Учёный-конструктор Доллежаль Николай Антонович (1899-2000) – создатель советских промышленных реакторов

(творческая работа учеников 10 класса Самарского международного аэрокосмического лицея Ануфриева Сергея и Гирс Дмитрия, занявшая призовое место на вторых областных научно-технических чтениях «Память о прошлом», проходивших в марте 2009 г. на базе филиала РГАНТД. Научный руководитель – учитель права и экономики, к.и.н. доцент Парамонова Р.Н.)

ВВЕДЕНИЕ

Творческая работа посвящена Николаю Антоновичу Доллежалю (27.10.1899 – 20.11.2000) – выдающемуся ученому, конструктору первых совет­ских промышленных реакторов, ставших основой создания ядерного щита на­шей страны.

Актуальность темы определяется тем, что в современном обществе про­блема развития атомной энергетики напрямую связана с необходимостью энер­гетического обеспечения устойчивого развития человечества, а также с карди­нальным решением проблем нераспространения ядерного оружия и экологиче­ского оздоровления планеты Земля.¹

Цель работы: познакомиться с научной деятельностью Н.А. Доллежаля, вписавшему первые страницы в историю реакторостроения в СССР.
Задачи: изучить архивные материалы, содержащие описание изобрете­ний, сделанных коллективами, возглавляемыми Н.А. Доллежалем; проанализи­ровать проблемы атомной энергетики в послевоенное время; найти достовер­ную информацию об исследованиях атомной энергии, которые вели различные научные учреждения СССР и России.

Для решения поставленных задач были использованы заявочные мате­риалы на изобретения, хранящиеся в Российском государственном архиве на­учно-технической документации (Филиале г. Самары), содержащие схемы кон­струкций и их описания. Были также использованы информационные ресурсы, расположенные на сайтах Института имени Н.А. Доллежаля (НИКИЭТ), Мини­стерства атомной энергетики (Минатом), электронного инженерного журнала (jinrmag) и новой электронной библиотеки Владимира Новикова.

Выражаем признательность всем сотрудникам РГАНТД и особенно спе­циалистам читального зала за помощь в поиске и работе над архивными мате­риалами.

1. МИРНЫЙ АТОМ В СССР

Исследования урана в СССР начались еще в довоенное время, но наибо­лее важные открытия были сделаны уже после Великой Отечественной войны. 23 марта 1946 г. И.В. Сталин подписал распоряжение Правительства о строи­тельстве двух заводов ядерных взрывчатых веществ: для получения урана-235 и получения плутония. Главным конструктором промышленного реактора был назначен Н.А. Доллежаль. Над проектом трудилось несколько конструкторских групп, общее научное руководство осуществлял И.В. Курчатов. 19 июня 1948 г. реактор был выведен на проектную мощность 100 мВт., а в августе следующего года впервые были изготовлены две полусферы из плутония, которые, пройдя аттестацию были отправлены на предприятие по производству атомных бомб.²

После испытания первой атомной бомбы И.В. Курчатов и Н.А. Долле­жаль обсудили возможность создания атомной электростанции. 29 июля 1950 г. вышло постановление Совмина СССР о разработке и сооружении в городе Об­нинске (Калужская область) АЭС с реактором, получившим условное наимено­вание «AM». Проектировал реактор Н.А. Доллежаль со своим коллективом. Обычные урановые блоки не были пригодны для АЭС. Пришлось конструиро­вать специальные технологические каналы, состоящие из системы тонкостен­ных трубок небольшого диаметра, на наружных поверхностях которых разме­щалось ядерное топливо. Технологические каналы в несколько метров длиною загружались в ячейки графитовой кладки реактора мостовым краном реактор­ного зала и присоединялись к трубопроводам первого контура съемными дета­лями. Так, впервые благодаря сконструированному советскими учеными ка­нальному ядерному реактору (водографитовой схемы) была получена электро­энергия, источником которой служило ядро атома. Уже 27 нюня 1954 г. состо­ялся официальный пуск первой в мире Обнинской АЭС с выдачей электроэнер­гии в систему Мосэнерго.

