о возможности такого решения вопроса. При этом заверяю Вас, что если бы не исключительно серьезное значение, которое я придаю участию акад. Л.Д.Ландау в теоретических и расчетных работах в указан­ных направлениях, я не решился бы писать это письмо».

Эта история окончилась благополучно, но совершенно очевидно, что она не прибавила здоровья директору.

Высокую оценку расчетным исследованиям первого промышленного ТР № 7 (ОК–180), выполненным учеными Лаборатории № 3, дала комиссия, назначенная НТС ПГУ, в составе   трех академиков (Н.Н.Семенова, И.В.Курчатова. Л.Д.Ландау) и одного член–корреспондента АН СССР (Я.Б.Зельдовича) на заседании НТС ПГУ 5 апреля 1948 г. при рассмотрении проекта реактора № 7 (ОК–180)  [13]. В решении НТС было указано:

«По заключению комиссии т. Семенова Н.Н. теоретичес­кие расчеты    Лаборатории №   3    АН СССР на проектирование    промышленного агрегата    достаточно точны и больших погрешностей не имеют.

Принятые в расчетах допущения не существенны и могут быть перекрыты за  счет системы регулирования агрегата.

Комиссия считает необходимым произвести    на опытном агрегате дополнительно ряд экспериментальных работ по уточнению теплотехнических расчетов, т.к.   экспериментальных данных по этим вопросам,  недостаточно и расчеты в этой части недостаточно надежны». 

А.И.Алиханов в своем докладе на заседании НТС ПГУ 13 мая 1946 г. впервые предложил использовать торий для накопления урана–233 в отражателе ТР № 7 (ОК–180) с целью улавливания утечки нейтронов и улучшения нейтронного баланса  в реакторе, что позволило увеличить коэффициент воспроизводства в ТР до 0,84 против 0,5–0,55 в уран–графитовом реакторе. В последующие годы уран–ториевый цикл являлся предметом многочисленных расчетных и экспериментальных исследований Лаборатории № 3.

Помимо физических и теплотехнических  расчетов, необходимо было провести концептуальное изучение преимуществ тяжеловодных систем по сравнению с уран–графитовыми реакторами в различных режимах. Необходимо было выбрать оптимальную топливную композицию на основе природного урана и конструкцию рабочих блоков (твэлов), разработать двухконтурную схему охлаждения (первый контур – тяжелая вода, второй – простая вода), что сделано впервые в практике отечественного реакторостроения, выбрать конструкционные материалы для корпуса реактора, обеспечить  высокий уровень герметичности корпуса и  коммуникаций  первого контура, разработать устройства для разгрузки реактора с минимальными потерями тяжелой воды, предусмотреть способы и соответствующие технические  меры по контролю качества тяжелой воды и  сжиганию образующейся в результате радиолиза гремучей смеси и т.д.

В решении этих задач принимали активное участие специалисты ПГУ, Комбината № 817, завода № 92 и его ОКБ (ныне ОКБМ им. И.И.Африкантова), Всесоюзного института авиационных материалов (ВИАМ), Государственного Союзного проектного института № 11 (ГСПИ–11, ныне НПО ВНИПИЭТ), НИИ–9 (ныне ВНИИНМ им. А.А.Бочвара), завода № 12 (ныне Электростальский машиностроительный завод), завода № 250 (ныне Новосибирский завод концентратов) и др.  

9 августа 1948 г. А.И.Алиханов выступил на заседании НТС ПГУ с большим докладом «О строительстве установок с продуктом 180»,   о перспективах строительства ТР [14]. НТС в своем решении отметил, что строительство промышленных установок с тяжелой водой может дать новые важные данные и выявить ряд особенностей, в свя­зи с тем, что эти установки имеют меньший вес и габариты, большую плотность нейтронов в реакторе, возможность смены замедлителя и другие. НТС принял, в числе других, следующее решение: «Признать наиболее целесообразным строительство установки № 7 на территории объекта № 817…».

