Первые шаги по созданию атомной промышленности начались еще до создания Специального комитета и ПГУ, а также до строительства на Южном Урале Плутониевого комбината. Государственный комитет обороны решением от 15 мая 1945 г. утвердил на 1945-1946 гг. увеличение производственных мощностей предприятий 9 Управления НКВД. Этим же решением поручалось увеличить добычу урановой руды на комбинате № 6 и мощность заводов по переработке руды и урановых концентратов. До 1 января 1946 г. намечалось закончить в Москве строительство и оснащение помещений НИИ-9. На этот институт возлагалась ответственность за извлечение урана из руд и получение из него изделий для использования в опытном реакторе лаборатории № 2 и уран-графитовом промышленном реакторе для наработки плутония. Из режимных соображений институт тогда назывался базой № 1.

       12 августа 1945 г. в США была издана книга Г.Д. Смита по использованию атомной энергии в военных целях. Автор писал: "Стоимость проекта, включающего возведение целых городов и невиданных доселе заводов, растянувшихся на многие мили, небывалая по объему экспериментальная работа - все это, как в фокусе, сконцентрировано в атомной бомбе. Никакая другая страна в мире не была бы способна на подобную затрату мозговой энергии и технических усилий". Г.Д. Смит и разрешившие публикацию его книги руководители США ошиблись: в послевоенный период такой страной стал Советский Союз. Подтверждением этого явилось обеспечение разработки технологий и оборудования для интенсивно строящихся тогда комбината № 6 в Средней Азии и ряда крупнейших предприятий на Урале. Начиная с 1946-1947 гг. важнейшим из вновь создаваемых объектов становится промышленный ядерный реактор. Окончанию его строительства предшествовали экспериментальные исследования по обоснованию физических параметров на реакторе Ф-1 в лаборатории № 2.

       О чрезвычайности мер, связанных с начальным периодом создания атомного проекта, можно судить по воспоминаниям ветерана атомной промышленности В.Ф. Калинина, с которым автору неоднократно приходилось обмениваться информацией.

       В.Ф. Калинин с 1945 г. был привлечен к работам нашей отрасли. Он был первым ученым секретарем секции ядерных реакторов, которая входила сначала в состав Инженерно-технического совета, а затем - НТС ПГУ. Впоследствии В.Ф. Калинин работал в аппарате Минсредмаша СССР, был одним из организаторов создания центрального отраслевого института информации. Он и перевел книгу Г.Д. Смита, фотокопии которой были получены нашей разведкой во второй половине 1945 г. Эта книга еще до ее появления в открытой печати способствовала подготовке уже в 1945 г. основополагающего постановления правительства по развитию различных направлений атомной программы и в первую очередь - по созданию первого промышленного ядерного реактора на Южном Урале недалеко от г. Кыштыма.

       Как же готовились тогда постановления ГКО и правительства?

       В 1945 г. на узком совещании у М.Г. Первухина (присутствовали только И.В. Курчатов, В.С. Емельянов, Б.С. Поздняков, В.Ф. Калинин и В.И. Меркин) было сделано краткое сообщение И.В. Курчатова о получении фотокопии книги Г.Д. Смита и важности изложенных в ней материалов. В.Ф. Калинин был направлен на указанное совещание директором Государственного института азотной промышленности (ГИАП) Наркомхимпрома, которому М.Г. Первухин поручил прислать специалиста-машиностроителя, хорошо знающего английский язык. В.Ф. Калинин уже был кандидатом технических наук и руководил бюро по химическому машиностроению. Сразу же после совещания М.Г. Первухин поручил В.Ф. Калинину в течение ночи прочитать книгу Г.Д. Смита и доложить ее содержание. Рано утром В.Ф. Калинин с материалами был направлен в лабораторию № 2.

       Вместе с группой других специалистов, привлеченных И.В. Курчатовым, он был переведен на казарменное положение для подготовки постановления правительства по развитию работ над Урановым проектом. В течение недели они не покидали лабораторию № 2. В проекте постановления были названы основные предприятия, НИИ и КБ, строительные и монтажные организации различных ведомств, которые должны были активно участвовать в реализации атомной программы. Именно В.Ф. Калинину, знающему работы московского НИИхиммаша, принадлежит инициатива назначения директора этого института профессора Н.А. Доллежаля главным конструктором первого в СССР промышленного ядерного уран-графитового реактора (1946 г.). Главным технологом реактора был В.И. Меркин (лаборатория № 2), главным инженером строительной части проекта - А.А. Черняков (ГСПИ-11).

       Подготовленное правительственное постановление позволило в послевоенный период развернуть работы по получению плутония и высокообогащенного ²³⁵U - основных материалов, составляющих атомную бомбу. Десятки тысяч рабочих и строителей разных специальностей, ИТР и ученых многих отраслей промышленности, Главпромстроя НКВД и военных строителей Наркомата обороны были привлечены к работам нарождающейся атомной промышленности. Достаточно сказать, что в 1947-1948 гг. на площадке Плутониевого комбината работало около 45 тыс. чел. После организации ПГУ подобного рода постановления правительства по атомной программе готовились тоже в авральном порядке, но в основном уже сотрудниками ПГУ и Специального комитета.

       Ранее в лаборатории № 2 рассматривались три наиболее перспективные схемы реакторной установки с использованием природного урана: тяжеловодный, газографитовый и водографитовый. К середине 1945 г. предпочтение было отдано уран-графитовому реактору. Одновременно было решено такую же концепцию заложить в проект промышленного реактора, охлаждаемого обычной водой, мощностью 100 МВт. Непросто было решить, сбрасывать ли большие объемы прошедшей через реактор охлаждающей слабоактивной воды в близлежащий водоем - озеро Кызыл-Тяш (площадь 19 км2, объем воды 83 млн. м3), или пропускать эту воду через систему очистки и использовать многократно. В последнем варианте в оборудовании очистного контура должно накапливаться большое количество радионуклидов. Опыта обращения с высокоактивными отходами практически не было.

       На секции № 1 Инженерно-технического совета 12 января 1946 г. были заслушаны доклады специалистов Всесоюзного теплотехнического института (ВТИ) Э.Н. Ромма (варианты водоснабжения) и В.Г. Прохорова (варианты водоочистки). Секция рекомендовала ВТИ проектировать проточный вариант охлаждения промышленного реактора* и создать необходимые системы водоочистки. (* Как показал последующий опыт, этот вариант при нормальной эксплуатации реакторов не приводил бы к радиоактивному загрязнению окружающей среды. Но после аварий, связанных с разрушением в реакторах урановых блоков, озеро Кызыл-Тяш было загрязнено радионуклидами существенно выше санитарно допустимых норм и стало использоваться в качестве "замкнутого" водоема). Эта схема предусматривалась и для будущих производственных уран-графитовых реакторов, строившихся на комбинате № 817. Такое решение было вынужденным, так как создать в кратчайшие сроки более сложные технологические схемы в условиях послевоенного времени было невозможно.

       В напряженной работе по созданию научных основ промышленного реактора в лаборатории № 2 под руководством И.В. Курчатова принимали участие В.В. Гончаров, И.С. Панасюк, В.И. Меркин, П.И. Шестов, Н.С. Богачев, И.И. Гуревич, В.С. Фурсов, Б.Г. Дубовский, Н.Ф. Правдюк, М.И. Певзнер, М.С. Козодаев, С.М. Фейнберг, С.А. Скворцов, Ю.А. Прокофьев. После 1947 г. у многих из них, как и у сотрудников других институтов и предприятий, постоянным рабочим местом стала площадка промышленного реактора.

       В своих записках главный конструктор Н.А. Доллежаль отмечает, что он был привлечен к реализации атомной программы в январе 1946 г. М.Г. Первухиным, работавшим тогда наркомом химической промышленности. Сразу же Б.С. Поздняков - ученый секретарь НТС вместе с И.В. Курчатовым поставили перед Н.А. Доллежалем задачу: в кратчайший срок создать урановый котел промышленного назначения. Первые исходные данные для этого котла лаборатория № 2 предоставила исходя из горизонтального расположения ТК, в которых размещались урановые блоки, охлаждаемые водой. Эта схема была аналогична военным реакторам, построенным в Ханфорде. Разработка реактора для промышленного производства плутония велась в условиях "холодной войны", которая началась после известного выступления У. Черчилля в Фултоне 5 марта 1946 г. Сроки, установленные Специальным комитетом и руководством ПГУ, были жесткими, и главный конструктор обязан был представить технический проект реактора и рабочие чертежи основных деталей к августу 1946 г.

       Для работы над проектом сразу же в НИИхиммаше было создано пять групп конструкторов. Ими руководили П.А. Деленс, В.В. Рылин, В.В. Вазингер, Б.В. Флоринский и М.П. Сергеев. На секции № 1 Инженерно-технического совета еще 26 декабря 1945 г. лаборатории № 2 было поручено доработать и вертикальный вариант реактора. Работая над конструкцией реактора и его технологических систем, Н.А. Доллежаль в феврале 1946 г. предложил вместо горизонтальной схемы вертикальное размещение ТК. В этом варианте снимались проблемы деформации многих конструкционных элементов работающего реактора. При нагревании конструкции они переставали быть нагруженными. Уже в марте 1946 г. комиссия с участием крупных специалистов - физиков, металлургов, машиностроителей, химиков, руководителей атомного проекта И.В. Курчатова, В.А. Малышева, Б.Л. Ванникова, М.Г. Первухина, А.П. Завенягина, В.С. Емельянова, Б.С. Позднякова и Е.П. Славского одобрила вертикальный вариант компоновки реактора. Окончательное решение по вертикальной схеме было принято только 8 июля 1946 г. Горизонтальный вариант реактора продолжали разрабатывать конструкторы КБ-10 - будущего ОКБ "Гидропресс" и проектанты ГСПИ-11.

       В НИИхиммаше решением правительства был создан специальный гидросектор. В его состав включали конструкторов из других организаций. К работе НИИхиммаша над проектом были привлечены также следующие институты и КБ: "Проектстальконструкция" (директор Н.П. Мельников), КБ Министерства авиационной промышленности (начальник А.С. Абрамов), Институт авиационных материалов (директор А.В.Акимов), ИФХ (директор академик А.Н. Фрумкин), Всесоюзный институт гидромашиностроения (подразделение профессора В.В. Мишке). Проект здания реактора и другие сооружения, обеспечивающие охлаждение реактора, выполнялись в ГСПИ-11. Все строительные чертежи под руководством главного инженера проекта А.А. Чернякова также выполнялись в ГСПИ-11. Институт стал генеральным проектировщиком всех заводов комбината и г. Челябинска-40.

       24 апреля 1946 г. на секции № 1 НТС (М.Г. Первухин, И.В. Курчатов, Б.С. Поздняков, Н.А. Доллежаль, Б.М.Шолкович, Э.Н. Ромм, В.Ф. Калинин и др.) с участием руководителей: от ПГУ - Б.Л. Ванникова, Е.П.Славского, А.Н. Комаровского; от комбината № 817 - директора П.Т. Быстрова - был принят генеральный план комбината № 817, предложенный ГСПИ-11 и лабораторией № 2. В нем были определены расположение реактора, систем для проточного охлаждения, объекты водоподготовки и химической очистки воды, место для жилого поселка. Главному инженеру проекта А.А. Чернякову было поручено проработать вопросы аварийного охлаждения реактора, включая строительство постоянно работающей ТЭЦ мощностью 2 МВт и создание водяных аварийных баков емкостью до 500 м3.

       Общее научное руководство и контроль за разработкой конструкции реактора непрерывно осуществлял И.В. Курчатов. Н.А. Доллежаль отмечает: "Каждые 3-4 дня в институт заезжал И.В. Курчатов, обычно в сопровождении кого-либо из руководства ПГУ или директоров, сотрудничавших с нами, и неизменно В.И. Меркина, которого он называл своим главным технологом".

       НИИхиммаш имел свой экспериментальный завод и поэтому быстро создал все необходимые стенды, что позволило проверить работоспособность деталей и различных узлов. Усилиями больших коллективов конструкторов, металловедов, машиностроителей, металлургов и прибористов, специалистов по коррозии и водно-химическому режиму охлаждения урановых блоков была создана надежная конструкция промышленного ядерного реактора со всеми необходимыми системами контроля и управления ядерной цепной реакцией.

       Несмотря на возражения руководства секции № 1, по предложению В.И. Меркина было решено в реакторе А каждый ТК с охлаждаемыми урановыми блоками снабдить четырьмя системами контроля: снижения и повышения расхода воды (сигналы СРВ и ПРВ), определения температуры охлаждающей воды на выходе из канала и влажности в зазоре труба-графит. В верхней части каждого ТК находился специальный клапан, который обеспечивал поступление воды рабочего хода (от насосов давлением около 8 атм) для охлаждения урановых блоков работающего на мощности реактора. Этот клапан имел два положения и мог обеспечивать при снятии мощности минимальный расход охлаждающей воды через ТК. При аварийном отключении насосов реактор "заглушался" - останавливался и из аварийных баков через открытый в ТК клапан вода холостого хода поступала для снятия остаточного энерговыделения. Промежуточное положение клапана не допускалось и могло привести к резкому снижению расхода воды в работающем на мощности канале с урановыми блоками и вызвать их разрушение.

