ИТЭФ в 1945-1953 гг.

20 августа 1945 г. постановлением ГОКО (Государственный комитет обороны) № 9887 сс/оп был создан Специальный Комитет (СК) при ГОКО. На этот Комитет были возложены обязанности по руководству всеми работами по использованию «внутриатомной энергии урана». Председателем СК был назначен Л.П. Берия. Для предварительного рассмотрения научно-технических проектов, выносимых на заседания СК, этим же постановлением, был создан Технический Совет (ТС), председателем которого назначили Б.Л. Ванникова. Академик А.И. Алиханов был назначен ученым секретарем ТС. Далее этим же постановлением Б.Л. Ванников был освобожден от должности наркома боеприпасов и назначен начальником Первого Главного Управления при СНК СССР. Можно сказать, что с этого момента возникло Министерство атомной промышленности, первым министром которого был Б.Л. Ванников. Любопытно отметить, что под грифом сс/оп был принят проект развития работ по исследованию космических лучей, предложенный Б.Л. Ванниковым, С.И. Вавиловым, Д.В. Скобельцыным, М.Г. Первухиным, А.П. Завенягиным, Н.А. Борисовым, В.А. Махневым, А.П. Александровым и А.И. Алихановым. Можно лишь удивляться тому, что работы в этой области, тем не менее, не были засекречены.

Специальный Комитет при ГОКО далее в документах назывался Специальным Комитетом при Совнаркоме СССР. Согласно протоколу № 8 заседания этого комитета от 14 ноября 1945 г. Л.П. Берия (с участием А.А. Андреева, А.И. Алиханова и Г.М. Попова) было поручено решать вопрос о размещении лаборатории № 3. Создание лаборатории № 3 было определено постановлением СНК СССР № 3010-895сс от 1 декабря 1945 г. Лаборатории было присвоено название «Лаборатория № 3 АН СССР» Директором лаборатории был назначен академик А.И. Алиханов. Лаборатория входила в состав АН СССР с так называемой «звездочкой», что означало, что она финансируется независимо от АН СССР. На самом деле, лаборатория подчинялась ПГУ СНК СССР.

Была определена следующая структура лаборатории:

• Сектор исследования системы <ДК> (что означает сектор тяжеловодного реактора).
• Сектор исследований системы <ТК> (сектор ториевого реактора).
• Сектор циклотрона
• Сектор бета-активности
• Сектор радиохимический
• Сектор космических лучей (с экспериментальной группой).
• Сектор теоретический и расчетный
• Конструкторское бюро
• Административно-хозяйственный отдел
• Производственный отдел.
• Библиотека.

О ходе развернувшихся в лаборатории работ можно судить по докладной записке А.И. Алиханова, направленной руководству ведомства 15 мая 1946 г. В записке сообщалось, что работы по созданию ДК (тяжеловодные реакторы) начаты два месяца тому назад. Создана теория ДК, ранее отсутствовавшая. Авторами этой теории названы Л.Д. Ландау и И.Я. Померанчук. Сообщалось о необходимости срочного формирования группы конструкторов для проектирования как опытных, так и промышленных тяжеловодных реакторов. Подчеркнем, это было в середине мая 1946 г. В 1947 г. был готов проект первого в стране опытного тяжеловодного реактора. В 1948 г. реактор был построен, в апреле 1949 г. он начал работать. В июне 1949 г. начал работать циклотрон. В начале 50-х годов вошел в строй первый в стране промышленный тяжеловодный реактор. В апреле 1949 г. постановлением Президиума АН СССР № 384 лаборатория № 3 была переименована и стала называться Теплотехнической лабораторией АН СССР, оставаясь фактически в ведении ПГУ.

На опытном реакторе были выполнены критические опыты с урановыми блоками (стержнями) разной толщины и разными конфигурациями активной зоны (АЗ) реактора. Вращающаяся крышка реактора и жидкий замедлитель позволяли легко и быстро изменять шаг расположения стержней (шаг решетки). Эти измерения помогли уточнить расчеты и оптимизировать активную зону промышленного реактора. Тяжелая вода заполняет алюминиевый бак 1 диаметром 175 см. и высотой 195 см. Снизу и сбоку бак окружен графитовой кладкой толщиной около 100 см – графитовый отражатель 2. Графитовая кладка размещена внутри стального «внешнего» герметического корпуса 3. Урановые стержни 4 подвешены на вращающейся крышке 7, которая сверху покрыта свинцовыми плитами 5. Крышка снабжена целевыми затворами 6. Тяжелая вода служит как замедлителем, так и теплоносителем. Вода подается в АЗ снизу 9 и отводится сверху, а затем через сливную трубу 10 попадала в циркуляционные насосы 11 и теплообменник 12. Для хранения воды был предусмотрен резервуар 13, куда можно произвести срочный сброс воды.

Над АЗ располагалась гелиевая «подушка». Прокачка гелия осуществлялась газодувкой 14. Пары воды выделяются из газа конденсатором 15, а гремучая смесь сжигается в контактном аппарате 16.