Атомная станция имела небольшую выходную мощность в 5000 кВт и одной загрузки хватало для ее работы в течение 80-100 суток, но Обнинская АЭС привлекла внимание людей всего мира. На ней побывали многочисленные делегации почти из всех стран: все хотели своими глазами посмотреть на «рус­ское чудо». Не надо каменного угля, нефти или горючего газа, здесь тепло от реактора, скрытого за надежной защитой из бетона и чугуна, приводит в дви­жение турбогенератор и вырабатывает электроэнергию, которой по тем време­нам было достаточно для нужд города с населением 30-40 тысяч человек, при расходе ядерного топлива около 2 тонн в год.³

На базе конструкторского бюро Н.А. Доллежаля, где были спроектирова­ны первые отечественные промышленные реакторы, еще в 1952 г. был органи­зован научно-исследовательский институт. Сейчас НИКИЭТ – один из круп­нейших в России центров ядерной техники и технологии. Здесь были созданы самые мощные в мире для своего времени реакторы – для боевых подводных кораблей, для атомных станций, для космических полетов, для научных иссле­дований. На территории НИКИЭТа, по существу, в центре Москвы, 30 лет ра­ботал реактор. Сегодня он остановлен, и ядерное топливо выгружено.⁴

2. СУДЬБА Н.А. ДОЛЛЕЖАЛЯ – УЧЕНОГО, КОНСТРУКТОРА, РУКОВОДИТЕЛЯ

Выдающийся ученый-конструктор Н.А. Доллежаль навсегда вошел в ис­торию реакторостроения как создатель целого ряда уникальных реакторных ус­тановок. Свою карьеру инженер Н.А. Доллежаль начал с разработки теплового оборудования для восстанавливавшихся фабрик и заводов. В предвоенные годы Н.А. Доллежаль был техническим директором Ленинградского института азот­ного машиностроения, затем – главным инженером завода «Большевик» в Кие­ве. С началом Великой Отечественной войны Николай Антонович был направ­лен в Свердловск в качестве главного инженера строившегося завода «Уралхиммаш», а в 1942 г. отозван в Москву и назначен директором и научным руко­водителем нового института – НИИ химического машиностроения.

Выше уже отмечалось, что в 1946 г. Н.А. Доллежаль и возглавляемый им коллектив был привлечен к работам по созданию атомного оружия. В год, ко­гда вступила в строй первая советская АЭС, под руководством Н.А. Доллежаля был разработан и первый проект реакторной установки для подводных лодок, водо-водяной схемы. В 1961 г. Доллежаль создал «ядерную» кафедру «Энерге­тические машины и установки» в МВТУ и руководил ей 25 лет.

Дважды Герой Социалистического Труда, шесть раз лауреат Ленинской и Государственных премий СССР, орденоносец (награжден шестью орденами Ленина, орденами Трудового Красного Знамени, Красной Звезды, Октябрьской Революции) – академик Доллежаль никогда не состоял в коммунистической партии. Из людей его ранга такая вольность прощалась немногим. Долгожи­тель, он пережил всех своих соратников и друзей – А.Д. Сахарова, Ю.Б. Харитона, И.Е. Тамма... К столетнему своему юбилею получил орден «За заслуги перед Отечеством» второй степени, а незадолго до смерти – «Золотую медаль им. И.В. Курчатова» Российской академии наук.

Но не всегда судьба улыбалась ему. В 1929 г. после стажировки в Европе Николай Антонович отсидел в Бутырке полтора года под следствием (1930 – 1932), где он изобрел свой первый компрессор для кислородной станции. А ог­немет, который сконструировали Доллежаль с сотоварищами, принес им осво­бождение. Дальнейшая его работа вплоть до последнего времени была под грифом секретности, и лишь совсем недавно имя Николая Доллежаля стало достоянием общественности. В одном из немногих своих интервью он с горе­чью говорил: «...От памятного всем испытательного взрыва атомной бомбы ве­дет свое начало ядерный статус нынешней России. Жаль, это то немногое, что осталось от былого величия. Наш мощный ядерный противовес США и сегодня - гарант мира. Не забывайте и другое: особый план Пентагона 'Троян' преду­сматривал 1 января 1950 г. ядерное нападение на СССР. И только произведен­ный 29 августа 1949 г. взрыв нашей отечественной атомной бомбы навсегда охладил военный пыл Вашингтона».⁵