       Кроме того, сигналы датчиков СРВ и ПРВ от всех каналов поступали в СУЗ. Температура воды на выходе из каналов замерялась операторами вручную на "штекерной панели" пульта управления (в шутку этих операторов, обычно женщин, называли "температурными девочками", 4 чел. в смену). Влажность воздуха в зазоре труба-графит замеряли на пульте определения влаги также вручную. Изменение этих параметров позволяло выявить поведение урановых блоков, их зависание и нарушение герметичности ТК, после чего из ТК срочно выгружали уран, а если урановые блоки застревали (зависали) в нем, то реактор останавливался. А так как таких каналов было более тысячи, можно представить сложности, которые могли возникать при эксплуатации реактора и ставили под сомнение его работоспособность. Кроме этих систем под руководством А.С.Абрамова была создана СУЗ, которая не только регулировала распределение мощности по радиусу активной зоны реактора, но и гарантировала "заглушение" цепной реакции при появлении аварийных сигналов ПРВ и СРВ или при обезвоживании активной зоны.

       Среди главных систем, без которых реактор не мог работать, надо назвать систему загрузки и разгрузки урановых блоков; систему аварийного охлаждения реактора при отключении электроэнергии или прорыве трубопроводов, подающих в реактор воду.

       Следует отметить, что система разгрузки из реактора урановых блоков, разработанная под руководством Н.А. Доллежаля, на стенде в институте была проверена лишь на единичном канале. При массовом изготовлении разгрузочных механизмов выявились существенные недостатки конструкции: разгрузка приводила к "закусу", то есть урановые блоки застревали. От этой системы пришлось отказаться. Срочно разработать и изготовить новую систему разгрузки было поручено Горьковскому машиностроительному заводу (ГМЗ) (главный конструктор системы Ю.Н. Кошкин). Это так называемая кассетная система. Она оказалась работоспособной и впоследствии использовалась на всех реакторах подобного типа. Замена системы разгрузки задержала пуск реактора на несколько месяцев.

       Аварийное энергообеспечение реактора должно было осуществляться специально построенной ТЭЦ на угле начальной мощностью 2 МВт. Эта постоянно работающая ТЭЦ, как вспоминает ветеран атомной промышленности И.П.Лазарев, в случае отключения систем Уралэнерго обеспечивала аварийное охлаждение не только реактора А, но и других реакторов. После увеличения мощности ТЭЦ до 10 МВт при нормальном энергообеспечении ядерных реакторов энергия аварийной ТЭЦ передавалась в общую энергосеть. Первым руководителем цеха сетей и подстанций комбината был В.И. СУРКОВ.

       После выгрузки из реактора облученные блоки выдерживали в специальных бассейнах с водой для распада короткоживущих радионуклидов. После снижения активности блоки перевозили в специальных вагонах-контейнерах на радиохимический завод.

       Для обеспечения нормальной работы через реактор прокачивалось несколько тысяч кубометров специально очищенной охлаждающей воды. Для этого были построены специальные насосные станции, а также отдельные здания водоподготовки и химической очистки воды, поступающей для охлаждения реактора из озера Кызыл-Тяш, находящегося на расстоянии примерно 1 км от реактора. Практически все принципиальные вопросы создания реактора рассматривались на секции № 1 или на заседаниях НТС. Рабочие чертежи ядерного реактора и основные материалы проектных институтов согласовывались И.В. Курчатовым и после утверждения руководством ПГУ принимались к срочному исполнению заводами-изготовителями. В случае необходимости ПГУ вместе с учеными готовили постановления правительства, обязывающие промышленность срочно поставлять на стройку все предусмотренное атомной программой.

       Как уже отмечалось, для загрузки промышленного реактора необходимо было около 150 т особо чистого урана в виде урановых блоков и более 1200 т графита с ничтожными примесями вредных материалов (бор и др.).

       Урановые блоки при накоплении в них определенного количества плутония должны регулярно, через несколько месяцев, перегружаться. Изделия же из графита (размеры кирпичей были выбраны 200x200x600 мм) для активной зоны и для боковых и торцевых отражателей после их сборки и монтажа биологической защиты должны быть работоспособны в течение всего срока работы промышленного реактора без замены. Поэтому технологию изготовления урановых блоков можно было в дальнейшем совершенствовать, а графит при плохом качестве сразу делал невозможным создание в реакторе управляемой цепной ядерной реакции. Проводимые в лаборатории № 2 и на Московском электродном заводе проверки (под руководством В.В. Гончарова и Н.Ф. Правдюка) подтверждали, что качество графита не вызывает сомнения в возможности создания работоспособного реактора.

       На заводах производство графита осуществлялось под научным руководством К.Т. Банникова. Практической работой на Московском заводе Наркомцветмета, которому было поручено из электродной массы изготавливать графит для ядерных реакторов, руководил заместитель наркома Е.П. Славский. В своих воспоминаниях Е.П. Славский отмечал: "Научились мы все-таки делать чистый графит. Всю эту электродную массу мы с хлором замешивали, в аппаратной накаляли докрасна. Посторонние примеси, соединившись с хлором, при высокой температуре становились летучими и вылетали. И мы стали получать чистый графит". Производство урановых блоков для промышленных реакторов проводилось на заводе № 12 в г. Электростали.

       При производстве графита была введена классификация сортности. Качество графита оценивалось физическим индексом, зависящим от способности поглощать нейтроны.

       СТРОИТЕЛЬСТВО И ПУСК РЕАКТОРА

       Руководство большой стройкой здания реактора и других объектов комбината, а также города в середине 1947 г. было поручено генералу М.М. Царевскому, имевшему до этого опыт строительства Горьковского автомобильного завода, Нижнетагильского металлургического комбината и других крупнейших строек страны. Это назначение производил Л.П. Берия, посетивший стройку 8 июля 1947 г.

       При выборе площадки под строительство города были проведены исследования направления ветра, проработаны вопросы разбавления примесей, выбрасываемых в атмосферу реакторным и радиохимическим производствами, определены оптимальные размеры труб промышленных объектов так, чтобы промышленная площадка не оказывала вредного влияния на город. Под руководством главного инженера строительства В.А. Сапрыкина специально созданный исследовательский отряд выдал необходимые рекомендации по рациональному размещению различных производственных объектов и будущего города Челябинска-40. О высоких деловых качествах главного инженера строительства, будущего академика архитектуры В.А. Сапрыкина написано достаточно много. Общее руководство строительством комбината и обеспечение его всем необходимым осуществлялось лично Б.Л. Ванниковым, заместителями начальника ПГУ А.П. Завенягиным и А.Н. Комаровским и руководителями комбината.

       Придавая исключительное значение созданию промышленного реактора, руководители программы не только назначили нового начальника строительства, но и заменили директора П.Т. Быстрова. Директором комбината 10 июля 1947 г. был назначен Е.П. Славский. Практически одновременно И.В. Курчатов был назначен научным руководителем комбината.

       К концу 1947 г. коробка здания первого атомного промышленного реактора была готова и открывался фронт для начала монтажных работ. Начальником объекта А был назначен С.М. Пьянков, а первым главным инженером - В.И. Меркин* (* В период с 1949 по 1954 г. главными инженерами работали Н.А. Семенов, Г.В. Кругликов, Ф.Е. Логиновский, Ф.Е. Овчинников, возглавлявшие затем руководство другими реакторами комбината.), его заместителем стал Н.Д. Степанов. С конца 1948 г. (по 1952 г.) руководителем объекта А был назначен Н.Н. Архипов. Первым научным руководителем объекта был начальник сектора № 1 лаборатории № 2 И.С. Панасюк* (* Впоследствии научным руководителем эксплуатации всех уран-графитовых промышленных реакторов был назначен В.С. Фурсов, а на реакторе - Б.Г. Дубовский). Первыми начальниками смен реактора А Специальный комитет назначил Н.Н. Архипова, А.Д. Рыжова, А.И. Забелина, Л.А. Юровского, Д.С. Пинхасика. Одновременно начальники смен были дежурными главными технологами. Они руководили всеми работами в центральном зале реактора и лично участвовали в них. Реактор укомплектовывался эксплуатационным персоналом, создавались необходимые инженерные службы и лаборатории. Сразу же были назначены руководители служб:

       Н.Д. Степанов - заместитель главного инженера, начальник производственной лаборатории; П.В. Глазков - главный энергетик; И.А. Садовников - главный механик; И.М. Розман - руководитель службы дозиметрии; А.Ф. Попов - руководитель службы КИП; П.Г. Добия - начальник отделения автоматики; С.Н. Вьюшкин - руководитель отделения загрузки реактора; Б.Э. Глезин - руководитель отделения готовой продукции; Е.Е. Кулиш - начальник физической лаборатории; В.И. Шевченко - начальник лаборатории дозиметрического контроля. Большинство из них вместе с эксплуатационным персоналом промышленного реактора прошли подготовку в лаборатории № 2. Руководителями практических занятий с персоналом реактора А были В.С. Фурсов, Н.В. Правдюк, И.С. Панасюк, Е.Н. Бабулевич, Г.Н. Флеров, Е.И. Мостовой, Б.Г. Дубовский.

       В период подготовки к пуску реактора и его выходу на проектную мощность активно участвовали и обеспечивали работу оборудования, приборов и систем контроля заместители начальников смен Г.В. Кругликов, Ф.Е. Логиновский, Н.А. Семенов, Н.А. Протопопов, В.П. Григорьев и руководители служб. Первыми дежурными физиками на реакторе работали Б.Г. Дубовский, Н.В. Макаров, Г.Б. Померанцев, Ю.И. Корчемкин, В.Н. Мехедов, Н.В. Омельянц. Как отмечает В.И. Меркин, на комбинате было решено организовать небольшой филиал лаборатории № 2 с пусковой группой.

       В конце ноября 1947 г. на комбинат вторично приезжал Л.П. Берия и директором комбината был назначен Б.Г. Музруков. Е.П. Славский был переведен главным инженером комбината и работал им до конца 1949 г. В это время по проекту ГСПИ-11 на комбинате выполнялся большой объем строительных работ. На совещании у А.П. Завенягина руководители стройки доложили, что к весне 1948 г. за 1,5 года были выполнены следующие работы: вынуто 190 тыс. м3 грунта, значительную часть которого составляла скальная порода; уложено 82 тыс. м3 бетона и 6 тыс. м3 кирпича. Так как промышленный реактор был важнейшим объектом, М.М. Царевскому и В.А. Сапрыкину указывалось, что строителей по мере окончания работ на реакторе надо постепенно переводить на радиохимический завод, который в конце 1948 г. должен принять облученные в реакторе урановые блоки для выделения плутония.

       В январе 1948 г. на площадке реактора под наблюдением представителя главного конструктора В.Ф. Гусева начался монтаж металлических конструкций и основного оборудования. К выкладке активной зоны и отражателя из графитовых блоков приступили в марте. В еще не полностью закрытом здании над реакторной зоной был образован воздушный шлюз, не допускающий проникновения одновременно с холодным воздухом пыли и грязи из окружающего помещения. Там еще велись строительные и сварочные работы. На всем протяжении работ по укладке графитовых кирпичей в активную зону реактора физической группой И.С. Панасюка с помощью специальных нейтронных зондов контролировалась чистота графитовой кладки. Наиболее чистые графитовые блоки (минимальный физический индекс) укладывали в центр активной зоны, остальные - в периферийные районы графитовой кладки реактора.

       К концу мая 1948 г. был закончен основной монтаж и началось опробование механизмов и систем контроля реактора. Практически 5 мес. на площадке находился главный конструктор реактора Н.А. Доллежаль. В течение всего периода монтажа и пуска реактора для оперативности руководства И.В. Курчатов с Б.Л. Ванниковым жили вблизи строящегося объекта. Как вспоминает Б.В. Брохович, в полукилометре от реактора для них был построен трехкомнатный каркасно-засыпной коттедж, отапливаемый дровами. Рядом были караульное помещение и столовая для ИТР. "Домик был взят в зону и охранялся МВД".

       Комбинат регулярно посещали А.П. Завенягин, М.Г. Первухин, А.Н. Комаровский, Б.С. Поздняков и другие представители ПГУ и Специального комитета, обеспечивающего контроль за поставкой оборудования. На площадке строящегося реактора Б.Л. Ванниковым с участием И.В. Курчатова и руководителей комбината регулярно проводились оперативные совещания, на которых обсуждался ход работ по строительству объектов и монтажу оборудования. Заместитель начальника ПГУ, А.Н. Комаровский позднее детально осветил, как строились подобные предприятия, подготавливались площадки и коммуникации, как осуществлялось рытье котлованов в твердых грунтах глубиной до 40-50 м.

       Особые требования были предъявлены к материалам биологической защиты от радиоактивных излучений реакторных установок. Был разработан и принят для использования тяжелый бетон объемным весом 3,6 т/м3 с заполнителем из криворожской железной руды (гематита), дробленной до нужных размеров. Частично использовался также бетон на гематитовой руде с добавкой обычного минерального песка. Кроме бетонной защиты реактор имел и внешнюю защиту из баков, заполненных водой слоем 1 м. Эти баки на уран-графитовых реакторах Плутониевого комбината назывались "Леонидами". Другие конструкции реактора тоже зашифровывались. Верхняя биологическая защита (над активной зоной) называлась "Елена", были конструкции с названиями "Ольга", "Роман", "Степан" и др.

       Монтаж оборудования и конструкции реактора осуществляли следующие организации:

• СМУ-21 "Стальконструкция" (руководители М.Н. Гринберг, Г.А. Маранц);

• СМУ-11 "Союзпроммонтаж" (руководители Е.А. Николаевский, Е.П. Федотенко, П.А. Герасименко);

• ПМУ-71 "Уралэлектромонтаж" (руководители Б.В. Бакин, будущий министр монтажных и специальных строительных работ СССР, А.М. Гнесин);

• СМУ "Теплоконтроль" (руководитель М.Е. Раковский, В.Г. Литвиненко);

• СМУ "Уралсантехмонтаж" (руководители Б.Н. Янишевский, Б.Я. Куколев, Н.К. Смазнов);

• институт "Проектстальконструкция" (директор Н.П. Мельников, будущий академик АН СССР).