Несмотря на это решение НТС ПГУ, неожиданно возникли возражения со стороны научного руководителя Атомного проекта И.В.Курчатова, хотя он и подписал позитивное заключение комиссии Н.Н.Семенова по проекту промышленного реактора № 7. Дело в том, что И.В.Курчатов, хорошо понимая физические преимущества ТР по сравнению с уран–графитовыми реакторами, постоянно поддерживал   деятельность Лаборатории № 3  по созданию промышленных ТР для производства оружейного плутония. Однако на определенном этапе И.В.Курчатов понял, что уран–графитовые реакторы смогут решить задачу получения достаточных количеств оружейного плутония, без тяжеловодных реакторов, о чем свидетельствует его письмо М.Г.Первухину от 14.11.1948 г. [15]:  

«Тов. Первухину М.Г.
В ответ на Ваш запрос сообщаю Вам свое мнение о строительстве атомного котла с тяжелой водой.

1.      Не следует строить котел на мощность 120000 квт с охлаждением тяжелой водой по утвержденному 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 котел 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 приведенных выше заключений изложено в письме на имя т.Берия».

На основании этого соображения И.В.Курчатов не согласовал указанное выше решение НТС от 9 августа 1948 г. Этому драматическому моменту посвящен ряд докладных записок А.И.Алиханова.

15 ноября 1948 г.  НТС ПГУ, заслушав доводы И.В.Курчатова, изложенные в записках М.Г.Первухину и Л.П.Берия и сообщение Алиханова, не согласился с мнением И.В.Курчатова и принял следующее решение [16]:

«1. Учитывая, что первый промышленный агрегат с природным ураном и тяжелой водой  необходим для проверки систем этого типа, а также дает возможность проверки на этом агрегате многих инженерных вопросов, связанных с проектированием систем с применением тория и тяжелой водой, являющимися перспективными системами, что подтверждается академиком И.В.Курчатовым, принять предложение академика А.И.Алиханова, одобренное секцией № 1, о строительстве первого промышленного агрегата с природным ураном и тяжелой водой, с размещением агрегата № 7 на площадке комбината № 817.

2. В связи с тем, что использование тория в качестве исходного материала в ядерных реакторах значительно расширяет  сырьевую базу, хотя и требует  создания систем значительно большой мощности, принять предложение академика Курчатова о необходимости усилить научно–исследовательские, экспериментальные и проектные  работы, связанные с разработкой и проектированием систем ядерных реакторов с торием, тяжелой водой и гелиевым охлаждением.

3. Считая, что проблема использования тория 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 тория в ядерных реакторах являются важными и должны выполняться лабораторией в первоочередном порядке».

Т.о., решение НТС ПГУ от 15.11.1948 г. явилось основой для дальнейшей разработки и строительства первого промышленного ТР на комбинате № 817.

Роль А.И.Алиханова в разработке промышленного реактора № 7 и в период его пуска была определяющей. Он неоднократно выступал с докладами на заседаниях НТС ПГУ и секции № 1 НТС, участвовал в различных технических совещаниях, отстаивая позиции Лаборатории.  Он руководил пуском реактора № 7, находясь на комбинате  № 817 длительное время. Известно следующее обращение руководителей ПГУ Б.Л.Ванникова и А.П.Завенягина (не одного, а двух руководителе ПГУ!)  к Л.П.Берия от 26 марта  1952 г. [17]:

«Товарищу Берия Л.П.

После очередного ремонта завод № 3 комбината № 817 23 октября пущен и в настоящее время работает на полной проектной мощности 100  тыс. квт.   Завод работает нормаль­но.
В связи с изложенным, нами дано разрешение тов. Алиханову выехать в Москву.

Тов. Алиханов находится на комбинате  10 месяцев и по заключению врачей нуждается в лечении.

На комбинате № 817 остается заместитель тов. Алиханова - тов. Владимирский.
Б. Ванников, А.Завенягин, 26 марта  1952 г.»

На этом письме имеется следующая резолюция Л.П.Берия от 29.03.1952 г.:
«Две недели т.Алиханову пробыть на месте, не торопиться».

