АТОМНА ЕЛЕКТРОЦЕНТРАЛА
След това Курчатов може да обърне повече внимание на мирното използване на атомната енергия. По негови инструкции Файнберг и Долежал започват да разработват проект за реактор за атомна електроцентрала. Първият правеше физически изчисления, а вторият - инженерни. Фактът, че ядреният реактор може да бъде не само производител на оръжеен плутоний, но и мощна електроцентрала, стана ясен на първите му създатели. Една от външните прояви на протичащата ядрена реакция, наред с радиоактивното излъчване, е значително отделяне на топлина. В атомна бомба тази топлина се освобождава незабавно и служи като един от нейните увреждащи фактори. В реактор, където верижната реакция е, така да се каже, в тлеещо състояние, интензивното отделяне на топлина може да продължи месеци и дори години, а няколко килограма уран могат да освободят толкова енергия, колкото се отделя при изгарянето на няколко хиляди тона конвенционално гориво. Тъй като съветските физици вече се бяха научили как да контролират ядрена реакция, проблемът за създаването на енергиен реактор беше намален до намирането на начини за отстраняване на топлината от него. Опитът, натрупан по време на експериментите на Курчатов, беше много ценен, но не отговори на много въпроси. Нито един от построените по това време реактори не е енергиен реактор. В индустриалните реактори топлинната енергия беше не само ненужна, но и вредна - трябваше да се отстрани, тоест да се охладят урановите блокове. Проблемът за събиране и използване на топлината, отделена при ядрена реакция, все още не е разглеждан нито в СССР, нито в САЩ.
Най-важните въпроси по пътя на проектирането на енергиен реактор за атомни електроцентрали бяха: какъв тип реактор (на бързи или бавни неутрони) би бил най-подходящ, какъв да бъде неутронният модератор (графит или тежка вода), какво може да служи катоохлаждаща течност (вода, газ или течен метал), каква трябва да бъде нейната температура и налягане. Освен това имаше много други въпроси, като материали, безопасност за персонала и повишаване на ефективността. В крайна сметка Файнберг и Долежал се спират на това, което вече е тествано: те започват да разработват реактор с бавни неутрони с графитен модератор и воден охладител. При използването им вече е натрупан добър практически и теоретичен опит. Това предопредели успеха на проекта им. През 1950 г. техническият съвет на Министерството на средното машиностроене избра реактор, разработен от NIIkhimmash от няколко предложени варианта. Проектирането на електроцентралата като цяло (решено е да се построи в Обнинск) е поверено на един от ленинградските изследователски институти, ръководен от Гутов. Планираният капацитет на първата атомна електроцентрала, 5000 kW, е избран до голяма степен случайно. Точно тогава MAES изведе от експлоатация напълно работещ турбогенератор с мощност 5000 kW и го транспортира до Обнинск, който беше в процес на изграждане. Под него решиха да проектират цялата атомна електроцентрала.
Енергийният реактор не беше толкова индустриален, колкото научен обект. Изграждането на атомната електроцентрала се ръководи пряко от Физико-енергийната лаборатория в Обнинск, основана през 1947 г. В първите години не е имало нито достатъчно научни сили, нито необходимото оборудване. Условията на живот също бяха далеч от приемливите. Градът тепърва се строеше. Неасфалтираните улици през пролетта и есента бяха покрити с непроходима кал, в която безнадеждно засядаха автомобили. Повечето от жителите се сгушиха в дървени бараки и неудобни "финландски" къщи. Лабораторията се намираше в сгради, които бяха напълно случайни и неподходящи за научни цели (едната беше бивша детска колония, другата беше имението на Морозови). Електричеството се генерира от стара парна турбина за 500kW. Когато тя спря, цялото село и строителната площадка потънаха в мрак. Най-сложните изчисления бяха направени ръчно. Въпреки това учените (много от които наскоро се завърнаха от фронта) издържаха на трудности. Идеята, че те проектират и строят първата атомна електроцентрала в света, вълнува умовете и предизвиква голям ентусиазъм.