       Как следует из воспоминаний ветерана комбината В.И. Шевченко, на реакторе было смонтировано: 1400 т металлоконструкций и 3500 т оборудования; 230 км трубопроводов разного диаметра; 165 км электрического кабеля; 5745 единиц запорно-регулирующей арматуры; 3800 приборов.

       Уже в 1947 г. была создана Центральная заводская лаборатория (ЦЗЛ), сотрудники которой не только занимались совершенствованием технологических процессов действующих объектов, но и проводили научные исследования на уровне ведущих головных институтов отрасли. Первыми руководителями лаборатории были П.А. Мещеряков (с 1947 г. по 10 января 1951 г.), В.П. Шведов (по 14 февраля 1952 г.), В.И. Широков (по 16 июня 1955 г.). В составе ЦЗЛ была служба контроля производства и автоматики (в будущем КИПиА с ОКБ), руководимая Ю.Н. Герулайтисом и С.Н. Работновым, а также радиобиологический отдел, возглавляемый Г.Д. Байсоголовым и В.К. Лембергом. В здании реактора и в ЦЗЛ находились рабочие кабинеты И.В. Курчатова. Подбор критической массы урана, чистота графита и конструкционных материалов, автоматизация управления процессами, конструкция механизмов сброса блоков, захоронение радиоактивных отходов, радиационная защита персонала - вот далеко не полный перечень проблем, которые решались на месте под руководством и при непосредственном участии И.В. Курчатова.

       Как отмечал директор комбината Б.Г. Музруков, по личному указанию И.В. Курчатова на объекте начали строить лабораторные корпуса, в которых разместились физическая и радиохимическая лаборатории. К исследованиям в указанных лабораториях были подключены инженеры-исследователи ЦЗЛ и объекта А: Е.А. Доильницын, Е.Е. Кулиш, В.Н. Нефедов, Г.Б.Померанцев, Ю.И. Корчемкин, В.И. Клименков, Г.М. Драбкин, А.Г. Ланин и др.

       В начале июня 1948 г. после установки в графитовую кладку ТК была проверена система теплосъема: насосы, подача и прохождение воды по всем ТК и водоводам, включая сброс воды в промышленное озеро. После этого началась круглосуточная загрузка урановых блоков.

       Дисциплина на всех участках работы была строжайшая. Контроль за ходом загрузки урана в активную зону реактора осуществлял лично Б.Л. Ванников, и его рабочее место было в центральном зале реактора. Правильность загрузки блоков проверялась специальным лотиком, опускаемым в ТК. Однажды проверяющий правильность загрузки заместитель начальника смены Ф.Е. Логиновский, опуская лотик в канал, упустил вместе с ним трос, к которому был подвешен лотик. Б.Л. Ванников отобрал у Ф.Е. Логиновского пропуск, предупредив, что если не извлечет трос, то не только не получит свой пропуск, но и вообще останется в зоне вместе с заключенными. Специальным приспособлением трос извлекли из канала, обеспечив работоспособность реактора. Строгость, иногда проявляющаяся в шутливой форме, была характерна для Б.Л. Ванникова. Так, за неудачный доклад и ошибки, допущенные при монтаже оборудования, был наказан сотрудник одной из монтажных организаций Абрамзон. Начальник ПГУ, отобрав у него пропуск, со словами "Ты не Абрамзон, а Абрам в зоне" перевел его временно для проживания в лагерь заключенных, находившийся рядом со строящимся объектом. Тогда вся строительная площадка была своеобразным лагерем...

       Трудоемкая операция загрузки урановых блоков в тысячу ТК была проведена с особой тщательностью. В первой бригаде в загрузке блоков принимали участие Б.Л. Ванников, И.В. Курчатов и руководители завода. Надежная работа СУЗ, контроль расхода воды в ТК и температуры, нормальные дозиметрические характеристики в помещениях являлись необходимыми условиями пуска реактора.

       За параметрами, контролирующими начало цепной реакции, с помощью пусковой аппаратуры непрерывно вели контроль физики под руководством И.С. Панасюка. Вечером 7 июня 1948 г. И.В. Курчатов, взявший на себя функции главного оператора пульта управления реактором, в присутствии Б.Л. Ванникова, руководства завода, начальника смены и дежурных инженеров начал эксперимент по физическому пуску реактора без теплосъема, при извлеченных из активной зоны регулирующих стержнях. В 0 ч 30 мин 8 июня 1948 г. реактор достиг мощности 10 кВт, после чего И.В. Курчатов заглушил цепную реакцию деления ядер урана.

       Следующим этапом был пуск реактора в присутствии воды в ТК, который занял примерно 2 сут. После подачи охлаждающей воды стало ясно, что для работы реактора недостаточно урана. Цепная реакция даже при извлеченных стержнях - поглотителях нейтронов не наступала. Для пуска реактора с водой в ТК пришлось порциями, с перерывами загружать дополнительные урановые блоки. Лишь после загрузки пятой порции урана, то есть увеличения проектной загрузки примерно на 20%, реактор с водой достиг критического состояния, когда было извлечено только 2/3 последнего регулирующего стержня. Это произошло 10 июня в 20 ч. В тот же день мощность реактора с водой была доведена до 1 МВт, и в течение суток реактор работал на этой мощности. 17 июня 1948 г. в оперативном журнале начальников смен появилась особо тревожная запись И.В. Курчатова, указывающая на исключительную ответственность обслуживающего реактор персонала: "Начальникам смен! Предупреждаю, что в случае остановки подачи воды будет взрыв, поэтому ни при каких обстоятельствах не должна быть прекращена подача воды. В крайнем случае может быть остановлена вода рабочего хода. Вода холостого хода должна подаваться всегда. Необходимо следить за уровнем воды в аварийных баках и за работой насосных станций".

       19 июня в 12 ч 45 мин завершился длительный период подготовки реактора к работе на проектной мощности, которая равнялась 100 МВт. С этой датой связывают начало производственной деятельности комбината № 817 в Челябинске-40. Начались непрерывная, круглосуточная работа объекта и постоянный учет выработанной реактором энергии и нарабатываемого в нем плутония для первой атомной бомбы. Естественно, что тогда количественные данные были известны только узкому кругу лиц. Точность же оценок накапливаемого в реакторе плутония не могла быть высокой, так как в то время еще изучались сечения взаимодействия нейтронов различных энергий с ядрами ²³⁸U, из которого получался ²³⁹Рu. Кроме того, нужно было знать сечения взаимодействия с нейтронами как ²³⁵U, так и ²³⁹Рu. В реакторе средняя энергия тепловых нейтронов составляет 0,025 эВ.

       В инструкциях по накоплению плутония строго оговаривалось предельное количество примеси ²⁴⁰Рu в ²³⁹Рu.

       Теоретически рассчитать наработку плутония в реакторе можно было только приближенно. Его количество экспериментально уточнялось в течение нескольких лет на радиохимическом заводе. Учитывая, что ²³⁹Np имеет период полураспада 2,3 сут, перед передачей облученного в реакторе А урана на радиохимический завод в бассейнах при реакторе в первые годы работы урановые блоки выдерживали в течение 10-20 периодов полураспада ²³⁹Np, пока весь нептуний не перейдет в плутоний. При этом многократно снижалась суммарная радиоактивность, накопленная в урановых блоках. На радиохимическом заводе тоже были созданы емкости выдержки раствора с ураном и плутонием для дополнительного распада ²³⁹Np.

       ТРУДНОСТИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ПЕРВОГО ПРОМЫШЛЕННОГО РЕАКТОРА

       Физические процессы, происходящие в реакторе, связаны с поддержанием управляемой цепной ядерной реакции как при работе на номинальной проектной мощности, так и после остановки реактора. Обычно при остановке мощность не снижается до нуля - цепной процесс не "заглушается", а реактор кратковременно работает на 0,5-1% номинальной мощности. Причины остановок реактора исчисляются десятками и связаны они, как правило, с ликвидацией и исправлением различных отклонений от заданного технологического режима эксплуатации. Много было в начальный период и ложных срабатываний аварийной защиты. Все эти остановки длительностью 20-60 мин снижали выработку реактором плутония, и о них постоянно докладывали руководству комбината и ПГУ.

       Для эксплуатационного персонала реактора, особенно начальника смены и старшего инженера управления реактором, подъем мощности с 1%-й или с нулевой до номинала является ответственной технологической операцией. Если вовремя не вывести кратковременно остановленный реактор на заданную мощность, в нем может прекратиться цепной процесс и иногда нужно более суток ждать возможности пуска реактора и обеспечения проектной мощности для наработки плутония.

       Почему же прекращается цепной процесс деления ядер в реакторе? В результате деления ядер урана и плутония возникают различные продукты деления, имеющие порой огромные сечения поглощения нейтронов. Захват нейтронов ядрами долгоживущих и стабильных изотопов, по установившейся терминологии, называют зашлаковыванием, а короткоживущими радиоактивными ядрами - отравлением. Практически отравление обусловлено поглощением нейтронов только одним изотопом - ¹³⁵Хе, который обладает сечением поглощения около 3·10⁶ б. Это в тысячи раз больше, чем поглощение нейтронов ядрами ²³⁵U. Позднее было выяснено, что примерно 95% ядер ¹³⁵Хе возникает не непосредственно при делении, а в результате бета-распада другого короткоживущего изотопа - ¹³⁵I.

       В стационарном режиме работы реактора на номинальной мощности соотношение между изотопами ¹³⁵I и ¹³⁵Хе - установившееся. При снижении мощности или полном заглушении процесса из ¹³⁵I, имеющего очень малое сечение поглощения нейтронов, начинает интенсивно образовываться ¹³⁵Хе. Распадается же он, как видно из схемы, за существенно большее время. Чтобы ¹³⁵Хе осталось не больше, чем в работающем до этого на номинальной мощности реакторе, нужно значительное время. Это время, называемое "глубиной йодной ямы", зависит от исходной плотности потока нейтронов и с ее ростом увеличивается. Продолжительность нахождения реактора в йодной яме, т.е. в состоянии, когда Кэф<1, определяется несколькими периодами полураспада ¹³⁵Хе. Поэтому, не успев за кратковременную остановку устранить на реакторе техническую неисправность, отравление ксеноном заставит самопроизвольно прекратить цепную ядерную реакцию, и реактор на одни сутки и даже более будет иметь нулевую мощность. О таких остановках, по действовавшим тогда приказам, сообщалось в ПГУ, и, как правило, проводилось комиссионное рассмотрение ошибок персонала или неоперативное принятие мер по управлению реактором. Виновных наказывали. Процесс отравления реактора ксеноном, когда реактор на тепловых нейтронах останавливался на целые сутки, и сейчас называется "свалиться в йодную яму". Эта йодная яма в то время была своеобразным дамокловым мечом не только для руководителей смены, но и для дирекции объекта, так как ежемесячная выработка плутония снижалась на 3-5% даже при единичной остановке.

       Процесс зашлаковывания, уменьшающий размножающую способность реактора, не вносит существенных изменений в режим его эксплуатации. Однако он ограничивает длительность использования в активной зоне исходной загрузки урана, поскольку тоже увеличивает вредное поглощение нейтронов продуктами деления. Наибольшее поглощение нейтронов имеют изотопы самария и гадолиния. Так, у ядер ¹⁴⁹Sm сечение поглощения примерно 74,5 тыс., а у ¹⁵⁷Gd примерно 200 тыс. б.

       Однако в начальный период работы главные трудности были связаны не только с физическими параметрами реактора. Непрерывная работа реактора требовала надежных СУЗ, безотказной работы приборов контроля температуры и расходов воды в каждом ТК. В зависимости от распределения мощности по радиусу и высоте активной зоны тепловые нагрузки на урановые блоки сильно различались. Для различных зон реактора устанавливались свои пределы срабатывания СРВ и ПРВ от аварийной защиты по сигналам. Заглушение реактора происходило при недопустимой динамике изменений расхода воды, охлаждающей урановые блоки. Коррозия алюминиевых труб в ТК и оболочек урановых блоков, а также их эрозионный размыв приводили к другим неприятностям, связанным с появлением в воде радиоактивности. Попадание воды в графитовую кладку через разрушенные трубы вызывало необходимость замены каналов и перегрузки урановых блоков. Влага в графите изменяла его физические свойства, и при сильном "замачивании" графитовой кладки в реакторе могла просто прекратиться цепная ядерная реакция. Графит в таком случае надо было сушить, а процедура эта требовала много времени, так как продувка графита проводилась только через небольшие зазоры между графитом и ТК (диаметр отверстий в графите был 44 мм, а канала 43 мм). Реактор в это время не работал.

       Со всеми этими непредвиденными трудностями столкнулись в первый же год. Были также радиационные аварии, связанные с образованием так называемых "козлов", когда разрушенные по разным причинам урановые блоки спекались с графитом. Такая авария произошла в первые сутки работы реактора на проектной мощности. 19 июня 1948 г. на площадке влагосигнализации начальником лаборатории В.И. Шевченко была зарегистрирована повышенная радиоактивность воздуха (около 300 доз). Было выяснено, что в ячейке 17-20 из-за приоткрытая клапана холостого хода в ТК был мал расход охлаждающей урановые блоки воды. Реактор был остановлен, и до 30 июня проводилась очистка ячейки от разрушенных - сплавленных (частично) с графитом урановых блоков.