Особо следует отметить роль А.И.Алиханова в постановке научно-технических задач по изучению ториевого режима в тяжеловодных реакторах. Проведенное в Лаборатории № 3 изучение показало, что ториевый цикл обладает рядом принципиальных преимуществ по сравнению с уран-плутониевым циклом: меньше образуется продуктов деления; отсутствуют долгоживущие младшие актиниды;  возможно расширенное воспроизводство и т.д. Все эти преимущества стимулировали принятие правительственных решений о переводе в ториевый режим промышленного тяжеловодного реактора № 7 (ОК-180)  комбината № 817. Впервые в мире ториевый режим был реализован в 1952 г. в реакторе № 7 (ОК–180) комбината № 817 (ныне ПО «Маяк»). На опытном  реакторе Лаборатории № 3 выполнено много работ по физическим и технологическим аспектам ториевого режима, имеющим уникальное научно-техническое значение по настоящее время.

2.09.1952 г. вышло постановление СМ СССР о строительстве на комбинате № 817 второго тяжеловодного реактора 7а [18]. В пункте 2 постановления было записано: «2. Утвердить научным руководителем проекта агрегата 7«а»  академика Алиханова А.И. и заместителем научного руководителя кандидата физико–математических наук Владимирского В.В.».

В последующем на этих двух промышленных реакторах были реализованы топливные циклы с использованием 2%, 80% и 90% топлива для производства трития  и других радиоактивных изотопов.

За работы по созданию, пуску и обеспечению эксплуатации реактора № 7 большое число специалистов различных организаций и предприятий были удостоены правительственных наград. Приведем выдержку из постановления СМ СССР от  31.12.1953 г. [1]. Были удостоены правительственных наград следующие специалисты Лаборатории № 3:

2. За расчетные и экспериментальные работы по созданию атомного котла присудить: Сталинскую премию 1-й степени:
1.               Владимирскому В.В. – к.ф-м.н.
2.               Померанчуку И.Я. – член–корреспонденту АН СССР,
в размере по 100 тыс. р. Каждому,
3.               Галанину А.Д. – к.ф–м.н.
4.               Никитину С.Я. – д.ф–м.н.
5.               Бургову Н.А. – к.ф–м.н. ,
в размере по 50 тыс. р. каждому

Сталинскую премию 2-й степени:
1.               Кронроду А.С. – д.ф–м.н.
2.               Суворову Л.Я. – инженеру
3.               Гаврилову С.А. – инженеру
4.               Караваеву Г.Н. – инженеру
5.               Эршлеру Б.В.  – д.х.н.
6.               Мигулину В.В. – д.ф–м.н.,
в размере по 25 тыс. р. каждому.
(все – сотрудники Лаборатории № 3)

3. За  инженерную разработку конструкции реактора и проект завода присудить Сталинскую премию 1-й степени:
1.               Кондрацкому Н.Н. – инженеру
2.               Солонову В.Н. – инженеру
3.               Дмитриеву И.Д. – инженеру
в размере по 50 тыс. рублей каждому.

Сталинскую премию 2-й степени:
1.               Николаеву Н.Н. – инженеру
2.               Савину Н.И. – инженеру
3.               Шаматову Г.Д. – инженеру
4.               Лычеву Г.Д.– инженеру
5.               Воробъеву Г.А. – инженеру
6.               Каганову Д.В. – инженеру
7.               Пытляку П.И. – инженеру
8.               Наркевичу А.Н. – инженеру
9.               Смирнову В.В. – инженеру
10.            Макарову А.И. – инженеру
в размере по 25 тыс. рублей  каждому.

Сталинскую премию 3-й степени:
1. Петрову П.А. – инженеру                                    
2.Кутакову М.М. – инженеру
3. Кубареву В.Ф.  – инженеру                                 
4. Яковлеву Б.И. – инженеру
5. Дмитриеву В.К. – инженеру                                
6. Гутову А.И. – инженеру
7. Несытову К.И. – инженеру                                 
8. Истомину И.Н. – инженеру
9. Качкачеву А.З. – инженеру                                 
10. Трифонову В.Н.– инженеру
11. Грязнову П.И.– инженеру                                 
12. Смирнову М.В. – инженеру
13. Гурьевичу А.Д.– инженеру                               
14. Пронину П.И. – инженеру
15. Верченко В.Р. – инженеру
в размере по 10 тыс. рублей каждому.

4. За разработку приборов контроля и СУЗ присудить:

Сталинскую премию 2-й степени:
1.               Емельянову И.Я. – инженеру
2.               Франкштейну С.А. – инженеру
3.               Андрееву А.А. – инженеру
4.               Рафальсону А.А. – инженеру
5.               Громову Л.А. – инженеру
6.               Лойко А.Т. – инженеру
7.               Царевскому Е.Н. – профессору
в размере по 20 тыс. рублей каждому.

