БАЗА 10, КОМБИНАТ № 817, ПО "МАЯК"

       Перечисление изменяющихся названий действующего с 1948 г. на Южном Урале в Челябинске-40 Плутониевого комбината можно продолжить. Уже неоднократно в книгах и монографиях, а также в других изданиях было опубликовано, что кроме первых промышленного реактора и радиохимическою завода, ввода в эксплуатацию которых был осуществлен во второй половине 1948 г., в I кв. 1949 г. был принят в эксплуатацию Первый химико-металлургический завод, на котором были изготовлены летом 1949 г. изделия из металлического плутония для первой ядерной бомбы. О чрезвычайности обстановки при строительстве Комбината можно судить из материалов докладной записки, подписанной в 1947 г. директором - заместителем начальника ПГУ Е.П. Славским и уполномоченным Совета Министров И.М. Ткаченко, которые требовали от руководства Спецкомитета, чтобы количество строителей и монтажников было увеличено дополнительно к работавшим 41 тыс. чел. еще на 15-18 тыс. чел. Требовали они и замены начальника строительства Я.Д. Раппопорта, и откомандирования на Комбинат минимум на 3 мес. заместителя Министра Внутренних дел В.В. Чернышева.

       Усилия строителей, коллектива Плутониевого комбината, институтов и КБ, обеспечивших подготовку и пуск указанных (первых) предприятий, под руководством Специального комитета и Первого главного управления (ПГУ) при СМ СССР, позволили под научным руководством И.В. Курчатова конструкторам и ученым КБ-11 и соисполнителям из АН СССР вместе с работниками ПГУ и Спецкомитета обеспечить изготовление в 1949 г. ядерного заряда для первой бомбы.

       Решение о строительстве на Южном Урале промышленного уран графитового реактора для наработки плутония было принято раньше, чем о строительстве опытного реактора Ф-1 в Лаборатории №2. В конце 1945 г. (справка А.Н. Комаровского от 14 ноября 1945 г.) были рассмотрены три площадки строительства реактора и будущего Комбината: площадка в 4-6 км от верховья реки Уфы; площадка у оз. Чебаркуль, которую предлагал И.К. Кикоин; площадка у оз. Кызыл-Таш.

       Первая площадка была отвергнута вследствие сложности охлаждения реактора, так как при сложном рельефе необходимо было создать специальное водохранилище. Вторая площадка находилась в 3 км от станции Кисегач, а в поселке Чебаркуль работал завод авиапоковок, поэтому она тоже была отвергнута.

       Выбор площадки у озера Кызыл-Таш утвержден; постановлением Совнаркома СССР № 3150-952 от 21 декабря 1945 г. (приказ ПГУ от 26.12.45 г. № 032). В Челябинске-40 (около г. Кыштыма) силами Главпромстроя НКВД (начальник А.Н. Комаровский) с привлечением десятков других ведомств начали строить не только ядерный реактор, но и два других объекта: по радиохимическому выделению из облученного урана плутония, а затем и завод по получению из него деталей (полусфер) для первой ядерной бомбы. Строились и будущий город, и целый ряд вспомогательных объектов. Без преувеличения можно сказать, что строительство этого Плутониевого комбината было важнейшим для страны. Известно письмо М.Г. Первухина, А.П. Завенягина и Н.А. Борисова в адрес Л.П. Берии о том, что план капитального строительства на 1948 г. по Комбинату № 817 надо увеличить со 190 до 300 млн., в том числе на I полугодие 190 млн., а на 1949 г. Госпланом СССР предложено иметь план строительства по Комбинату № 817 на сумму 340 млн. руб.

       Не только объемы капитального строительства подтверждали первоочередность строительства Плутониевого комбината. Председатель Спецкомитета Л.П. Берия лично посещал комбинат 4 раза. Работа начальников стройки, сначала Я.Д. Раппопорта, а затем М.М. Царевского, директоров Завода № 817 П.Т. Быстрова и Е.П. Славского, а с конца 1947 г. Б. Г. Музрукова, как и научного руководителя И.В. Курчатова, была под непрерывным личным контролем не только руководителей ПГУ (Б.Л. Ванников, М.Г. Первухин, А.П. Завенягин), но и руководства НКВД (С.Н. Круглов, В.В. Чернышев) и уполномоченного Совета Министров И.М. Ткаченко. Достаточно сказать, что первый заместитель министра внутренних дел В.В. Чернышев в течение 1947-1949 гг. практически постоянно жил (с семьей) в Челябинске-40 и был в составе Государственной комиссии, принимающей объекты Плутониевого комбината в эксплуатацию. Он также контролировал и обеспечивал работы других строек, заводов и объектов атомной промышленности, создаваемых в различных регионах Урала. Одновременно Главпромстроем на Среднем Урале (Постановление № 3150-962) строился Завод № 813 (директор А.И. Чурин), а на Севером Урале, начиная о 1948 г, строился завод № 814). На этих заводах должны были получать высокообогащенный уран-235 газодиффузионным и электромагнитным методами.

       Намечалось и строительство опытного ядерного реактора Ф-2 в районе Завода № 40, на котором в отличие от Ф-1 (Лаборатория № 2) должна была осуществляться проверка других параметров, включая охлаждение урановых блоков водой. Здание реактора было построено. Строительство самого реактора не было осуществлено, так как было признано, что недостающие эксперименты можно провести на реакторе "А".

       Создание сложнейших производств Комбината № 817, обеспечивших получение деталей из делящихся материалов для ядерного оружия, было осуществлено в 1948-1955 гг. В этот период на трех реакторных заводах комбината были, кроме первого уран-графитового промышленного реактора "А" (июнь 1948 г.), в кратчайшие сроки введены в эксплуатацию:

• на Заводе № 24 - уран-графитовые реакторы "АВ-1" (апрель 1950 г.) и "АВ-2" (март 1951 г.);

• на Заводе № 37 промышленный тяжеловодный реактор ОК-180 (октябрь 1951 г.), а впоследствии тяжеловодный реактор ОК-190 (декабрь 1955 г.);

• на Заводе № 156, кроме реактора "А", в ноябре 1951 г. был введен в эксплуатацию промышленно-исследовательский уран-графитовый реактор "АИ", а в октябре 1952 г. - реактор "АВ-3".

       Хорошо известно, что научное руководство созданием реакторов осуществляла Лаборатория № 2 АН СССР (И.В.Курчатов), а тяжеловодных реакторов - Лаборатория № 3 АН СССР (академик А.И. Алиханов и член-корреспондент АН СССР В.В. Владимирский). Под их руководством тогда на ядерных реакторах Комбината № 817 не только нарабатывались указанные выше продукты для ядерного и термоядерного оружия, но и проводились различные физические и технологические эксперименты.

       Аналогичные опытные работы проводились и на радиохимическом заводе под общим научным руководством РИАН (академик В.Г. Хлопин), и на заводе, выпускающем конечную продукцию, где многие работы проводились под научным руководством академика А.А. Бочвара (директором института НИИ-9 с 1945 по 1952 г. был В.Б. Шевченко, а с 1952 по 1984 г. - А.А. Бочвар).

       В указанных институтах, в основном, проходили стажировку не только инженерно-технические работники первых промышленных ядерных реакторов, но и радиохимического и металлургического заводов.

       Учитывая хронологию создания промышленных объектов - заводов Комбината № 817, отсчет которых начался с реактора "А", и то, что на его базе впоследствии был организован Завод № 156, начнем описание предприятий с этого завода и с первого в стране промышленного ядерного реактора.

       ЗАВОД № 156

       Этот крупнейший завод комбината был образован 1 июля 1954 г. В состав завода вошли уран-графитовые реакторы "А", "АИ", "АВ-3" и химический цех № 1, в котором выделяли тритий из облученных в реакторах "АИ" и "АВ-3" литиевых блоков.

       Эксплуатация цеха № 1 началась с 30 октября 1952 г. Позднее в состав завода вошел цех № 2, первая очередь которого была введена в эксплуатацию 31 октября 1961 г.

       Первыми руководителями завода № 156 были директор Ф.Я. Овчинников и главный инженер Б.В. Брохович.

       Впоследствии после назначения Ф.Я. Овчинникова директором Нововоронежской АЭС директорами завода работали Б.В. Брохович, А.Е. Спирин, В.В. Макаров.

       Вопрос, возможно ли создать на природном уране уран-графитовый реактор (УГР) для наработки плутония-239, был решен положительно, когда это удалось осуществить на опытном уран-графитовом реакторе, и, самое главное, была практически доказана возможность строительства и работы УГР.

       Это была не только первая победа, но и первое требование со стороны Сталина построить и пустить первый промышленный реактор "А" к 7 ноября 1947 г., хотя 15 апреля 1946 г. было утверждено проектное задание реактора "А".

       Несмотря на все усилия строителей, пуск реактора "А" задерживался. И, тем не менее, все строительно-монтажные работы по реактору "А" были проведены за 1 год и 8 мес. Научная часть первого уран-графитового реактора (реактора "А") разработана Лабораторией № 2 АН СССР. Руководитель - академик Игорь Васильевич Курчатов. Генеральным проектировщиком реактора "А" являлся Государственный Союзный проектный институт № 11 ПГУ при СМ СССР (ГСПИ-11). Главный инженер института В. В. Смирнов. Главный технолог проекта В.И. Меркин. Реактор запроектирован Научно-исследовательским институтом химического машиностроения Министерства машиностроения и приборостроения (НИИ-ХИММАШ). Директор и главный конструктор - академик Н.А. Доллежаль.

       Реактор представлял из себя сложнейшее инженерно-техническое сооружение. При монтаже в бетонной шахте несущих металлоконструкций и конструкций боковой и верхней защиты необходимо было жестко выдержать заданные размеры и допуски для обеспечения герметичности соединений и соосности 1141 технологического тракта. В нем было смонтировано около 5000 т металлоконструкций и оборудования, 230 км трубопроводов разного диаметра, 165 км электрического кабеля, 5745 единиц запорно-регулирующей арматуры, 3800 приборов.

       1 июня 1948 г. строительство первого промышленного реактора было завершено и принято решение начать загрузку реактора рабочим металлом. Реактор "А" имел 1124 рабочих ячейки и 17 ячеек системы управления и защиты реактора (СУЗ), разделенные на две независимые группы.

       В 23 ч 15 мин 7 июня 1948 г. была закончена загрузка 36-го слоя рабочих блоков. При полном перекрытии воды в технологические каналы реактор с активной зоной диаметром 520 см и высотой 357 см достиг критичности. 8 июня 1948 г. в 0 ч 30 мин впервые в Советском Союзе была осуществлена цепная реакция - произведен физический пуск первого промышленного реактора.

       Все операции по управлению реактором "А" при проведении экспериментов по физическому пуску проводил лично И.В. Курчатов. В период по 17 июня 1948 г. были загружены все рабочие каналы. В оперативном журнале начальников смен И.В. Курчатов сделал следующую запись:

       Эта запись легла в основу принципов эксплуатации всех промышленных реакторов Советского Союза - никогда не оставлять загруженный реактор без воды.

       После отладки всех жизненно важных систем водоснабжения, контроля за расходом воды, влагосигнализации, температуры, защиты и прочих реактор был выведен на минимальную мощность, а 19 июня 1948 г. в 20 ч 00 мин уже на номинальную мощность. Об этом немедленно доложили Л.П. Берии и И.В. Сталину. Но уже 20 июня 1948 г. в 12 ч 50 мин реактор был аварийно остановлен. На пульте отсоса влаги появилась течь воды, и активность по воздуху достигала 300 доз (замер производил В.И. Шевченко).

       Три технологических канала (16-21, 17-21, 18-20), дававшие течь на пульт определения влаги (ПОВ), были разгружены. Однако в районе указанных ТК на влагосигнализации продолжалось появление воды из импульсных трубок. Лишь на 5-е сутки удалось обнаружить зависший ТК 17-20. 24 июня 1948 г. при попытке разгрузить ТК 17-20, относящийся к району каналов, дающих течь на ПОВ, канал не разгрузился ни поштучно, ни аварийно. Не удалось и пробить блоки.

       25 июня 1948 г. при извлечении зависшего ТК 17-20 с блоками через верх, канал оборвался. Часть технологического канала и рабочих блоков остались в ячейке.

       В ячейке 17-20 образовался первый тепловой "козел" вследствие недостатка охлаждающей воды, видимо, из-за недозакрытия клапана холостого хода при питании водой рабочего хода. Большая часть воды рабочего хода уходила через открытый клапан в коллектор холостого хода, имевший меньшее гидравлическое сопротивление, чем технологический канал с блоками. По расходомеру отмечено увеличение расхода воды.

       Что такое "тепловой козел" в ячейке уран-графитового реактора? Причины образования "козла" никому не были известны. Как его разделывать и извлекать, какие нужны инструменты и технология также не было известно. 26 июня 1948 г. из ячейки 17-20 удалось извлечь оплавленный верхний урановый блочек и осмотреть его. Составлено первое представление о "козле" как о спекшемся столбе урановых сердечников с оплавленными оболочками и авиалевой трубой, сплавленными с графитом ячейки с образованием твердых карбидов урана.

       С 26 по 30 июня 1948 г. по распоряжению И.В. Курчатова вода на реактор была полностью перекрыта, откачана вода из транспортной вахты и из бункера. В бункере возведены леса и приняты многократные попытки выдавать блоки снизу из-под кассет с помощью домкратов. Работы по проталкиванию снизу вверх в ТО 17-20 производились бригадой механиков под руководством В.П. Григорьева. Однако протолкнуть блоки вверх или добиться какой-либо подвижки блоков не удалось. Пришлось полностью отказаться от методики проталкивания блоков снизу.

       28 июня 1948 г. впервые была начата фрезеровка рабочих блоков в реакторе. За 2 недели фрезеровки ячейки 17-20 было извлечено 13 рабочих блоков и обрывок технологической трубы. Реактор стоял, плутоний не нарабатывался. Решили поднять мощность реактора и выплавить "козла", чтобы уран расплавился и вытек вниз по ячейке из активной зоны реактора - не получилось. Что же делать? Неизвестно было самое главное - может ли реактор с "козлом" и при каких условиях работать на мощности, не вызовет ли это загорание графитовой кладки реактора.

       В этих чрезвычайно сложных условиях И.В. Курчатов принимает исключительно рискованное, но единственно возможное решение: с 12 июля 1948 г. реактору "А" работать на номинальной мощности с "козловой" ячейкой 17-20 без ее охлаждения.

       Мощность была поднята до 100% ступенями в течение 2 недель. Плутоний начал нарабатываться. На мощности продолжалась рассверловка ячейки 17-20. Загорания графитовой кладки не было, но была большая активность воздушных выбросов.

       На первых порах эксплуатации реактора встретились с такой неожиданностью - неравномерным распуханием литых урановых блоков под облучением. Способа выявления распухших блоков в технологическом канале, кроме снижения расхода воды из-за распухания блоков и увеличения гидравлического сопротивления в ТК, не было. Поэтому технологические каналы, в которых шел процесс распухания блоков, выявлялись по систематическому снижению расхода воды через ТК.

       Начальный период эксплуатации реактора "А" показал, что при всей уникальности проекта первого промышленного реактора, запроектированного на срок эксплуатации 3 года, а проработавшего 39 лет, вследствие отсутствия знаний о поведении материалов под воздействием нейтронного облучения были допущены конструктивные упущения, приведшие с самого первого подъема мощности реактора "А" к авариям. В первую очередь это создание коллектора холостого хода по воде и парового клапана на каждом технологическом канале - работа клапанов была ненадежной: недозакрытие клапана при переходе с холостого хода по воде на рабочий ход приводило к недостаточному расходу воды через ТК при работе реактора на водности. Не были запроектированы в центральном зале дистанционный, защищенный от облучения пульт крановика (при извлечении активных технологических каналов, инструмента и прочего), шахты с водой для помещения в них активных предметов, извлеченных из реактора.

       К конструктивным недоработкам относился малый диаметр ячейки реактора и всего технологического тракта, сужающегося книзу. Системы массового контроля за целостностью технологических каналов, температурой воды на выходе из каналов имели общий недостаток: низкую коррозионную стойкость, засоряемость импульсных линий и недоступность ремонта.

       Ликвидация "козлов" приводила к переоблучению персонала. В качестве примера отметим, что при ликвидации "козлов" в ячейках 17-20 и 28-18 бригада слесарей в течение 2 месяцев получила такие дозы облучения (в рентгенах): И.П. Фролов (мастер) - 26; B.C. Петров (слесарь) - 46; М.Н. Пичугин (слесарь) - 53; Л.И. Заходов (слесарь) - 108.

       Постоянное наличие влаги в кладке реактора "А" вследствие неудачной конструкции вентиляции и влагосигнализации и попадание воды из "козловых" ячеек привели к электрохимической коррозии авиалевых труб и массовой течи технологических каналов. Из-за большого количества воды в графитовой кладке реактор дальше работать не мог.

       В конце 1948 г. реактор "А" был остановлен на ремонт для замены технологических каналов на каналы с 5-ребристыми анодированными трубами. Для лучшей центровки урановых блоков и снижения гидравлического сопротивления тракта (вначале было 3 ребра).

       На реакторе сложилась такая ситуация, что при его аварийной разгрузке плутония для бомбы не получили бы даже к концу 1949 г. В стране не было урана, чтобы повторно загрузить реактор свежими, не облученными, урановыми блоками. Кроме того, И.В. Курчатову тогда было очевидно, что получение обогащенного ура-на-235 для изготовления ядерной бомбы из другого вида ядерной взрывчатки задерживается на 2 года. Не были выдержаны и сроки создания тяжеловодного ядерного реактора, у которого исходная загрузка ураном в 10-15 раз ниже, чем в уран-графитовых реакторах. Известно было и наличие агрессивных планов США о нападении на СССР с применением ядерных бомб. К 1949 г. в США уже было проведено шесть испытаний, а наработано ими плутония и урана-235 достаточно для проведения в 1951 г. еще 16-ти испытаний ядерного оружия. Самих же ядерных бомб в США было много больше. Все это было известно не только Л.П. Берии, но и Б.Л. Ванникову и И.В. Курчатову.

       Пришлось принять вынужденное решение, противоречащее здравому смыслу и экологии - извлекать из ячеек реактора недостающее количество блоков присосками и цангами на бечевках вручную, помещать их в ведра с водой, выносить из здания, а потом, прокалибровав и осмотрев, загрузить годные блоки повторно в реактор. Извлекались свежезагруженные блоки, недолго работавшие в реакторе и имеющие активность до 65 мКи на блок. Облучение персонала было чрезмерно большим. Ответственными за проведение этих работ были назначены Е.П. Славский - главный инженер комбината; Н.Н. Архипов - директор объекта "А"; Д.С. Пинхасик - зам. главного инженера реактора.

       Во время ППР 30 января 1949 г. в ОГП здания реактора произошло заклинивание кабеля с рабочей продукцией в шахте РБ, приведшее к приостановке перегрузки ТК и к облучению персонала.

       Как видно из табл. 1, в 1948-1953 гг. все 100% производственного персонала, обслуживающего реактор, получили дозы облучения более 15 бэр в год, а в 1949 г. у более 30% работающих на реакторах эти дозы составляли от 100 до 400 бэр.

       Только после 1956 г. среднегодовая доза облучения у 98,7% производственного персонала, обслуживающего первый промышленный реактор, снизилась до 5 бэр. У отдельных работников при ликвидации аварийных ситуаций дозы облучения были выше 25 бэр.

       Ответственность за режим эксплуатации реактора была исключительной. Это подтверждается тем, что первые начальники смен реактора "А" - фактически дежурные главные технологи, обеспечивающие проведение всех работ на реакторе и в центральном зале, были назначены лично И.В. Сталиным. Этими начальниками смен были Н.Н. Архипов, А.Д. Рыжов, А.И. Забелин, Л.А. Юровский и Д.С. Пинхасик.

       30 июня 1948 г. в оперативном журнале ведения технологического процесса на пульте управления реактором (комната № 15) появилась такая рекомендация - поручение И.В. Курчатова:

       "...аппарат без воды нельзя оставлять ни при каких условиях... Прошу директора завода ознакомить под расписку тех работников, от которых это зависит...".

       Директором объекта "А" тогда работал С.М. Пьянков. (Директором был до 1949 г. Впоследствии с 1953 г. работал в НИИ-9 (ВНИИНМ) главным инженером института. До 1954 г. руководителем объекта "А" был Н.Н. Архипов). Кроме начальников смен, указанное поручение И.В. Курчатова было принято к исполнению заместителями начальников смен: Г.В. Крутиковым, Ф.Е. Логиновским, Н.А. Семеновым, С.Е. Якубовским, старшими инженерами управления реактором и другими специалистами различных служб реактора. На особую ответственность работы старшего инженера управления указывает тот факт, что 30 мая 1948 г. начальник ПГУ Б.Л. Ванников сроком на 3 месяца на эти должности назначил ведущих специалистов из головных институтов: Е.Н. Бабулевича - ст. научного сотрудника из Лаборатории № 2; И.Я. Емельянова - гл. инженера НИИХИММАШ; П.Г. Добия - ведущего специалиста ЦЭМ, который затем был назначен начальником отделения автоматики объекта "А".