       Все это время Специальный комитет и руководители ПГУ требовали наработки плутония. Подробности ликвидации этой аварии изложены в публикациях. 25 июля в смену Н.Н. Архипова (заместитель начальника смены - Н.А. Семенов) после появления сигнала СРВ в ячейке 28-18 "сделали" второго "козла". Реактор надо было остановить и полностью прекратить наработку плутония. Однако было принято решение ликвидировать "козла" на работающем реакторе, что приводило к загрязнению помещений и переоблучению сменного персонала. При этом для охлаждения режущего инструмента, снижения выброса в центральный зал аэрозолей и пыли с ураном и графитом в ячейку 28-18 подавалась вода. Происходило замачивание графитовой кладки, что вызвало коррозию ТК.

       На реакторе А были впервые обнаружены такие эффекты, как распухание урана и графита под действием нейтронов. Они изучались с участием работников ЦЗЛ комбината А.Г. Ланина, И.Т. Березюка, В.И. Клименкова и др., а также ученых под личным руководством И.В. Курчатова, Р.С. Амбарцумяна, А.А. Бочвара, С.Т. Конобеевского и др.

       Особо сложной оказалась проблема, связанная с ограниченным количеством природного урана, так как горнодобывающая урановая промышленность только начинала развиваться. Как известно, при первой загрузке промышленного реактора использовался даже уран, вывезенный после войны из Германии. Как отмечал Ю.Б. Харитон, "в 1945 г. в Германию была послана комиссия. Возглавлял ее Завенягин... Вместе с Кикоиным мы начали искать уран в Германии... На границе с американской зоной нам все-таки удалось обнаружить около 100 т урана. Это позволило нам сократить создание первого промышленного реактора на год". Однако этого урана было недостаточно для загрузок реактора Ф-1 и промышленного реактора, поэтому уже в 1948 г. использовался частично и отечественный уран, который добывали в Средней Азии.

       В установленных в реакторе алюминиевых каналах в первой загрузке не была анодирована поверхность труб. При попадании воды в графитовую кладку из-за контакта графит - вода - алюминий возник интенсивный коррозионный процесс, и уже в конце 1948 г. началась массовая протечка труб, замачивание графитовой кладки. Эксплуатировать реактор с этими трубами стало невозможно. 20 января 1949 г. реактор был остановлен на капитальный ремонт.

       Возникла сложнейшая проблема, как заменить такие каналы и сохранить все ценные урановые блоки. Можно было разгрузить урановые блоки через сконструированную систему разгрузки. Однако их прохождение вниз по технологическому тракту (канал-шахта разгрузки - кюбель* - бассейн выдержки) (* Емкость для транспортировки выгруженных из реактора урановых блоков в бассейн с водой) привело бы к механическим повреждениям оболочек блоков, не допускающим повторную загрузку их в реактор. А запасной загрузки урана в то время не было. Нужно было сохранить уже частично облученные и сильно радиоактивные урановые блоки. По предложению А.П. Завенягина делалась попытка извлечь разрушенные в реакторе трубы и, оставив в графитовых трактах урановые блоки, поставить новые, анодированные трубы. Это оказалось невозможным, так как при извлечении разрушенных труб, которые имели для центровки урановых блоков внутренние ребра, центровка столба блоков нарушалась - блоки смещались к стенкам графитовых кирпичей.

       Работниками службы главного механика реактора были разработаны приспособления, позволяющие специальными "присосками" из разрушенных технологических труб извлекать урановые блоки через верх в центральный зал реактора. Без переоблучения участников этой операции обойтись было нельзя. Надо было делать выбор: либо остановить реактор на длительный период, который Ю.Б. Харитон оценивал в один год, либо спасти урановую загрузку и сократить потери в наработке плутония. Руководством ПГУ и научным руководителем было принято второе решение. Урановые блоки извлекали "присосками" через верх реактора с привлечением к этой "грязной" операции всего мужского персонала объекта. Урановые блоки из разрушенных ТК должны были затем частично использовать для повторной загрузки в новые трубы из алюминиевого сплава с защитным анодированным покрытием.

       После извлечения из реактора урановых блоков залитую водой ("замоченную") графитовую кладку необходимо было сушить и только затем ставить новые каналы и загружать в них урановые блоки. Всего было извлечено 39 тыс. урановых блоков. Работавший тогда главным инженером комбината Е.П. Славский, вспоминая эту аварийную разгрузку реактора, отмечал, что попадание воды в зазор труба-графит было связано и с неудачно выбранной системой влагосигнализации: "Чтобы изменить эту систему, потребовалось разгрузить весь реактор. ... Эта эпопея была чудовищная". И.В. Курчатов в то время получил большую дозу облучения, так как в центральном зале около его рабочего стола находились облученные урановые блоки и он их осматривал.

       Е.П. Славский писал: "Если бы досидел, пока бы все отсортировал, еще тогда он мог погибнуть". Причины этой аварии рассматривались у руководителя Специального комитета Л.П. Берии, где ответ держали И.В. Курчатов, Б.Л. Ванников, министр авиационной промышленности М.В. Хруничев и другие ответственные за работу реактора и обеспечение его технологическими трубами и урановыми блоками. Оправдаться было очень сложно, и наказание могло быть непредсказуемым. Вернувшись на комбинат, И.В. Курчатов написал Л.П. Берии: "В дополнение к нашему предыдущему сообщению докладываем: к 1 февраля мы закончили сушку агрегата и достигли равномерного распределения температур по его сечению. Выделение конденсата прекратилось...". 26 марта 1949 г. был начат вывод реактора на мощность.

       Другая серия неприятностей, приводивших к переоблучению персонала и остановкам реактора, была связана с работами по ликвидации "козлов" и очистке графитовых ячеек от последствий обрыва ТК при зависаниях урановых блоков. Зависания происходили по разным причинам. При нарушении герметичности оболочки блока продукты коррозии урана забивали зазор между блоками и стенками трубы, сильно снижая расход воды через ТК. Система СРВ позволяла в большинстве случаев предупредить сильное зависание блоков в трубе и давала возможность без обрыва трубы специальной "пешней" пробить столб блоков (выше зависшего) в шахту разгрузки.

       Иногда происходили обрывы труб и урановые блоки оставались без охлаждения в графитовой кладке. Реактор не работал, пока специальным инструментом уран не удаляли из графитовой ячейки. Технологическая операция пробивки вручную "пешней" зависших в ТК блоков была очень деликатной. Вот как писал об этом инженер-физик объекта С.В. Мельников:

                     Если он у Вас завис,
                     Пробивайте его вниз.
                     Очень сильно не стучите
                     И канал не оборвите.

       Если происходил обрыв ТК, то реактор, как правило, сваливался в йодную яму и его простой исчислялся десятками часов. За кратковременную остановку извлечь зависшие урановые блоки, оставшиеся в графите, было невозможно, даже с использованием прогрессивных разработок, включая цангу Г.В. Кругликова, позволяющую сразу извлекать по несколько блоков.

       Позднее учеными была установлена и другая причина зависания блоков - распухание уранового сердечника под действием нейтронного облучения. В отдельных загрузках урана в реакторе происходили массовые зависания, что заставляло досрочно разгружать урановые блоки. Эти две причины зависания блоков в каналах указывали на серьезные задачи, стоящие перед институтами. Необходимо было разработать новые урановые сердечники, новые сплавы алюминия для оболочек блоков и ТК, а также совершенствовать технологические процессы на заводах - изготовителях этой продукции. Комиссия (А.П. Александров, Р.С. Амбарцумян, В.В. Гончаров, В.И. Меркин и др.) под руководством И.В. Курчатова поручила ВИАМу и НИИ-9 разобраться в причинах распухания и дать рекомендации по его сокращению. Благодаря изменению режима термической обработки урановых стержней работниками указанных институтов (А.М. Глухов, А.А. Бочвар, Г.Я. Сергеев, В.В. Титова и др.) завод № 12 в начале 1949 г. стал поставлять более стойкие урановые блоки.

       Отклонений от нормального технологического режима работы реактора было много. Это и заклинивания кюбеля с облученными блоками в разгрузочной шахте, и попадание в технологические тракты различных деталей. В одну из смен (начальник - Д.С. Пинхасик) после пробивки зависших блоков в технологический тракт упустили составную "пешню" - металлический стержень длиной >25 м, диаметром 32 мм, что вызвало много непредвиденных работ в тяжелых условиях. При подготовке к передаче на радиохимический завод урановые блоки сортировали, то есть отделяли от холостых - алюминиевых блоков, загружаемых в ТК ниже активной зоны. В каждом кюбеле, выгружаемом из шахты разгрузки с урановыми блоками, находилось около 40% холостых блоков. Специальными приспособлениями под водой эти блоки рассортировывали. Затем в специальных вагонах-контейнерах урановые блоки железнодорожным транспортом перевозили на радиохимическую переработку. Холостые блоки, изготовленные из "авиаля", отправляли в специальные могильники. Аварийные ситуации иногда возникали и при этих операциях.

       При ликвидации отдельных аварий персонал получал недопустимо большие дозы радиации. Особенно опасно было заклинивание урановых блоков в кюбелях, извлекаемых из разгрузочной шахты. Иногда последствия таких работ были трагическими. Недолго прожил сварщик П.С. Пронин, о чем известно ветеранам, работавшим тогда на реакторе А (Ф.Я. Овчинников, Н.И. Козлов, Л.А. Алехин и др.).

       Работы, связанные с распуханием графита и ликвидацией последствий зависания блоков, привели к неизбежности проведения калибровки графитовых ячеек и даже их рассверловки специально разработанными штангами и фрезами. Указанные работы проводились на реакторе сменным персоналом и сотрудниками ЦЗЛ комбината В.И. Клименковым, А.И. Маловым, Ю.К. Шуруповым и др. Возникла необходимость учета проведенных работ в каждой графитовой ячейке. Была введена система ведения истории графитовых ячеек и работы ТК. Она выполнялась специальной группой ведения учета работы реактора, в которой в течение нескольких лет работали Г.Б. Померанцев - будущий член-корреспондент Казахской АН и Ю.И. Корчемкин - талантливый физик-теоретик.

       Эксплуатация реактора в течение нескольких лет выявила массу недостатков в системах контроля технологического процесса, который непрерывно совершенствовался. Так, измерение расхода воды в более чем 1000 ТК осуществлялось индивидуальными расходомерами, содержащими ртуть. При их замене и ремонте ртуть разливалась, загрязняя помещения. Были разработаны, изготовлены и смонтированы другие расходомеры, без ртути.

       В первые годы графитовая кладка реактора продувалась воздухом. Из-за горючести графита температуру графитовой кладки при этом нельзя было поднимать >330°С. (При работе на проектной мощности 100 МВт максимальная температура в графитовой кладке ограничивалась 220°С.) Это ограничивало допустимую мощность реактора, а следовательно, и его способность производить оружейный плутоний. После строительства азотной станции замена воздуха на азот позволила повысить температуру графита и в несколько раз увеличить мощность реактора. При этом были увеличены и расход охлаждающей реактор воды, и температура воды на выходе из ТК. Условия же работы по дозам облучения были приведены в норму только через 8-10 лет.

       ПРОМЫШЛЕННЫЙ РЕАКТОР - ПЕРВАЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКАЯ БАЗА

       Начало регулярного выпуска радиоактивных изотопов для народного хозяйства и медицины практически совпадает с началом работы промышленного реактора на проектной мощности. Использование радиоактивных изотопов, особенно в медицине, еще в 1946 г. находилось под научным руководством Радиационной лаборатории. Постановлениями Совета Министров СССР от 10 июля 1948 г. и АМН от 21 сентября 1948 г. этой лаборатории были поручены изучение воздействия радиации на человека и разработка применения радиоактивных источников в медицине и народном хозяйстве. После Г.М. Франка этот ведущий научный центр страны возглавляли крупнейшие ученые-академики: А.В.Лебединский (1954-1962 гг.), П.Д. Горизонтов (1962-1969 гг.), а с 1969 г. институтом бессменно руководит академик АМН Л.А.Ильин.

       Начало вывода промышленного ядерного реактора на проектную мощность в 1948 г. совпало с организацией в Институте биофизики специальной препарационной лаборатории. Работающая на сырье (облучаемых мишенях), облученном нейтронами в ядерных реакторах или заряженными частицами на ускорителях, уже имевшихся в то время в РИАНе, лаборатории № 2, ЛФТИ и ХФТИ, препарационная лаборатория поставляла радиоактивные изотопы разным учреждениям страны.

       В активной зоне промышленного реактора с учетом неравномерного распределения мощности плотность потока тепловых нейтронов достигала 10¹²-10¹³ с^-1 · см^-2. При таких высоких для того времени плотностях потока нейтронов в отведенные каналы вместо урановых блоков могли загружаться специально изготовленные блоки-мишени с исходными стабильными изотопами, которые за короткий срок под действием нейтронов превращались в радиоактивные элементы. По инициативе И.В. Курчатова уже в первые годы работы реактора были выделены отдельные ячейки для получения ⁶⁰Со, ²¹⁰Ро, ³²Р, ³⁶Cl, ¹⁴С и некоторых других радионуклидов. Естественно, в промышленном реакторе не могли нарабатываться изотопы с малым периодом полураспада, которые затем следовало передавать в препарационную лабораторию. За время перевозок такие изотопы распадались, однако по заказу медиков в урановых блоках нарабатывался короткоживущий изотоп ¹³¹I, при этом время облучения блоков в реакторе сокращалось в несколько раз, а их растворение проводилось на радиохимическом заводе. Реакторный метод получения радиоактивных изотопов, налаженный с вводом в действие реактора А, продолжает оставаться основным способом получения радионуклидов. Так, на Второй женевской конференции (1958 г.) отмечалось, что из ПО выпускаемых радиоактивных изотопов 92 получаются в реакторах.

