Герои атомного проекта

Токамак-установка с внешним тороидальным магнитным полем и кольцевой плазмой - тороидальной камерой с магнитными катушками. Первый токамак был сооружен в 1958 г. с температурой плазмы 15 эВ. В 1978 г. был введен в действие первый в мире токамак со сверхпроводящими катушками - Т-7. Разработка сверхпроводников осуществлена во ВНИИНМ им. А. А. Бочвара. В начале 80-х годов началось сооружение «Токамака-15» в Москве в ИАЭ им. И. В. Курчатова. В дальнейшем были созданы установки «Ангара-5» и в рамках международного проекта - ИНТОР и ИТЭР.

Синхротрон с энергией протонов 480 - 680 МэВ

Для проведения фундаментальных исследований в области ядерной физики и прикладных работ, в частности по разработке ядерных зарядов, создавались синхротроны - ускорители электронов, протонов и других заряженных частиц.

Первые ускорители электронов с энергией 30 и 250 МэВ были сооружены в ФИАНе в 1949 г. На их основе был создан самый крупный в мире в то время синхротрон с энергией протонов 480 - 680 МэВ. Построен в г. Дубне, в филиале Лаборатории № 2 АН СССР. Введен в действие 14 декабря 1949 г.

Мощная лазерная установка «Искра-5» (ВНИИЭФ, г. Сэров)

Установка «Ангара-5-1», позволяющая проводить широкий спектр исследований в области управляемого инерциального термоядерного синтеза (ТрИНИТИ, г. Троицк).

Машинный зал ЭВМ (80-е годы, г. Саров)

Расчет соударения блока с наклонной преградой

Полупромышленная установка № 5, на которой в 1947 г. были получены первые микрограммовые количества плутония. Установка была создана в 1946-1947 гг. в НИИ-9 (ВНИИНМ)

Первый исследовательский уран-графитовый реактор Ф-1.

Пущен 25 декабря 1946 г. Предназначался для экспериментальной проверки осуществления цепной реакции деления и получения плутония в малых количествах.

Реактор первой АЭС электрической мощностью 5000 кВТ

(вид сверху)

Первая в мире АЭС (пуск 27.06.1954 г., г. Обнинск). Для нее был выбран вариант уран-графитового реактора с вертикальным размещением тепловыделяющих элементов. Долгие годы эта электростанция являлась базой для проверки основных технических решений при проектировании различных типов энергетических реакторов.

Здание, где размещался первый промышленный реактор «А» (комбинат «Маяк», г. Озёрск)

Центральный зал реактора «А» проектной мощностью 100 МВт.

Реактор введен в 1948 г. на комбинате «Маяк».

Фрагмент диффузионного оборудования для получения обогащенного урана-235

Диффузионная технология разделения урана была принята в конце 40-х годов на разделительном заводе в г. Свердловске-44 (комбинат № 813). Существенными недостатками метода были большое потребление электроэнергии и большие площади для размещения километровых технологических цепочек.

Центрифуги для отделения урана-235 от урана-238

В начале 50-х годов были начаты исследования по центробежному разделению изотопов урана. Первый опытный завод, оснащенный газовыми центрифугами, начал работать в 1957 г., а первый промышленный завод был построен и пущен в эксплуатацию в течение 1962-1964 гг. Это событие на 10 лет опередило аналогичные производства в европейских странах.

В дальнейшем газоцентробежной технологией были оснащены все наши разделительные заводы. Эта технология оказалась наиболее пригодной по производительности и длительности эксплуатации оборудования без ремонта.

Первый исследовательский тяжеловодный реактор

С целью физического обоснования промышленных тяжеловодных реакторов для получения плутония, урана-233 и трития в Лаборатории № 3 АН СССР (ныне Государственный научный центр «Институт теоретической и экспериментальной физики», г. Москва) был построен исследовательский тяжеловодный реактор ТВР. Его физический пуск состоялся 26 апреля 1949 г. Это был первый на Азиатско-Европейском континенте тяжеловодный реактор. Впервые в мире на этом реакторе были выполнены уникальные исследования в области нейтронной физики.

Исследовательский реактор на быстрых нейтронах - БИГР.

Предназначен для изучения воздействий нейтронов на различные материалы и приборы. Разработка ВНИИЭФ, 1975 г.

Реактор БН-350

В 1973 г. в городе Шевченко была построена первая в СССР атомная станция с реактором на быстрых нейтронах БН-350. Тепловая мощность составляла 1000 МВт, электрическая - 350 МВт.

В 1980 г. введен в эксплуатацию третий энергоблок Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-600. Тепловая мощность составляла 1470 МВт, электрическая - 600 МВт.