       Старшими инженерами и их дублерами на реакторе тогда работали С.А. Адольф, Р.В. Егоров, Н.В. Звонов, Г.Н.Ушаков, В.И. Ардальонов, Д. П. Харитонов. Дежурными инженерами-электриками работали: Ф. Я. Овчинников, С.А. Аникин, Н.Я. Романов, Н.В. Шкаредный, A.В. Чесноков, а инженерами-механиками B.Д. Брянских, Б.С. Зверев, Г.М. Смирнов, П.М. Ткаченко. Среди дежурных инженеров КИПиА работал А.Г. Мешков, а инженером-механиком - Б.В. Горобец. Нет возможности перечислить всех работников реактора. Поэтому назовем лишь первых руководителей некоторых служб, которые вместе с эксплуатационным персоналом испытали все трудности получения на реакторе "А" необходимых для первой ядерной бомбы количеств плутония. Ими были: главный механик - И.А. Садовников; зам. главного механика - М. О. Константинов; инженер по водоснабжению - М.И. Космачев; главный электрик - П.В. Глазков; зам. главного электрика - В.Д. Марков; начальник службы дозиметрии - И.М. Розман; начальник лаборатории службы "Д" - В.И. Шевченко; главный приборист - А.Ф. Попов; начальник отделения КИП - А.А. Неверов; начальник отделения загрузки реактора - С.Н. Вьюшкин; зам. начальника отделения готовой продукции - В.П. Поличейко; начальник физической лаборатории реактора - Е.Е. Кулиш.

       Большинство будущих руководителей других ядерных реакторов, строящихся в Челябинске-40, Томске-7, Красноярске-26, Обнинске (ФЭИ), в г. Шевченко и в НИИАР (г. Мелекесс), начинали свой путь на первом промышленном реакторе "А". Некоторые из реакторщиков Челябинка-40 впоследствии работали на руководящих должностях в центральном аппарате Министерств Среднего машиностроения и энергетики СССР. Среди них можно выделить следующих: Л.А. Алехин, Л.М. Воронин, Б.В. Горобец, Н.И. Козлов, Г.В. Крутиков, А.К. Круглов, Е.Е. Кулиш, Е.В. Кулов, Ф.Е. Логиновский, А.Г. Мешков, Н.А. Николаев, Ф.Я. Овчинников, Н.А. Семенов и др.

       Кроме наработки плутония в реакторе "А" с самого начала его эксплуатации нарабатывались и другие изотопы. При реакторе имелись лаборатория изотопов, которую возглавлял Е.Е. Кулиш, а также заготовительный цех, которым руководили Н.В. Ерошкин и М.И.Дроздова. В этом цехе тогда изготовляли блоки-мишени, в которых нарабатывался углерод-14. Сырьем было соединение Ca(NO₃)₂, в котором из азота получался углерод. Период полураспада углерода-14 около 5600 лет.

       Практически сразу же по указанию И.В. Курчатова и руководства ПГУ в заготовительном цехе изготавливали из соединений, содержащих литий (Li₂SО₄), специальные прессованные брикеты и блок-мишени для наработки первых количеств трития. Эти опыты, проводимые с участием головных институтов, позволили в будущем в кратчайший срок создать специальные цеха для выделения трития и изготовления из него необходимой для термоядерного оружия продукции.

       На реакторе "А" велась наработка и других изотопов, например, полония-210, который длительное время использовался вместе с бериллием как источник нейтронов в ядерных боеприпасах.

       В дальнейшем благодаря целому ряду мероприятий работа реактора стала более устойчивой. Была заменена воздушная продувка графитовой кладки на азотную, что позволило увеличить допустимую температуру графита. Реконструкция водоснабжения, усиление верхней защиты реактора, внедрение более совершенной системы СУЗ, а также внедрение целого ряда предложений по улучшению распределения мощности по высоте и радиусу реактора позволили к концу семидесятых годов увеличить мощность реактора в 5,5 раза выше проектной.

       На этом реакторе впервые в отечественной практике были открыты такие эффекты как распухание и усадка графитовой кладки, а также распухание металлического урана.

       Разработка целого ряда предложений сотрудниками завода и ЦЗЛ Комбината, учеными из московских институтов (НИИ-9, Лаборатории № 2, НИИ-графит и др.) позволила не только стабилизировать работу реактора, но и успешно его эксплуатировать до июня 1987 г. В настоящее время реактор "А" после полной разгрузки урана из реактора и частичного демонтажа водяных коммуникаций находится в режиме консервации.

       РЕАКТОР "АИ" И ХИМИЧЕСКИЕ ЦЕХИ ДЛЯ ВЫДЕЛЕНИЯ ТРИТИЯ

       Вторым реактором, работавшим на Заводе № 156, был реактор "АИ". Решение о строительстве реактора было принято 18 августа 1950 г. Реактор был пущен в декабре 1951 г. и вначале предназначался для наработки трития. Позднее этот уран-графитовый реактор был модернизирован и его использовали как экспериментальный комплекс, на котором отрабатывали оригинальные сборки тепловыделяющих элементов, конструкционные материалы и вели наработку изотопов кобальта-60, полония-210 и др. Его эксплуатация прекращена. Научное руководство принадлежало Институту им. И.В. Курчатова и ИТЭФ, конструкторские разработки - НИКИЭТ (Н.А. Доллежаль, В.В. Рылин). Первый директор реактора - Ф.Е. Логиновский, а главный инженер П.В. Глазков.

       После проведения в 1956 г. капитального ремонта (причиной ремонта была плохая стойкость блоков урана с 2%-ным обогащением, изготовленных в виде уран-магниевой керамики. Они не только разрушились, загрязняя оз. Кызыл-Таш, но и вывели из строя значительную часть графитовой кладки) с заменой 44 графитовых колонн в 1960 и в 1961 гг. были смонтированы две петли КС-60 и РБМК. На петле КС-60, состоящей из двух каналов ДУ-45 и ДУ-100, было испытано около 20 тепловыделяющих сборок в подтверждение проекта реактора КС-150 с газовым охлаждением (СО₂), строившейся АЭС в Чехословакии. Было достигнуто выгорание топлива (естественный уран) более 50 тыс. МВт/сут на тонну. Эксплуатация петель КС-60 проводилась под научным руководством ИТЭФ и Харьковского Физико-технического института. Самое активное участие в работе принимали сотрудники ИТЭФ - В. А. Митрополевский, ХФТИ - А.С. Давиденко, эксплуатационники реактора "АИ" - В.И. Шевченко, П.В. Глазков. На этой петле были отработаны система КГО и система регенерации и очистки газа. Эксплуатация петли КС-60 продолжалась до 1975 г. За это время произошли две аварии - одна была связана с негерметичностью канала, вторая - с отрывом лопасти газодувки.

       На петле РБМК в двух каналах испытывались сборки тепловыделяющих элементов будущих реакторов РБМК. Размеры реактора АИ не позволяли установить полномасштабные сборки. Поэтому было принято решение проводить испытания в половинных размерах подлине. Было испытано порядка 20 сборок в циркониевой оболочке с полной тепловой нагрузкой при обогащении урана-235 в твэлах 1,8-2,4%. Паросодержание в теплоносителе варьировалось (пароводяная смесь составляла до 60%). Работы проводились под научным руководством ИАЭ им. И.В. Курчатова (Е.П. Кунегин, В.И. Сергеев, Н.С. Богачев) и конструкторов из НИКИЭТ (И.Я. Емельянов, Ю.М. Булкин, Ю.М. Черкашов, К.И. Полушкин и др.). Научным руководителем реактора "АИ" был Е.Д. Воробьев.

       В 1961 г. для увеличения наработки изотопов и проведения испытаний опытных сборок с твэлами различного назначения реактор "АИ" был переведен на загрузку урановыми блоками с 10%-ным содержанием урана-235. По предложению работников Комбината часть стержней СУЗ перевели на загрузку литиевым поглотителем нейтронов. Режим работы реактора непрерывно совершенствовался. Обогащение урана в блоках было доведено до 90% (диоксид урана с алюминием), температура графита в кладке в 1965 г. достигала 800°С.

       При реакторе "АИ" создавалась 1-я очередь химцеха со специальными камерами для выделения трития. Первым начальником этого цеха был С.Ш. Ситдыков, а его заместителем А.С.Никифоров. Впоследствии А.С. Никифоров с 1977 г. работал заместителем директора, а с 1984 по 1991 г. директором ВНИИНМ им. А.А. Бочвара. Руководителем установки № 3 этого цеха при реакторе "АИ" был В.Т. Сомов, который, как и А.С. Никифоров, был выведен с производства по получению металлического плутония (завод № 20 - бывший завод "В"). В дальнейшем В.Т. Сомов работал начальником цеха № 1. В последующие годы на Заводе № 156, кроме цеха № 1, создали цех № 2, в который перевели в 1961 г. работников цеха № 10 Б с Завода № 20 (цех А.И. Зебарева).

       Руководителем цеха № 2 с 1962 по 1976 г. работал Юрий Александрович Горшков, который также был выведен с производства завода "В". В Лаборатории № 5 ЦЗЛ Комбината были созданы специальные группы (руководители В.С. Андреев и А.И. Ерофеев), которые вместе с работниками цехов № 1 и № 2, а также учеными НИИ-9 (А.Н. Вольский, К.А. Большаков, К.Г. Ткач, В.Н. Веденский, Б.Д. Василенко и др.) совершенствовали технологию выделения трития.

       Технология выделения 3Н из облученных блоков из лития разрабатывалась учеными из НИИ-9 и Института физических проблем АН СССР. При отработке технологии были аварии с человеческими жертвами. Среди погибших от работы на установках по выделению трития были молодые инженеры В.И. Барышев и И.И. Бардин. Досрочно ушли из жизни и другие работники объекта, а также некоторые сотрудники НИИ-9 - отдела З.В. Ершовой, обслуживающие опытные установки как на Комбинате, так и в лабораториях НИИ-9.

       Реактор "АИ" обслуживался в основном персоналом, имевшим опыт работы, так как многие из них были переведены с реактора "А". Как проходили начальные процессы по подготовке получения трития и его соединений в химических цехах Завода № 156 можно видеть из недавних публикаций З.В. Ершовой и К.Г. Ткача.

       Для создания термоядерного оружия необходимо было разрабатывать в НИИ-9 (ВНИИНМ), а реализовывать получение необходимых продуктов, содержащих тритий для термоядерного оружия - в специальных цехах Завода № 156. Научным руководителем работ был назначен заведующий кафедрой радиоактивных и рассеянных элементов Института тонкой и химической технологии проф. К.А. Большаков. Кроме НИИ-9 (директор В.Б. Шевченко), решение этой же проблемы в Институте физических проблем (директор А.П. Александров) было поручено члену-корреспонденту АН СССР А.С. Шальникову. По добыче лития, обогащению смеси изотопов лития литием-6 выполняли работы другие институты и предприятия Минсредмаша.

       Нужно было разработать и освоить промышленный метод производства трития и его соединений.

       Не перечисляя, какие работы велись в Свердловске-45, на Заводе № 250 в г. Новосибирске, укажем лишь, что для освоения технологии в химических цехах Завода № 156 нужно было учитывать, что кроме наработанного трития в технологическом процессе находится целый ряд других химических продуктов и все изотопы водорода (Н, D, T, HD, HT, DT).

       Технология извлечения трития разрабатывалась в двух направлениях. Одно из них предусматривало извлечение трития из технологических каналов, загруженных литийсодержащей керамикой, без вывода облученной нейтронами керамики из реактора (трубный метод). Указанная схема не была принята для наработки трития, как нетехнологичная.

       Второе направление предусматривало разработку технологии и пуск в эксплуатацию цеха № 1 - производства наработки трития при реакторном облучении литиевых блоков. В полной технологической схеме, выданной институтом на проектирование цеха, предусматривались непрерывный поток тритированного газа до сбора его в газгольдере, из которого газ также непрерывным потоком поступал на питание смесью изотопов водорода в колонки по разделению изотопов водорода, и выдача газа кондиционной чистоты и изотопного состава.

       В НИИ-9 продолжались исследования по совершенствованию действующих технологий. В соответствии с представленной программой первоочередных исследований в институте шло формирование лабораторий и научного коллектива. По рекомендации И.В. Курчатова в числе приглашенных были: проф. Л.В. Липис, проф. М. М. Попов из МГУ, проф. Ф.Ф. Ланге, до 1952 г. возглавлявший Лабораторию № 4 при ПГУ, ряд ученых из группы немецких специалистов, работающих в НИИ-9. Разработкой теоретической модели разделения изотопов водорода методом противоточной диффузии с применением в качестве газоносителя паров воды занимался Б.В. Петров под руководством проф. Ф.Ф. Ланге. Построенная ими теоретическая модель явилась основой для разработки опытной конструкции колонки по разделению изотопов водорода. При ее испытании группе Б.В. Петрова удалось выделить богатую фракцию газа, содержащую 99,6% трития.

       В 1952 г. закончилось проектирование химического цеха переработки облученных литиевых изделий по принятой схеме, проект был выполнен ГСПИ-12 (руководители Ф.З. Ширяев, А.Т. Житченко). К началу монтажа оборудования приехала бригада специалистов института, которая приступила к приемке оборудования: проверке герметичности, удалению поверхностной загрязненности оборудования химическими методами и термовакуумной обработкой. Цех был принят в эксплуатацию. В 1953 г. работникам реактора "АИ", химцеха и НИИ-9 была присуждена Государственная премия.

       Радиационная опасность, возникшая при термообработке облученных блоков, содержащих кислородные соединения лития с появлением тритированных паров воды, настоятельно требовала замены химических соединений лития на сплавы или другие соединения. Первыми были исследованы карбид лития и сплавы лития с алюминием и свинцом, содержащие железо. Началась отработка конструкции облучательного блока с учетом новых технических требований к герметичности и надежности.

       Применение технологии наработки трития в облученных сплавах лития, при термообработке которых выделяется тритий в виде газообразного продукта, потребовало специального изучения диффузионной утечки трития через нагретые поверхности.

       В результате исследований устойчивости новых материалов разработчики рекомендовали литий-алюминиевый сплав, который после реакторных испытаний и проверки технологии извлечения трития был принят к внедрению. В дальнейшем эти работы получили развитие в НИИ-9, а также на Заводе № 156 и в ЦЗД комбината. В 1982 г. работа была отмечена присуждением Государственной премии СССР.

       РЕАКТОР "АВ-3"

       После строительства на Заводе № 24 двух уран-графитовых реакторов "АВ-1" и "АВ-2" в октябре 1952 г. на плошадке Завода № 156 был введен в эксплуатации реактор "АВ-3" конструктивно отличающийся от двух первых отсутствием глубокой шахты приема продукции и расположением ячеек контроля температуры графита в угловых стоках графитовых колонн. Этот реактор как и другие реакторы "АВ" строился для наработки плутония. Однако начальная работа реактора осуществлялась в режиме для наработки и плутония, и трития.

       Для наработки трития часть каналов в центральной части активной зоны и каналов в двух последних радиусах реактора загружались блоками из лития. Тритий, наработанный в блоках лития, передавался в химический цех для его выделения и разделения изотопов водорода и гелия, а также для получения тритийсодержащих изделий.

       Для обеспечения необходимого коэффициента размножения в реакторе для компенсации захвата нейтронов литием-6 урановые блоки в первых загрузках реактора содержали уран с 2%-ным обогащением ураном-235 и магниевую керамику. В отличие от урановых блоков из металлического урана естественного обогащения (0,714%-ный уран-235), в которых нарабатывался оружейный плутоний, блоки из урана 2%-ного обогащения находились в реакторе не 3-6 мес. (с увеличением мощности реактора сроки облучения (при одинаковом накоплении плутония в уране) сокращались), а минимум в 2 раза больше, чтобы достичь заданного выгорания урана-235.

       В дальнейшем для увеличения в реакторах наработки трития и других полезных изотопов обогащение урана-235 в рабочих блоках, содержащих уран-алюминиевую керамику, сначала было увеличено до 21%, а затем и до 90%.

       После пуска реактора в январе 1953 г. был сделан переход продувки кладки с воздуха на азот. Как оказалось, радиационная стойкость обогащенных твэлов БК-37 оставляла желать много лучшего, уже с января 1953 г. начались их "зависания", что сильно осложнило эксплуатацию. Причина была в отслаивании оболочки твэлов от сердечника, твэл терял герметичность, сердечник постоянно вымывался, загрязняя конструкции реактора, тракты сброса воды, ЦЗ, шахты и бассейны ОГП. Недостаток твэлов вынуждал перекомплектовывать "зависшие" каналы, выбирая из них твэлы, годные для дальнейшего использования, что приводило к повышенному облучению персонала. Уран-магниевая керамика, предложенная Лабораторией № 2, привела к сильному загрязнению бассейнов выдержки, сливных коммуникаций и оз. Кызыл-Таш.

       В декабре 1953 г. появилась течь каналов с обогащенным ураном, которая быстро прогрессировала. Тогда же произошло ЧП - обрыв цепи с заклиниванием кабеля с рабочей продукцией в шахте на уровне пола ЦЗ. Пришлось сильно активные твэлы вручную перекидывать из кабеля в шахту.

       В связи с полной переориентацией на ядерное оружие реактор "АВ-3" был переведен в режим наработки плутония. И с лета 1954 г. реактор был переведен в этот режим. Этот период характеризуется массовой течью каналов (1955-1957 гг.), большим количеством остановок - до 140 в месяц, и "зависаниями" твэлов. При выяснении причин течи каналов появилось предложение - восстановить РН воды до 6,5 которое кардинально изменило ситуацию в лучшую сторону. В это время началось исследование формоизменения графитовой кладки под руководством сотрудника Лаборатории № 5 ЦЗЛ В.И. Клименкова. Было обнаружено, что в начальный период работы, когда графит имел сравнительно невысокую температуру (менее 350 °С), шло распухание графита, особенно в "холодных" районах. При повышении температуры распухание уменьшалось, и этот факт был использован на практике - в периферии устанавливались обточенные графитовые втулки.

       При достижении температуры 500°С отмечен противоположный эффект - усадка графита, которая приводила к зажиму канала втулками и затрудняла замену каналов и втулок. В результате появлялось большое количество дефектов ячеек, забитых обломками втулок.

       В реакторе отрабатывался режим работы петли ПАВ-ЯЭС с четырьмя каналами с твэлами из природного урана для двухцелевых реакторов типа ЭИ и АДЭ (Сибирская АЭС).

       Позднее персонал реактора неожиданно столкнулся с необычным явлением - температура графита по высоте активной зоны начала колебаться с периодом около 32 ч, причем в максимуме она намного превышала допустимое значение и достигала 800 °С. Перегрев грозил потерей прочности элементов конструкции вверху и внизу активной зоны, поэтому нужно было срочно найти объяснение и принять меры по исключению этих колебаний. Хотя научным руководителем реактора оставался Институт атомной энергии, природу явления удалось установить физику из лаборатории № 5 ЦЗЛ Ю.И. Корчемкину - это были так называемые ксеноновые колебания мощности по высоте зоны. Для подавления колебаний необходимо было повысить устойчивость системы, что было связано с неизбежным снижением мощности реактора. Был найден выход - управлять колебаниями, не допуская их развития, для чего были разработаны привода стержней СУЗ, вводимых снизу активной зоны, и метод контроля распределения мощности по высоте с помощью многозонных термонейтронных датчиков. Эти меры позволили не только сохранить достигнутый уровень мощности, но и повысить его.

       В капитальный ремонт 1962 г. была подключена газоочистка с газгольдерами, позволившая существенно снизить газовые радиоактивные выбросы в трубу за счет выдержки газов в течение нескольких часов. На приводах БА-59 создана принципиально новая схема СУЗ с разбивкой на подгруппы взвода.

       В последующие годы реактор работал на предельных параметрах. Обеспечение каналов необходимым расходом воды обязано постановкой "бутылочных" труб, предложенных Б.В. Броховичем, П.В. Глазковым, Ф.Я. Овчинниковым, П.Г. Аверьяновым. Высокая (700-750 °С) температура графита не представляла опасности в условиях нулевой влажности и хорошей кондиции азота в кладке (99,99%). Измерение ячеек в КПР свидетельствовало о продолжавшейся усадке графита, поэтому начиная с 1963 г. было решено калибровать все рабочие ячейки. Для этого были разработаны и изготовлены конусные винтовые протяжки с отсосом, обеспечивающие наименьшие повреждения кирпичей при протяжке инструментом и улавливание графитовой пыли во избежание загрязнений помещений реактора.

       В КПР 1964 г. была смонтирована и сдана в эксплуатацию система контроля целостности каналов (КЦТК), показавшая надежность в поисках текущих каналов.

       К этому времени было обнаружено начавшееся разрушение труб нижней части технологического тракта (водосброса). Кроме того, система контроля температуры слива из каналов, т. е. система контроля за распределением мощности по реактору, пришла практически в негодность.

       В 1966 г. отмечается рост радиоактивных выбросов вследствие потери герметичности твэлов. Причина - разрушение алюминиевой оболочки в результате эрозионно-коррозионных размывов. С этой проблемой помучились целых 3 года, пока нашли выход в увеличении толщины оболочки и изменении состава примесей в ней.

       В КПР 1969 г. основное внимание уделялось устранению дефектов водосбросов, которые сильно осложняли нормальную эксплуатацию - расход воды в отдельных каналах мог самопроизвольно резко снизиться, вызвав запаривание, что грозило серьезной аварией. Ремонт водосбросов давал лишь кратковременный эффект. Требовалось кардинальное решение как в вопросе с водосбросами, так и с системой контроля температуры слива из каналов, причем срочное и безотлагательное. Решение предложили Б.В. Брохович, М.Ф. Синицын, В.И. Каракулев, Б.С. Егоров и другие - заменить трубы водосбросов на трубы с отверстиями для слива воды, предварительно вмонтировав в эти трубы кабельные термопары. Решение оказалось настолько удачным, что до конца эксплуатации реактора описанных проблем больше не возникало.