       Как известно, скорость наработки - интенсивность производства плутония или других радионуклидов зависит от плотности нейтронных потоков. Кроме реактора А в то время в стране не было подобного источника нейтронов. Поэтому на реакторе по указанию И.В. Курчатова с 1949 г. начали проводить различные физические измерения, включая измерения сечений взаимодействия нейтронов с различными изотопами, а также продолжение исследований по открытой еще до войны под его руководством ядерной изомерии. В центральном зале реактора появилась специальная установка - селектор нейтронов, на которой работники комбината Е.А. Доильницын, Е.Е. Кулиш, Г.М. Драбкин, В.Н. Нефедов и другие сотрудники ЦЗЛ комбината вместе с сотрудниками лаборатории № 2 проводили, необходимые измерения. Позднее для наработки изотопов и физических исследований были построены специальные ядерные реакторы.

       Любое увеличение числа ячеек, загружаемых мишенями для наработки изотопов, приводит к уменьшению числа ТК, загружаемых ураном. Ухудшаются физические параметры реактора, уменьшаются коэффициент размножения нейтронов и выработка плутония. При этом в ТК несколько возрастает энергонапряженность урановых блоков, что увеличивает энергию нейтронов в определенных диапазонах энергии (около 0,3 эВ) сильно изменяет их взаимодействие как с ²³⁵U, так и с ²³⁹Рu. В зависимости от энергии нейтронов в реакторах сечение взаимодействия нейтронов с ²³⁹Рu изменяется в 5-8 раз. Поэтому любое увеличение мощности как отдельного ТК, так и реактора в целом изменяет скорость не только накопления плутония, но и его выгорания, как за счет деления 239Рu, так и за счет превращения его в более тяжелые и вредные изотопы плутония, отрицательно влияющие на делящиеся свойства ядерной взрывчатки. Разница полного сечения и сечения деления ²³⁹Рu и определяет скорость накопления в реакторе ненужного, балластного изотопа ²⁴⁰Рu. Избежать наработки ²⁴⁰Рu практически нельзя, поэтому в промышленном реакторе длительность облучения ²³⁸U ограничивалась малыми сроками (несколько месяцев).

       Энергия, выделяемая в реакторе, равна в основном энергии, выделяемой при делении ²³⁵U и ²³⁹Рu. Основная часть энергии отводится теплоносителем, а несколько процентов энергии деления с долгоживущими осколками передается с урановыми блоками на радиохимический завод.

       Для проведения радиобиологических исследований на промышленном реакторе был специально создан биологический канал. Он находился на периферии реактора, на границе с отражателем реактора и имел достаточно большой диаметр, позволяющий размещать в нем подопытных животных (в радиобиологическом отделе ЦЗЛ был виварий. Впоследствии на базе этого отдела в Челябинске-40 был создан филиал № 1 Института биофизики Минздрава СССР). В зависимости от доз гамма- и нейтронного излучений, а также от температуры и времени нахождения животных в канале радиобиологи изучали предельные параметры их жизнестойкости.

       ПЕРВЫЙ РАДИОХИМИЧЕСКИЙ ЗАВОД Б

       Получение делящихся материалов - главная и самая сложная задача при создании ядерного оружия. Наработанный в ядерном реакторе плутоний необходимо отделить от урана и высокоактивных продуктов деления. Для выделения плутония был построен радиохимический завод (здание 101), который из режимных соображений назывался заводом Б.

       Облученные урановые блоки, очехлованные алюминиевой оболочкой, из реактора А поступали на завод Б. Здесь их растворяли, затем химическими методами отделяли сначала материал оболочки, а потом высокоактивные продукты деления; на последующих стадиях выделяли плутоний из огромного количества урана. Этот плутоний перевозили на химико-металлургический завод В, где из него получали сначала черновой, а затем очищенный металлический плутоний и изделия для атомной бомбы.

       Недоиспользованный, или регенерированный, уран тщательно очищали от следов плутония и продуктов деления. Этот уран имел изотопный состав, практически аналогичный природному. Из регенерированного урана в то время предполагалось получать другой вид ядерной взрывчатки - высокообогащенный ²³⁵U. Для обогащения ²³⁵U в посёлке Верх-Нейвинском строился первый в России газодиффузионный завод (комбинат № 813).

       Полученный на заводе Б концентрированный (после отделения от урана и продуктов деления) раствор плутония должен был подвергаться дополнительной очистке от следов примесей, чтобы плутоний имел минимальное гамма- и бета-излучение при поступлении к металлургам. Все радиохимические процессы для завода Б были разработаны в РИАНе под руководством академика В.Г. Хлопина. Там была создана и другая, более сложная технология. Были уточнены зависимости распределения вещества между различными фазами: жидкость-твердая, раствор-раствор, жидкость-газ. Была показана возможность полного отделения плутония от урана и от продуктов деления.

       С именем В.Г. Хлопина связано создание отечественной радиохимии, которой он начал заниматься в Радиологической лаборатории, организованной В.И. Вернадским при Петербургской академии наук еще в 1915 г. Под его руководством, как отмечает в своих воспоминаниях наш крупнейший ученый по работе с радиоактивными материалами, ветеран атомной промышленности З.В. Ершова, была организована пробная переработка радиоактивных руд и 1 декабря 1921 г. были получены первые русские радиевые препараты. Он вместе с И.Я. Башиловым организовал работу по получению радия из отечественных руд. В предвоенный период В.Г. Хлопин возглавлял Урановую комиссию, которая уже тогда наметила предварительную программу получения обогащенного 235U и использования энергии деления ядер. Своей одержимостью и настойчивостью В.Г. Хлопин напоминал первооткрывателей радиоактивных элементов. Он использовал весь опыт работы, приобретенный Марией и Пьером Кюри при извлечении радия из радиоактивных руд. Получению и использованию радиоактивных элементов были посвящены многие публикации В.Г. Хлопина, в том числе публикация в 1947 г. краткого очерка истории развития радиевого дела в России.

       Под научным руководством В.Г. Хлопина и И.Я. Башилова в Москве на Заводе редких металлов (1929-1930 гг.) была организована переработка урановых руд. В конце 1931 г. при переработке сотен тонн урана было получено 200 мг радия в виде смешанного бромида радия и бария. Паспорт на ампулы с радием в РИАНе сверялся с Международным эталоном Венского радиевого института и в первые годы подписывался самим В.Г. Хлопиным. Урановая руда добывалась на Тюямуюнском месторождении, а после его истощения и из-за отсутствия разведанных запасов урановых руд в 1936 г. производство радия в Москве прекратилось.

       Таким образом, РИАН был практически единственным институтом в стране, способным организовать выделение плутония из высокорадиоактивных материалов и очистить от радионуклидов уран в промышленных масштабах. Именно этому коллективу, имеющему в своем составе высококвалифицированных радиохимиков, физиков, радиометристов и других специалистов, работающих с радиоактивными материалами, в 1944 г. и было поручено создать технологию радиохимического производства. Академик В.Г. Хлопин был назначен научным руководителем.

       В 1944-1945 гг. в РИАНе (после возвращения из эвакуации) восстановили циклотрон и начали проводить первые радиохимические исследования на облученном уране с "импульсными" небольшими количествами нептуния и плутония. В 1945-1946 гг. вышел первый научно-технологический отчет по способу переработки облученного урана. Технология, предложенная РИАНом, была вначале проверена на близком химическом аналоге плутония - короткоживущем изотопе нептуния 239Np, период полураспада которого составляет примерно 2,3 сут. Этот имитатор плутония позволял регистрировать радиометрически и микроколичества элемента в растворах. Эта работа свидетельствовала о высоком классе школы отечественных радиохимиков, созданной В.Г. Хлопиным и его воспитанниками. Среди них ведущее место занимали Б.А. Никитин, А.П. Ратнер, В.И. Гребенщикова, И.Е. Старик, К.А. Петржак, В.М. Вдовенко, а также соратники В.Г. Хлопина Б.П. Никольский и А.А. Гринберг.

       Первые порции плутония (в количестве 10¹² атомов) были получены в лаборатории № 2 Б.В. Курчатовым еще в 1945 г., т.е. до создания ядерного реактора. Для этого в течение 3 мес мишени из гидроксида урана облучали нейтронами из радий-бериллиевого источника. Практически тогда же в РИАНе были получены первые импульсные количества нептуния и плутония облучением мишеней в циклотроне. После пуска в 1945 г. более мощного циклотрона, а в конце 1946 г. реактора Ф-1, в лаборатории № 2 плутоний можно было получать в "весомых" количества.

       Как отмечает З.В. Ершова, "... научный отчет Радиевого института, известный всем радиохимикам как "синяя книга" (он имел синий переплет), изучался химиками, технологами, физиками, имеющими отношение к этому вопросу. На этом материале учились химики и технологи, которые ранее ничего не знали о радиохимии и даже о радиоактивных элементах. Этот отчет долгое время был настольной книгой". Именно эта работа, а также доклад В.Г. Хлопина 20 мая 1946 г. на НТС ПТУ дали возможность руководству атомного проекта уже летом 1947 г. развернуть строительство в Челябинске-40 радиохимического завода. После доклада В.Г. Хлопина НТС обязал всех руководителей - B.C. Емельянова, И.В. Курчатова, В.Б. Шевченко и др. - ускорить не только строительство и пуск реактора Ф-1, но и строительство при нем опытного радиохимического цеха. Это давало возможность проверить на урановых блоках, облученных в реакторе Ф-1, созданную РИАНом технологию выделения плутония. В цехе, который потом был назван установкой № 5 (в составе НИИ-9), с конца 1946 г. проводились экспериментальные работы для отработки технологии строящегося завода Б.

       На этом же НТС был заслушан главный проектант завода Я.И. Зильберман (ГСПИ-11). НТС установил И.В. Курчатову срок: к 1 марта 1947 г. урановые блоки, облученные в реакторе Ф-1, с накопленным в них плутонием поставить на опытную радиохимическую переработку. Ему же вместе с В.Г. Хлопиным, B.C. Емельяновым и В.Б. Шевченко поручалось в 10-дневный срок определить технические характеристики на урановые блоки, поступающие для радиохимической переработки. По предложению М.Г. Первухина, согласованному с В.Г. Хлопиным, НТС также рекомендовал из 4 схем радиохимической переработки урановых блоков принять для завода Б ацетатно-лантанно-фторидную технологию.

       В то время в РИАНе проводились интенсивные исследования химических свойств плутония на ничтожных количествах этого элемента, получаемых на циклотроне. Работой циклотрона руководил М.Г. Мещеряков* (В 1993 г. им была опубликована работа о решающем вкладе В.Г.Хлопина в разработку программы получения делящихся материалов [51] и создании первого в Советском Союзе ускорителя заряженных частиц. Организатор проектирования и строительства в Дубне крупнейшего в мире синхрофазотрона. С 1947 по 1953 г. работал заместителем директора лаборатории № 2, а с 1953 по 1956 г. - директором Института ядерных проблем АН СССР.) Радиометрические исследования возглавлял один из авторов открытия в 1940 г. спонтанного деления урана К.А. Петржак, а также Б.С. Джелепов и Г.Н. Горшков. Радиохимические методики разрабатывались под руководством Б.А. Никитина, И.Е. Старика, А.П. Ратнера и других ученых РИАНа.

       Вскоре после издания в русском переводе книги Г.Д. Смита, была выпущена в двух томах книга "Научные и технические основы ядерной энергетики", в которой были отражены основные сложности решения атомной проблемы в США. В разделе "Технология ядерного горючего" отмечалось, что при выделении 239Рu удалять алюминиевые оболочки с урановых блоков нужно не механически, а путем их химического растворения. При обращении с опасными продуктами деления рекомендовалось все технологические операции проводить на значительном расстоянии от густонаселенных районов и строить специальные, достаточно большие хранилища для радиоактивных отходов. Громадная интенсивность радиации от продуктов деления, сравнимая с радиоактивностью многих килограммов радия, требовала применения дистанционных методов во всех химических операциях.

       Предполагалось, что в 1 т урановых блоков содержится около 100 г плутония и 115 г радиоактивных продуктов деления урана.

       В докладе В.Г. Хлопина назывались и другие реагенты с много меньшими нормами их использования.

       В связи со сложностью радиохимической технологии и сверхнапряженными сроками строительства и ввода в эксплуатацию завода Б Ученый совет РИАНа рекомендовал руководству ПГУ привлечь к научным разработкам коллективы других институтов. Комиссия № 1, созданная при химико-металлургической секции НТС, в составе Б.А. Никитина, А.Н. Фрумкина, И.И. Черняева, И.В. Курчатова с участием А.А. Гринберга и С.З. Рогинского на заседании 1 ноября 1946 г. рассмотрела предложение РИАНа. Для улучшения координации работ и конкретизации ответственности коллективов институтов за создание технологии завода Б комиссия решила распределить ответственность руководителей за разработку технологии по стадиям: Б.А. Никитин - определение выходов конечного продукта (оружейного плутония) по всему технологическому процессу (РИАН); А.А. Гринберг - изучение окислительно-восстановительных процессов при отделении конечного продукта (РИАН); С.З. Рогинский - действие радиоактивных излучений на операции технологического процесса выделения конечного продукта и поведение осколков - продуктов деления (ИФХ); Б.В. Курчатов - изучение сорбции конечных продуктов и осколков деления в технологии получения конечного продукта: в осадках, при фильтрации в аппаратуре и т.д. (лаборатория № 2).