3. ИЗОБРЕТЕНИЯ Н.А. ДОЛЛЕЖАЛЯ

3.1. Ядерный реактор с перегревом пара⁶

Из заявочных материалов на изобретения. 1975 г. Филиал РГАНТД. Ф. Р-1 Оп. 309-5. Д. 1727. Л. 8, 9, 10. Подлинники

Изобретение относится к области водяных кипящих реакторов с ядер­ным перегревом пара, может быть использовано для производства электроэнер­гии и пара высоких параметров. Известная конструкция корпусного водяного кипящего реактора включает активную зону, набранную из тепловыделяющих сборок, в верхней части которых находятся циклонные сепараторы для предва­рительной осушки пара и жалюзийные сепараторы, встроенные в корпус реак­тора, для окончательной осушки пара. Перегрев пара осуществляется при про­хождении сухого насыщенного пара сверху вниз через перегревательную сбор­ку, расположенную в центре испарительной сборки.

Целью настоящего изобретения является упрощение средств сепарации пара и перегрузки реактора за счет исключении жалюзийного сепаратора. В ре­зультате использования тепловыделяющих сборок с регенеративными участка­ми осушки пара появилась возможность исключить из конструкции реактора жалюзийный сепаратор, при этом уменьшается общая высота корпуса реакто­ра на высоту сепаратора, снижается металлоемкость реакторных устройств и существенно упрощается перегрузка тепловыделяющих сборок активной зоны и, кроме того, исключены протечки влажного пара в область перегретого пара. Количество отложений за кампанию на поверхностях регенеративного участка не превышает 02-.0,3 мм, что не оказывает существенного влияния на теплооб­мен.

Потеря мощности на выпаривание остатков влаги в регенеративном уча­стке для реактора электрической мощностью 2000 МВт составляют 1 – 1.5% от тепловой мощности реактора.⁷

Предполагаемое изобретение относится к импульсным исследователь­ским ядерным реакторам периодического действия, предназначенным для ра­бот в области ядерной физики, атомной техники и техники исследований кон­денсированных сред. В настоящее время известен единственный в мире дейст­вующий импульсный реактор периодического действия на быстрых нейтронах ИБР в Объединенном институте ядерных исследований (г. Дубна). Недостатка­ми известных установок являются: ограниченный угол охвата активной зоны экспериментальными каналами; отсутствие возможности регулировать частоту импульсов при сохранении постоянной ширины импульсов на различных час­тотах; использование для экспериментов нейтронов, утекающих с ограничен­ной части поверхности отражателей.

Целью изобретения является: создание реактора, обеспечивающего воз­можность регулирования частоты импульсов при сохранении постоянной ши­рины импульса на различных частотах; увеличение угла охвата активной зоны экспериментальными установками, с использованием утечки нейтронов со всей поверхности стационарного и подвижного отражателей; обеспечение возмож­ности работы реактора в бустерном режиме при размножении нейтронов от им­пульсного источника, расположенного внутри активной зоны реактора.

Для достижения указанных целей подвижный отражатель выполнен в ви­де двух уравновешенных плит, вращающихся в параллельных плоскостях и на­саженных на вращающих валах, приводимых во вращение от одного привода, причём одна из плит соединена с приводным валом через редуктор, выполнен­ный с коробкой скоростей и дифференциальной передачей. Стационарный от­ражатель выполнен в виде мишени-генератора нейтронов, на которую падает электронный пучок от специального ускорителя электронов. Горизонтальная ось вращения позволила уменьшить вес плит подвижного отражателя, и тем самым уменьшить нагрузки на опорных подшипниках.

В корпусе 1, состоящем из верхней цилиндрической части 2, нижней –неправильной шестигранной формы 3, размещается активная зона реактора 4. Активную зону с пяти сторон окружает стационарный отражатель 5, с подвиж­ными блоками 6. С наружной стороны стационарного отражателя расположены замедлители 8, с экранами 9 и защитными пробками 10. Привод системы управления 11 и защиты расположен в верхней части биологической защиты, через которую проходят приводные тяги 12.