       Но аппарат постепенно старел и нуждался в постоянных профилактических осмотрах и ремонтах. Поэтому работ на КПР хватало с избытком. Это ремонт тоннелей метро, гидроприводов разгрузочных кассет, пуклевка переходников для закрепления верхнего настила кровли, ремонт дефектных ячеек углеграфитовой пастой и др. Средний уровень мощности превышал проектный почти в 5 раз. Это был период стабильной работы, когда количество остановок составляло 2-3 в месяц, надежно работали системы контроля, управления и обеспечения фактора. В этом есть и заслуга рационализаторов. Так, по предложению Ю.Л. Блинова был внедрен пленочный режим охлаждения каналов со стержнями СУЗ, который стабилизировал гидравлику в этих каналах и убрал пульсации воды, сильно мешавшие управлению реактором. По предложению Ю.В. Клабукова и других зам. начальников смен была разработана и внедрена схема управления реактором большим количеством частично погруженных стержней, обеспечивающая устойчивое равномерное распределение мощности.

       Производительность реактора достигла максимума, какой вообще был возможен на графитовом реакторе типа "АВ". Потери нейтронов были минимизированы до предела. Все стержни СУЗ были только с полезным поглотителем, которым также заполняли верхний и боковой отражатели. Полностью обеспечена аварийная защита реактора на любой случай. Обеспечению ядерной безопасности придавалось первостепенное значение, в чем большая заслуга А.С. Калмыкова. По его инициативе и при непосредственном участии были проверены наиболее важные эффекты реактивности, определены параметры в наиболее опасном состоянии реактора, обоснованы безопасные нормы хранения отработавшего ядерного топлива. Большую помощь в освоении и совершенствовании режима работы реактора оказал отдел будущего РНЦ "Курчатовский институт", возглавляемый Е.П. Кунегиным, и лаборатория № 5 ЦЗЛ (А.К. Круглов и др).

       Эксплуатация реактора в 80-е годы сопровождалась необратимыми процессами в графите, ставшими причиной остановки реактора. Усадка графита, имевшая место в 60-х и 70-х годах, к началу 80-х стабилизировалась, и затем начался обратный процесс "вторичного распухания". Это явление уже было известно науке, как необратимый процесс, скорость которого определяется температурой кладки. Последняя же была на высоком уровне (до 850 °С). В результате вторичного распухания стали расти кривизна колонн, трескаться кирпичи, рваться стягивающие кладку бандажи.

       Конечно, персонал принимал все меры по поддержанию реактора в работоспособном состоянии и предотвращению аварийных ситуаций. Были спроектированы, изготовлены и установлены специальные каналы-натяжители в два крайних радиуса загрузки. Введен непрерывный контроль за изменением кривизны на работающем реакторе и задействована аварийная защита на случай резкого скачка кривизны колонн. Однако, после того как прослабли в результате обрыва центральные бандажи, развал кладки становился все более и более реальным. Опасность при дальнейшей эксплуатации была очень велика, поэтому было принято решение остановить реактор и вывести его из эксплуатации, что и было сделано в ноябре 1990 г.

       Перечислить всех сотрудников с Завода № 156, обеспечивающих длительное время работу реакторов "А", "АИ", "АВ-3" и химических цехов № 1 и № 2, нет возможности. Однако, кроме указанных в тексте работников, следует назвать первого директора реактора "АВ-3" В.Т. Муравьева, который был впоследствии директором ЛАЭС. Т.П. Николаев и Л.И. Голубев после работы на "АВ-3" работала на других реакторах Сибирской АЭС, и много лет Т.П. Николаев был главным инженером Курской АЭС, а Л.И. Голубев - научным руководителем НВАЭС.

       Нельзя не отметить добросовестный, самоотверженный труд следующих работников Завода № 156, работавших на реакторах "А", "АИ", "АВ-3" и в управлении завода: Н.А. Аникина, П.Г. Аверьянов, А.А. Алексеев, Э.Г. Апенов, В.И. Вашарымов, Б.М.Долишнюк, Б.Г. Дубовский, Б.С.Егоров, И.Ф. Жежерун, И.Н. Жуланов, А.И. Иванов, Е.В. Кулов, М.Г. Киреев, Р.В. Ксентицкий, В.У. Кулганатов, Л.П. Куваев, B.C. Крутиков, Г.М. Лопух В.Н. Лаптев, А.С. Ляпунова, Е.И. Левин, А.П. Лежнев, Р.Ф. Лебедева, В.А. Любимов, В.В.Макаров, Т.А. Марусина, В.П. Матвеенко, Л.Е. Михеева, М.П. Никифоров, Н.М. Наумкина Н.М. Никитина, А.А. Неверов, Г.Б. Померанцев, Р.П. Полетаев, И.Ф. Петраков, Р.В. Поляков, Н.Г. Петров, Ю.С. Поздняков, А.А. Рудковский, В.И. Рябов, А.Е. Спирин, Г.М. Смирнов, В.И. Скачков, М.Т. Синицын, В.И. Страканов, А.С. Скуднов, В.Ф. Туманов, М.К. Фадеев, Н.Н. Фруман, П.В. Шулепов, В.Г. Шорин, Л.А. Алехин;

       в химических цехах № 1 и № 2: В.П. Адамова, С.Я. Афанасьев, В.С. Андреев, Ю.П. Бурлаков, ГА. Бояринов, Т.М. Белогурова, Ю.А. Горшков, А.Н. Бурчик, М. Валимухаметова, В.И. Волошин, В.И. Вздоров, Ю.А. Грязин, М.И. Дроздова, А.И. Ерофеев, А.А. Ершов, Е.А. Зорин, В.Н. Зубов, Л.М. Иванцова, В.И. Канальин, В.А. Кравченко, А.Х. Кондратьев, П.И. Колыванов, А.И. Лукьянов, А.П. Лемехова, М.А. Левченков, И.И. Палехов, А.Н. Писарев, Г.М. Петров, А.И. Павленко, В.А. Половников, В.С. Пастухов, В.М. Скосырев, К.А. Смирнов, А.И. Смирнов, Ю.И. Степанов, Ю.С. Синицын, Ю.Г. Сизов, Л.Я. Соловьева, Б. В. Тюшин, В.М. Черенков, В.Т. Юсов;

       в ремонтных службах: В.В. Дорохин, А.Д. Инкин, В.М. Кичатов, Е.Ф. Кузина, М.И. Ковалев, В.И. Каракулев, B.C. Малькевич, A.M. Спицын, М.Ф. Синицын, И.А. Ярхин, Б.А. Червонцев, А.И. Шевченко, а также многих других инженеров, техников и рабочих различных специальностей, которые были участниками создания нашей промышленности.

       Завод в своем становлении прошел четыре периода.

       1. Строительство радиохимического Завода "Б" и пуск его в декабре 1948 г. для получения плутония для первой ядерной бомбы, его совершенствование до 1967 г. Директорами Завода "Б" были: П.И. Точеный, Б.В. Громов, М.А. Демьянович, А.Ф. Пащенко, Г.В. Митрофанов; главными инженерами - Б.В. Громов, А.А. Пасевский, М.В. Гладышев, А.Ф. Пащенко, М.И.Ермолаев, Г.В. Митрофанов, Г.П. Першин, В.П. Павлов.

       2. Строительство, пуск в эксплуатацию (1952-1959-1971 гг.) и дальнейшее совершенствование Завода "ДБ" - дублера Завода "Б", вызванное быстрым развитием реакторного производства, требующего в 5 раз увеличить производительность Завода "Б", и невозможностью при существующих компоновках создать нормальные условия труда персонала. Директора завода А.Ф. Пащенко, В.П. Балановский, М.В. Гладышев; главные инженеры - М.В. Гладышев, Е.И. Микерин, В.П. Балановский, Р.Ф. Кулаков.

       3. Реконструкция Завода "Б" и создание на его основе завода "РТ" (1967-1971 гг.). Директор завода - Г.В. Митрофанов, главный инженер - В. Г. Павлов.

       4. Объединение Заводов "Б" и "ДБ" в одно структурное подразделение 1 октября 1971 г. в Завод № 235. Многие его называют завод "РТ-1". Директора завода - М.В. Гладышев, В.К. Сажнов; главные инженеры - В.П. Павлов, Е.Г. Дзекун. Работающий с 1976 г. радиохимический Завод "РТ-1" (Завод № 235) - один из первых в мире заводов по переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) с АЭС России, а также Финляндии, ГДР, Болгарии, Венгрии, Словакии и переработке ОЯТ с реакторов атомного флота. Имеет мощности по переработке ОЯТ только с реакторов ВВЭР-440 до 400 т в год. Завод выпускает уран с содержанием ура-на-235 до 2,4% и закись-оксид урана с содержанием урана-235 от 17 до 75%, а также диоксид плутония высокофонового (энергетического).

       Регенерированный на заводе уран использовали в замкнутом топливном цикле, низкообогащенный - в качестве ядерного топлива в РБМК, высокообогащенный - в реакторах энергетических транспортных установок.

       РАДИОХИМИЧЕСКИЕ ЗАВОДЫ "Б", "ДБ" И "РТ-1"

       Вторым промышленным объектом Плутониевого Комбината был Радиохимический завод "Б". Разрабатывал технологический процесс переработки урановых блоков Радиевый институт АН СССР (директора - академик В.Г. Хлопин и член-корреспондент Б.А. Никитин), а генеральным проектировщиком был Ленинградский проектный институт ГСПИ-11 (директор А.И. Гутов, главный инженер В.В. Смирнов).

       Большой вклад в разработку технологии первого в стране и Европе радиохимического завода внесли также ученые НИИ-9 (директор В.Б. Шевченко), а также ИФХАН, НИИХИММАШ и многих других НИИ и КБ.

       Для сравнения отметим, что во Франции имеется два завода по переработке оксидного топлива с производительностью 800 т в год каждого завода. На 1 сентября 1995 г. было переработано 5000 т ОЯТ, из них 2940 т с АЭС Франции.

       СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ РАДИОХИМИЧЕСКОГО ЗАВОДА "Б"

       Пущенный в эксплуатацию в конце 1948 г. Радиохимический завод "Б" непрерывно совершенствовался с участием организаций РИАН, ИФХАН, НИИ-9, ГСПИ-П и многих других под руководством аппарата ПГУ и Министерства. Завод по своим компоновкам был не ремонтоспособен. Ремонты, эксплуатация и реконструкция завода проводились с большим переоблучением персонала. Особенно опасным для здоровья персонала завода был период работы 1949-1954 гг. Медицинское обследование выявило около 1300 работников завода с профзаболеваниями разной степени тяжести, полученными, в основном, в 1949- 1954 гг. Около 3000 человек из 11 тысяч, проработавших на заводе в этот период, получили суммарные дозы облучения более 100 бэр. В 1950-1951 гг., как видно из табл. 2, значительная часть работающих получала дозы облучения даже значительно больше.

       Кроме переоблучения персонала, в первые годы эксплуатации завода произошло и максимальное загрязнение окружающей среды, в том числе бассейна р. Теча, которое произошло вследствие сорбции радионуклидов на донных отложениях. Это явление не учитывалось при принятии решения о сбросе слабоактивных отходов в р. Теча. Предполагалось, что радионуклиды будут разбавляться до безопасных концентраций в р. Исеть, Тобол, Иртыш, Обь.

       Начиная с 1954 г. сбросы в р. Теча были практически прекращены в связи с тем, что для этих целей стали использовать оз. Карачай и Старое болото.

       Все это особенно запомнилось Б.В. Громову и М.А. Демьяновичу, директорам Завода "Б", внесшим максимальный вклад в освоение его технологии.

       Большие дозы облучения приводили к тому, что работа эксплуатационного персонала была не постоянной. Приходилось многократно менять персонал. Основной причиной такого положения было отсутствие опыта проектирования и эксплуатации подобных предприятий. Все трубопроводы для передачи радиоактивных растворов, вентили на них, оборудование и датчики КИП были проложены, установлены в бетонных каналах, нишах, каньонах (помещениях), покрытых озокеритом, который при отсырении бетона слезал пленками. В случае их загрязнения радиоактивными веществами отмывка не предусматривалась. Все они закрывались чугунными или стальными плитами разной конфигурации, что проводило к трудоемким работам при ремонтах.

М.А. Демьянович (1914 г.р.) Директор завода (1952-1957 гг.)
Б.В. Громов (1909-1984) С 1947 г. главный инженер, с 1952 г. - директор завода

       В связи с тем, что применяемые в техпроцессах реагенты в большинстве случаев не фильтровались, посторонние включения попадали под клапана вентилей при их закрытии, вызывая поступление растворов не по назначению. Отсутствие уровнемеров во многих аппаратах осложняло технологам поиск пропавших растворов. Эксплуатация Завода "Б" с дистанционным управлением усложнялась из-за незнания многих свойств производственных растворов и их влияния на датчики приборов и низкого уровня в то время приборостроительной промышленности, особенно для нашей отрасли. Полученные РИАН экспериментальные данные для расчета количества операций по очистке от осколочных элементов в голове процесса (отделение 3) не подтвердились и привели к повышению уровня активности растворов в последующих отделениях по сравнению с ожидаемым уровнем по проекту.

       Наиболее тяжелыми по условиям труда были узлы фильтрации осадков натрийуранилтриацетата в отделении 6 и фильтрация осадка фторида лантана в отделении 8, а также эксплуатация конечных отделении 8 и 12. В отделении 8 применялась сильно коррозионная фторидная технология получения плутония. В отделении 12 использовалась экстракционная технология получения плутония с применением взрывоопасного экстрагента эфира, который требовал остановки процесса при ремонтах для исключения взрыва.

       Кроме указанных недостатков при пуске Завода "Б" не были решены вопросы сбросов растворов малой и средней активности.

       Первым крупным совершенствованием технологического процесса в 1951 г. была замена фторидной технологии очистки плутония в отделении 8 на слабокоррозионную - ацетатную технологию. КБ завода выполнило проектно-конструкторскую документацию на переделку оборудования и перемонтаж отделения 7 под эту технологию. Это позволило остановить на реконструкцию отделение 8 и закрыть взрывоопасное отделение 12.

       Исключительно большую помощь в нормальном ведении технологического процесса оказывал главный приборист завода, талантливый специалист С.Б. Цфасман. Им подано и внедрено с помощью ОКБ КИП комбината много технических предложений по контролю уровня растворов, расхода и других технологических параметров. Одновременно с совершенствованием технологи на заводе стали уделять внимание вопросам экологии. В 1949-1950 гг. контроля за газовыми выбросами в атмосферу не существовало. Технологическое оборудование имело простейшую систему очистки газовых выбросов.

       В аппаратах были установлены каплеотбойники и колпаки с кольцами Рашига для возвращения в процесс крупных аэрозолей. Только на растворителях блоков имелись конденсаторы, мультициклоны и йодные колонки для улавливания радиоактивного иода. Все технологические газовые выбросы направлялись в 150-метровую железобетонную трубу, также покрытую озокеритом, туда же без очистки направлялись вентиляционные выбросы. В 1951 - 1952 гг. были разделены выбросы вентсистем от технологических сдувок. Внутри трубы был смонтирован нержавеющий воздуховод диаметром 500 мм для технологических газовых выбросов. В 1952 г. начинают внедряться на сдувочных системах отделений мультициклоны, позволившие во много раз сократить выбросы радиоактивных веществ в атмосферу.

       В 1952 г. монтируется труба "Вентури" на технологических газовых сдувках, в результате выбросы радиоактивных веществ в атмосферу снизились. Параллельно разрабатывались методики количественного определения радионуклидов, выбрасываемых в окружающую среду. С 1955 г. начал осуществляться постоянный контроль за выбросами. Наиболее плодотворно этим вопросом на заводе занимался В.И. Синицын.

       В 1952 г. освоена технология извлечения урана, плутония из сбросных растворов, в результате сократились потери урана и плутония. Внедрение в 1952-1953 гг. марганцево-ниобиевой очистки в новом отделении 15 (в котором растворы содержали 95 % ниобия-95 и цирко-ния-95) позволило в десятки раз снизить активность растворов и облучаемоего персонала, занятого на узлах фильтрации, комплектации осадка натрийуранилтриацетата, отправляемого потребителю. Разработка конструктором И.И.Вотяковым в 1953 г. фильтра с механической выгрузкой осадка и внедрение в 1950 г. центрифуги Афон-1200, разработанной московским НИИХИММАШ, создали более нормальные условия труда в отделении 6.

       Завод "Б" вследствие своих компоновок оставался тяжелым в эксплуатации. Персонал переоблучался, а растущая потребность в выпуске плутония на том же оборудовании (оборудование по коэффициенту заполнения работало выше допустимых норм) усугубляла обстановку на заводе.

       В конце 1952 г. правительство приняло решение о строительстве рядом с Заводом "Б" дублера - Завода "ДБ". На заводе создается группа специалистов по разработке новых компоновок радиохимического производства. Она предложила вместо отделений, имеющих большое количество мелких аппаратов, выполнить проект будущего завода в виде четырех самостоятельных ниток, в которых каждая имеет законченный технологический процесс, из них три нитки работают, одна находится в ремонте. Оборудование этих ниток должно было быть ремонтоспособным с большой производительностью. Проект должен был предусматривать отмывки оборудования и помещений, дистанционную замену части оборудования, вентилей, датчиков КИП, заварку свищей на трубопроводах во время ремонтов, вентиляцию, обеспечивающую нормальные условия труда персонала. Предложенные эксплуатацией компоновки завода вошли в основу выпущенного проекта на строительство завода "ДБ" и ему подобных заводов, спроектированных ГСПИ-11.

       Завод "Б" продолжал совершенствоваться. В 1955 г. была освоена технология регенерации ацетата натрия из сбросных растворов. В результате резко снизилось потребление свежего реагента. Частый выход из строя вентилей вследствие попадания между седлом и клапаном "слезок" от сварки и посторонних включений, находящихся в растворах, приводил к переоблучению механиков при замене вентилей. В 1955 г. Г.И. Чечетин, М.В. Сопельняк, М.В. Гладышев предложили конструкцию вентилей "БКС" с дистанционно, быстро заменяемой начинкой сильфонного вентиля вместе с седлом и клапаном, и по получении положительных результатов их испытаний вентили БКС начали широко внедряться на Заводе "Б".

       Внедрение в 1958-1960 гг. кислорода в процесс растворения блоков резко снизило выбросы оксидов азота в атмосферу. До 1965 г. Завод "Б" совершенствовал ацетатную технологию. К этому времени в НИИ-9 появились разработки получения плутония экстракционной технологией на экстрагенте ТБФ с синтином и разработки опытной модели пульсационного экстрактора. Завод стал инициатором внедрения этой технологии для аффинажа плутония. Преимущество экстракционной технологии по сравнению с ацетатной заключалось в следующем: снижались расход реагентов и содержание солей в сбросных растворах, улучшалось качество выпускаемого плутония и урана, резко снижался выброс в атмосферу и сброс в открытые водоемы загрязняющих веществ.

       В 1965 г. в здании 101 на комбинате была пущена первая экстракционная установка ЭУ-101. В 1966 г. пущена экстракционная установка 25-06 с последующим аммиачным осаждением прокалкой, для глубокой очистки урана от примесей с выпуском закиси-оксида урана. В проектировании ее участвовали работники ПКО комбината Л.П. Сладкова, Е.М. Журавлев, В.П. Крутилин, Н.М. Бронникова, Б.М. Стихии, В.Т. Забой, от завода курировал эту установку И.В. Казаков. Внедрение экстракции потребовало разработки фильтров для фильтрации радиоактивных растворов, поступающих на экстракцию (они забивались образующимися медузами). КБ завода разработало фильтр "ФЭБ" с дистанционно заменяемыми фильтровальными патронами из ткани И.В. Соколова-Петрянова, по принципу начинок вентилей БКС.

       В совершенствовании технологии и оборудования завода "Б", кроме научно-исследовательских организаций и ЦЗЛ комбината активное участие принимали следующие работники завода: доктора технических наук А.П. Ратнер, Б.В. Громов, доктор химических наук М.И. Ермолаев, кандидат технических наук Н.Г. Чемарин, А.Ф. Пащенко, Г.Ф. Ивашев, кандидат технических наук М.А. Демьянович, кандидат технических наук Г.И. Чечетин, М.В. Гладышев, М.Е. Сопельняк, И.В. Готлиб, Г.В. Митрофанов, А.Е. Павлов, В.П. Павлов; доктор технических наук Б.В. Никипелов, В. И. Основин, Д.Ф. Ильясов, Д.И. Володченко, В.И. Дорохин, B.C. Мозговой, В.Т. Белов, В.Д. Мельников, Е.С Костарев, И.Д. Горбатюк, В.А. Попов, А.В. Кузьмичева, В.Г. Мулин, И.П. Вахрушев, И.А. Барков, А.Н. Пасевский, Н.А. Соколов, А.И. Аверьянова, а также многие другие инженерно-технические работники завода ЦЗЛ комбината.