       В условиях интенсивной ионизации изменяются многие обычные химические реакции:

• ускоряется коррозия конструкционных материалов и оборудования;

• образуются взрывоопасные перекиси в водных растворах;

• органические вещества разрушаются и полимеризуются;

• энергия излучения нагревает растворы и затрудняет контроль температуры при ведении технологического процесса.

       Все это привело к большим трудностям при эксплуатации завода, которые проявились в первый же год (1949 г.) работы.

       Для опробования отдельных процессов разработанной РИАНом технологии в Москве (рядом с реактором Ф-1) во вновь созданном НИИ-9 в 1946 г. была построена, а в 1947 г. введена в действие опытная установка № 5. Сочетание этой установки и опытного реактора лаборатории № 2 давало возможность на облученных в реакторе Ф-1 урановых блоках не только опробовать технологию, но и испытать конструкцию оборудования и систем контроля будущего радиохимического завода. В связи с тем, что содержание плутония в уране было незначительным, установка не имела биологической защиты. Для работы на установке из РИАНа была направлена группа научных сотрудников, которые вместе с работниками НИИ-9 и специалистами других институтов проверяли одобренную НТС технологическую схему. Общее научное руководство работами осуществлял заместитель директора РИАНа Б.А. Никитин с участием А.П. Виноградова , Б.П. Никольского, А.П. Ратнера, И.Е. Старика, З.В. Ершовой и В.Д. Никольского. На установке, проработавшей 1,5 года, были проведены десятки операций, начиная с загрузки облученных в реакторе Ф-1 урановых блоков и кончая получением готового концентрата плутония.

       План научно-исследовательских работ всех институтов-соисполнителей по проверке технологии РИАНа в НИИ-9 на установке № 5 был доложен начальником лаборатории НИИ-9 З.В. Ершовой 12 июля 1947 г. на секции № 4 НТС и в целом одобрен.

       Во второй половине 1947 г. на установке проверяли ацетатно-фторидную схему извлечения плутония. Определяли выход плутония на отдельных операциях, полноту удаления осколков - продуктов деления, степень возможной очистки от радиоактивного йода и ксенона, обезвреживание сбросных растворов. Проводили исследования коррозии оборудования, надежности измерительной аппаратуры. Проверяли эффективность методов защиты обслуживающего персонала. Для этого необходимо было исследовать материал с максимальной радиоактивностью до 10 Ки.

       Особенно важной проблемой для завода Б была организация достаточной производственной вентиляции. Необходимо было определить, можно ли сбрасывать в атмосферу безопасно для окружающей среды и населения газообразные продукты деления, такие, как йод, ксенон и др., образующиеся при растворении урановых блоков. Было известно, что особо опасный ¹³I имеет период полураспада примерно 8 сут, и предварительная выдержка облученных блоков в бассейнах промышленного реактора, хотя и уменьшала его содержание в 15-30 раз, была недостаточной для полного распада этого радионуклида.

       В конце 1946 г. секция № 4 НТС с участием Е.П. Славского (ПГУ), В.Г. Хлопина и Б.А. Никитина (РИАН), И.В. Курчатова, В.И. Меркина (лаборатория № 2), С.З. Рогинского, В.И. Спицына, О.М. Тодеса (ИФХ), А.З. Ротшильда (ГСПИ-11), З.В. Ершовой (НИИ-9) и ведущих специалистов НИИ-26 (Минхимпром) рассмотрела сообщения ГСПИ-11 и ИФХ по проекту вентиляции завода Б и решила принять его за основу. Предусматривалось газы, образующиеся при растворении урановых блоков, сбрасывать в атмосферу через трубу высотой 130 м с предварительным разбавлением их в трубе воздухом. Для отделения радиоактивного йода от других газообразных продуктов деления по предложению С.З. Рогинского (ИФХ) и Б.А. Васьковского (НИИ-26) был одобрен сорбционный метод. В качестве сорбента был применен силикагель, пропитанный азотнокислым серебром. Институтам были даны поручения разработать предложения по удержанию тех радионуклидов, которые не задерживаются предлагаемым сорбентом. Эти и многие другие проблемы решались в 1947 г.- начале 1948 г.

       Практически неразрешимой в то время оказалась проблема полного обезвреживания огромного количества радиоактивных растворов, образующихся после выделения плутония. В течение двух дней (25-26 июля 1947 г.) на секции № 4 НТС были заслушаны и обсуждены доклады головных институтов (от ИФХ - С.З. Рогинский, от РИАНа - И.Е. Старик) по проблеме жидких радиоактивных отходов. Проанализировав состояние разработок, секция пришла к выводу, что снизить концентрацию радионуклидов в сбросных растворах <107 Ки/см3 не представляется возможным и сброс их в открытую гидросеть неизбежен. В обращении секции в Минздрав страны предлагалось сообщить главному проектировщику завода Б (ГСПИ-11) допустимые (толерантные) дозы в связи со сбросом частично радиоактивных растворов в водоемы в районе строительства комбината.

       После проведения опытных работ на установке № 5 и дополнительных исследований в институтах к лету 1948 г. усилиями сотрудников РИАНа, НИИ-9, ИФХ, ГЕОХИ, ИОНХ была выдана модифицированная технология радиохимического завода. В уточнении технологического процесса принимали участие ведущие ученые: А.Н. Фрумкин, П.А. Ребиндер, В.И. Спицын, С.З. Рогинский (ИФХ), В.Б. Шевченко, З.В. Ершова, В.Д. Никольский (НИИ-9), Б.Н. Ласкорин, Я.И. Коган (НИИ-26) и др.

       Как отмечает М.В. Гладышев, к тому времени еще не была выработана культура работы на радиохимическом производстве. Отсутствовал должный контроль за радиационным загрязнением, работали без спецодежды, без защитных респираторов. В соответствии с обращением главного инженера комбината Е.П. Славского при РИАНе организуются курсы подготовки кадров для завода Б. Б.А. Никитиным и А.П. Ратнером была разработана программа обучения на 70 ч для инженеров и на 59 ч для техников-химиков. Занятия проводились в РИАНе, на химическом факультете Ленинградского государственного университета и в московском НИИ-9. Под руководством начальника лаборатории З.В. Ершовой и доктора химических наук В. Д. Никольского, переведенных в начале 1945 г. из Гиредмета, на установке № 5 в НИИ-9 прошли стажировку многие работники комбината, возглавившие затем цеха и службы радиохимического завода. Работники комбината проходили стажировку и в РИАНе.

       14 июля 1948 г. НТС РИАНа под руководством В.Г. Хлопина заслушал полный отчет Б.А. Никитина о работах на установке № 5 и принял решение просить руководство ПГУ утвердить проект завода Б. К этому времени основные инженерно-технические работники получили соответствующую подготовку, а строительство завода Б и монтаж оборудования находились на завершающей стадии. Среди будущих руководителей радиохимического завода на установке № 5 работали Б.В. Громов - первый главный инженер радиохимического завода, М.В. Гладышев и А.И. Пасевский - заместители главного инженера, Н.С. Чугреев - начальник отделения конечной стадии извлечения концентрата плутония фторидным методом, Н.Г. Чемарин - начальник технологической лаборатории, Я.П. Докучаев - начальник группы радиометрических методов контроля технологического процесса завода Б. Работа на установке № 5 велась под контролем руководителей НИИ-9 и с участием лаборатории № 2. Ее сотрудники (М.И. Певзнер, Б.В. Курчатов и др.) работали в тесном контакте с НИИ-9 и другими институтами.

       Испытания на установке в НИИ-9 подтвердили эффективность технологии РИАНа для выделения плутония. На основании получаемых данных ГСПИ-11 проектировал радиохимический плутониевый завод. Проведение испытаний осложнялось тем, что в распоряжении экспериментаторов были только мизерные количества плутония. Мешала сорбция плутония на стенках аппаратуры и в осадках, а так как весовые концентрации плутония и продуктов были очень малы, иногда плутоний в конечных продуктах на установке не обнаруживали. Сочетание осадительных и экстракционных процессов позволило получить первые концентраты плутония в конце 1947 г. в микрограммовых и в 1948 г. - в миллиграммовых количествах. С установки до конца первого полугодия 1948 г. в группу В.Д. Никольского (лаборатория З.В. Ершовой) поступило 3,6 мг плутония.

       ПЕРВЫЙ ЗАВОД В ПО ПРОИЗВОДСТВУ ЯДЕРНЫХ ЗАРЯДОВ

       Одна из самых драматических страниц истории ядерного оружия, по-видимому, была связана с созданием металлургической промышленности плутония. Для изготовления ядерного взрывного устройства необходимо получить высокочистый металлический плутоний. Площадка размещения этого наиболее режимного завода выбиралась специальной комиссией в начале 1947 г. Комиссию, в которую входил И.В. Курчатов, возглавлял министр внутренних дел С.Н. Круглов. Завод было решено строить на месте складов боеприпасов ВМФ у железнодорожной станции Татыш недалеко от г. Кыштым. Через 2 года в феврале 1949 г. завод В начал производственную деятельность.

       О становлении металлургии плутония, технологии литья и изучении свойств плутония и его сплавов можно судить по воспоминаниям B.C. Емельянова. И.В. Курчатов и B.C. Емельянов предложили директору ИОНХа академику И.И.Черняеву, крупнейшему специалисту по работе с малыми количествами веществ (металлы платиновой группы), приступить к изучению свойств плутония. И.И. Черняеву обещали предоставить в распоряжение небольшое количество плутония - шарик диаметром в полмиллиметра (металлурги такой шарик из металла называют "корольком"). Тогда было неизвестно, как выглядит плутоний, при какой температуре плавится, хрупок он или пластичен, какие физические и химические свойства имеет. Этот элемент в ничтожных, импульсных, количествах нарабатывали только на циклотроне. Позднее, после пуска реактора Ф-1, к работам по изучению свойств плутония был максимально подключен НИИ-9 - основной технологический институт ПГУ. Первые миллиграммовые количества плутония были выделены к 1947 г. в НИИ-9 (установка № 5) из урановых блоков, облученных в реакторе Ф-1. Тогда металлурги приступили к работе уже с "реальным" плутонием.

       Технология для завода В разрабатывалась под научным руководством НИИ-9.

       Первая очередь завода В была предназначена для получения металлического плутония и изделий из него для первой советской атомной бомбы. Вторая очередь подготавливалась для получения изделий из ²³⁵U.

       Заказчиком деталей из плутония для первой атомной бомбы кроме руководства ПГУ и научного руководителя всего атомного проекта И.В. Курчатова был и научный руководитель КБ-11 Ю.Б. Харитон.

       Для концентрации усилий в 1947 г. в НИИ-9 был создан специальный отдел В под руководством А.А. Бочвара, ранее работавшего в Институте цветных металлов и золота и Институте металлургии АН СССР. А.А. Бочваром была разработана теория получения пластичных материалов, и уже в 1946 г. он был избран академиком АН СССР. Вся его дальнейшая работа в НИИ-9 сначала руководителем отдела, а затем директором была в основном связана с изучением кристаллизации, литейных свойств металлов и сплавов, рекристаллизации и жаропрочности, металловедения урана и плутония. В отдел В вошли три лаборатории:

• радиохимическая под руководством академика И.И. Черняева, директора ИОНХа;

• металлургическая, в задачу которой входило получение металлического плутония; возглавил лабораторию профессор А.Н. Вольский;

• металловедения и металлообработки под руководством профессора А.С. Займовского.

       Уже в августе 1947 г. на основании первых работ на установке № 5 и других данных проектно-конструкторское бюро и специалисты отдела В НИИ-9 разработали технологию аффинажного завода по очистке концентрата плутония, состоявшего в основном из фторидов плутония и лантана (конечного продукта радиохимического завода Б). В основу технологической схемы был положен принцип сочетания различных способов очистки для получения высокочистого плутония. В сентябре 1947 г. проектное задание было представлено на утверждение в ПГУ и в НИИ-9 приступили к разработке проекта.

       На установке № 5 плутоний выделяли до середины 1948 г. В отдельных урановых блоках, облученных в реакторе Ф-1, содержались лишь микрограммовые количества плутония, которые передавались в различные лаборатории для исследования физических и химических свойств плутония - элемента, отсутствующего в природе. Об огромной химической и радиационной опасности этого элемента стало известно позже. В "больших" количествах были доступны соединения плутония с другими элементами, в том числе гидроксиды, фториды, нитраты, хлориды, оксалаты.

       В лаборатории И.И. Черняева разрабатывались два технологических процесса для завода В: аффинаж концентрата фторидов лантана и плутония; аффинаж азотнокислого раствора, содержащего двойные ацетаты натрия, урана и плутония.

       Сложности, с которыми столкнулись другие лаборатории отдела В, связаны в основном с изучением свойств металлического плутония и его взаимодействием с различными элементами. Условия чрезвычайной секретности создавали дополнительные трудности в проведении работ. Как отмечают авторы исследований, первое сообщение о достижениях советских ученых по изучению взаимодействия плутония с различными элементами было сделано сотрудником НИИ-9, крупнейшим в стране специалистом по физике металлов членом-корреспондентом АН СССР С.Т. Конобеевским на специальной сессии АН СССР 1-5 июля 1955 г. Было определено, что чистый плутоний представляет собой металл с температурой плавления 640°С и температурой кипения 3227°С. По своей структуре и свойствам он сильно отличается от многих металлов. В интервале температур от комнатной до температуры плавления плутоний проходит через шесть аллотропических модификаций. Необычным является то, что плотность металлического плутония сильно изменяется с температурой: при 310 - 450°С она составляет 14,7 г/см3, а в интервале температур от комнатной и примерно до 120°С - 19,82 г/см3. При таких изменениях плотности становится очевидным, что получение однородного (без трещин) металла из его расплава практически невозможно.

