


(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.
Из заявочных материалов на изобретения. 1968 г. Филиал РГАНТД. Ф. Р-1. Оп. 354-5. Д. 325 Л. 16, 17, 18, 19, 20. ПодлинникиВ 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.