       СТРОИТЕЛЬСТВО И СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ ЗАВОДА "ДБ"

       В основу Завода "ДБ" была заложена технология Завода "Б", но для повышения очистки урана и плутония от радионуклидов были запроектированы повторные окислительные и восстановительные ацетатные осаждения. Проблема утилизации сбросных растворов низкой и средней активности на Заводе "ДБ" не была решена. Ввод в эксплуатацию новых и консервация старых хранилищ (банок) высокоактивных жидких отходов общей вместимостью 35 тыс. м3 способствовали резкому снижению жидких сбросов в водоемы-хранилища. Сброс активности с жидкими отходами в оз. Карачай благодаря этому снизился в 10 раз, а по объему - в 5-7 раз.

       В сентябре 1953 г. на заводе создается рабочая группа, которая принимает участие в вопросах проектирования и строительства завода, в нее вошли: А.Ф. Пащенко - руководитель группы, М.В. Гладышев - заместитель, И.Д. Горбатюк, А.В. Кузьмичева, Б.М. Семов, И.П. Вахрушев, В.Г. Мулин, С.И. Свищев, П.Я. Гребениченко.

       29 сентября 1957 г., когда работы по строительству завода шли полным ходом, произошел взрыв банки № 13 на комплексе С-3. Взорвалась высокоактивная смесь солей нитратов и ацетатов в результате полного испарения раствора вследствие прекращения принудительного охлаждения из-за выхода из строя систем охлаждения и контроля. Взрыв привел к загрязнению вновь строящегося Завода "ДБ" и большой территории Челябинской, Свердловской и Курганской областей.

       Строительные работы были прерваны и возобновились только весной 1958 г. Коллективу завода вместе со строителями пришлось приложить много труда и здоровья, чтобы очистить загрязненные поверхности территорий, зданий. В сентябре 1959 г. состоялся пуск в эксплуатации северной нитки основного здания 802, а в октябре 1959 г. была получена первая продукция завода. Пуск завода производили начальники сквозных смен A.M. Кириллов, М.И.Третьяков, В.М.Константинов, Е.М. Ихлов, Ю.Н. Лаврентьев. С момента пуска завода началось его совершенствование. Во-первых, вместо строительства четырех ниток по проекту, по предложению эксплуатации были внесены в проект дублера многие технологические достижения, полученные на Заводе "Б", что позволило обеспечить проектную производительность на двух нитках, а строительство двух других ниток прекратить.

       Сократилось число операций, реагентов и улучшились экономические показатели вследствие замены двух последовательных окислительных ацетатных осаждений на одно путем применения на первом ацетатном осаждении пероксида водорода и концентрированной уксусной кислоты, замены двух последовательных восстановительных ацетатных осаждений на одно, введением в процесс трилона Б, использования газообразного кислорода при растворении облученных урановых блоков. Последняя работа позволила ликвидировать "лисий хвост", в результате улучшилась экологическая обстановка в района комбината.

       В 1965 г. была внедрена сорбционная очистка плутония на конечных стадиях процесса, что обеспечило резкое улучшение качества плутония, выпускаемого заводом, и качество металлического плутония на дальнейших стадиях техпроцесса. Внедрение прибора "Белена", измеряющего концентрацию плутония в растворах, обеспечило ядерную безопасность проведении, техпроцессов. Разработка осуществлялась под руководством профессора Э.М. Центера при активном участии Е.В. Чванкина и сотрудников Заводов "Б" и "В", а также сотрудников НИИ-9.

       В 1972 г. пущена установка 35-71 для извлечения урана и плутония из концентрированных сбросных растворов методом их экстракции трибутилфосфатом в тяжелом разбавителе.

       В 1976 г. на южной нитке здания 802 была закончена реконструкция в целях замены ацетатно-сорбционной технологии переработки облученного урана на экстракционно-сорбционную технологию с использованием экстрагента ТБФ и ГХБД. Внедрение этой технологии позволило резко снизить расход реагентов, повысить качество выпускаемых плутония и урана, примерно в 10 раз снизилось содержание солей в сбросных растворах, что способствовало утилизации отходов методом остекловывания. Резко снизился выброс радионуклидов в окружающую среду. В совершенствовании технологии завода "ДБ" и в разработке оборудования КИП активно участвовали работники завода: канд. техн. наук М.В. Гладышев, В.П. Балахновский, Е.И. Микерин, Р.Ф. Кулаков, В.М. Константинов, доктор техн. наук Торопов, В.М. Шидловский, В.Е. Родионов, В.Д. Мельников, Г.А. Лелюк, А.И. Иванов, Е.Г. Дзекун, Д.М. Фесик, А.Н. Сапогов, И.В. Готлиб, Д.Ф. Ильясов, А.И. Аликин, М.Ю. Думанов, В.П. Становнов, Л.Б. Сейц, В.П. Павлов, А.И. Козлов, Г.Н. Чемарин, В.Г. Сизов, Р.А. Дьяченко, А.П. Потехин, О.Г. Даренских и др.

       РЕКОНСТРУКЦИЯ ЗАВОДА "Б" И СОЗДАНИЕ НА ЕГО ОСНОВЕ ЗАВОДА "РТ-1"

       В конце 1965 г. Завод "ДБ" по своей производительности и аналогичный завод в Томске стали обеспечивать в полном объеме выпуск оружейного плутонии. В начала 1966 г. встал вопрос о закрытии Завода "Б" или перевода его на выпуск другой продукции. По этому вопросу были командированы на комбинат заместитель главного инженера 4-го Главка П.С. Чугреев и ГИП из ГСПИ-11 В.А. Курносов. На встрече с ними руководство завода заявило, что завод имеет квалифицированные кадры, осваивающие экстракционную технологию получения плутония, и надо им найти соответствующую работу. В.А. Курносов информировал о новостройках отрасли, в частности, он рассказал, что ГСПИ-11 уже несколько лет занимается проектированием первого в мире завода "РТ" для переработки отработавшего ядерного топлива АЭС и флота.

       Такой завод начали строить в Томске, где уже отрыт котлован под строительство хранилища отработавших твэлов. В результате появилось предложение перенести строительство завода "РТ" на площадку Завода "Б", чтобы не строить все заново, а использовать существующее производство, подвергнув его реконструкции. Не потребуется строить жилье для персонала завода, так как персонал Завода "Б" его уже имеет.

       Для сохранения персонала завода на время реконструкции нужно было, чтобы завод выпускал продукцию. Для этого предлагалось отдать под реконструкции среднюю часть здания 101 (делать реконструкции по частям). Головную часть здания, где шло растворение блоков и фильтрация раствора для экстракции, соединить трубопроводами с хвостовой частью здания, где располагались установки по экстракции и выпуску плутония и урана (проложив трубопроводы по минусовой отметке здания, не попадающей под реконструкцию). Об этом было доложено начальнику Главка Г.Д. Звереву и получено его согласие. Было поручено ГСПИ-11 составить ТЭО, доказать экономичность предлагаемого варианта.

       Для составления исходных данных для ТЭО Н.С. Чугреевым были приглашены на комбинат проектанты и научные работники НИИ-9 - авторы технологии РТ. Через 3 месяца министру было представлено ТЭО на строительство завода РТ на базе Завода "Б", в ТЭО была обоснована целесообразность переноса завода "РТ" на Комбинат № 817, 25 августа 1966 г. вышлет решение о размещении завода РТ на территории Завода "Б". В 1967 г. приступили к строительству здания 101а и реконструкции здания 101. Когда строители узнали, что решено реконструировать здание 101, они написали своему руководству и министру, что такое загрязненное здание реконструировать нельзя.

       По проекту реконструкции здания 101 требовалось в стенах и перекрытиях грязных каньонов пробить много проемов. ЛГС и эксплуатация вместо долбежки испытали метод получения проемов направленным взрывом с разрыхлением бетона. Для подавления радиационной пыли при взрыве одновременно со взрывом проемов взрывались прикрепленные к потолку полиэтиленовые мешки с водой. Чистый бетон, перемешанный во время взрыва с грязным и увлажненный, улучшал условия труда для транспортировки его в могильник. Было произведено несколько опытных взрывов и строители согласились выполнять реконструкцию завода.

       Проектируемый завод РТ имел следующие основные переделы: в здании 101а - приемка специальных контейнеров с ОЯТ (отработавшее ядерное топливо в виде твэлов, перегрузка ОЯТ в бассейн с водой для хранения, отрезка холостых концов, рубка на куски требуемой величины, растворение нарубленных кусков и выдача азотнокислого раствора в здание 101 на дальнейшую переработку, выгрузка из растворителя нерастворимых осадков пневмовыбросом в тару и отправка их в спецмогильник в контейнере на автотранспорте. Таким же образом отправляли в могильник холостые концы. Была предусмотрена мойка транспорта и чехлов, освобожденных от твэлов.

       В здании 101 была предусмотрена цикличная экстракционная схема переработки мало-обогащенного и высокообогащенного ОЯТ экстрагентом ТБФ с синтином (очистка растворов урана и плутония), аффинаж урана и плутония, прокалка с получением порошков закиси-окиси урана и диоксида плутония.

       Здание 951 предназначалось для получения азотной кислоты из сбросных растворов, упарки-концентрирования высокоактивных сбросных растворов и растворов средней активности перед отправкой на хранение.

       В здании 120/11, 12 осуществлялось остекловывание высокоактивных отходов и их временное хранение (тары со стеклом) в специальных ячейках.

       В феврале 1967 г. на Заводе "Б" создается группа реконструкции, куда вошли: И.В. Готлиб - руководитель группы, В.И. Захаров, В.А. Бельтюков, А.Б. Ястребов, В.И. Рожков, М.Ф. Харин, Ю.А. Теленков, Б.Н. Соболев. Вскоре начальником цеха здания 101а назначается Г.А. Лаптев, его заместителем - А.П. Паздников, ответственным за реконструкцию здания 101 - В.И. Основин. Разработку оборудования, КИП для завода РТ, финансирование научных опытно-конструкторских работ вело ЛГС через 4-е ГУ и НТУ Министерства. Работы велись около 10 лет, по нескольким вариантам, но окончательного варианта оборудования для завода РТ не было выбрано.

       Финансирование опытно-конструкторских работ и контроль за разработками и испытаниями передали группе реконструкции. Во всех вопросах разработки оборудования, его выборе непосредственное участие принимали главный механик В.И. Дорохин, главный приборист B.C. Мозговой, начальники цехов Г.А.Лаптев и В.И. Основин, при активном участии во всех вопросах реконструкции Завода "Б" зам. главного инженера Б.В. Никипелова. Все вопросы технологии завода РТ, проектирования, сроков строительства, конструирования нестандартного оборудования и КИП решались заместителем главного инженера Главка радиохимической секцией НТС Министерства Н.С. Чугреевым. Военно-промышленная комиссия при Совете Министров СССР требовала от МСМ ускорить строительство первой очереди здания 101а - бассейна для хранения отработавшего ядерного топлива, так как военно-морскому флоту негде было его хранить. Поэтому в первую очередь строилось все, чтобы бассейн мог функционировать.

       Сроки строительства, проектирования здания. РТ зависели от окончательного выбора оборудования, сроков его разработки и изготовления. По некоторым видам оборудования было принято решение, чтобы разработчики оборудования изготовили его для монтажа на РТ. Значительная часть оборудования проектировалась в стране впервые и не имела аналогов в мировой практике. К его проектированию были привлечены многие конструкторские организации страны. Оборудование испытывали у разработчиков и на стенде Завода № 12 в Электростали. Персонал завода после ознакомления с разработками ВНИИНМ и результатами испытания на стенде произвел выбор оборудования для завода РТ. Так, разделка сборок твэлов для растворения велась двумя способами: механическая рубка на куски и метод оплавления твэлов на гранулы.

       Был выбран метод механической рубки сборок твэлов разработки Института гидродинамики СО АН Новосибирска. Они изготовили и поставили на монтаж все агрегаты резки. Из растворителей был выбран растворитель РП-2200 Московского НИИХИММАШ с пневмоимпульсным выбросом нерастворимых оболочек из аппарата. Резку холостых концов приняли электро-искровым способом в ванне с водой. В разработке участвовали ЛГС, НИКИМТ и работники эксплуатации. Из двух вариантов пульсационных экстракторов, со ступенями в горизонтальном исполнении (разработка НИИ-9), был принят вариант пульсационных экстракторов Московского НИИХИММАШ, с вертикальным расположением ступеней, как вариант, занимающий меньше места при монтаже.

       Не меньшее значение представляли КИП. На РТ внедрялись более совершенные приборы взрывобезопасного исполнения, а для контроля уровня - резонансно-следящие, повышенной точности УРЭС, УВМ разработки ОКБ комбината. Контроль расходов осуществлялся с помощью тепловых расходомеров РТВ, индукционных расходомеров РЭН, кориолисовых расходомеров, разработанных сотрудниками ОКБ предприятия. Приборы аналитического и дистанционного контроля типа ГАС, ГАМ, ГАСПАР были разработаны ОГП завода.

       В настоящее время, широкое применение нашли микропроцессорные системы контроля и управления, как стандартные, так и собственных разработок. Сотрудники ОПТ завода разработали системы управления механизмами (манипуляторами) ОПИР-1,2,3.

       В разработке оборудования, КИП и освоении его совместно с НИИ-9 разработчиками принимала непосредственное участие большая группа специалистов завода, в том числе Г.В. Митрофанов, М.В. Гладышев, В.П. Павлов, В.Д. Мельников, В.И. Основин, Г.А. Лаптев, И.В. Готлиб, В.И. Дорохин, В.Е. Родионов, А.П. Паздников, В.К. Сажнов, Г.И. Перминов, B.C. Брошевицкий, Е.П. Барышников, Л.А. Каплунов, А.К. Будков, В.П. Становнов, Н.М. Ремезов, Д.Ф. Ильясов, А.В. Холодков, А.И. Курочкин, В.А. Лысенков, Б.П. Егоров, Г.А. Гордеев, В.И. Максимов, М.Ю. Думанов, Н.П. Яковенко, Б.М. Мясников, В.М. Третьяков, В.А. Киндеев, В.М. Волков, М.Ф. Харин и др.

       В начале 1977 г. завод "Б" был полностью реконструирован для переработки ОТВС АЭС с реакторами ВВЭР-440, судовых и корабельных транспортных установок, а такие ОТВС исследовательских реакторов. Завод выпускал диоксид плутония, регенерированный азотнокислый уран для РБМК и нептуний.

       Большое внимание на заводе уделяется вопросам удаления и ликвидации сбросов жидких радиоактивных отходов в водоемы: оз. Карачай (водоем 9) и "Старое болото" (водоем 17). Водоем 9 - естественное озеро закрытого типа площадью 27 га, используется с 28 октября 1951 г. в качестве хранилища жидких радиохимических отходов Заводов "Б", "ДБ", "РТ". К 1961 г. в нем накоплено 120 млн. Ки осколочных радионуклидов (в основном цезий-137, стронций-90, иттрий-90). В результате постоянных сбросов действующих заводов в 1961 г. площадь водоема достигла 51 га.

       С 1967 г. начаты работы по ликвидации водоема 9. Строительство дамб вокруг водоема к 1971 г. привело к сокращению поверхности водоема до 36 га. Попытки обычной засыпки водоема приводили к вытеснению со дна водоема радиоактивных илов. Только в 1985 г. был предложен вариант засыпки озера специальными полыми бетонными блоками, с последующей засыпкой по ним щебнем и грунтом. Получены положительные результаты. На конец 1995 г. осталась незасыпанной грунтом водная поверхность 13 га, содержащая активность 20 млн. Ки. Время эксплуатации водоема в результате естественного распада радионуклидов из первоначальная радиоактивность сократилась до 102 млн. Ки.

       В 1987 г. пущен в эксплуатацию комплекс остекловывания жидких высокоактивных отходов на основе электроварки - получение фосфатного стекла, которое затаривается в специальную тару и становится на выдержку в специальные хранилища. К настоящему времени остекловано 10 тыс. 900 м3 жидких отходов, получено 2070 т стекломассы с активностью 244,5 млн. Ки. Во внедрении остекловывания от завода участвовали: СЕ. Степанов, В.А. Бельтюков, Е.Г. Дзекун, А.Ф. Еловсков, Г.В. Гомзин, Ю.Д. Архипов и многие другие. Начато строительство еще двух электропечей ЭП-500/3,4 производительностью 500 л/ч по исходному раствору.

       С 1992 г. начаты строительство комплекса битумирования сбросных растворов средней активности и реконструкция здания 951 для концентрирования - упаривания растворов средней активности, после их пуска прекратятся сбросы жидких отходов на Старое болото и на водоем 9.

       ИСТОРИЯ СОЗДАНИЯ ПЕРВОГО ЗАВОДА ПО ПРОИЗВОДСТВУ ДЕТАЛЕЙ ИЗ ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ ДЛЯ ЯДЕРНОГО ОРУЖИЯ

       Одна из основных задач Уранового проекта страны по созданию ядерного оружия - это получение высокочистого металлического плутония для изготовления ядерного заряда первой ядерной бомбы.

       Пуск химико-металлургического Завода "В" явился завершающим этапом создания плутониевого комбината на Южном Урале. После ввода в эксплуатацию в 1948 г. первого промышленного ядерного реактора А, в котором накапливался плутоний, Завода "Б" по выделению накопленного плутония из облученных реакторных урановых блоков, в 1949 г. было пущено производство, положившее начало металлургической промышленности плутония.

       Хронология становления завода по наработке плутония спектральной чистоты, получаемого до этого лишь в миллиграммовых количествах, и изготовления из него ядерного заряда для первой атомной бомбы удивительно кратка.

       В начале 1947 г. государственная комиссия под руководством Министра Внутренних дел С.Н. Круглова, в которую входил И.В. Курчатов, выбирает площадку для размещения этого наиболее секретного завода, а уже в феврале 1949 г. завод начал производственную деятельность. Для выполнения не терпящего отлагательства задания правительства до завершения промышленного строительства основных производственных корпусов было принято решение реконструировать под опытно-промышленный комплекс расположенные на площадке завода помещения бывших военно-морских складов и мастерских. Вот основные этапы этого пути:

       3 марта 1918 г. - создан опытно-промышленный комплекс.

       Февраль 1949 г. - образованы цех № 9 (химико-металлургическое производство плутония), цех № 4 (литейно-механическое опытно-промышленное производство, на котором изготовлен первый ядерный заряд из плутония). Апрель 1949 г. - образован цех № 10 (промышленное изготовление литейной оснастки). Май 1949 г. - образован цех № 10а (приготовление компонентов шихты для восстановительных плавок).

       Июль 1949 г. - образован цех № 1 (первое в стране промышленное химико-металлургическое производство металлического плутония).

       Апрель 1950 г. - пуск в цехе № 1 производства высокообогащенного по изотопу уран-235 металлического урана - вторая очередь завода для изготовления ядерных зарядов из урана-235.

       Август 1950 г. - образован цех № 11 (первое в стране промышленное литейно-механическое производство ядерных зарядов).

       Пуск второй очереди теплотрассы, котельной-2, станций водоснабжения 1-го и 2-го подъема.

       В чем же состояли основные технические сложности получения плутония для изготовления ядерного заряда? Ведь именно масштаб поставленной научно-технической проблемы, решение которой необходимо было обеспечить в исключительно сжатые сроки, во многом определил драматизм ситуации в создании ядерного оружия.

       В технических требованиях к используемому в ядерном заряде плутонию, сформулированных научным руководителем атомного проекта ИВ. Курчатовым и главным конструктором Ю.Б. Харитоном, кроме определенной формы, массы и размеров деталей, были требования к изотопному составу и содержанию примесных элементов или, другими словами, чистоте металла. Это обусловлено требованиями протекания цепной реакции деления во взрывном процессе. С одной стороны, число так называемых фоновых нейтронов в ядерном заряде, то есть нейтронов, возникающих не в результате процесса деления плутония, должно быть ограничено. С другой стороны, в материале плутония должно быть очень ограниченное содержание элементов, ядра которых имеют большие сечения поглощения нейтронов, возникающих в результате деления плутония.

       Требования по содержанию таких элементов как бор, литий, бериллий, фтор находились на уровне 0,01-0,00001%, т.е. уровне, определяемом только наиболее чувствительным в то время спектральным методом анализа. Поэтому-то и вошло в оборот понятие, что плутоний должен быть очищен до спектральной чистоты. Если принять во внимание, что такой уровень чистоты материалов для химической промышленности в целом был в то время недостижим, становится ясным, какая сложная задача стояла перед технологами-радиохимиками: выделить миллиграммовые количества плутония из огромной массы урана и продуктов его деления, испускающих опасное для человека нейтронное и -излучение. Коварное же -излучение плутония в то время не считалось особенно опасным из-за его слабой проникающей способности, что стоило многим первопроходцам потери здоровья, а в скором времени после завершения первого этапа работы и жизни.

       Для решения данной проблемы в 1947 г. в НИИ-9 был создан специальный отдел под руководством академика А.А. Бочвара, в последующем научного руководителя строящегося Завода "В".

       В отдел вошли три лаборатории:

- радиохимическая под руководством академика И.И. Черняева, директора ИОНХ АН СССР;

- металлургическая, в задачу которой входило получение металлического плутония, возглавляемая профессором А.Н. Вольским;

- металловедения и металлообработки под руководством профессора А.С. Займовского.

       Разработанные в лабораториях на микрограммовых количествах основные принципы технологических процессов аффинажа плутония и его металлургии легли в основу будущего производства.