       Из-за альфа-распада плутоний в компактном виде самонагревается, так как кинетическая энергия счастиц превращается внутри куска металла в тепловую. Установлено, что плутоний выделяет тепло - 1,923 · 10³ Вт/г и для куска плутония массой 50 г температура поверхности будет на 5-10°С выше температуры окружающей среды. Способность плутония к саморазогреву сейчас обрастает разного рода легендами. Ю.Б. Харитон и Ю.Н. Смирнов описывают, как А.П. Александров в 1949 г. покрывал никелем полусферы из металлического плутония и убеждал в Челябинске-40 генералов из КГБ и Специального комитета, что горячим может быть только плутоний. Известный журналист В. Губарев приводит даже такой "факт": когда И.В. Курчатов, П.М. Зернов и Ю.Б. Харитон в начале 1949 г. привезли Сталину "...небольшой, десяти сантиметров в диаметре, блестящий плутониевый шарик... Сталин осторожно коснулся ладонью шара:

       - Да, теплый. И всегда теплый?

       - Всегда, Иосиф Виссарионович. ...Сталин дал согласие на проведение испытаний. В мае 1949 г. Курчатов отбыл на полигон".

       До мая 1949 г. такого количества плутония в нашей стране просто нельзя было получить, так как в шарике диаметром 10 см должно находиться 8 кг плутония с заданными, труднодостижимыми свойствами. Завод В в начале 1949 г. только осваивал технологию его получения. Кроме того, шарик из 8 кг плутония в определенных условиях может даже разрушиться из-за достижения критической массы на мгновенных нейтронах, т.е. произойдет его разброс из-за нейтронной вспышки. Оказалось, что плутоний сильно корродирует, легко образует аэрозоли. Из-за высокой токсичности попадание плутония в организм человека представляет особую опасность. Поэтому работы с плутонием должны проводиться в герметичных перчаточных боксах или специально оборудованных герметичных камерах.

       Известно все это стало позднее, а в начальный период работы с плутонием в лабораториях НИИ-9 техника безопасности была на низком уровне. Не на должном уровне она была и в начальный период работы различных технологических отделений в цехах заводов строящегося на Южном Урале Плутониевого комбината (объекты А, Б, В). Правда, в НИИ-9 перерабатывались незначительные количества плутония и продуктов деления, суммарная радиоактивность которых составляла всего несколько кюри. На заводах же Б и В в растворах, нерастворимых осадках и всякого рода отходах, а также в изделиях из металлического плутония радиоактивность исчислялась многими десятками тысяч кюри.

       Низкотемпературные модификации плутония (альфа-, бета- и гамма-фазы) обладают сложной кристаллической структурой низкой симметрии. В этих фазах сильно выражена анизотропия коэффициента термического расширения. Так, этот коэффициент гамма-фазы по одной из осей кристалла равен +84,3·10⁶ °С^-1, а по другой -19,7·10⁶ °С^-1. Это приводит к тому, что при охлаждении из расплава получается не слиток, как у подавляющего большинства металлов, а порошок металлического плутония.

       Наличие шести аллотропических модификаций ниже температуры плавления, значительные объемные изменения и высокая химическая активность делают очень сложной технологию получения изделий из плутония. Исследователи свойств плутония и его сплавов отмечали: работа с ним в обычных условиях практически невозможна. Для обеспечения безопасных условий работы с плутонием советские ученые разработали специальные приемы и методы исследования, дающие возможность получать однородные сплавы даже в небольших количествах (десятки и сотни миллиграммов)*. (*Подробно эти трудности изложены Л.П. Сохиной, длительное время работавшей сначала на заводе В, а затем руководителем ЦДЛ комбината № 817).

       Сотрудники отдела В металлурги А.Н. Вольский, С. Трехсвятский, В. Соколов, Я. Стерлин и другие перед пуском завода В получили первый "королек" плутония, а металловеды лаборатории А.С. Займовского с привлечением других лабораторий НИИ-9 интенсивно изучали его свойства. В силу низкой пластичности альфа- и бета-фаз объемные изменения, происходящие при охлаждении плутония, приводят к появлению в нем внутренних напряжений, микротрещин и снижению плотности. В виде порошка и мелкой стружки плутоний пирофорен при комнатной температуре и легко загорается на воздухе. Однако на этом трудности работы с плутонием не кончаются. Из-за тугоплавкости и высокой реакционной способности плутония литьевые формы для него можно было изготавливать из весьма редких и дорогих материалов. Наиболее пригодны для этих целей тантал, вольфрам, оксиды или фториды кальция, оксиды магния и церия. При литье необходимо свести до минимума окисление плутония в процессе его плавления и разливки, а это требует надежного высокого вакуума в технологическом оборудовании, включая плавильные печи.

       При успешном решении этих вопросов остаются не меньшие трудности, связанные с предотвращением растрескивания отливок из плутония в процессе их охлаждения. Большие затруднения возникают и при обработке плутония давлением. При низких температурах (альфа-фазе) плутоний из-за высокой хрупкости с трудом поддается деформации. Лишь при дельта-фазе (310-450°С) плутоний особо пластичен и может подвергаться всем видам обработки давлением: прессованию, ковке, штамповке, вытяжке и т.д. Однако при охлаждении нужно пройти три наиболее опасных фазовых превращения с изменением плотности плутония. Поэтому проблемы коробления и растрескивания остаются. Как при литье, так и при высокотемпературной обработке плутония давлением необходим высокий вакуум или инертная атмосфера, а также тщательный выбор материалов для пресс-инструмента.

       Стало очевидным, что свойства плутония затрудняют его использование в чистом виде. Поэтому проблема легирования и изучения сплавов и соединений плутония стала с самого начала одной из важнейших. Очень ценными легирующими добавками являются элементы, позволяющие фиксировать при комнатной температуре пластичную 8-фазу, свободную от отмеченных недостатков чистого плутония. Так, легирование плутония танталом, цирконием и гафнием позволяет значительно улучшить свойства плутония. Например, в сплавах плутония с цирконием (3,9-22,9 ат.%) при комнатной температуре фиксируется дельта-фаза, если применить ускоренное охлаждение этих сплавов из области температур дельта-фазы. К настоящему времени сплавы плутония изучены так же подробно и полно, как и сплавы большинства основных технических металлов. Раньше значительная часть данных бралась из иностранных источников.

       Из более чем 60 диаграмм состояния двойных сплавов плутония, указанных в работе, четвертая часть - из иностранных источников. Среди них сплавы с кобальтом, цинком, галлием, кадмием и др. Легирующие добавки наряду с захватом нейтронов уменьшают и плотность плутония. В ряде случаев это приводит к существенному возрастанию критической массы и увеличению массы плутония в конечных изделиях. Так, для сферы из ²³⁹Рu с плотностью 19,25 г/см, окруженной слоем бериллия толщиной 5,22 см, критическая масса сферы из плутония составляет 5,43 кг. Если же плотность ²³⁹Рu составляет 15,8 г/см, то в аналогичных условиях (толщина бериллия 5 см) критическая масса уже равняется 7,48 кг. Для сферы из плутония плотностью 19,25 г/см, окруженной отражателем нейтронов из бериллия разной толщины, критическая масса может изменяться более существенно.

       С этими данными необходимо считаться не только при выборе конструкции заряда из плутония, но и при всех видах обработки и хранения плутония.

       На радиохимическом заводе Б при переработке облученного урана природного обогащения только конечные продукты, очищенные от урана и продуктов деления, имеют концентрацию плутония, достаточную для образования самопроизвольной цепной ядерной реакции. На заводе В образование такой реакции возможно практически на всех операциях технологического процесса. Поэтому проблема ядерной безопасности для этого завода связана, в первую очередь, с контролем количеств плутония в каждом аппарате, контейнере и трубопроводе, в каждой емкости или плавильной печи. При этом надо учитывать, что в емкостях может быть плутоний в осадках, растворе или другой форме. Значения критических масс делящихся материалов на различных стадиях технологического процесса различаются.

       Из-за небольших значений критических масс металлургические процессы на заводе В должны были проводиться на оборудовании малых размеров, с малым количеством плутония. Не меньшие ограничения были и у радиохимиков завода В при переработке различных растворов, нерастворимых осадков, накапливаемых в оборудовании, и отходов, содержащих плутоний, так как минимальная критическая масса плутония тогда была неизвестна, существовали лишь расчетные данные.

       Только в 1951 г. определили, что при концентрации плутония 20-40 г/л в определенных условиях критическая масса была немного больше 500 г. Неточности лабораторных анализов, ошибки в показаниях приборов или просто невнимательность персонала могли привести к превышению установленных тогда безопасных норм загрузки 100-150 г. Поэтому необходимо было контролировать суммарное количество плутония в каждом аппарате и трубопроводе, учитывать накопление осадков, содержащих плутоний, во всех передаточных емкостях. Выполнить все это было в первые годы работы очень трудно, превышение установленных норм загрузки оказывалось неизбежным, особенно часто - при работе с растворами. Поэтому на заводе В и нередки были аварии - самопроизвольные цепные реакции.

       В сферической емкости с отражателем, содержащей азотнокислый раствор плутония с концентрацией 38,4 г/л, экспериментальное минимальное значение критической массы составляло 510 г плутония. На заводах Б и особенно В такие концентрации плутония образовывались часто, а раствор мог принять форму, близкую к сферической, в различных емкостях при операциях перемешивания, добавления реагентов и т.д. Наличие осадков и нерегулярные промывки оборудования могли усугубить проблему.

       РАЗРАБОТКА ПРОЕКТА СОЗДАНИЯ ЗАВОДА В И ОСВОЕНИЕ ТЕХНОЛОГИИ

       В разработке проекта завода В участвовали НИИ-9, ИОНХ, а затем вновь организованный проектный институт ГСПИ-12. Конечная продукция радиохимического завода Б была входной продукцией завода В. Состав этой продукции не был однозначным, так как технология завода Б непрерывно совершенствовалась.

       Первые работы над проектом завода В также вели специалисты НИИ-9 в составе проектно-конструкторского бюро, в котором с октября 1946 г. находился и Ленинградский филиал НИИ-9, проектировавший предприятия уранодобывающей промышленности.

       Постановлением правительства от 8 февраля 1948 г. на базе проектно-конструкторского бюро НИИ-9 в системе ПГУ был организован под руководством Ф.З. Ширяева специальный проектный институт - ГСПИ-12. Вначале, из режимных соображений, институт назывался Московской проектной конторой. Ее главной задачей в тот период и было создание проекта завода по получению металлического плутония и изделий из него, а также изделий из металлического высокообогащенного 235U. После начального организационного периода руководителем конторы был назначен заместитель министра цветной металлургии А.В. Флоров, а главным инженером - Ф.З. Ширяев.

       Как уже отмечалось, первая очередь завода В располагалась в складских помещениях вблизи железнодорожной станции Татыш (в 1947 г. был проведен ремонт этих складов с высоким качеством отделки. Как требовал А.А. Бочвар, стены должны были быть зеркально гладкими, позволяющими легко отмывать их от распыленных продуктов). Практически это была отдельная промышленная площадка, примыкающая к территории двух основных заводов Плутониевого комбината, также расположенного в междуречье рек Теча-Мишеляк. В музее ПО "Маяк" и в обзоре, опубликованном в связи с 45-летием комбината, приведены различные материалы о начальном периоде освоения завода В. Приказом от 3 марта 1948 г. на базе одноэтажных зданий барачного типа (здания 4, 8 и 9) был организован опытно-промышленный комплекс завода.

       В начале 1949 г. после ремонта в здании 9 было создано опытно-промышленное производство для переработки растворов плутония, поступающих с завода Б. 26 февраля 1949 г. в 12 ч ночи первый конечный продукт завода Б поступил на переработку в химическое отделение здания 9. Первую партию принимали начальник цеха Я.А. Филипцев, начальник химического отделения И.П. Мартынов в присутствии Б.Г. Музрукова, Г.В. Мишенкова, И.И. Черняева. Это отделение И.И. Черняев назвал "стаканным", так как продукт завода Б разливался в платиновые стаканы и в них проводились дальнейшие технологические операции.

       В отделении работали в основном женщины. Первыми начальниками смен были выпускницы Горьковского и Воронежского университетов Ф.А. Захарова, А.С. Костюкова, М.Я. Трубчанинова, З.А. Быстрова. Металлургическое отделение цеха возглавлял К.Н. Чернышев. Здание 9 было превращено в химическую лабораторию с деревянными вытяжными шкафами, а оборудование было переносным - кроме платиновых стаканов и фильтров, а также золотых воронок почти ничего не было. Все операции выполнялись вручную, никакой механизации не предусматривалось, не было специальных приспособлений для работы с радиоактивными веществами.

       Уместно привести первые впечатления об условиях работы в здании 9 М.А. Баженова: "Пройдя КПП, я очутился перед обычным бараком, каких повидал в своей жизни немало. Барак назывался цех № 9. Мое рабочее место - комната 5x9, стол, стул, посередине обычный вытяжной шкаф, заставленный бачками, баночками, стаканами. За шкафом стояли металлические контейнеры с продуктом, накрытые фанерками". Иногда эти контейнеры, накрытые фанерками, использовали вместо недостающих стульев. Так тогда трудились работники комбината вместе с учеными, создавшими технологию завода В. Ведущие ученые страны жили в коттедже барачного типа, расположенном в 150 м от здания 9. Среди них - А.А. Бочвар, И.И. Черняев, А.С. Займовский, А.Н. Вольский, А.Д. Гельман, В.Д. Никольский, В.Г. Кузнецов, Л.И. Русинов и др.

