Ядерный щит

Первые технические условия на изготовление пероксида-оксида урана и металлического урана для исследовательского реактора Ф-1 были выданы Курчатовым в ноябре 1944 г. В технических условиях были установлены жесткие требования по химическому составу, при которых допускалась минимальная сумма примесей в металле и оговаривалось предельное содержание ряда вредных элементов, загрязняющих уран.

Технология получения металлического урана по заданию ЛИПАН разрабатывалась в Гиредмете НКЦМ у Н.П. Сажина с участием З.В. Ершовой. В книге «Воспоминания об Игоре Васильевиче Курчатове» Ершова рассказывает: «В Гиредмете по просьбе И.В. Курчатова изготавливались образцы-мишени препаратов соединений урана. Эти препараты принимал сам Курчатов, тщательно обследуя каждую мишень через сильную лупу. Курчатов предложил изготовить лаборатории Н.П. Сажина и З.В. Ершовой несколько килограммов карбида урана высокой степени чистоты. Карбида урана ни в старой России, ни в СССР никогда не производили. В основу метода получения металлического урана был положен способ восстановительной плавки тетрафторида урана металлическим магнием. Эксперимент проводили сразу в укрупненном масштабе с получением килограммовых слитков. Рафинирование осуществляли вакуумной переплавкой в высокочастотной печи, и в декабре 1944 г. был выдан слиток чистого металлического урана массой более одного килограмма».

Это был первый, ощутимый по массе и объему слиток урана в нашей стране. Но для опытного реактора Ф-1 требовалось около 50 т чистого природного урана в виде металлических блоков диаметром 32 и 35 мм, общей массой 36 т, а также 9 т шаров диаметром 80 мм из диоксида урана. Такое задание было дано (с утвержденными техническими условиями) заводу № 12 в г. Электросталь.

Однако получить урановые блоки из природного урана российского производства не представлялось возможным, поскольку в нашей стране только приступили к добыче урановой руды. Уран вывезли из поверженной к тому времени Германии, у которой имелись неиспользованные запасы. Производство блоков было налажено далеко не сразу – дело для нас было новое. Большую помощь в решении этой задачи оказали Ю.Н. Голованова, А.Н. Каллистова, Н.Ф. Кваскова, С.И. Золотухи, А.П. Завенягина, П.Я. Антропова.

Кстати, для сравнения: в Америке задача изготовления металлического урана была решена за 23 месяца (весь 1941 г. и 11 месяцев 1942 г.), в СССР – за 6 месяцев (июнь – ноябрь 1946 г.). «Украденные» секреты (даже если бы они и были) не играли особой роли. Технология исполнения требует особого оборудования, приборов, специалистов и др. При этом не следует забывать, что для опытного реактора СР-1 Энрико Ферми в Чикаго требовалось только 6 т урановых блоков, а для реактора Ф-1 Курчатова необходимо было иметь 36 т.

Следующая, еще более сложная задача – получение графита, графитовых блоков, используемых в качестве замедлителя в ядерных реакторах. Графит имеет достаточно высокую температуру плавления, обладает хорошими механическими свойствами, легко поддается обработке. Казалось бы, что для получения графитовых блоков достаточно обратиться на заводы электрохимической и электрометаллургической промышленности, производящие графитовые электроды в целях получения алюминия, электростали, ферросплавов, хлора и др.

Но в данном случае для ядерного реактора требовался графит особой чистоты. В связи с этим Курчатов развернул в Лаборатории № 2 широкие экспериментальные исследования графита: его физических констант, сечения захвата тепловых нейтронов и т. д. Были проведены физические испытания на поглощение нейтронов в графитовых призмах, собранных из графитовых электродов лучшего качества разных фирм (помимо отечественных) – немецких и английских. Но все они оказались непригодными для ядерного реактора, поскольку не отвечали требованию высокой степени чистоты. Примеси, например бор, железо, титан, даже в незначительных количествах являлись вредными поглотителями нейтронов.

Разработку и поставку чистого графита для ядерных реакторов поручили коллективу Московского электродного завода. Прежде всего пришлось изменить технологию производства графита, а также заменить оборудование, чтобы избежать появления вредных примесей. Главная задача состояла в улучшении качества исходного сырья, а именно в получении нефтяного кокса с зольностью не более 0,04%. Следует сказать, что наша нефтеперерабатывающая промышленность никогда не выпускала нефтяной кокс с таким низким содержанием золы. Первую партию кокса нужного качества удалось получить на московском заводе «Нефтегаз» после проведения больших экспериментальных работ. После этого на заводе был налажен выпуск нефтяного кокса в количестве 100 т в месяц с содержанием золы даже меньше 0,04%, а бора – от 1,2-10^-6 до 1,710^-6, т. е. ниже, чем требовалось по ТУ (5-10^-6). Авторами разработки технологии производства ядерно-чистых графитовых блоков были Г.К. Банников, Н.И. Александров, А.В. Котиков, Н.Ф. Правдюк, В.В. Гончаров.