       Кадровый костяк технологического персонала завода формировался из ученых московских институтов - разработчиков технологии и из молодых специалистов, окончивших Воронежский, Горьковский университеты, Кинешемский техникум и другие учебные заведения с хорошо поставленным учебным процессом. Молодые специалисты направлялись сначала на стажировку в НИИ-9 в Москву, а затем уже на производственную площадку Базы-10, как тогда назывался комбинат. Работая в институте под руководством ученых, приобретая навыки исследовательской, творческой работы, они с радостью, а может быть, и с облегчением узнавали, что придя на завод с такой незнакомой и пугающей спецификой, они по-прежнему будут опираться в этой новой работе на авторитет, знания, человеческую надежность людей, с которыми уже знакомы, в ум, знания и профессионализм которых уже успели поверить. Именно это отмечают в своих воспоминаниях и доктор химических наук Л. П. Сохина, и инженер Завода "В" Г.И. Румянцев.

       Проводя проверку разработанных на импульсных (т. е. практически невесомых, а определяемых только регистрацией альфа-активности), количествах плутония технологических схем разделения урана и плутония, подтвердив полученные ранее результаты, они не только профессионально росли как специалисты-радиохимики, но и получили настоящие уроки человеческой скромности, простоты и доброжелательности. Видя самоотверженный труд ученых, принимая в нем непосредственное участие, сами они были готовы работать по две смены, лишь бы поскорее получить результаты.

       ХИМИКО-МЕТАЛЛУРГИЧЕСКОЕ ПРОИЗВОДСТВО (ЦЕХ № 9), ЕГО ХИМИЧЕСКОЕ ОТДЕЛЕНИЕ

       Приказом от 3 марта 1948 г. на базе одноэтажных специально отремонтированных зданий барачного типа (здания 4, 8, 9) был организован опытно-промышленный комплекс Завода "В". Практически это была отдельная промышленная площадка, примыкающая к территории двух основных заводов комбината - реакторного (Завод "А") и радиохимического (Завод "Б"). Интересно привести некоторые характерные воспоминания первых работников завода, чтобы лучше представить себе, что же представляло из себя производство, в котором была проведена химическая очистка концентрата плутония, переданного с Завода "Б", проведено выделение металлического плутония в виде небольших слитков (корольков), освоены литейное производство металлического плутония, технология прессования металла, изготовления ядерного заряда требуемой геометрии.

       Вспоминает Л.П. Сохина: "17 марта мы впервые пошли на завод. Этот день мы ожидали с большим нетерпением. Интересно было узнать, что же представляет из себя производство, на котором работают с радиоактивными материалами. Каково же было наше удивление, когда нас привели к одноэтажному кирпичному зданию барачного типа".

       Другой ветеран завода З.А. Исаева, в последующем начальник цеха № 1, вспоминает: "Вошли в здание, где размещено опытно-промышленное производство. Это был обыкновенный барак, разделенный на семь помещений. В каждом помещении установлено по одному вытяжному деревянному шкафу на два-четыре рабочих места".

       Да, из песни слова не выкинешь: отработка технологии аффинажа плутония на реальных плутониевых продуктах и наработка первого в стране товарного металлического плутония были проведены фактически в неприспособленных лабораторных условиях. Промышленный цех был введен в эксплуатацию только в августе 1949 г. уже после проведенного испытания атомной бомбы.

       "26 февраля 1949 г. в первом часу ночи, - вспоминает З.А. Исаева,- конечный продукт Завода "Б" привезли на переработку в химическое отделение здания 9. Первую партию принимали начальник цеха Я.А. Филипцев, начальник химического отделения И.П. Мартынов в присутствии Б.Г. Музрукова, Г.В. Мишенкова, И.И. Черняева. Груз сопровождали офицеры охраны, как только привезли раствор, у дверей цеха поставили дополнительную охрану, Борис Глебович собрал нас возле себя и сказал: "Ни одной капли раствора не должно быть потеряно, слишком дорога оказалась капля для государства!"

       Раствор переливали в стаканы из платины, что позволило академику И.И. Черняеву назвать химическое отделение, а в последующем и весь период до пуска промышленного цеха очень символическим термином "стаканный период работы химического цеха".

       Технология очистки плутония от радиоактивных и стабильных примесей шла трудно. Производственные партии плутониевого концентрата, поступающие с радиохимического Завода "Б", перерабатывались по пероксидно-оксалатно-карбонатной схеме А.Д. Гельман (ИОНХ) или по лантан-сульфатной схеме В.Д. Никольского (НИИ-9). По оксалатно-карбонатной схеме хорошо шла очистка плутония до требуемой кондиции, но много плутония шло в отходы. Лантан-сульфатная схема не давала требуемой очистки плутония от редкоземельных элементов. Было принято решение вызвать на завод автора оксалатно-карбонатной технологии Анну Дмитриевну Гельман. Л.П. Сохина вспоминает: "Ознакомившись на производстве с эффективностью пероксидно-оксалатно-карбонатной технологии при работе на весомых количествах плутония, Анна Дмитриевна попросила главного инженера Комбината Ефима Павловича Славского создать в цехе исследовательскую группу, поскольку стало ясно, что технологию надо серьезно дорабатывать. Вскоре такая группа была организована. В исследовательской группе на первых порах были только девушки - выпускницы Воронежского, Горьковского университетов - Л.Е. Быкова, Е.А. Смирнова, К.В.Смирнова, В.М. Дурнева, Л.П. Сохина, Ф.П. Кондрашова. Старшим инженером группы была назначена К.В. Смирнова, научным руководителем - доктор химических наук А.Д. Гельман.

       После зачисления в исследовательскую группу мы получили разрешение входить в комнаты аффинажного отделения, в котором руководителем была Е.Д. Вандышева. Начальниками смен отделения были: М.Я. Трубчанинова, Ф.А. Захарова, З.А. Быстрова, А.С.Лукина, Н.А. Матюшина. Технологами смен были Т.И. Николаева, Н.И. Скрябина, Л.П. Зенкович, Л.И. Турдазова, старшими инженерами - З.А. Исаева, Г.А. Оболонкова, А.Г. Шалыгина, Ф.П. Кондрашова, которую А.Д. Гельман часто привлекала к исследовательской работе."

       Перед исследовательской группой и другими сотрудниками ИОНХ и НИИ-9 была поставлена задача: в кратчайший срок выяснить причину низкого выхода плутония в конечный продукт аффинажного отделения - диоксид плутония.

       Кроме воспоминаний ветеранов Завода "В", сейчас целесообразно привести материалы из докладной записки научного руководителя Комбината И. В. Курчатова и директора Б.Г. Музрукова о крайне низком выходе плутония на Заводах "Б" и "В". 24 апреля 1949 г. на имя заместителя председателя Спецкомитета, начальника ПГУ Б.Л. Ванникова они писали:

- на заводе "Б" выход плутония - 57%;

- на заводе "В" выход плутония - 48%;

- на горячем прессовании - 95%.

       Таким образом, чтобы получить на заводе "В" детали заряда из плутония массой 7-8 кг, необходимо было на реакторе "А" наработать более 20-30 кг плутония.

       Поэтому не только исследовательские группы на заводах работали над проблемой сокращения потерь плутония.

       Помимо полученных конкретных производственных результатов по стабилизации технологии аффинажа плутония, увеличения выхода плутония в диоксид, качество которого должно соответствовать всем предъявляемым требованиям, группой были получены интереснейшие научные результаты по химии трансурановых элементов, которые уже позднее в 1950 г. были обобщены в объемном сборнике "Основы аффинажного процесса плутония".

       Освоение технологии шло трудно, хотя на месте аппаратчиков работали инженеры, а иногда и ученые. Опыта работы не было, многого не знали. Неожиданности подстерегали технологов на каждом шагу. К сожалению, в цехе не обошлось и без печальных происшествий.

       Приведем несколько эпизодов из воспоминаний Л.П. Сохиной и З.А. Исаевой.

       При фильтровании первого оксалатного осадка разорвалась толстостенная колба Бунзена и осколки стекла поранили лицо техника Геннадия Александрова. Оксалат плутония попал в рану. Девушки, работавшие с ним, промыли ему рану водой над раковиной, получив нагоняй от начальника цеха за то, что не собрали кровь из промываемой раны в посуду и вместе с ней потеряли часть ценного продукта. Работа в цехе шла на пределе нервного напряжения как у ближайших руководителей, так и у руководства комбината. Частым непредсказуемым происшествиям способствовало то, что поступающие на завод растворы плутония, как правило, были нестандартными по концентрации плутония, урана, примесным элементам.

       Другой несчастный случай произошел в смену М.Я. Трубчаниновой при отработке технологии извлечения плутония из осадков. Причиной его также стало незнание того, что в осадках плутоний находился в пирофорном состоянии.

       По мере высыхания осадок при растирании искрил. В момент растирания комочков высохшего осадка технологом А. В. Елькиной произошел взрыв. Вытяжной шкаф загорелся, по всей комнате разлетелись частицы осадка. Стены и потолок были покрыты зеленым осадком. А. В. Елькина получила ожог рук, Я.А. Филипцеву осадок попал в глаз и его срочно отправили в Москву на лечение, где он пробыл более шести месяцев, да и потом неоднократно ложился в клинику на лечение.

       Всем находившимся в комнате предложили выйти. Академик А.А. Бочвар и заместитель начальника цеха И. П. Мартынов надели противогазы, защитную одежду и убрали весь плутоний со стен, потолка, остатков вытяжного шкафа. Весь плутоний из обтирочного материала был извлечен. Следует отметить, что любой такой случай докладывался руководству предприятия и ЛГУ. Причины происшедшего анализировались, делались выводы на будущее.

       Несколько слов об условиях труда. Снова обратимся к воспоминаниям Л. П. Сохиной: "Первое впечатление от обстановки комнат, где проводился технологический процесс, было ужасным. Во всех комнатах химического отделения деревянные шкафы и лабораторные столы были без защиты от радиации, не в герметичном исполнении. Гамма-активность поступающих в цех партий доходила до 7 г-экв. Ra/100 г Pu. Персонал цеха по своему самочувствию без всяких приборов чувствовал, какой активности продукт поступал в цех.

       Поскольку в то время считали, что вредное воздействие на организм в основном оказывает гамма-излучение, на первых технологических операциях аффинажа, где приходилось работать с радиоактивными растворами, были поставлены молодые ребята М.А. Баженов, Ю. Степанов, Э. Астафьев, Б. Сериков, В. Фролов, Г. Александров. На всех других операциях, в том числе и самых аэрозольных (сушка и прокалка оксалата), работали молодые девушки: Н. Симаненко, Ф. Сегаль (Колотинская), Ю. Клочкова, Л. Бурилина, К. Тихомирова, Т. Громова. На альфа-активность серьезного внимания не обращали, считали, что лист бумаги, кожные покровы полностью поглощают альфа-частицы. Головы девчонок зачастую оказывались в вытяжном шкафу для уточнения полноты осаждения осадков, каких-нибудь других технологических операций, или колба, стакан с продуктом вынимались для этих целей из шкафа. Ученые в этом отношении мало отличались от основного технологического персонала. Чего здесь было больше: незнания или просто молодой безалаберности? Наверное, и того, и другого, но все-таки отсутствие в то время глубокого понимания воздействия излучения на организм было определяющим.

       Содержание альфа-активных аэрозолей в воздухе рабочей зоны в 1949-1950 гг. составляло в среднем 550-800 допустимых норм, причем за допустимую норму тогда принималась ДКа=10(Е-11) Ки/л воздуха, в то время как сегодня это значение по нормам НРБ-76/87 равно 10(Е-16) Ки/л, т.е. в 1949 г. на рабочих местах ДКа превышала в десятки тысяч раз допустимые по НРБ-76/87 нормы.

       Несмотря на сложности освоения технологии аффинажа, химиками было наработано достаточное количество диоксида плутония для металлургического передела, на котором необходимо было получить металлический плутоний.

       МЕТАЛЛУРГИЧЕСКОЕ ОТДЕЛЕНИЕ

       Трудности, с которыми столкнулись металлурги, связаны прежде всего с недостаточной изученностью свойств металлического плутония. Достаточно подробно пишет об этом в книге "Как создавалась атомная промышленность в СССР" А.К. Круглов, бывший работник предприятия, начальник физической лаборатории ЦЗЛ, а в последующем начальник Научно-технического управления министерства.

       До середины 1948 г. свойства металлического плутония, элемента, отсутствующего в природе, изучались лишь на микрограммовых количествах, выделенных на установке № 5 НИИ-9 из топливных сборок реактора Ф-1.

       Оказалось, что чистый плутоний по своей структуре и свойствам сильно отличается от многих металлов. В интервале температур от комнатной до температуры плавления плутоний проходит через шесть аллотропических модификаций, а его плотность сильно меняется с температурой. При таких изменениях плотности получение однородного (без трещин) металла из его расплава практически невозможно: при охлаждении из расплава получается не слиток, как у большинства металлов, а порошок металлического плутония. В виде порошка и мелкой стружки плутоний пирофорен при комнатной температуре и легко загорается на воздухе.

       Наличие шести аллотропических модификаций ниже температуры плавления, значительные объемные изменения и высокая химическая активность делают очень сложной и технологию получения изделий из плутония. Из-за тугоплавкости и высокой реакционной способности плутония литьевые формы для него можно было изготовить из редких и дорогих материалов, таких как тантал, вольфрам, оксиды и фториды кальция, оксиды магния и церия. При литье необходимо было свести до минимума окисление плутония в процессе его плавления и разливки, что потребовало высокого надежного вакуума в технологическом оборудовании, включая плавильные печи.

       Не меньшие трудности связаны и с предотвращением растрескивания отливок из плутония в процессе их охлаждения. При отработке технологии обработки плутония давлением трудности возникали из-за того, что при низких температурах (альфа-фаза) плутоний вследствие высокой хрупкости плохо поддается деформации. Лишь при бета-фазе (310-450 °С) плутоний становится пластичным и может подвергаться всем видам обработки давлением: прессованию, ковке, штамповке, вытяжке. Однако при охлаждении необходимо пройти три наиболее опасных фазовых превращения с изменением плотности плутония. Поэтому проблемы коробления и растрескивания оставались.

       Для решения проблем, связанных с трудностями использования чистого плутония при изготовлении из него изделий, необходимо было найти пути легирования плутония, изучив свойства его сплавов и соединений.

       Поиск легирующих добавок, позволяющих фиксировать пластичную бета-фазу при комнатной температуре, наряду с разработкой и созданием оборудования, обеспечивающего при высокотемпературной обработке плутония давлением высокий вакуум или инертную среду, стали для металлургов главным делом.

       Сотрудники НИИ-9 А.Н. Вольский, С. Трехсвятский, В. Соколов, Я. Стерлин интенсивно решали эту задачу еще в институте на малых количествах плутония. Теперь предстояло подтвердить полученные результаты на промышленных партиях плутония. Отработка технологии и получение металлического плутония, соответствующего по качеству поставленным требованиям, были успешно завершены в сжатые сроки. 16 апреля 1919 г. изготовили первый слиток металлического плутония и сдали пробу на спектральный анализ. Результаты анализа показали, что технология обеспечивает получение металла требуемого качества. Вместе с учеными-металлургами НИИ-9 успешное решение задачи обеспечили инженеры-металлурги завода: Н.П. Куликов, В.Т. Сомов, Н.Я. Ермолаев, А.С. Никифоров (впоследствии академик АН СССР, директор ВНИИНМ им. академика А.А. Бочвара), Г.А. Стрельников, И.И. Митяев, М.В. Лепаловский, А.А. Евсикова, А.Г. Шалыгина, Н.В. Киселева, В.В. Артамонов, Е.Н. Карлов, В.А. Карлов под руководством К.Н. Чернышева.

       "Сколько было радости и ликования в тот апрельский день, - вспоминает З.А. Исаева.- Работники цеха № 9 в тяжелейших условиях выполнили Государственное задание: был получен кондиционный металлический плутоний. Эстафета передавалась на литейно-механическое производство".

       На 101-й партии "стаканный" период работы цеха закончился. В июле было наработано нужное количество высококачественного плутония, переданного для изготовления конструкции плутониевого ядерного заряда на литейно-механическое производство завода.

       К этому времени уже было готово новое здание промышленного плутониевого химико-металлургического цеха. В новый цех переходила основная масса работников. В бараке осталась только "ликвидационная" бригада. В нее вошли: З.А. Исаева, Ф.П. Кондрашова, Н.И. Скрябина, И.П. Мартынов, А.Г. Шалыгина. В задачу бригады входила переработка всех образовавшихся в цехе отходов и отмывка помещения.

       ЛИТЕЙНО-МЕХАНИЧЕСКОЕ ПРОИЗВОДСТВО (ЦЕХ № 4)

       Литейно-механическое производство - конечный этап всей технологической цепочки комбината. Получение готового изделия - плутониевого заряда - вот основная задача, вот результат, которого все ждали. Вспоминает бывший заместитель начальника цеха № 4 Н.И. Иванов: "С самого начала работ с плутонием в цех часто, а на конечной стадии почти ежедневно, приезжали научный руководитель проблемы И.В. Курчатов, главный конструктор Ю.Б. Харитон, руководство 1-го Главного управления Б.Л. Ванников и А.П. Завенягин, директор комбината Б.Г. Музруков и главный инженер Е.П. Славский. Их присутствие ощущалось по той поразительной быстроте, с которой устранялись постоянно возникающие заторы в работе. Работой в цехе руководили А.А. Бочвар - научный руководитель Завода "В", и А.С. Займовский - научный руководитель цеха № 4. Оба они были штатными сотрудниками завода.

       В штате цеха было около 50 человек. По 2-4 человека было в лабораториях: металлографической, физической, рентгеноструктурного анализа, механических испытаний, нейтронных измерений и гамма-дефектоскопии. По 5-10 человек находилось в производственных отделениях: литейном, обработки давлением и механической обработки плутония резанием. Остальные работали во вспомогательных службах: конструкторской группе, группе электрика и механика, механических мастерских.

       Наряду с задачей организации, монтажа и пуска литейно-механического производства, стояли научные и технологические задачи по уточнению физико-химических и нейтронно-физических характеристик металлического плутония, разработке и освоению типологии получения плутониевых сплавов, получения сплава плутония в дельта-фазе, отработке технологий изготовления деталей из плутония заданной геометрии и покрытия изделий никелем и многие другие, нерешенные к тому времени наукой вопросы.

       Вместе с А.А. Бочваром и А.С. Займовским в цехе работала группа сотрудников НИИ-9. В литейном отделении цеха были Я.П. Селисский, Е.С. Иванов; в отделении прессования - А. Г. Самойлов, И.Д. Никитин; в металлографической лаборатории - В.И. Кутайцев; в отделении механической обработки резанием - М.С. Пойдо. Разработка технологии покрытия деталей была поручена Е.В. Конопасевич.

       Начальниками подразделений были назначены следующие люди.

       Начальник цеха - B.C. Зуев, переведенный по рекомендации А.А. Бочвара с Электростальского машиностроительного завода, где он работал под руководством А.А. Бочвара и А.С. Займовского начальником цеха.

       Заместитель начальника цеха - Н.И. Иванов, так же как и многие другие специалисты проходивший стажировку в НИИ-9 у СТ. Конобеевского, крупнейшего в стране специалиста по физике металлов.

       Начальники следующих подразделений:

Литейное - СИ. Бирюков; отделение прессования - Б.Н. Лоскутов; отделение механической обработки резанием - А.И. Мартынов.

Физическая лаборатория - В.Д. Бородин.

Лаборатория рентгеноструктурного анализа - Ф.П. Бутра.

Лаборатория металлографии - М.Д. Деребизов.

Лаборатория механических испытаний - В.В. Калашников.

Лаборатория гамма-дефектоскопии В.А. Коротков.

       Особое положение в цехе занимала лаборатория нейтронных измерений, на которую не распространялось научное руководство А.А. Бочвара. Этой лабораторией руководил ученик И.В. Курчатова проф. Лев Ильич Русинов (Ленинградский физико-технический институт). Начальником лаборатории нейтронных измерений был и Г.Т. Залесский, будущий директор Завода "В".

       Комплектация кадрами цеха № 4 проводилась по тому же принципу, что и для других производств завода. Основной костяк специалистов проходил стажировку в НИИ-9 или на урановом производстве в г. Электросталь. Так, по воспоминаниям работника завода Г.И. Румянцева, многие работники будущего прессового участка цеха познакомились на стажировке в НИИ-9 в группе А.Г. Самойлова. Это - Б.Н. Лоскутов, С.К. Золотарева, Г.А. Томсон, С. А. Синникова - выпускники различных институтов; Л.И. Залетов, Г.И. Румянцев, Г.А. Сесин, В. А. Дербышев - техники. Прибывшие в апреле Л.С. Арбайтин, Г.М. Нагорный, Б.Е. Прокопенко находились на практике в Электростали. Н.И. Иванов в своих воспоминаниях отмечает: "...Сказать, что будущие работники завода стажировались, будет не точным. Они вместе и наравне с сотрудниками института искали решения технических и технологических проблем изготовления деталей из плутония, хотя большинству из них было достаточно точно известно только то, что он существует".