Сталинскую премию 3-й степени:
1.               Фадееву Е.Н. – инженеру
2.               Хусаинову М.А. – инженеру
3.               Морозову С.М. – инженеру
4.               Маслову А.П. – инженеру
5.               Львову Н.А. – инженеру
в размере по 10 тыс. рублей каждому.

5. За разработку технологии и изготовление отливок для реактора присудить Сталинскую премию 3-й степени:
1.               Ливанову В.А. – инженеру
2.               Рогозинскому А.А. – инженеру
3.               Горшкову Н.С. – инженеру
4.               Донцову В.А. – инженеру
в размере по 10 тыс. рублей каждому.

6. За разработку специальных турбогазодувок для реактора присудить Сталинскую премию 3-й степени:
1.               Гойтбурду И.Ю. – инженеру
2.               Агре С.А–Н. – инженеру
в размере по 10 тыс. рублей каждому.

7. За пуск и освоение  реактора  присудить Сталинскую премию 1-й степени:
1.               Юрченко Д.С. – инженеру
2.               Кругликову Г.В. – инженеру
3.               Тимофееву А.Е. – инженеру
4.               Цветкову Г.С. – инженеру
5.               Мукину В.В. – инженеру
6.               Григорьеву В.П. – инженеру
7.               Алексееву Н.В. – инженеру
8.               Морозову И.Н. – инженеру
в размере по 20 тыс. рублей каждому.

8. За разработку специальной технологии изготовления заготовок для  теплообменника присудить Сталинскую премию 3-й степени:
1.               Крыгову Б.С.  – инженеру
2.               Смирнову Н.С. – инженеру
3.               Севруку В.Д. – инженеру
4.               Пуртовой Т.А. – инженеру
5.               Штукину Н.П. – технику
6.               Сениченко Н.Н. – инженеру
7.               Галюку А.В. – инженеру
в размере по 10 тыс. рублей каждому.

9. За разработку проекта и сооружение опытного теплообменника присудить Сталинскую премию 2-й степени:
1.               Христенко П.И. – гл. инж. проекта
2.               Шолковичу Б.М. – гл. конструктору
3.               Ермакову Г.В. – инженеру
4.               Хохлачеву А.А. – инженеру
5.               Володину П.Г. – инженеру
6.               Долгому А.А. – инженеру
в размере по 20 тыс. рублей каждому.

10. За разработку методов получения тяжелой воды, разработку проектов установок, а также промышленное освоение производства тяжелой воды присудить:

Сталинскую премию 2-й степени:
1.               Корнфельду М.П. – профессору
2.               Генину Г.С. – инженеру
3.               Милованову А.П. – инженеру
4.               Борескову Г.К. – д.х.н
5.               Колоскову А.П. – инженеру
6.               Слепухе Т.Ф. – инженеру
7.               Жаворонкову Н.М. – чл.–корр. АН СССР
8.               Калинину В.Ф. – инженеру
9.               Рутковскому М.Л.  – гл. инж. проекта
10.            Палецкому Г.В. – инженеру
в размере по 20 тыс. рублей каждому.

Сталинскую премию 3-й степени:
1.               Кальному А.В. – инженеру
2.               Людолевскому И.Т. – научному  сотруднику
3.               Закрежевскому И.В. – нач. лаборатории
4.               Бондарю В.С. – инженеру
5.               Сорокину Н.И. – инженеру
6.               Матвееву А.А. – инженеру
7.               Малюсову В.А. – канд. хим. наук
8.               Сердюку Р.Л. – инженеру
9.               Стрельцову Н.Е. – инженеру
10.            Байгильдину Н.Г. – инженеру
11.            Кукуреченко С.Л. – инженеру
в размере по  10 тыс. рублей каждому».

В числе лауреатов специалисты всех организаций, участвующих в разработке проекта реактора и его систем; всего присуждены Сталинские премии 97 чел., в т.ч. 17 – сотрудникам ИТЭФ, с премированием на общую сумму 4240 тыс. рублей. 