Со стороны подвижного отражателя напротив активной зоны располага­ется замедлитель 13. Биологическая защита 14 служит местом монтажа реакто­ра с его системами и вспомогательными устройствами. В биологической защи­те реактора располагается шахта реактора 15 с защитными пробками 16 и экра­нами тепловой защиты 17 и 18. Все элементы подвижного отражателя смонти­рованы на опоре 38 и заключены в герметичный кожух 39 с неподвижным раз­делительным кольцом 40. Вращение плит осуществляется от электродвигателя 32, связанного с валом 28 посредством соединительной муфты 27.

За подвижным отражателем располагается замедлитель 13, Который слу­жит для формирования нейтронов различных энергий, утекающих с поверхно­сти подвижного отражателя в момент развития импульса. На замедлители для вывода пучков нейтронов через биологическую защиту направлены экспери­ментальные каналы 19. Каналы оборудованы защитными шиберами 20. Шибе­ры служат для закрытия каналов. Для работы реактора в бустерном режиме в активной зоне 4 (см. фиг.5) установлена мишень 41. В результате ядерной ре­акции в рабочем материале мишени 46 выделяется тепло, которое отводится с помощью теплоносителя, поступающим в мишень по трубопроводу 44. Выход теплоносителей из мишени осуществляется через трубопровод 45. Герметиза­ция вакуумного трубопровода мишени 42 и вакуумного трубопровода 50 осу­ществляется с помощью уплотнительного устройства 49. Для удобства и де­монтажа мишень 41 закреплена на подвижной защитной пробке 43. Мишень вводится в активную зону реактора 4 через подводящий к активной зоне реактора теплоноситель трубопровод 48. Для охлаждения тепловыделяющих элементов активной зоны 4 по подводящему трубопроводу 48 подается холодный теплоноситель (например, жидкий натрий), который отводится из корпуса реак­тора 1 через трубопровод 51.⁹

Из заявочных материалов на изобретения. 1975г. Филиал РГАНТД. Ф. Р-1. Оп. 332-5. Д. 1978 Л. 12, 13, 14, 15, 16, 17, 18. Подлинники

Данное изобретение относится к исследовательским ядерным реакторам с газовым теплоносителем. Характерной особенностью известных исследова­тельских реакторов является стационарная активная зона с одной или несколь­кими исследовательскими петлями, заключенная в корпус или расположенная в бассейне. К недостаткам данных реакторов можно отнести: отсутствие возмож­ности изменения спектра нейтронов, падающих на исследовательскую петлю; невозможность перегрузки топлива или замены замедлителя или теплоносителя без разгерметизации реактора; использование только одного какого-либо теп­лоносителя для охлаждения активной зоны. Все это усложняет эксплуатацию и сужает экспериментальные возможности реактора.

Целью изобретения является устранение отмеченных недостатков и соз­дание такой конструкции исследовательского реактора, которая расширит его экспериментальные возможности. Цель достигается тем, что активная зона бы­строго газоохлаждаемого множества исследовательского реактора выполнена в виде отдельных нейтронно-физических связанных экспериментальных каналов с горючим, заключенных в силовые кожуха, герметично уплотненные в корпусе реактора, причем силовые кожуха вместе с заключенным в них эксперимен­тальными каналами установлены с противоположных сторон корпус и направ­лены навстречу друг другу.¹¹

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

¹ Коротко о НИКИЭТ (Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля).
² См.: 60 лет атомной отрасли России. - http://igor-moscow.pikenet.ru/lVlINATOM/03/03.10.02.
³ См.: Новая электронная библиотека Владимира Новикова.
⁴ См.: Коротко о НИКИЭТ. - http://www.nikiet.ru/rus/history
⁵ Век академика Доллежаля. - http://wwwinfo.jinr.ru/jinrmag/koi8/1999/42.
⁶ Филиал РГАНТД. Ф. Р-1. Оп. 309-5. Д.1727
⁷ Там же. Л. 6-7.
⁸ Там же. Оп. 354-5. Д. 325
⁹ Там же. Л. 12-15.
¹⁰ Там же. Оп. 332-5. Д.1978
¹¹ Там же.  Л. 10-11.
¹² Большой Российский энциклопедический словарь. - М.: Большая Российская энциклопедия, 2003. С. 472.