Для перемещения регулирующих стержней и индикации их положений использовались моторные приводы 17 с сельсиновыми датчиками. Реактор был окружен бетонной защитой 18, в которой имелись каналы 19 для вывода нейтронов.

Тяжеловодные реакторы обладают высоким коэффициентом размножения, что позволяет использовать в качестве «топлива» естественный, т.е. необогащенный уран. Особенно важным достоинством тяжеловодных реакторов является устойчивость работы, обусловленная большим отрицательным температурным коэффициентом. С увеличением мощности растет температура в АЗ и падает реактивность, т.е. коэффициент размножения – обратная связь. В докладе, представленном А.И. Алихановым и его коллегами на первую международную конференцию по мирному использованию атомной энергии [1], сказано, что после достижения стационарного режима, т.е. установления постоянной температуры и динамического равновесия в АЗ между накоплением и сжиганием отравляющих зону продуктов деления урана, все регуляторы можно извлечь из АЗ и за счет отрицательного температурного коэффициента реактор продолжает сам себя регулировать, т.е. выход из строя системы управления реактором не может вызвать аварии. Более того, как было показано, если теперь остановить реактор и извлечь из АЗ все управляющие стержни, мощность реактора будет быстро возрастать, но затем возрастание мощности прекратится, и реактор будет сам себя регулировать на уровне мощности, определяемом теплосъемом. После пуска реактора и завершения критических экспериментов на реакторе была выполнена большая серия опытов, целью которых была наработка данных, необходимых для уточнения расчетов тяжеловодных реакторов. Результаты этих работ были опубликованы лишь в 1955 г. в трудах Сессии АН СССР по мирному использованию атомной энергии, а также в трудах Международной конференции по мирному использованию атомной энергии, состоявшейся в Женеве в 1955 г. Энергетический спектр и температура нейтронов, выходивших из горизонтального канала реактора, были измерены с использованием нейтронного кристаллического спектрометра с изогнутым монокристаллом кварца (спектрометр типа Кошуа). Оказалось, что температура нейтронов, выходивших из АЗ реактора, всего на 50o Цельсия превышает температуру замедлителя, что указывало на высокую степень термализации нейтронов в АЗ реактора [2]. На этом же спектрометре были исследованы энергетические зависимости полных эффективных сечений делящихся изотопов урана и плутония. Затем спектрометр был использован для исследования процесса атомного упорядочения в сплавах. Было положено начало нейтронографическим исследованиям в СССР.

В 1952 г. на реакторе начал работать нейтронный спектрометр с механическим прерывателем пучка. Впервые для прерывания пучка был использован не метод поглощения нейтронов, а рассеяние нейтронов в материале ротора. В 1955 г. вошел в строй второй вариант этого спектрометра, разрешающая способность которого по времени пролета составляла 0,07 мкс/м. Методом времени пролета измерялись нейтронные сечения в интервале энергий 5.1000 эВ. Впервые в практике создания временных анализаторов была реализована матричная схема совпадений – прообраз современных временных анализаторов. Как уже было отмечено выше в 1949 г. в лаборатории № 3 вошел строй циклотрон, ускорявший дейтроны до энергии 12 МэВ. Пучок нейтронов получали в (d,n)-реакции на бериллиевой мишени, окруженной парафином для замедления нейтронов. Пульсирующий пучок нейтронов получали методом модуляции напряжения на дуге источника ионов. Кроме дифференциальных сечений, измеряли интегральные сечения, усредненные по спектру «котельных» нейтронов [5]. Тщательно исследовали выход и периоды запаздывающих нейтронов [6].

Опытный реактор лаборатории № 3 (ТТЛ, а впоследствии ИТЭФ) оказался очень чувствительным к изменению реактивности при внесении в АЗ делящегося или поглощающего нейтроны материала. Внесение 1 мг бора в центральную часть аппарата вызывало перемещение регулирующего стержня на 1 мм. Система уравнения реактором позволяла фиксировать изменения положения стержней управления с точностью до 0,1 мм. Эта особенность реактора позволила прецизионным образом «взвешивать» влияние делящегося вещества или поглотителя путем сравнения с влиянием стандартного (эталонного) поглотителя – бора.

Используя указанную чувствительность реактивности аппарата к внесению образцов в центральную часть АЗ, удалось измерить эффективное число вторичных нейтронов, возникающих при делении изотопов урана-233, -235, плутония-239 [7] и естественного урана [8].