Несомненно, что это награждение свидетельствовало о признании государственной важности работ по созданию, исследованию, пуску и обеспечению работы первого промышленного тяжеловодного реактора № 7 (ОК–180). 

Наряду с разработкой опытного и промышленного ТР А.И.Алиханов уделял много внимания созданию энергетических ТР, причем на первом этапе  рассматривалась возможность двухцелевого использования ТР – одновременное получение нового ядерного топлива (плутония или урана-233) и производство энергии, в соответствии с задачами, которые были поставлены руководством Атомного проекта. В этой связи рассматривались различные типы энергетических ТР: с тяжелой водой в качестве теплоносителя и замедлителя и цирконием для технологических каналов, с гелием, а впоследствии с углекислым газом в виде теплоносителя, гомогенные.

А.И.Алиханов поддержал предложение сотрудника ГСПИ–11 П.И.Христенко (впоследствии он перешел на работу в Лабораторию № 3) о создании  энергетического реактора с тяжеловодным замедлителем и гелиевым теплоносителем и включил его в долговременную научную программу института (этот реактор получил наименование «КС», которое означало «котел селеновый», т.е. ториевый).

Ознакомление с архивными документами свидетельствует о том, что  реактор «КС» явился первым конкретным предложением по отечественным энергетическим реакторам. Его обсуждение произошло первоначально на реакторной секции № 1 НТС 23 июля 1948 г. [19], на которой выступил П.И.Христенко с сообщением о проекте установки нового типа с тяжелой водой (продукт 180) и  гелиевым охлаждением. Предлагаемая установка  состояла из 2-х реакторовработающих по очереди (8 дней работы, 3 дня остановки и пуск, 7 дней остывания и 4 дня разгрузка и загрузка; оба реактора работают 16 суток из 22). В расчете на попеременную работу реакторов, рабочее время работы при полной мощности установки составляло 16 суток из 22 суток, что соответствует средней мощности 290 тыс. кВт. В последующем от идеи попеременной работы разработчики отказались. Затем 26 июля 1948 г. НТС ПГУ заслушал сообщения А.И.Алиханова и П.И.Христенко о предварительном эскизном проекте реакторной установки номинальной мощностью 400 тыс. кВт с природным ураном в виде тонких проволок диаметром 4,5 мм, гелиевым охлаждением и тяжелой водой в качестве замедлителя, одобренном секцией № 1.

НТС ПГУ принял следующие решения [20]:

«1. Признать по предложению Секции № 1 НТС и заклю­чению экспертов т.т. Доллежаль Н.А., Ромм Э.И., Шолкович Б.М., Рылина Ф.И.,  Шубина–Шубенко Л.А.  и на основании обмена мнений, что разработанный Лабораторией № 3 АН СССР и ГСПИ–11      эскизный проект мощной установки с применением натурального А-9, продукта 180 и гелиевым охлаждением, представляет значительный интерес. Представленные к рассмотрению проектные материалы являются предварительными соображениями, дающими возможность лишь выяснить физическую и инженерную осуществимость такого типа реакто­ров.

2. Поручить т.Алиханову А.И. с учетом замечаний экспертов разработать программу научно-исследо­вательских и экспериментальных работ, необходимых для    разработки проекта предложенной мощной установки, с использованием натурального А–9  продукта 180 и гелиевым охлаждением, согласовав программу работ с организациями–исполнителями работ».

Позднее, НТС ПГУ от 15.11.1948 г. поручил ГСПИ–11 составить проектное задание энергетического реактора типа «КС», могущего работать с тремя типами топливной загрузки: 1. природный уран; 2. обогащенный уран и торий; 3. уран–233 с воспроизводством [21]. В течение 1949 г. и первой половине 1950 г. по указанию А.И.Алиханова  научные сотрудники Лаборатории № 3 А.Д.Галанин, И.Я.Померанчук и Б.Л.Иоффе провели предварительные физические расчеты первых двух режимов работы указанного реактора. Эксплуатация реактора в ториевом режиме предполагалась  следующим образом: в первый период реактор работает с загрузкой  активной зоны обогащенного урана и тория, накопление урана–233 происходит также в экране. После накопления достаточного количества урана–233 реактор загружается торием и ураном–233. Эти расчеты позволили подготовить в первой половине 1950 г. техническое задание на выполнение ГСПИ–11 проектного задания.