       Ко времени получения первых слитков металлического плутония на химико-металлургическом производстве ранней весной 1949 г. предусмотренные проектом работы в цехе № 4 не были закончены. Для ускорения работ начали постепенное вытеснение строителей и монтажников из помещения цеха. При этом не все установленное оборудование было проверено и принято. В дальнейшем стало ясно, что о абсолютно правильное решение, поскольку только часть смонтированного по проекту основного оборудования была использована по назначению. Все необходимое для изготовления деталей создавалось уже в ходе работы непосредственно работниками института и цеха. Среди смонтированного монтажниками проектного оборудования были 6-, 15-, 30- и 350-тонные прессы.

       Полученные из цеха № 9 слитки металлического плутония позволили приступить в цехе №4 к изучению его свойств в физической, рентгеновской и металлографической лабораториях. Начальник физической лаборатории В.Д. Бородич на приспособленном для диламетрических измерений микронном индикаторе часового типа получила дилатометрические кривые, из которых воспроизводимо рассчитывались температуры начала и конца каждого фазового превращения, величины объемных измерений при превращениях и коэффициенты термического расширения каждой фазы. За ходом первых экспериментов наблюдал А.С. Займовский. Как стало ясно в дальнейшем, полученные результаты практически совпали с результатами и зарубежных, и отечественных исследователей, проводивших позже измерения на приборах высокого класса.

       В рентгеновской лаборатории Ф.П. Бутра исследовал структуру плутония, получил дебайграммы пяти фаз плутония, обнаруженных при дилатометрических измерениях, и расшифровал структуру дельта- и эпсилон-фаз плутония. Все полученные по чистому плутонию экспериментальные данные говорили о сложности его технологических свойств. Для их улучшения необходимо было отработать технологию его легирования. Работы показали, что лучшим легирующим элементом, является галлий, легирование им приводило к фиксации плутония в дельта-фазе, что и подтвердили исследования, выполненные в физической и рентгеновской лабораториях.

       Н.И. Иванов вспоминает: "У каждого слитка проверяли его плотность, определяли поток нейтронов, брали пробы на химический и спектральный анализ в аналитическую лабораторию, начальником которой был И.Н. Рождественский. Рентгеноструктурный анализ показал, что в сплавах плутоний находился в основном в дельта-фазе, однако частично присутствовала и альфа-фаза, что приводило периодически к растрескиванию отливок. Для уменьшения альфа-фазы на основании данных дилатометрии была выбрана оптимальная температура для введенной операции отжига сплава. Результаты контроля каждого слитка сообщались Ю.Б. Харитону и приемщику В.Г. Кузнецову, которые давали заключение о возможности использования слитков для изготовления деталей. Вся совокупность экспериментальных данных, полученных при контроле слитков, была использована для установления норм, внесенных в технические условия на детали, текст которых готовил В.Г. Кузнецов, доктор химических наук, ранее работавший в ИОНХ АН СССР.

       В те дни, когда шла отработка технологии отливки сплава плутония с галлием, окончательно была выбрана и технология изготовления деталей. Отрабатывались три варианта технологии.

       Технология прессования из порошков урана, как имитатора плутония, получаемых в процессах гидрирования и дегидрирования урана; руководил работой А.Г. Самойлов. Из-за трудностей в обеспечении безопасности работ с порошком эта технология была отвергнута И.В. Курчатовым.

       Технологию изготовления деталей литьем возглавлял Я.П. Селисский. Работники отделения П.В. Смогалев, К.Т. Василенко, М.М. Копелиович, К.И.Лапшина делали все возможное, чтобы заготовки первых изделий были получены в литейном отделении. Однако, несмотря на все усилия, основное оборудование отделения было готово к работе с плутонием только осенью 1949 г.

       В сложившейся ситуации удивительно подходящей, дающей возможность сравнительно быстро решить задачу, оказалась технология диффузионного сваривания кусков металла под давлением в вакууме, разработка которой была начата еще в институте НИИ-9. Однако проведенные под руководством А. Г. Самойлова опыты по диффузионной сварке кусков алюминия на изготовленной в институте установке оказались неудачными. Куски не сваривались. Необходимо было усовершенствование установки. За организацию помощи цеху взялся Б. Г. Музруков. Он отвез А. Г. Самойлова и Ф.И. Мыськова в заводоуправление, обеспечив условия по разработке чертежей деталей, которые по их мнению требовалось заменить.

       Изготовленные в считанные дни чертежи с нарочным на самолете были направлены на один из оборонных заводов в г. Горький и спустя неделю все нужные детали были в цехе. Неожиданно пришла помощь и от руководства ПГУ, которое знало о возникших сложностях, как о проблеме обеспечения вакуума в аппарате спекания. В цехе появились специалисты из института Векшинского и с их помощью в аппарате был получен высокий вакуум. Первое же сваривание кусков алюминия на модернизированной установке было удачным. Изготовленная деталь была легко извлечена, имела блестящую поверхность, а куски прочно сварены. Установка была признана годной для изготовления деталей из сплава плутония.

       Кроме Н.И. Иванова, сейчас известны интересные воспоминания другого участника работы по очистке от шлаков первых слитков плутония Г.И. Румянцева, опубликованные в известной книге В.Н. Новоселова и B.C. Толстикова "Тайны Сороковки". Екатеринбург: Изд-во Уральский рабочий, 1995. Он пишет не только об условиях работы, но и отмечает, что "каждый зачищенный кусочек плутония предъявлялся Ю.Б. Харитону и укладывался в предварительно взвешенный контейнер".

       Отработка режимов прессования (температуры нагрева, величины разрежения и давления пресса и др.) проводилась на изделиях малой формы. Кусочки по одному медицинскими щипцами перекладывались в прессформу, установленную в аппарате, подключенном к вакуумной системе. При этой операции для уменьшения окисления плутония его кусочки обдувались аргоном.

       После того как нужное количество сплава плутония было накоплено, наступила самая ответственная операция: изготовление деталей. Прессование было поручено провести А.Г. Самойлову. Его воспоминания о ходе этой работы также опубликованы.

       В отделении механической обработки, куда передали деталь, операция обточки детали была выполнена М.С. Пойдо. После проверки и детали на несущую способность, ее сдавали в хранилище. Вторая деталь первого комплекта по отработанной технологии была изготовлена без осложнений.

       Для защиты от альфа-излучения плутония детали должны были иметь никелевое покрытие, я Технология покрытия деталей не была отработана. Исследования А.П. Александрова (С 1946 г. по 1955 г. - директор ИФП АН СССР, а с 1948 г. и заместитель начальника Лаборатории № 2. С I960 г. директор ИАЭ им. И.В. Курчатова), которые он проводил вместе с Е.В. Конопасевич, к, завершены не были. Они были закончены под руководством профессора А.И. Шальникова из Института физических проблем АН СССР.

       В помощь А.И. Шальникову А.С. Займовский организовал группу, в которую вошли Е.В. Конопасевич, В.Д. Бородич, А.А. Жулькова. В работе живое участие принимал Ю.Б. Харитон. Буквально за несколько дней была смонтирована лабораторная установка. Покрытие первой детали прошло успешно. При покрытии второй детали произошло ЧП. Никель пузырился, покрытие требовалось снять и нанести новое. Но не будет ли при этом испорчена деталь? Доложили руководству. Интересный эпизод в связи с этим вспоминает Н.И. Иванов: "Когда А.С. Займовский сообщил о случившемся Б.Л. Ванникову, тот возбужденно заявил, что, если деталь будет забракована и ее придется изготавливать заново, он отдаст его под суд. Ответ Александра Семеновича, что он не боится советского суда, вызвал неожиданную для него реакцию Б.Л. Ванникова, который воскликнул: "А вот я боюсь!" К счастью для всех, покрытие с детали сняли легко, и эта операция была включена в технологию, как допустимая. Повторное покрытие детали было удачным".

       Контрольные измерения детали до и после покрытия проводил техник-измеритель Б.А. Голубков. После проведения маркировки процесс изготовления деталей был завершен и они были готовы к сдаче их приемке. Вместе с деталями приемке была предъявлена документация, содержавшая все данные, полученные при контроле слитков, из которых изготовлены детали, краткое изложение технологии изготовления деталей и результаты контроля, изложенные в актах, сведенных в формуляр. Акты оформляли ответственные исполнители:

Л.И. Русинов - Акт об определении числа нейтронов, испускаемых 100 г рассредоточенной массы плутония;

В. Д. Бородин - Акт об определении плотности слитков;

Ф.П. Бутра - Акт о чистоте дельта-фазы каждого слитка;

И.Н. Рождественский - Акт о результатах химического и спектрального анализа металла в слитках;

М.Д. Деребизов - Акт о результатах контроля металла на содержание кислорода;

Н.И. Иванов - Акт о выборе слитков для изготовления деталей, которые подписали также А.С. Зайовский и В.Г.Кузнецов;

А.С. Займовский - Акт об изготовлении деталей с кратким описанием технологии, который подписали также А.А. Бочвар, А.Г. Самойлов, Б. Н. Лоскутов, В.С.Зуев и Н.И. Иванов;

В.А. Коротков - подписывал прилагаемые снимки, полученные при гамма-дефектоскопии и подтверждающие отсутствие внутренних дефектов в деталях.

       Еще до официального предъявления деталей приемке вся документация с поразительной скрупулезностью и придирчивостью проверялась Ю.Б. Харитоном.

       Формуляр на детали, оформленный А.С.Займовским, подписывали И.В. Курчатов, А.А. Бочвар, Б.Г. Музруков, А.С. Займовский, Ю.Б. Харитон и В.Г. Кузнецов. Предъявительскую записку на сдачу деталей приемке подписывал Б.Г. Музруков. Приемку деталей осуществляли Ю.Б. Харитон и В.Г. Кузнецов.

       С пуском промышленных цехов химико-металлургического и литейно-механических производств история опытно-промышленного производства, на котором впервые был получен металлический плутоний высокой чистоты и изготовлены детали плутониевого ядерного заряда для первой советской атомной бомбы, завершается.

       29 августа 1949 г. было успешно проведено испытание атомной бомбы страны Советов. Планы наиболее реакционных кругов Западного мира по атомной бомбардировке городов Советского Союза были сорваны.

       Внесшие наибольший вклад в решение этой задачи работники науки и Завода "В" были награждены правительственными наградами.

       На этом историю литейно-механического цеха № 4 в составе опытно-промышленного комплекса можно считать завершенной. В конце весны 1950 г. на второй площадке завода "В" закончилось строительство промышленного литейно-механического производства (здания 11) и началось перемещение производства изделий специального назначения из цеха № 4 в здание 11.

       За получение металлического плутония высокой чистоты были вручены следующие награды:

Орден Ленина - Е.Д.Вандышевой, И.П.Мартынову, З.А. Быстровой, М.Я. Трубчаниновой, З.А. Исаевой, Г.А. Оболонковой, М.С. Дорохову, К.В. Смирновой.

Орден Трудового Красного Знамени - А.С. Кострюковой, Ф.Я. Захаровой, А.Д. Гельман.

За выпуск деталей для изготовления плутониевого ядерного заряда присвоено звание Героя Социалистического Труда А.А. Бочвару.

       Награды были вручены сотрудникам НИИ-9:

       Орден Ленина - А.Г. Самойлову, М.С. Пойдо, И.Д. Никитину, А.И. Антонову, С.И. Бирюкову, В.Д. Бородин, Ф.П. Бутре, B.C. Зуеву, Н.И. Иванову, Б.Н. Лоскутову, А.И. Мартынову, В.И. Пониматкину, Г.В. Симакову.

       После выполнения правительственного задания, перевода разработанных технологий на промышленное оборудование вновь пущенных цехов, история завода "В" наполнилась многими страницами ярких взлетов и трагических ошибок, приведших к гибели людей. На этом заводе, как ни на каком другом в системе ПГУ и Минсредмаша, досрочно уходили из жизни его руководители.

       Первый директор завода З.П. Лысенко ушел из жизни в 1949 г. Сменивший его Л.А. Алексеев, проработав в течение 10 лет директором завода (1949-1959 гг.), ушел из жизни в 1962 г. Работавший на заводе с 1949 г. начальником лаборатории, а после Л.А. Алексеева директором завода до 1971 г. Г.Т. Залесский ушел из жизни в возрасте 54 лет в 1971 г. С 1971 по 1978 г. директором завода работал В.В. Мясников (он прожил всего лишь 56 лет. Пятый директор этого завода Г.М. Нагорный в 1988 г. ушел из жизни на боевом посту. Всего лишь 43 года прожил ветеран завода И. Г. Евсиков, работавший заместителем главного инженера по производству. В подробной истории завода должны быть упомянуты и другие ветераны, активно участвовавшие в создании ядерного щита нашей страны.

       В дальнейшем условия труда стали иными, эти работы и начали активно проводиться еще в период, когда директорами работали Л.А. Алексеев и Г.Т. Залесский.

       Принципиально изменились условия труда на плутониевом химико-металлургическом производстве с пуском цеха № 1 Б. Цех стал представлять из себя автоматизированное производство в манипуляторном исполнении, когда работники на основных технологических операциях не имеют непосредственного контакта с плутонием. Была пушена вторая очередь завода для изготовления ядерных зарядов из высокообогащенного по изотопу уран-235 металлического урана. Новое литейно-механическое производство стало представлять собой ту реальность, о которой в первые годы работы завода можно было только мечтать. Механическую обработку изделий резанием стали проводить на автоматизированных станках. Поколение специалистов, пришедшее вслед за первопроходцами, не посрамило их и их славные традиции по самоотдаче и преданности делу.

       Пятидесятилетняя история завода и Комбината неразрывно связана с титанической работой всей страны по достижению ядерного паритета с США, богатейшей страной Западного мира. Но это уже другая история. Тоже славная, но другая. Главное же было сделано тогда, в 1948-1949 гг., когда весь мир узнал о великой интеллектуальной и технологической мощи нашей страны. Слава им, первопроходцам, честь и благодарная память потомков!

       ЭКОЛОГИЯ ВОКРУГ ЗАВОДА № 20 И ПОСЕЛКА ТАТЫШ

       При существовавшем в 50-е годы в период создания первой ядерной бомбы состоянии дозиметрии и уровне знаний об отдаленных последствиях загрязнения окружающей среды никто не задавался целью немедленно организовать очистку газовых выбросов и жидких сбросов.

       Вследствие несовершенства систем газоочистки в воздух над территорией завода за счет вентиляции технологических камер и производственных помещений выбрасывалось большое количество радионуклидов. Это привело к значительному загрязнению почв и почвогрунтов на территории завода и окружающих площадях. Накопление загрязнений особенно сильное было в поверхностном слое почвы глубиной до 10 см, где их содержание превышает фоновое. И хотя в настоящее время газовые выбросы в результате совершенствования систем газоочистки и общей реконструкции производства значительно ниже контрольных уровней по содержанию радионуклидов, накопленная в первые годы работы активность не территории завода продолжает оставаться высокой.

       Во все годы работы подразделений завода в условиях их постоянной реконструкции твердые отходы производства, разного рода строительные отходы, демонтированное оборудование захоранивались в грунтовые могильники. Заполненные могильники засыпались чистым грунтом, и на их поверхности самосевом начал подрастать лес. Сейчас коренным образом изменена система утилизации твердых отходов. И хотя на заводе сооружен могильник № 10, соответствующий современным нормативным требованиям, он стоит пустой. Все радиоактивные отходы с территории завода вывозятся.

       Когда впервые встал вопрос, а куда же девать жидкие радиоактивные отходы производства, взгляды создателей новой промышленности обратились на оз. Татыш. Достаточно большое, оно было расположено совсем близко от основных цехов завода. И полились в озеро жидкие сбросы. Более 10 лет текли в него технологические хвостовые растворы, вода из охлаждающих рубашек оборудования и просто вода от обмыва полов и аппаратов. Жидкие сбросы очень быстро привели к радиоактивному загрязнению воды в водоеме. Правда, благодаря жизнедеятельности планктона и водорослей активность оседала в виде илов на дно озера, накапливаясь там. Тем самым загрязненность воды поддерживалась на достаточно низком уровне. Тем не менее, проблема требовала своего решения.

       С начала 60-х годов была изменена технология обращения с жидкими отходами. Организован вывоз технологических сбросов в спеццистерне на Завод № 235, в из системы спецканализации завода перед сбросом в озеро вода начала очищаться в специально построенном здании водоочистки.

       В результате резкого сокращения сброса радионуклидов вода в оз. Татыш начала постепенно очищаться. Это позволило в 1970 г. включить озеро в систему оборотного водоснабжения завода. К этому времени были выполнены большие инженерные работы по локализации озера от соседних водоемов и созданию вокруг него охраняемой зоны.

       В последние годы, в связи с ростом внимания к экологическим проблемам вообще и связанным с деятельностью химкомбината "Маяк" в частности, предприняты активные меры по изучению экологической обстановки в районе завода.

       В 1990 г. проведена первая инвентаризация всех радионуклидных сбросов, поступающих в оз. Татыш. Результатом этой работы явилось предложение по созданию замкнутой системы водоснабжения завода, предполагающей вывод озера из водопользования.

       Попутно предложен ряд перспективных технологий по утилизации твердых отходов, позволяющих исключить их последующее влияние на окружающую среду.

       В 1995 г. проведено хозяйственное, лесотаксационное радиационное и радиоэкологическое обследование промплощадок завода и окружающих территорий. Итоги обследования послужат основой для разработки рекомендаций по улучшению радиационной обстановки и общеэкологического состояния и упорядочения содержания этих территорий.

       К глубокому сожалению, в настоящее время при всеобщем понимании необходимости улучшения экологической обстановки на оз. Татыш и территории завода единственным препятствием является отсутствие финансирования реабилитационных работ.

       РЕАКТОРНЫЙ ЗАВОД № 23

       Как уже отмечалось, первым реактором, построенным на этом заводе в апреле 1950 г., был уран-графитовый реактор АВ-1. Вместе с другим реактором такого же типа (АВ-2) позднее был образован Завод № 24. На базе же тяжеловодных реакторов ОК-180 и ОК-190 (третий и седьмой по счету введенные реакторы) был организован Завод № 37. Первым документом, предопределившим создание будущего Завода № 23 является приказ начальника ПГУ при СМ СССР за № 276сс/ОП от 17 июля 1948 г., изданный во исполнение Постановления СМ СССР за № 2561-1055сс/ОП от 13 июля 1948 г. В приказе, в частности, было сказано:

       а) Приступить к проектированию реактора АВ по проекту, аналогичному реактору А, с внесением в этот проект, по техническим условиям лаборатории № 2 АН СССР (акад. И.В. Курчатов) конструкторских улучшений, позволяющих упростить и удешевить сооружение реактора и одновременно поднять его мощность. Реактор АВ имеет назначение дублировать реактор "А" на период его освоения, а затем стать самостоятельным заводом предприятия.

       б) Приступить к проектированию по техническим условиям Лаборатории № 2 АН СССР (академик И.В. Курчатов), член-корреспондент АН СССР А. П. Александров) реактора "АВ".

       30 октября 1948 г. комиссия рассмотрела представленные материалы по реактору "АВ" и рекомендовала проектное задание утвердить, 10 ноября 1948 г. комплексное проектное задание было рассмотрено и утверждено научно-техническим советом ПГУ при СМ СССР.

       СТРОИТЕЛЬСТВО РЕАКТОРОВ И ИХ ПУСК

       Подготовка котлована под реактор АВ (впоследствии названный АВ-1) была начата задолго до получения всей проектной документации.

       В конце 1948 г. был произведен взрыв скального грунта на выброс с использованием 171,7 т аммонала. Необычайно высокими темпами велись строительные и монтажные работы в 1949 г. В рекордно короткий срок строительство было закончено, и в начале 1950 г. реактор АВ был готов к пуску.

       В разгар строительства реактора АВ было намечено строительство еще одного аналогичного реактора вблизи строящегося здания 301 для первого реактора АВ (Указание начальника Главгорстроя СССР от 17.10.49). Этот новый намеченный к строительству реактор получил название АВ-2.

       Продолжительность строительных работ была определена 10 месяцев (с 01.01.50 до 01.11.50), 30 марта 1951 г. объект АВ-2 был сдан в эксплуатацию.

       Ко времени пуска реактора АВ-1 на комбинате имелся двухгодичный опыт эксплуатации реактора А. Почти весь персонал к этому времени получил теоретическую подготовку и прошел в большей или меньшей степени стажировку на реакторе А.

       Ко времени пуска реактора АВ-2 его персонал прошел подготовку на реакторе АВ-1 и частично на реакторе А. Производственные и технологические инструкции были полностью отработаны.

       Пуск реактора АВ-1 проводился под руководством академика И.В. Курчатова. В пуске принимали участие начальник ПГУ Б.Л. Ванников, член-корр. АН СССР А.П. Александров, директор комбината Б.Г. Музруков, главный инженер Е.П. Славский, научный руководитель АВ-1 B.C. Фурсов, а также Е.Н. Бобулевич, М.С. Пинхасик, Л.А. Юровский, Ю.И. Корчемкин (работал в группе учета работы реактора "А". Руководителем группы физиков был Г.Б.Померанцев. В этой группе также работал С.В. Мельников, а с начала 1952 г. А. К. Круглов), начальник реактора Н.А. Петров, первые начальники смен Б.В. Брохович, Р.В. Егоров, А.Н. Митенев, Л.Г. Созинов.

       Рабочие блоки загружались в несколько приемов, при этом после каждой догрузки проводился пробный физпуск.

       03.04.1950 г. была полностью закончена загрузка рабочих блоков, а 04.04.50 в 24-00 ч по указанию А.П.Александрова мощность была поднята до 17%.

       В дальнейшем мощность поднималась ступенями по 7-10% и в июне была достигнута проектная мощность.