       По проектам Московской проектной конторы и проектно-конструк-торского бюро НИИ-9 строительство новых цехов завода началось в 1948 г. и велось в две очереди. Первая очередь предусматривала превращение конечных растворов завода Б в металл и получение изделий из металлического плутония. Вторая очередь была введена после получения высокообогащенного 235U. Часть основного оборудования в реконструированных зданиях была поставлена на завод В из НИИ-9. Как вспоминает ветеран отрасли Н.П. Финешин, работавший с начала организации Московской проектной конторы, значительная часть оборудования изготовлялась на машиностроительных заводах других ведомств и сверхсрочно поставлялась для строящегося завода В. Некоторое оборудование изготавливалось в ремонтно-механическом цехе комбината (начальник П.И. Филимонов), в мастерских монтажных организаций, а также непосредственно в цехах самого завода Б.

       Основной вклад в проектирование завода В внесли работники ГСПИ-12 Н.П. Алексахин, П.Я. Беляев, Л.Р. Дулин, А.Л. Тараканов, Л.Т. Житченко, В.Ф. Леонтьев, А.Г. Грицкова, Д.С. Майоров, Б.А. Васильев, а также Ф.З. Ширяев, С.А. Петросян, Н.И. Бочков, И.И. Китаев и др.

       Позднее по проектам ГСПИ-12 усилиями больших коллективов были сданы в эксплуатацию первые цехи уникального производства совершенно с другими условиями работы персонала.

       К началу 1949 г. упорядочилась структура завода. Директором был назначен З.П. Лысенко (умер вскоре после пуска завода)*, начальником 2-го производства - П.И. Дерягин, который до этого был главным инженером завода В. Главным инженером завода В был назначен Ф.М. Бреховских, работавший до середины 1948 г. главным инженером завода № 12, а затем заместителем директора комбината по металлургии. Подготовка к пуску завода В обеспечивалась и контролировалась руководителями комбината Б.Г. Музруковым, Е.П. Славским и заместителем главного инженера комбината Г.В. Мишенковым. Как отмечали ветераны завода Л.П. Сохина, В.В. Мясников, Г.И. Немцев, И.А. Мышьянов, фактическое руководство производством тогда осуществляли ученые И.В. Курчатов, А.А. Бочвар, И.И. Черняев, А.Н. Вольский, А. С. Займовский, Л. И. Русинов, А.П. Александров, В.И. Кутайцев, А.Г. Самойлов. Большая роль в организации аналитического контроля на производстве принадлежала ГЕОХИ.

       Во главе с академиками А.А. Бочваром и И.И. Черняевым на комбинат для пуска завода В прибыли отдельные бригады под руководством ученых (А.Н. Вольский, А.С. Займовский, А.Д. Гельман и др.) из специалистов ИОНХ, НИИ-9, ИФХ и других институтов. Так, под руководством члена-корреспондента АН СССР А.Н. Вольского в бригаде металлургов находились кандидат технических наук B.C. Соколов и молодые инженеры Ф.Г. Решетников, И.В. Будаев, Я.М. Стерлин. Под руководством профессора А.С. Займовского на завод В был командирован автор методов по обработке металла давлением А.Г. Самойлов. В возглавляемой им группе работали конструкторы М.С. Пойдо и Ф.И. Мыськов, инженер-литейщик И. Д. Никитин, а также молодые специалисты завода В Б.Н. Лоскутов и Г.М. Нагорный. Работа этой группы была завершающей.

       Созданное в институте оборудование не позволяло обеспечить однородный нагрев прессуемой массы металла (сначала имитатора). Тревога охватила не только А.Д. Бочвара и А.С. Займовского. Руководители Б.Л. Ванников, А.П. Завенягин, И.В. Курчатов, Б.Г. Музруков и Е.П. Славский, отвечающие перед Специальным комитетом за выпуск плутониевого заряда, по-видимому, были еще более встревожены, так как приближался август 1949 г. За короткий срок оборудование было переделано и на имитаторе из алюминия стали получать качественные изделия.

       К этому времени от металлургов, возглавляемых А.Н. Вольским, поступил плутоний в виде небольших плавленых цилиндриков. Их масса составляла только 110% массы двух конечных тонкостенных полусфер из плутония, которые после горячего прессования должны были пройти и механическую обработку.

       Уместно привести воспоминания А.Г. Самойлова об этих решающих для создания атомной бомбы технологических операциях с количествами плутония, даже превышающими минимальную критическую массу: "Прессование было поручено произвести мне. Народу в цехе было мало, физики у пресса поставили свои приборы, а сами удалились, остались только ответственные за эти работы: А.А. Бочвар, А.С. Займовский, А.Г. Самойлов, М.С. Пойдо, И.Д. Никитин, Ф.И. Мыськов. Я взялся за рычаг гидравлического пресса. У всех в это время было гнетущее состояние, каждый обдумывал свое бытие: будет ли он жив или разложится на атомы? Все думали, не ошиблись ли физики, учли ли они все факторы, влияющие на увеличение критмассы, не произойдет ли ядерный взрыв во время горячего прессования металла? Все замолкли, наступила тишина. Пуансон медленно стал опускаться в аппарат, давление на манометре постепенно стало возрастать и дошло до требуемого показателя. Прессование благополучно закончено, нагревательная система отключена. Все радостно зашевелились, засуетились, громко заговорили.

       Собралось начальство. Некоторое затруднение испытали при извлечении изделия из разъемной пресс-формы, и здесь нам помог своей могучей силой Ефим Павлович Славский, изделие с его помощью без каких-либо повреждений было извлечено из пресс-формы, выглядело оно блестящим. С большой тщательностью и точностью обточили его при помощи специального приспособления на станке. Операция обточки была очень ответственная, трудоемкая и требовала большого внимания, осторожности и смекалки, чтобы не запороть изделия в брак. При обработке изделия резанием неоценимую услугу оказал сотрудник нашей группы Михаил Степанович Пойдо. Все мы тогда дошли до высшей критической точки нервного напряжения, тогда все казалось не таким, как было в действительности.

       Вдруг А.П. Завенягин решил, что изделие по сферичности запорото, и весь свой гнев он обрушил на М.С. Пойдо, который выслушал эти обвинения молча, не сказав в свою защиту не единого слова. После ухода А.П. Завенягина Михаил Степанович мужественно продолжал вести обработку изделия до конца и сделал его с большой точностью на примитивном оборудовании. Несколько раз после этого я просил Андрея Анатольевича Бочвара обратиться к А.П. Завенягину, чтобы он как-то смягчил этот инцидент, но, к сожалению, разговор А.А. Бочвара с А.П. Завенягиным не состоялся. По-видимому, тогда А.П. Завенягину можно было сделать скидку на напряженность обстановки. Огромная ответственность, независимо от занимаемого положения, лежала на каждом из нас. Случай с М.С. Пойдо мог привести к двойной трагедии, так как без М.С. Пойдо мы наверняка бы запороли изделие".

       Эти примеры не единичны и указывают, что данные разведки, полученные по атомной бомбе, в создании целого ряда производств не играли значительной роли.

       Ведущие цехи, лаборатории и отделения завода В укомплектовывались кадровыми службами ПГУ и комбината, специалистами НИИ-9 и других институтов. Приказом по базе 10 20 июня 1949 г. были назначены начальниками цехов: № 1 - Я.А. Филипцев, № 4 - B.C. Зуев, № 10 - Д.И. Баринов, № 10а - Н.И. Грошев, № 12 -В.И. Малышев. Начальником лаборатории завода В был назначен И.Н. Рождественский. (Впоследствии руководителями этой лаборатории были A.M. Спринц, А.Т. Первушин, М.А. Баженов и В.В. Сорокин.) В основном цехе, возглавляемом Я. А. Филипцевым, в химическом отделении осваивали технологию И.П. Мартынов, Е.Д. Вандышева, З.И. Исаева, Н.И. Скрябина и др., в металлургическом отделении - В.А. Карлов, В.Т. Семов, А.С. Никифоров, П.В. Кулямин, В.Т. Каминская и др. Вместе с работниками институтов коллектив цеха уже 26 февраля 1949 г. принял с завода Б для переработки первую партию продукта - плутония. Состав исходного раствора из-за ненадежности аналитического контроля был мало изучен. При работе с первыми порциями растворов плутоний и "размазывался", и сорбировался на фильтрах в осадках, оставался в промывных водах и т.д. Технологический регламент не мог быть создан на первых этапах работы завода.

       Только в мае 1949 г. И.И. Черняевым, В. Д. Никольским и А. Д. Гельман была составлена первая Временная технологическая инструкция, утвержденная главным инженером комбината Е.П. Славским. В сложнейших условиях на заводе В химики и металлурги вели работы по получению первого металлического плутония. В важнейшем цехе получения изделий из металлического плутония - № 11 начальниками отделений работали: литейного - СИ. Бирюков, обработки давлением - Б.Н. Лоскутов, покрытий - А.В. Дубинина, обработки резанием - А.И. Мартынов.

       В цехе был создан ряд лабораторий для контроля необходимых параметров в конечных изделиях, выпускаемых заводом. Руководителями лабораторий металлофизики, металловедения, рентгеновской, нейтронно-изотопной и других работали Л.И. Русинов, М.Д. Деребизов, В.Д. Бородач, В.А. Коробков, Ф.П. Бугра, В.В. Калашников, Г.Т. Залесский, который впоследствии (с 1 апреля 1959 г.) стал директором завода. До 1959 г. (с 23 сентября 1949 г.) директором завода был Л.А. Алексеев. Ведение каждого технологического процесса осуществлялось под научным руководством специалистов НИИ-9, ИОНХ и других институтов при постоянном контроле руководства ПГУ и комбината. Не только научный руководитель завода А.А. Бочвар, но и научный руководитель проблемы И.В. Курчатов и особенно научный руководитель разработки конструкции первой атомной бомбы Ю.Б. Харитон и заведующий лабораторией ИОНХ В.Г. Кузнецов контролировали выполнение требований КБ-11, НИИ-9 и ИОНХ, предъявляемых к изделиям из плутония.

       Под руководством А.А. Бочвара в цехах № 4 и 11 работали с металлическим плутонием и осуществляли научное руководство следующие работники НИИ-9: Н.И. Иванов - начальник цеха № 11, М.С. Пойдо - научный руководитель цеха № 4, А. С. Займовский - научный руководитель цеха № 11, А. Г. Самойлов - научный руководитель по изготовлению первых деталей из металлического плутония, В.В. Калашников-начальник лаборатории, заместитель начальника цеха № 11, Ф.П. Бугра - начальник лаборатории рентгено-структурного анализа в цехе № 11. В работах по покрытиям изделий из плутония никелем принимала участие Е.В. Конопасевич, а в изготовлении деталей - И.Д. Никитин. В тяжелейших условиях отработки технологии на заводе В в бригаде А.А. Бочвара работали кроме названных специалистов сотрудники НИИ-9 и других институтов: Е.С. Иванов, Ф.И. Мыськов, В.И. Кутайцев, АА Жулькова, И.В. Походзей, Н.И. На-зарчук, И.Л. Селисский, М.А. Карнышев, Б.А. Голубков.

       В августе 1949 г. на комбинате были изготовлены полусферы из плутония. Это обеспечило успешное испытание на полигоне в Семипалатинске первой атомной бомбы 29 августа 1949 г. в 6 ч 30 мин по местному времени.

       Перечислить всех участников пуска и освоения производства металлического плутония и изделий из него невозможно. Среди них были И.Г. Евсиков, А.С. Никифоров, Г.Т. Залесский, В.В. Мясников, С.И. Бирюков, Г.М. Нагорный, К.Т. Василенко, И.С. Головнин, И.В. Михеев, Г.А. Алешина, Л.П. Сохина, З.А. Исаева, Ф.П. Кондрашова, С.М. Фролов, Б.Н. Сериков, Е.Д. Вандышева, З.А. Быстрова, И.И. Ощепков, Д.А. Олоничев, Д.И. Виноградов, М.И. Грибанова и многие другие работники комбината, НИИ-9, ГСПИ-12 и других институтов, а также строители и монтажники, участвовавшие в создании завода В.

       Совершенствование технологических процессов получения плутония было одной из главных задач НИИ-9 и научного руководителя завода В академика А.А. Бочвара. На комбинате регулярно проводились научно-технические конференции, на которых давалась оценка деятельности и производственников, и научных работников различных институтов. Намечались планы научных исследований, которые контролировались аппаратом Минсредмаша.

       Современное поколение задает вопрос о нравственных позициях ученых - создателей самого мощного оружия - мучили ли их угрызения совести при создании столь смертоносного оружия? С таким вопросом обратился журналист А. Артизов в последнем интервью к Е.П. Славскому - одному из первых организаторов отрасли, работавшему министром Средмаша с 1957 по 1986 г. Е.П. Славский ответил: "Я что-то не заметил подобных настроений. Если бы такие мотивы присутствовали, мы наверняка не смогли бы в сжатые сроки одолеть огромную бездну проблем и создать ядерное оружие. Ученые работали не за страх, а за совесть, целиком отдавая себя делу. Советских ученых не надо было уговаривать или запугивать, они понимали, как нужен стране ядерный щит". С таким же Настроением работали тогда и большинство инженеров, техников, рабочих и служащих над важнейшей программой в стране, программой № 1.

Источник: Круглов, А. Первый промышленный ядерный реактор А; Первый радиохимический завод Б; Первый завод В по производству ядерных зарядов / А. Круглов // Как создавалась атомная промышленность в СССР / А. Круглов. – М., 1995. – С. 53-138.