Приведем лишь небольшую часть этих расчетов, касающихся ториевого режима установки из двух реакторов и содержащихся в проектных материалах ГСПИ–11 и ТТЛ [22]. Тепловая и электрическая мощность каждого реактора составляла 500 МВт и 100 МВт соответственно, производительность по плутонию 151 кг и 10–15 кг урана–233 в год. Был рассмотрен  режим торий–уран–233, для обеспечения которого согласно расчетам требовалось 103 кг урана-233. Чтобы получить такое количество урана–233 при загрузке природным ураном и  торием потребовалось бы 7 лет. Поэтому была проанализирована работа реактора с обогащенным ураном (твэлы Ф 2 мм), торием и с использованием бериллия в качестве оболочки твэл тепловой и электрической мощностью 560 и 120 Мвт соответственно. Оказалось, что   можно получать в год 37,5 кг урана-233 при начальной загрузке в реактор 6,66 т  тория и 90–130 кг урана–235; температура газа (гелия) на входе в реактор принималась равной 500С, на выходе - 5000С. Согласно оценкам ГСПИ–11 капиталовложения в АЭС с реактором КС равнялись 661,5 млн. руб., в т.ч. стоимость тяжелой воды составила 145 млн. руб., гелия – 5,1 млн. руб. Годовая выработка электроэнергии оценивалась величиной 73.107 кВтч., ее стоимость  – 73 млн. руб., а себестоимость  произведенного урана-233 – 305 тыс. руб. за 1 кг [17].    Согласно опубликованным данным себестоимость плутония, вырабатываемого на комбинате № 817 в 1951 г., равнялась 15 152 000 руб. за 1 кг и согласно плану на 1952 г.  – 9 600 000 руб. [23].  Не подвергая критическому анализу методику расчета себестоимости урана–233 тех времен, можно утверждать, что по указанным данным ГСПИ–11 стоимость полученного урана–233 не превышала себестоимости плутония из промышленных уран–графитовых реакторов комбината № 817.

Впоследствии под научным руководством Лаборатории № 3 и А.И.Алиханова был разработан проект энергетического реактора КС–150 с углекислотным теплоносителем и тяжеловодным замедлителем, который на основе межправительственного соглашения был построен и пущен в эксплуатацию в Чехословакии на АЭС Богунице электрической мощностью 150 МВт в 1972 г. К сожалению, это перспективное направление атомной энергетики по целому ряду соображений не нашло существенной поддержки в СССР и не стало развиваться.

А.И.Алиханов был в числе первых советских ученых, предложивших разрабатывать различные типы энергетических тяжеловодных реакторов, обладающими высокими характеристиками по экономии ядерного топлива с расширенным воспроизводством. В начале 1954 г. он внес на рассмотрение МСМ предложения о разработке следующих типов энергетических ТР [24]:

1. Гомогенный ТР на тепловых нейтронах с взвесью окиси урана–233 в качестве ядерного топлива и гомогенным тяжеловодным отражателем, содержащим окись тория, что  позволяло иметь коэффициент воспроизводства урана–233 > 1,15.

2. Гетерогенный ТР, работающий на промежуточных нейтронах, с ураном–233 в качестве ядерного топлива и торием в отражателе.

3.       Гетерогенный ТР с загрузкой природным ураном, работающий на тепловых нейтронах.  В августе 1954 г. А.И.Алиханов сформулировал предложение об использовании циркония в энергетических ТР и о применении  их в качестве транспортных установок.

4. ТР типа КС, работающий на природном уране с тепловыделяющими элементами в виде прутков с покрытием из сплава магния и алюминия.

Комиссия секции № 1 НТС МСМ, рассматривавшаяся в 1954 г. предложения Лабораторий № 2 и 3, рекомендовала принять за основу для разработки проектов следующие варианты  энергетических реакторов большой мощности, с целью сопоставления их между собой и выбора для перво­очередного строительства:

в) реактор типа КС с тяжеловодным замедлителем, гелиевым теплоносителем,  технологическими каналами из алюминия с высокой тем­пературой газа на выходе из реактора до 4500С, при затратах тяжелой воды в 2-3 раза меньше того количест­ва, которое потребовалось бы на эту мощность в существую­щем тяжеловодном типе аппарата №  7.