       В сентябре этого же года первую продукцию передали на переработку. В монтаже и пуско-наладочных работах на реакторе АВ-1 самое активное участие принимали будущие работники эксплуатации Б.Д. Авдеев, Н.Е. Бондаренко, Г.В. Большилов, В.П.Абросимов, Д.И. Вавилов, Г.А. Гузиев, Б.С. Иванов, В.И. Соин, А.С. Василенок, Н.П. Вакуленко, B.C. Мухин, Н.Ф.Павлов, М.Г. Нюпенко, В.М. Жеребцов, Н.А. Стеблев, В.Е. Ильин, П.Л. Конев, А.И. и С.Н. Казанкины, В.А. и А.П. Степановы и многие другие.

       Пуск реактора АВ-2 был осуществлен аналогичным образом. 13.04.51 произведен физпуск и мощность поднята до 12%. Ответственными за пуск реактора АВ-2 были: директор комбината Б.Г. Музруков, главный инженер комбината Г.В. Мишенков, заместитель научного руководителя А.П. Александров.

       При пуске присутствовали Б.Л. Ванников, Е.П. Славский, B.C. Фурсов. Первыми начальниками смен реактора АВ-2 были С.А. Аникин, П.Д.Данилов, А.И. Кокин, В.А. Мелешкин, А.И. Солодовников, Ю.Н. Ушаков.

Расходомерная отметка на реакторе АВ-2

       В монтаже и пуске реактора АВ-2 принимали участие: Л.В. Кириллов, Ю.И. Заворуев, В.Ф.Жуков, Г.И. Иванцов, И.И. Кокшаров, В.Г. Ильков, В.А. Мельников, А.В. Кочнев, Ф.В. Галиакбаров, Н.М. Мишин, П.В. Мишин, М.Г. Кузьменко, В.И. Трясцов, П.В. Логинов, Е.В. Клячева, Л.А. Фомина, Г.Н. Азов, Б.П. Шмельков, А.С. Ханжов, Н.А. Абатуров, И.С. Зырянов и др.

       Первая продукция реактора АВ-2 была передана на переработку в октябре 1951 г.

       Ветераны завода и отрасли А.К. Дедюхин, К.М. Заходов, А.П. Зернов, А.И. Киреев, А.В.Климов, С.М. Коршунов, Ф.А. Лягинков, С.Г. Ушаков, Н.А. Чкалов, инженер-конструктор Г.П. Виноградов, мастера-механики В.Е. Ильин, И.И. Пытов и многие другие также начинали свой трудовой путь на предприятии с реактора А. Среди них были Н.И. Козлов, Л.А. Алехин и другие работники комбината и Министерства. Об условиях быта и работы тогда на реакторах можно судить из упоминаний слесаря К.М. Заходова: "В декабре 1947 г. я по путевке прибыл в наш город из Ленинграда, где работал на судостроительном заводе. Было мне 19 лет. Шло строительство жилых домов по проспекту Ленина. Наше первое жилье мы получили в здании, где сейчас находится музыкальная школа. Кровати в два яруса были размещены в одной из больших комнат. Мы знали, что город еще строится, поэтому жилье нас вполне устраивало. Вместе со мной приехали и жили в одной комнате мои земляки: Виктор Малькевич, Рем Ксентицкий и Евгений Сафронов.

       Сроки ввода объекта в эксплуатацию были сжатыми, поэтому приходилось спешить, а зачастую мы работали без выходных. Когда агрегат А был пущен, мы стали работать уже как эксплуатационники.

       Я работал тогда в центральном зале на сборке технологических каналов. Вскоре, по решению руководства, была создана специальная бригада по ликвидации аварий на реакторе (так называемых "козлов"), куда меня и направили. Специального инструмента и приспособлений для выполнения этой работы в то время не было. Приходилось выдумывать и тут же изготавливать штанги, воротки, фрезы, цанги, удлинители и т. п. Рассверловку тогда вели вручную, так как станков не было. Отсутствовали надежные средства защиты и не было хороших приборов контроля. Случалось так, что только мы ликвидируем одного "козла" и не успеем еще выспаться (а спали порой на заводе), как нас уже снова просят принять участие в ликвидации очередного "козла".

       СТРУКТУРА ЗАВОДА И ЕГО КАДРЫ

       Первоначально реакторы АВ-1 и АВ-2 в состав комбината входили как самостоятельные заводы (объекты).

       Одновременно со строительством реактора АВ-1 производилась комплектация эксплуатационного персонала и его обучение на работающем реакторе А.

       Были созданы следующие службы:

1. Служба управления реактором, возглавлялась главным инженером.

2. Служба КИП - начальник И. Д. Лопатухин.

3. Служба автоматики - начальник П.Г. Добия.

4. Служба главного механика - начальник Н.М. Тиранов.

5. Служба главного энергетика - начальник В.А. Морозов.

6. Служба дозиметрии - начальник И.М. Розман.

7. Отделение загрузки - начальник И.С.Потапов.

8. Отделение готовой продукции - начальник Н.П. Вакуленко.

9. Химлаборатория - начальник И.И.Мельников.

10. АХЧ - начальник А.А. Озерков.

       Для работы на строящемся реакторе рабочих и ИТР набирали с действующих заводов предприятия, по вербовке и отбору из других городов Советского Союза, из молодых специалистов, отбираемых кадровой службой ПГУ для работы в нашей промышленности. К окончанию строительства и монтажа весь требуемый эксплуатационный персонал был набран и обучен и принимал участие в приемке оборудования и пуско-наладочных работах. Первым начальником объекта АВ (завод № 2) был Н.А. Петров. С ноября 1950 г. начальником объекта назначен Н.А. Семенов. (В последние годы жизни Н.А. Семенов был Первым заместителем Министра Среднего машиностроения). После перевода Н.А. Семенова в 1952 г. в управление комбината начальником объекта назначается Н.Д. Степанов, а его вскоре сменяет Н.А. Николаев.

       В ноябре 1950 г. было создано самостоятельное управление по эксплуатации реактора АВ-2.

       Начальником объекта назначен А.Д. Рыжов, главным инженером - Н.Д. Степанов. Вновь созданное управление приняло от руководства объекта АВ функции курирования строительства, монтажа и набора и подготовки необходимых кадров. Эксплуатационный персонал АВ-2 проходил обучение на работающем реакторе АВ-1. С марта 1951 г. начальником объекта АВ-2 (завод №4) был назначен Н.И. Козлов.

       Оба объекта существовали раздельно до 1954 г. В конце 1953 г. ПГУ и руководством комбината было принято решение: два объекта (Завод № 2 и Завод № 4 объединить в объект 24, упростить структуру управления и снизить расходы на административно-управленческий персонал.

       С 1 января 1954 г. для реакторов АВ-1 и АВ-2 был образован единый Завод № 24.

       Директором завода был назначен опытный инженер и администратор Н.Н. Архипов, ранее руководивший реактором А.

       Главным инженером утвержден Л.А. Юровский. Заместителем главного инженера по производству - Н.И. Козлов (бывший начальник Завода № 4). Научным руководителем стал В. И. Рябов.

       Объединение двух объектов в единый Завод № 24 позволило существенно сократить численность персонала. Общая численность была сокращена с 755 до 528 человек, т.е. на 30%.

       В 1957 г. главный инженер завода Л.А.Юровский был переведен на должность заместителя главного инженера комбината по группе А.

       Главным инженером завода назначается Н.И. Козлов, а его заместителем по производству - начальник смены реактора АВ-2 Л.В. Кириллов.

       В 1960 г. главного инженера завода Н.И. Козлова назначили заместителем главного инженера комбината по группе А вместо Л.А. Юровского, а главным инженером Завода №24 назначили Л.В. Кириллова, а его заместителем по производству - С.А. Аникина.

       В 1962 г. С.А. Аникин выдвигается на должность директора Завода № 37, а на его место назначается начальник смены реактора АВ-1 В.А. Мелешкин. По науке и ядерной безопасности заместителем главного инженера после Н.С. Бурдакова стал Н.И. Сучев.

       В июне 1963 г. скоропостижно скончался директор завода Н.Н. Архипов. Директором завода утвердили Л. В. Кириллова, главным инженером - В. А. Мелешкина. На должность заместителя главного инженера назначили начальника смены реактора АВ-2 А. П. Жарова.

       В целях дальнейшего упрощения управленческого аппарата и снижения расходов на его содержание 1 января 1971 г. по приказу директора комбината Заводы № 24 и № 37 объединены в один коллектив - Завод № 23.

       После объединения директором завода назначен Л.В. Кириллов, главным инженером - В.Ф. Гусев (главный инженер Завода № 37). Заместителями главного инженера по производству (они же - начальники реакторных зданий) стали: В.А. Мелешкин, А.П. Жаров, С.А. Аникин, заместителем по научной части - Л.А.Шуваев, заместитель главного инженера Завода № 37.

       Отделы и службы возглавили:

П.В. Сахаров - главный механик. А.С. Ханжов - главный приборист. И.Т. Наумов - главный электрик. И.С. Малыгин - начальник техотдела. П.И. Коробкин - начальник ОЗиГП. Н.Н. Костеша - начальник службы "Д". Я.И. Смирнов - начальник химлаборатории. И.А. Лезин - начальник АХЧ.

В.П. Рутенко - начальник 1-го отдела.

       Общее число персонала на заводе при объединении изменилось с 1051 до 1006 чел.

       Как уже упоминалось, реактор АВ-2 - здание 601 - был пущен в 1951 г. Весь персонал его дублировался и работал в здании 301. Начальником его был Н.И. Козлов, начальник службы КИПиА - П.Г. Добия, начальники отделений КИПиА - Б.И. Мясников и Н.Ф. Павлов. Инженерами по ремонту были Г.С. Сорокин, К.И. Поляков, П.А. Журавлев. Дежурные инженеры - Н.А. Абатуров, М. Буравлева, Б.В.Растегаев, В.Г.Хоревская, А.И.Бабин, Н.А. Благовещенский, А.И. Кочнева, О.А. Бочарникова. В архивах заводов и Комбината трудно найти непрерывно изменяющийся состав всех служб предприятий. Укажем лишь, что инженер службы КИПиА завода А.С. Василенок из числа работников КИПиА первых лет работы завода упоминает следующих:

       В.В. Ежов, Н.К. Куцаков, Е.Н. Тюкин, Г.В. Филонов, Е.С. Самарский, А.Г. Клочков, В.П. Фролов, С.Н. Казанкин, Н.С. Махов, Л.А. Комарова, Н.Г. Муравьева, Н.А. Воронина, П.Г. Сорокина, Е.А. Савельева, Р.К. Киселева, Н.В. Морозов, З.В.Ермакова, В.Н. Лазаренко, В. Д. Тетюков, И.И. Шелухова, П.И. Агуреев, П.Н. Бутусов, В.Е. Антонов, Н.Р. Благодарное, М.С. Зеленое, А.Л. Алексеев, Г.В. Ильичева, Т.А. Железнова, С.Я. Рунов, Л.Ф. Стреколов, А.Д. Пиунов, P.P. Лукманов, И.Ф. Савельев, B.C. Набродов, Н.М. Мишин, В.А. Семенов, В.А. Грещук и др.

       Начальниками службы КИПиА на заводе были И.Д. Лопатухин, Я.М. Кудюров, П.Г. Добия, Н.Ф. Павлов, А.С. Василенок, А.С. Ханжов, И.В.Дроздов.

       По-видимому, в истории Комбината, которая готовится к 50-летию Комбината, будут перечислены и работники других, не менее ответственных служб, обеспечивших длительную работу реакторов (механики, электрики и т. д.).

       В августе 1973 г. директор завода Л.В. Кириллов назначается на должность заместителя главного инженера комбината по реакторному производству.

       Директором завода назначается В.Ф. Гусев, главным инженером - А.П. Жаров.

       В 1974 г. выбывает с завода В.А. Мелешкин. Начальником реактора АВ-1 назначается И.С. Малыгин, начальником реактора АВ-2 - С.А. Аникин, а руководство строящимся реактором "Руслан" возлагается на П.В. Сахарова.

       ОСНОВНЫЕ ПРОБЛЕМЫ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРА АВ-1 И АВ-2

       Вся история эксплуатации, уран-графитовых реакторов АВ-1 и АВ-2, как и реакторов Завода № 156, это борьба за форсирование мощности и обеспечение надежной работоспособности.

       В первые годы после пуска основное внимание было уделено форсированию мощности. С этой целью был разработан и выполнен ряд мероприятий. Коротко остановимся на важнейших.

       В 1954-1956 гг. на заводе была построена и пущена в эксплуатацию азотная станция. Была обеспечена азотная продувка обоих реакторов, что позволило поднять мощность на 20- 25%.

       В связи с отсутствием (в первые годы) необходимых знаний по радиационно-термическому формоизменению графита на реакторе АВ-1 заклинивали графитовые втулки. Это не позволяло форсировать мощность и могло привести к осложнениям в эксплуатации.

       Проблема извлечения заклиненных втулок была решена после изучения различных вариантов. Комплексная бригада, созданная на заводе, разработала инструмент и приспособления для высверловки втулок, а затем выполнила эту работу на реакторе АВ-1 (1959-1964 гг.). После ее окончания мощность на АВ-1 была поднята на 30% и сравнялась с мощностью реактора АВ-2.

       Следует отметить, что проектный срок эксплуатации реакторов составлял 5 лет. По истечении этого срока не было существенных замечаний по состоянию систем контроля, защиты и самих реакторов.

       Несколько позже стали появляться неисправности. Так, с 1961 г. начался выход из строя отдельных точек в системе поканального контроля температуры воды на сливе. В 1964 г. эта система полностью вышла из строя. Система была спроектирована как не подлежащая ремонту, поэтому на первом этапе она была заменена системой термонейтронных датчиков, которая позволяла контролировать лишь распределение нейтронного потока.

       Далее была разработана новая система поканального контроля температуры воды на основе термопар из кабеля КТМС.

       Во время капитальных ремонтов (в 1971 г. на АВ-2, в 1972 г. на АВ-1) новые системы были смонтированы на обоих реакторах. Практика подтвердила, что новые системы более надежны, точны и ремонтоспособны.

       С 1961 г. начали отмечаться обрывы импульсных линий системы поканального контроля расхода воды. В ТК в 1964-1965 гг. заменены импульсные линии от штуцеров стоек коллектора до переходных плит в схеме "Е" с южной стороны на обоих реакторах. Продолжали постепенно выходить из строя и другие системы и узлы реакторов.

       Практически, не осталось таких узлов и систем, которые не требовали бы ремонта или замены. Многие работы на реакторах нуждались в изменении технологии. Большие трудности представляло собой определение причин и характера неисправностей (разрушений), появляющихся в местах, недоступных для осмотра. Самой серьезной неисправностью можно считать разрушение переходных деталей тракта ниже кладки. Первые признаки этого явления были замечены в 1964 г.

       Обрыв деталей приводил к большим затруднениям при постановке технологических каналов и разгрузке продукции. Массовый их выход из строя сделал бы реактор неработоспособным. С 1970 г. завод совместно с НИКИМТ разрабатывал способ замены и конструкцию новой нижней детали тракта, технологию выполнения этой работы.

       В 1971 г. на реакторе АВ-2 и в 1972 г. на реакторе АВ-1 во время капитальных ремонтов произведена замена нижних деталей тракта с вмонтированными в них кабельными термопарами. Более длительных сроков потребовала разработка способа ремонта переходных деталей тракта в районе нижней диафрагмы. Нужно было решить две проблемы: укрепить деталь тракта и предотвратить попадание воды на нижнюю диафрагму. Эти работы были выполнены.

       Еще одним слабым местом технологического тракта оказался узел термокомпенсатора, расположенный выше кладки. На реакторе АВ-1 за счет усадки кладки произошло опускание плитного настила и расцепление деталей тракта в районе термокомпенсатора с дальнейшей их расцентровкой. Это привело к невозможности нормальной замены втулок, их раскрашиванию, появлению забитых ячеек. На реакторе АВ-2 плитный настил не опустился, но оказался висящим на деталях тракта. Разработали способ ремонта деталей тракта в районе компенсатора. На реакторе АВ-2 в район компенсатора ставилась тонкостенная гильза из нержавеющей стали и "распуклевывалась" (изнутри выдавливались сферические выступы). Это предотвратило опускание плитного настила.

       На реакторе АВ-1 уже расцепившиеся детали сначала центрировались, затем в них ставилась аналогичная тонкостенная гильза, которая затем скреплялась с деталями тракта точечной сваркой.

       После такого ремонта замечаний при замене втулок (и других операциях) не было. Большие ремонтные работы пришлось выполнить для сохранения работоспособности графитовой кладки. Начиная с середины 60-х годов стало ясно, что кладка начинает разрушаться. Графитовые блоки (кирпичи) подверглись износу и имеют трещины, разрушение замковых соединений, значительный осевой прогиб. При расчистке забитых ячеек рассверловочным инструментом частично рассверливаются кирпичи; не всегда удается расчистить ячейку до конца.

       К 1969 г. на заводе были разработаны способ, технология и оснастка для ремонта ячеек углеграфитовой пастой, состав и технология приготовления пасты. В работах по изучению формоизменения и ремонту графитовых кладок активно участвовали сотрудники Лаборатории № 5 ЦЗЛ Комбината (В.И. Клименков, Н.С. Бурдаков, В.Э. Парутин, Ю.К. Шурупов, А.И. Малов и др.) и многие работники завода № 24 (Р.А. Клестов, Г.Ф. Соколов, И.М. Пиголков, Я.И. Смирнов и др.). Начался массовый ремонт дефектных ячеек с помощью пасты.

       За все время эксплуатации на реакторе АВ-1 отремонтировано 252 ячейки, запрессовано 39 693 кг пасты. На реакторе АВ-2 отремонтировано 309 ячеек, запрессовано 52 657 кг пасты. Это позволило сохранить кладку в работоспособном состоянии. Для обеспечения стабильной и безаварийной работы реакторов за время эксплуатации был выполнен еще целый ряд ремонтов и модернизаций оборудования, которые невозможно даже перечислить в столь ограниченном по объему повествовании. Последнее подробное обследование технического состояния реакторов АВ-1 и АВ-2 было произведено в августе 1988 г. комиссией, назначенной указанием Первого заместителя Министра (№ СТ 1047/35с от 21.07.88). Эту очень представительную комиссию возглавлял заместитель главного инженера организации п/я Г-4752 СВ. Малышев.

       Вывод комиссии следующий:

       Основные металлоконструкции, графитовая кладка, СУЗ, системы контроля и обеспечения находятся в работоспособном состоянии и могут эксплуатироваться в течение двух лет.

       От этих дней до своей последней остановки (АВ-1 12.08.89, АВ-2 14.07.90) реакторы проработали без замечаний.

       Закончился 39-летний период работы реакторов АВ-1, АВ-2 - первых серийных промышленных уран-графитовых реакторов. Эти реакторы были созданы в рекордно короткий срок и позволили создать атомное оружие в нашей стране. Таким образом, был достигнут паритет вооружений в СССР и США и прекращен атомный шантаж со стороны США.

       В первые годы эксплуатации было много трудностей в связи с отсутствием опыта и необходимых знаний. Только со временем была достигнута высокая культура эксплуатации, разработаны методы и технологии ремонта некоторых конструкций, которые считались незаменяемыми и неремонтоспособными (кладка, нижние детали тракта).

       Это позволило превысить основной проектный параметр реакторов (мощность) почти в 5 раз (4,77 раза) и в течение длительного времени поддерживать его на этом уровне, обеспечивая стабильную безаварийную работу.

       К моменту прекращения эксплуатации реакторов их состояние гарантировало безаварийность и безопасность эксплуатации. На реакторах были подготовлены кадры высокой квалификации.

       В целом, нужно сказать, что реакторы АВ-1, АВ-2 и люди, создавшие и эксплуатировавшие их, выполнили возложенные на них задачи.

       История распорядилась так, что составные части Завода № 23 - площадка № 1 (Завод № 24) и площадка № 2 (Завод № 37) в течение длительного времени развивались независимо друг от друга.

       Руководителями объединенного завода в наиболее напряженный период его работы были Л.В. Кириллов и В.Ф. Гусев.

       За это же время на площадке № 2 были сооружены пять реакторов, два из которых работают в настоящее время.

       Все ректоры площадки № 2 спроектированы по двухконтурной схеме, причем в четырех из них использовалась тяжелая вода и лишь один - легководный (на обычной воде).

       РЕАКТОР ОК-180

       Реактор ОК-180 представлял собой первый в стране промышленный тяжеловодный реактор, предназначенный для получения плутония и ряда изотопов.

       Строительство реактора было начато 6 июня 1949 г. и закончено 23 сентября 1951 г. Реактор с обслуживающими системами был размещен в здании 401, имеющем подземное исполнение, и образовал Завод № 3, входящий в состав комбината. Главный проектант комплекса - Ленгипрострой (главный инженер проекта Н.Н. Кондрацкий). Главный конструктор реактора - ОКБ Завода № 92 в г. Горьком (главный конструктор А.И. Савин). Научный руководитель - Лаборатория № 3 АН СССР (академик А.И. Алиханов, заместитель В.В. Владимирский).

       Директором завода был назначен А.А. Тарасов, главным инженером - И.Д. Дмитриев, заместителями главного инженера стали А.И. Макаров (начальник ПТО) и Н.Н. Николаев. Научный руководитель - академик А.И. Алиханов.