В эти же годы (начало 50-х) в ТТЛ были начаты фундаментальные ядерно-физические исследования. Остановимся на одном из таких исследований – изучении рассеяния медленных нейтронов по орто- и параводороде и дейтерии [9]. Изучение рассеяния нейтронов на орто- и парасостояниях молекул водорода и дейтерия имело своей целью исследование спиновой зависимости ядерных сил – зависимости эффективных сечений и амплитуд рассеяния нейтронов от взаимной ориентации спинов нейтронов и ядер мишени. Длина волны нейтронов избиралась достаточно большой, чтобы она превосходила расстояния между ядрами в молекулах как водорода, так и дейтерия. Тогда нейтронные волны, рассеянные ядрами молекулы, будут интерферировать. Результат этой интерференции будет зависеть от того, происходит ли рассеяние на ортосостоянии молекулы или парасостоянии. В отличие от предшественников измеряли не дифференциальные сечения (рассеяние на фиксированный угол), а полные сечения (метод пропускания через мишень), что позволяло увеличить точность измерений. Тепловые нейтроны, выходившие из графитового отражателя АЗ реактора (один метр графита), коллимировались и проходили через охлаждаемый жидким азотом бериллиевый фильтр. Эффективная энергия нейтронов, выходивших из этого фильтра, составляла 0,0047 эВ. Такие нейтроны могли испытывать в газообразном дейтерии только упругое рассеяние. Газообразный дейтерий находился в длинной камере. Прошедшие через нее нейтроны, т.е. нейтроны, не испытавшие рассеяние, регистрировались детекторами, который содержал газообразный ВF3, обогащенный изотопом 10В. Изменяя процентное содержание орто- и парадейтерия в камере, нашли сечения рассеяния нейтронов в орто и парадейтерии .орто=15,95±0,03 барн, .пара=14,63±0,1 барн. Из этих данных были получены два набора возможных значений амплитуд рассеяния нейтронов квартетной а3/2 и дублетной а1/2 а3/2 = 0,253±0,005 .
} 10-12 см а1/2 = 0,843±0,024 . или а3/2 = 0,647±0,014 . } 10-12 см а1/2 = 0,057±0,014 .

Рассеяние нейтронов на орто- и параводороде были выполнены в качестве своего рода контрольного эксперимента, так как соответствующие данные уже были известны.

Все полученные результаты подтверждали теоретические ожидания о спиновой зависимости ядерных сил. Поскольку тяжеловодное направление не стало главным, магистральным в реакторостроении в СССР, центр тяжести научных интересов в ТТЛ (а следовательно, и ИТЭФ) сместился в область фундаментальных ядерно-физических исследований.

1. А.И. Алиханов, В.В. Владимирский, С.Я. Никитин, А.Д. Галанин, С.А. Гаврилов, Н.А. Бургов. Опытный физический реактор с тяжелой водой. Доклады советской делегации на Международной конференции по мирному использованию атомной энергии. Женева, 1955. Реакторостроение и теория реакторов. С. 105–118.
2. Ю.Г. Абов. Нейтронный кристаллический спектрометр с изогнутым монокристаллом кварца. Труды Сессии АН СССР по мирному использованию атомной энергии. Москва, 1955. С. 294.
3. В.В. Владимирский, И.А. Радкевич, В.В. Соколовский. Нейтронный спектрометр с механическим прерывателем. Доклады советской делегации на Международной конференции по мирному использованию атомной энергии, Женева 1955 г. Физические исследования. С. 26–56. Издание АН СССР, Москва. 1955.
4. С.Я. Никитин, Н.Д. Галанина, К.Г. Игнатьев, В.В. Окороков, С.И. Сухоручкин. Измерение полных нейтронных сечений изотопов урана-233, урана-235, плутония-239 методом мигающего пучка. Доклады советской делегации на Международной конференции по мирному использованию атомной энергии, Женева 1955 г. Физические исследования. С. 106–114. Издание АН СССР, Москва. 1955.
5. Г.М. Кукавадзе, Л.Л. Гольдин, М.П. Аникина, Б.В. Эршлер. Измерение сечения поглощения и сечения радиационного захвата урана-233 для котельного спектра нейтронов. Доклады советской делегации на Международной конференции по мирному использованию атомной энергии. Женева 1955 г. Физические исследования. С. 115–126. Издание АН СССР, Москва. 195
6. С.В. Гиртфельд Исследование запаздывающих нейтронов урана-233 после облучения тепловыми нейтронами. Доклады советской делегации на Международной конференции по мирному использованию атомной энергии, Женева 1955 г. Физические исследования. С. 127–141.Издание АН СССР, Москва.1955.
7. А.И. Алиханов, В.В. Владимирский, С.Я. Никитин Измерение эффективного числа вторичных нейтронов урана-233, урана-235 и плутония-239 в области тепловых энергий нейтронов. Доклады советской делегации на Международной конференции по мирному использованию атомной энергии, Женева 1955 г. Физические исследования. С. 199–207. Издание АН СССР, Москва.1955.
8. Н.А. Бургов. Измерение числа вторичных нейтронов, возникающих при захвате одного теплового нейтрона ядрами естественной смеси изотопов урана Доклады советской делегации на Международной конференции по мирному использованию атомной энергии, Женева 1955 г. Физические исследования. С. 208–212. Издание АН СССР, Москва.1955.
9. С.Я. Никитин, В.Т. Смолянкин, В.З. Колганов, А.Р. Лебедев, Г.С. Ломкаци. Рассеяние медленных нейтронов на орто и парадейтерии. Доклады советской делегации на Международной конференции по мирному использованию атомной энергии, Женева 1955 г.

Физические исследования. С. 225–234. Издание АН СССР, Москва.1955.

Возврат к списку