г) реактор с тяжеловодным замедлителем и водяным теп­лоносителем под давлением 60 атм  для получения плутония и производства электроэнергии.                        

Одновременно комиссия рекомендовала, среди других,  предложение ТТЛ о сооружении опытного гомогенного реактора мощностью по тепловыделению 50 тыс. квт и  полезной электрической мощностью 3-5 тыс. кВт, с целью экспериментального обоснования новых перспективных типов энергетических реакторов.

Обсуждение указанных предложений институтов позволило Минсредмашу, Госплану и  Министерству электростанций разработать первую программу сооружения АЭС, одобренную  СМ СССР 15 марта 1956 г. [25]. В этой программе было предусмотрено строительство следующих АЭС и АТЭЦ  общей мощностью 2175 тыс. кВт:
·        Белоярской АЭС мощностью 400 тыс. кВт с 2 уран-графитовыми реакторами типа АМБ;
·        Уральской АЭС мощностью 400 тыс. кВт с 2 реакторами типа КС (на природном уране с газовым охлаждением);
·        Московской атомной ТЭЦ (Ховрино) мощностью 400 тыс. кВт с 2 реакторами типа ВВЭР;
·        Ленинградской атомной ТЭЦ мощностью 200 тыс. кВт с одним  реактором типа ВВЭР.

В решении Совета Министров содержалось поручение Минсредмашу о строительстве опытной станции в районе г. Мелекесса (ныне ГНЦ Научно-исследовательский институт атомных реакторов в г. Димитровграде) для испытания новых типов атомных энергетических реакторов на общую электрическую мощность 200 тыс. кВт, с сооружением следующих опытных реакторов: на быстрых нейтронах БН-50; гомогенный на тории и уране ТГ–50; водяной кипящий ВК–50; графитовый с натриевым теплоносителем ГН–50.

Однако реакторы ТГ–50, ГН–50 и Уральская АЭС с реакторами КС не были построены в связи с выбором в последующем реакторов ВВЭР и РБМК в качестве основных типов энергетических реакторов.

Тем не менее, научно–исследовательская деятельность специалистов Лаборатории № 3 (ТТЛ) и его директора академика А.И.Алиханова заложила серьезную научно–техническую базу для развития перспективного направления современной атомной энергетики.
 

 
Связанные ссылки
· Больше про Время и судьбы
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Время и судьбы:
О.Пеньковский - «шпион века» или «подстава» КГБ?

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 5
Ответов: 13


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 5 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Научный вклад ак.А.И.Алиханова в развитие отечественных тяжеловодных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 07/11/2011
Выдающийся человек! Ему и Льву Арцимовичу - ПОКЛОН!Кто не помнит - Тот Будет,Кто БЫЛ - НЕ ЗАБУДЕТ! ПОКЛОН И УВАЖЕНИЕ!!!


[ Ответить на это ]


Re: Научный вклад ак.А.И.Алиханова в развитие отечественных тяжеловодных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 07/11/2011
Поражает профессионализм руководителей всех уровней того времени, особенно в сравнении с нынешними!!!!!


[ Ответить на это ]


Re: Научный вклад ак.А.И.Алиханова в развитие отечественных тяжеловодных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 07/11/2011
Да... величайшие умы, профессионали и талантливые организаторы!
Нынешних манагеров Росатома и срав нивать с ним нельзя, так мелкие воинствующие серости, волею знакомст и родственных связей попавшие на руководящие должности.


[ Ответить на это ]


Re: Научный вклад ак.А.И.Алиханова в развитие отечественных тяжеловодных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 08/11/2011
Премия раньше неплохие были... 50 тыщ, 25 тыщ.
Этож примерно в размере зарпалты за 10 лет!


[ Ответить на это ]


Re: Научный вклад ак.А.И.Алиханова в развитие отечественных тяжеловодных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 08/02/2012
Очень жаль, что ториевый цикл в СССР так до реального примения и не довели. А ведь могли бы на уран-ториевых тяжеловодниках и новую ветку ядерной энергетики поднять.


[ Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.07 секунды
Рейтинг@Mail.ru