       В процессе монтажа оборудования происходила подготовка ремонтного и эксплуатационного персонала, среди которого были как опытные производственники, так и малоопытная молодежь.

       Первыми начальниками смен были А.Я. Смычков, А.Е. Тимофеев, Г.С. Цветков, Д.С. Юрченко. Основными производственными подразделениями руководили: В.П. Григорьев - главный механик. И.В. Морозов - главный электрик. А.Ф. Попов - главный приборист. А.Д. Крестников - начальник службы дозиметрического контроля. Л.С. Федосеева - начальник химической лаборатории. Р.П. Ефремов - начальник транспортного отделения.

       17 октября 1951 г. состоялся физический пуск реактора, а затем поэтапно была достигнута проектная мощность (28 октября). В процессе эксплуатации реактора были проверены различные режимы работы, выявлены некоторые конструкторские недочеты. Проверена возможность получения различных продуктов.

       В январе 1965 г. появилась течь тяжелой воды из двух мест: соединения напорной камеры с трубой гидротранспорта (узел "Н") и дренажа из полости бокового отражателя (вентиль № 57). Никаких реальных возможностей устранить течь не было. Поэтому руководством Министерства было принято решение об остановке реактора. 3 марта 1966 г. он был остановлен. Слитая тяжелая вода была использована при пуске реактора ОК-190М. Нехватка тяжелой воды для реактора ОК-190М была второй причиной остановки реактора ОК-180. К моменту остановки на заводе сменились руководящие кадры. Директором завода стал С.А.Аникин, главным инженером - А.Е.Тимофеев, заместителем главного инженера по производству - В.Ф. Гусев, по научной части и ядерной безопасности - Л.А. Шуваев. Главным механиком - К.Т. Василенко, главным электриком - И.Т. Наумов, главным прибористом - В.М. Бочарников, начальником службы "Д" - Н.Н. Костеша, начальником транспортного отделения A.M. Чариков, начальником хим. лаборатории - О.М. Орликова, начальником КБ - П.В. Сахаров.

       Реактор ОК-180 являлся первым промышленным тяжеловодным реактором в нашей стране, поэтому была оправдана его сравнительно небольшая мощность. Персонал приобрел необходимый опыт в его эксплуатации. Выявленные недостатки были учтены при проектировании и строительстве следующего тяжеловодного реактора ОК-190.

       РЕАКТОР ОК-190

       Реактор ОК-190 представлял собой естественное продолжение и развитие реактора ОК-180. Поэтому его главным проектантом, главным конструктором и научным руководителем были те же организации, что и у ОК-180 (ЛГС, ОКБ завода № 92, ТТЛ АН СССР).

       Реакторный комплекс был размещен в подземном здании 401 А, примыкающем к зданию 401 с реактором ОК-180. Оба реактора в комплексе образовали Завод № 37.

       Строительство реактора ОК-190 было начато 6 октября 1953 г. и закончено 29 октября 1955 г. Физический пуск реактора был осуществлен 27 декабря 1955 г. Начальниками смен в это время были Н.П. Карбовничий, Б.А. Кудрявцев, Ю.А. Соловьев, К.А. Третьяков, руководителями завода и его подразделений: Д.С. Юрченко - директор завода, Г.С. Цветков - главный инженер, А.Е. Тимофеев - заместитель главного инженера, Л.А. Шуваев - научный руководитель, Н.В. Алексеев - главный механик, В.И. Сурков - главный электрик, В.В. Мукин - главный приборист, А.П. Донкина - начальник службы "Д", Г.Ф. Сафаров - начальник транспортного отделения, Е.А. Ломовцева - начальник химической лаборатории, Г.Я. Занин - начальник КБ.

       Реактор ОК-190 находился в эксплуатации около 10 лет. Персонал, пускавший его в работу, уже имел опыт аналогичной работы на первом тяжеловодном реакторе ОК-180. Однако с первых дней коллектив ИТР и рабочих, занятых на реакторе ОК-190, столкнулся с новыми проблемами и трудностями. Эти трудности были связаны с особенностями нового реактора, недостатками его проекта, а позже (с конца 1959 г.) с течью тяжелой воды. Попытки устранить протечки тяжелой воды предпринимались несколько раз. Проводились специальные ремонты, но положительных результатов они не дали. В результате протечек тяжелой воды создалась неблагоприятная дозиметрическая обстановка, которая усугублялась недостаточной защитой верха реактора, невысоким качеством загружаемой продукции и некоторыми другими обстоятельствами. Основной причиной остановки реактора явилась утечка тяжелой воды. Тем не менее, по мере накопления опыта, более глубокого изучения процессов, происходящих в реакторе, налаживания всех обслуживающих систем эксплуатационный персонал освоил режим, связанный с использованием обогащенных урановых блоков, достиг и превзошел (в 2 раза) проектную мощность, увеличил производительность труда и выполнил поставленные перед ним задачи.

       В октябре 1965 г. реактор ОК-190 был остановлен. На момент остановки этого реактора ОК-180 руководили заводом и его основными подразделениями те же лица, которые указаны выше. В 1970 г. впервые в мировой практике корпус реактора ОК-190 был извлечен из шахты и захоронен.

       РЕАКТОР ОК-190М

       Строительство реактора ОК-190М было закончено в марте 1966 г., в апреле этого же года он вышел на проектную мощность. Реактор ОК-190М, как и его предшественники, реакторы ОК-180, ОК-190, работавшие ранее на заводе, являлся в свое время единственным в СССР промышленным тяжеловодным реактором. Его уникальные параметры позволяли кроме основного продукта получать различные радиоактивные изотопы, используемые в народном хозяйстве и идущие на экспорт.

       Осенью 1966 г. была обнаружена течь тяжелой воды из корпуса реактора через образовавшуюся неплотность. С этого времени велись непрерывный контроль протечек тяжелой воды из реактора, ее сбор, очистка и возврат в реактор.

       Поскольку тяжелая вода уходила из контура как в виде паров, так и в виде жидкости, для ее улавливания пришлось разработать и смонтировать дополнительные системы вентиляции. Благодаря этому безвозвратные потери тяжелой воды были невелики. Величина протечек постоянно возрастала, и концу 1969 г. суточный слив составлял около 850 кг.

       В апреле 1970 г. был проведен эксперимент по переводу всех циркуляционных насосов на минимальное число оборотов (750 об/мин). При этом течь снизилась с 1100 до 500 кг в сутки. Насосы были оставлены в этом режиме.

       К концу 1970 г. течь снова выросла до прежней величины.

       Было установлено, что основной причиной роста течи тяжелой воды являются термокачки, связанные с колебаниями мощности при проведении технологических операций или срабатываниях аварийной защиты. Теперь вся деятельность персонала была направлена на снижение колебаний мощности, т. е. термокачек.

       Группа работников завода (В.Ф. Гусев, Л.А. Шуваев, П.В. Сахаров, Н.В. Иванов, Е.Я. Мастепан) разработала и внедрила специальные каналы, позволившие производить перегрузку поглотителей без снижения мощности. В.И. Карагодин, В.И. Гусев, Н.В. Иванов сконструировали приспособление для чистки фильтров без отключения насосов ЦН-11, т. е. без снижения мощности и термокачек.

       Большой вклад в дело стабильной работы реактора с возрастающей течью из корпуса внесли начальники смен В.Н. Иващенко, А.И. Изотов, М.И. Борисов, А.Ф. Коровенков, Ю.А. Крючков, Е.Н. Новоселов. В 1975 г. на реакторе начались массовые выходы твэлов из строя. Выход твэлов из строя характеризовался их распуханием, зависанием в ТК и разрушением. Реактор был досрочно перегружен, а изучение этого явления показало, что основной причиной выхода твэлов из строя явилось некачественное сцепление оболочки твэлов с сердечником при изготовлении, что приводило к отслоению оболочки, перегреву и разрушению твэлов. Нарушений режима эксплуатации реактора не было обнаружено.

       Была изменена технология изготовления твэлов. В местах, где условия эксплуатации твэлов были наиболее тяжелыми, были установлены технологические трубы увеличенного диаметра, что позволило увеличить расход воды через них и снизить температуру. Эти меры дали положительные результаты.

       В работы по исследованию причин зависания твэлов, их разрушения большой вклад внесли заместитель главного инженера комбината Л.В. Кириллов, заместитель главного инженера завода Г. В. Васильев, работники завода Л.А. Шуваев, Е.Я. Мастепан, Л.К. Мошкина, работники ЦЗЛ Н.Я. Русинов, И.Т. Березюк, Е.В. Будко, В.И. Постников, В.Н. Турдаков.

       С течением времени течь тяжелой воды из корпуса реактора продолжала расти. Так как ее рост был непредсказуем, то не исключалась вероятность возникновения аварийной ситуации при резком увеличении течи и невозможности поддержать необходимый уровень тяжелой воды в реакторе. В этом случае могла прекратиться циркуляция воды в реакторе, произойти ее вскипание с последующим расплавлением твэлов.

       Для исключения подобной аварии в 1980 г. была разработана и смонтирована система подачи простой воды в подреакторное пространство. Все последующие годы эксплуатации реактор работал в щадящем режиме: на пониженном уровне мощности и с минимальным числом ее снижений. Параллельно отрабатывалась новая технология изготовления твэлов. В течение 37 кампаний (11.02.82-30.08.82) в реакторе была обработана партия таких твэлов. Замечаний по их стойкости не было.

       В апреле 1983 г. произошла разгерметизация внутренней стенки бака водяной защиты. Вытекающая вода смешивалась с протечками тяжелой воды, что приводило к дополнительным трудностям в эксплуатации реактора.

       Решением Министерства остановка реактора была намечена на окончание 44-й кампании, т. е. на апрель 1986 г. Как и при остановке реактора ОК-190, основной причиной ее остановки послужила прогрессирующая течь корпуса.

       Корпуса обоих реакторов были изготовлены из сплава САВ-2Т и аналогичны по конструкции. Отсюда можно сделать вывод, что конструкция корпуса оказалась неудачной. До остановки реактора ОК-190М в 1985 г. в центральном зале здания 401А уже шла сборка корпуса реактора Л-2, который должен был заменить реактор ОК-190М.

       16.04.86 реактор ОК-190М был заглушён и выведен из эксплуатации.

       РЕАКТОР "РУСЛАН"

       Реактор "Руслан" спроектирован и сооружен как альтернатива тяжеловодным реакторам, работавшим ранее на Заводе № 37. Генеральным проектантом реакторной установки был определен ВНИПИЭТ, генеральным конструктором - НИКИЭТ, научным руководителем - РНЦ КИ.

       По конструкции это был реактор бассейнового типа, в котором теплоносителем и замедлителем одновременно является обычная (легкая) вода высокой степени очистки (бидистиллят). Отвод тепла осуществляется по двухконтурной схеме.

       Реактор размещен в здании 401 Завода № 37, где находится выведенный из эксплуатации реактор ОК-180. Окончание строительства и физпуск реактора "Руслан" были осуществлены в 1979 г., а 18.06.79 был произведен его энергопуск, когда мощность реактора была поднята до 10% проектной. Далее мощность постепенно увеличивалась и 04.12.80 достигла номинальной - проектной мощности.

       Реактор используется для наработки основного продукта и радиоактивных изотопов. Работает в режиме кампаний. По окончании каждой кампании производится перегрузка топлива, а в течение кампании делается несколько остановок (8-10) для перегрузки поглотителей и выполнения ремонтных работ.

       В ходе эксплуатации установки "Руслан" испытывались различные типы сборок-поглотителей, схем загрузки. Принципиальных серьезных недостатков в конструкции установки не было выявлено, но были отмечены некоторые факторы, осложнявшие эксплуатацию особенно в первые годы.

       Большой доводки потребовала разгрузочно-загрузочная машина (РЗМ). Вследствие повышенной вибрации наблюдались случаи разрушения трубок в теплообменниках. Разрушенные трубки приходилось глушить и выводить из работы.

       Со временем снижалась эффективность теплообменников из-за загрязнения внутренних поверхностей теплообменных трубок отложениями из продуктов коррозии железа и жизнедеятельности железобактерий. Для ликвидации отложений использовались различные моющие растворы и механическая чистка трубок. Однако желаемого эффекта при этом до сих пор достичь не удалось.

       Много внимания пришлось уделить доработке СУЗ. Потребовала доработки конструкция центральной сборки. Кроме освоения работы камеры разделки кассет (КРК), работниками заводского КБ и ОГМ были сконструированы и смонтированы станки разборки рабочих кассет, кассет СУЗ и всех видов центральных сборок под слоем воды в бассейнах выдержки.

       Транспортер, установленный в верхнем бассейне реактора, оказался неработоспособным, так как его шариковые подшипники не выдерживали нагрузок, раскалывались и выходили из строя. Они были заменены на капролоновые подшипники скольжения. После это транспортер стал работать нормально.

       Впервые на реакторе Завода № 23 была смонтирована и введена в промышленную эксплуатации информационно-вычислительная система на базе ЭВМ М-6000. Это дало возможность более грамотно управлять реактором.

       Поскольку реактор и внутрикорпусное оборудование работали без замечаний, по согласованию с 4-м ГУ мощность реактора была поднята выше проектной величины без превышения лимитирующих параметров и 02.12.85. мощность реактора стала 135% выше проектной.

       В сентябре 1989 г. на реакторе были проведены первые опыты по легированию (облучению) кремния. В дальнейшем технология легирования была доведена до промышленного использования, и начиная с 1992 г. на реакторе выполняются заказы различных организаций по легированию кремния. В 1990-1992 гг. был построен цех по до- и послереакторной обработке кремния, а в 1993 г. он вступил в строй.

       В июле-ноябре 1995 г. на реакторе был проведен капитальный ремонт, в ходе которого был выполнен большой объем работ по ремонту и реконструкции механического, электрического оборудования, систем КИПиА.

       После капитального ремонта реактор выведен на мощность и работает до настоящего времени.

       РЕАКТОР "ЛЮДМИЛА"

       Генеральным проектантом, генеральным конструктором и научным руководителем этой установки были уже знакомые учреждения: ВНИПИЭТ (С.-Петербург), ОКБМ (Н. Новгород), ИТЭФ (Москва).

       Реактор Л-2 был очередным тяжеловодным реактором с двухконтурной схемой охлаждения. Первоначально предлагалось, что он должен быть большой мощности с шестью петлями охлаждения и размещаться в новой шахте. Затем для сокращения капитальных затрат был рассмотрен и утвержден вариант строительства реактора в шахте реактора ОК-190, который был извлечен из шахты в 1970 г.

       Предполагалось использовать 4 петли охлаждения с имеющимися теплообменниками и насосами ЦН-11. Этим решением фактически определялись мощность и некоторые элементы конструкции будущего реактора. Были определены сроки окончания 1-й очереди СМР (декабрь 1987 г.), срок остановки действующего реактора ОК-190М (апрель 1986 г.).

       При обследовании бака водяной защиты, который должен был быть использован для реактора Л-2, на предмет возможности его ремонта, было установлено, что ремонт неплотностей (шелей) невозможен. Была сделана попытка заварить щель на внутренней стенке бака, но при этом образовывалась новая щель в непосредственной близости от места сварки.

       Это объяснялось сильным охрупчиванием металла стенки под действием нейтронного потока за годы эксплуатации.

       Стало ясно, что бак нельзя эксплуатировать водой. Работниками завода было предложено "полнить бак пастой на основе графита. К работе было привлечено предприятие п/я А-1940, которое исследовало различные составы (пасты) для заполнения бака водяной защиты. В результате был разработан литой бетон повышенной теплопроводности, состоящий из жидкого стекла, кремнефтористого натрия, мелкозернистого графитового песка и графитового порошка - графитобетон (ГФБ). Для охлаждения графитобетона в баке была смонтирована система труб Фильда. После заполнения бака графитобетоном была произведена его сушка, которая закончилась в конце 1985 г.

       До конца 1985 г. велись другие подготовительные работы, не связанные с остановкой действующего оборудования. Вследствие нехватки людей и задержек в поставках оборудования строительство затянулось.

       Для контроля и координации работ на заводе была создана группа реконструкции под руководством заместителя главного инженера завода Г.В. Васильева. В состав группы вошли инженеры-технологи В.Г. Башарин, Г.П. Сурин, инженеры ОГП А. И. Верховод, С.А. Чугин, инженер ОГЭ В.И. Хрусталев, инженер ОГМ НИ. Фирсов.

       С сентября 1985 г. к курированию работ на Л-2 привлекаются работники отделов Управления комбината (Приказ № 174 от 18.09.85).

       К концу 1987 г. работы по строительству реакторной установки ЛФ-2 были завершены. (Название реактора Л-2 трансформировалось в ЛФ-2 после переделки бака водяной защиты с установкой в него труб Фильда). 30 декабря 1987 г. начался физический пуск реактора, который был успешно завершен 31 декабря.

       После этого началась подготовка к энергопуску, которая, в основном, заключалась в обкатке и отладке всех систем установки. После отладки систем приступили к энергопуску. 25.05.88 мощность поднята до 10% от проектной, а 21.06.88 -до 78%.

       После выхода на мощность продолжалась доводка различных систем установки, уточнение технологических режимов, в том числе водно-химического режима. Подбором оптимального величины рН удалось снизить температуру оболочки блоков, что позволило превысить проектный уровень мощности более чем на 15% без превышения регламентированных параметров и замечаний. К концу 1988 г. был закончен энергопуск установки.

       За это время серьезных недостатков в работе не было. Были выполнены необходимые работы по доводке отдельных систем и узлов оборудования, отработке режимов эксплуатации. До настоящего времени реактор ЛФ-2 находится в работе. В отличие от своих предшественников, реактор имеет стальной корпус.

       На реакторе нарабатывается широкий спектр радиоактивных изотопов. В заключение необходимо отметить, что на указанных двух работающих реакторах Комбината - Заводе № 23, кроме целого ряда радиоактивных изотопов, нарабатывается тритий - основной продукт, необходимый для ядерного шита страны.

       В первую очередь нужно назвать людей, которые обеспечили строительство, ввод в эксплуатацию и стабильную до настоящего времени работу реакторов "Руслан" и "Людмила". Это - директор завода В.Ф. Гусев, главный инженер завода А.П. Жаров. Заместители главного инженера по производству Г.В. Васильев, П.В. Сахаров, заместитель главного инженера по научной части Л.А. Шуваев, главный механик В.П. Добряк, главный приборист И.В. Дроздов, главный энергетик И.Т. Наумов, начальник ОЗВиКГП И.И. Мальцев, начальник ОРиОБ Н.Н. Костеша и многие другие работники завода.

       После вывода из эксплуатации реакторов АВ-1 и АВ-2 на заводе были созданы три конверсионных направления: легирование кремния, выпуск термоусаживающейся трубки и облучение пленки, используемой при изготовлении различного рода источников тока. Общее руководство созданием этих направлений осуществлял заместитель главного инженера В. В. Малков. Большой вклад в разработку технологии легирования кремния внесли работники завода Р.А.Клестов, В.А.Бобин, Н.И.Пешков, Ю.А. Критевич, Ю.М. Трухманов, В.В. Тихомиров, М.В. Токарев.

       Два других направления разработали и довели до практического использования И.Ю. Дубровин, А.В. Закаляпин, В.В. Рамзаев, К.Л. Клочков, Г.В. и А.В.Бариновы, М.Н.Терещенко, В.А. Лобода и др.

       В настоящее время Завод № 23 имеет два стабильно работающих реактора и продолжает развивать и совершенствовать три конверсионных производства, а также заниматься могильниками радиоактивных отходов и выведенными из эксплуатации реакторами.

       Руководителями завода и его основных подразделений, которые решают проблемы наполовину законсервированного завода, являются: В.И. Садовников - директор завода; П.В. Сахаров - главный инженер завода; Е.И. Серов, А.П. Колегов, В.В. Малков и Д.Д. Додонов - заместители главного инженера; В.П. Добряк, И.В.Дроздов, В.И.Ольховский - главные специалисты (механик, приборист, энергетик); И.И. Мальцев - начальник отделения загрузки, выгрузки и комплектации готовой продукции; М.А. Зайцев - начальник отдела радиационной и общей безопасности; В. К. Кушков - начальник КБ; В. А. Бобин - начальник отделения радиационно-химических технологий; Е. А. Чесноков - начальник отделения спец. водогазоочистки.

       Решающий вклад трудящихся Комбината № 817 в создание первой плутониевой ядерной бомбы, как и в создание серийного ядерного и термоядерного оружия, хорошо известен. Напомним лишь читатели, что руководство страны еще в 1949 г. за первую ядерную бомбу присвоило звание дважды Героя Социалистического Труда Б.Г. Музрукову. Главному инженеру Комбината Е.П. Славскому и главному инженеру завода Б.В. Громову были присвоены звания Героя Социалистического Труда,

       Героями Социалистического Труда стали научные руководители объектов А, Б и В И. В. Курчатов, В. Г. Хлопин, А. А. Бочвар. Большая группа сотрудников Комбината была награждена орденами и медалями. Среди лауреатов Сталинской премии были также сотрудники Комбината, которые обеспечивали пуск сложнейших объектов.

Источник: Брохович, Б. В. Первые предприятия по производству делящихся метериалов: База 10, Комбинат № 817, ПО «Маяк» / В. В. Брохович, А. К. Круглов, В. И. Фетисов // Ядерная индустрия России. – М., 2000. – С. 319-362.