Що се отнася до чисто научните проблеми, те също бяха много трудни. Основната разлика между енергийния реактор и промишления е, че във втория тип реактор водата служи само като охлаждаща течност и не изпълнява никакви други функции. В допълнение, излишната топлина, отнета от водата, беше такава, че температурата й не достигна съвсем точката на кипене. Тук водата трябваше да действа като енергиен носител, тоест да служи за образуването на пара, способна да извършва полезна работа. Така че беше необходимо да се повиши температурата и налягането колкото е възможно повече. За ефективната работа на турбогенератора беше необходимо поне да се получи пара с температура над 200 градуса и налягане 12 атм (което, между другото, беше много малко за това време, но решихме да се ограничим до тези параметри за момента).
По време на строителството за основа е взет дизайнът на промишлен реактор. Само вместо уранови пръти бяха предвидени уранови топлоотвеждащи елементи - горивни елементи. Разликата между тях беше, че водата течеше около пръта отвън, докато горивният прът беше тръба с двойна стена. Между стените се намираше обогатен уран, а през вътрешния канал течеше вода. Изчисленията показват, че с такъв дизайн е много по-лесно да се загрее до желаната температура. Според чертежите се очертава следният външен вид на реактора. В средната част на цилиндричното тяло с диаметър над 1,5 m има активна зона - графитна зидария с височина около 170 cm,пронизани с канали. Някои от тях бяха предназначени за горивни елементи, други за пръти, които абсорбират неутрони и автоматично поддържат равновесие на дадено ниво. Студената вода (която всъщност изобщо не е студена - температурата й е около 190 градуса) трябва да тече в долната част на модула на горивния прът. След като премина през топлоотвеждащите елементи и се нагрее с 80 градуса, той попадна в горната част на сглобката, а оттам в колектора за топла вода. За да не заври и да се превърне в пара (това може да причини ненормална работа на реактора), тя трябваше да бъде под налягане от 100 атм. От колектора горещата радиоактивна вода постъпваше по тръби в топлообменник-парогенератор, след което след преминаване през циркулярна помпа се връщаше в колектора за студена вода. Този ток се нарича първа верига. Охлаждащата течност (водата) циркулира в него в порочен кръг, без да прониква навън. Във втория кръг водата действаше като работна течност. Тук тя беше нерадиоактивна и безопасна за другите. След като се нагрява до 190 градуса в топлообменника и се превръща в пара с налягане от 12 атм, той се подава към турбината, където извършва полезна работа. Парата, напускаща турбината, трябваше да се кондензира и да се изпрати обратно към парогенератора. Ефективността на цялата електроцентрала е 17%.
Тази на пръв поглед лесна за описване схема всъщност беше технически много сложна. Тогава теорията за реактора не съществуваше - тя се роди заедно с него. Горивните пръти бяха особено сложен елемент, чийто дизайн до голяма степен зависеше от ефективността на цялата инсталация. Процесите, протичащи в тях, бяха много сложни от всички гледни точки: трябваше да се реши как и как да се зареди уран в тях, до каква степен да се обогати, как да се постигне циркулация на вода под високо налягане и какосигуряват пренос на топлина. От няколко варианта бяха избрани горивни елементи, разработени от Владимир Малих - с уран-молибденов прах (уранът беше обогатен до 5%), пресован с фино раздробен магнезий - този метал трябваше да създаде ефективен термичен контакт на уран-молибденовата сплав със стената на горивния елемент.
В първата атомна електроцентрала системата за управление на процесите, протичащи в реактора, беше внимателно обмислена. Създадени са устройства за автоматично и ръчно дистанционно управление на управляващи пръти, за аварийно спиране на реактора, устройства за смяна на горивни пръти. Известно е, че ядрената реакция започва само когато се достигне определена критична маса на делящия се материал. По време на работа на реактора обаче ядреното гориво изгаря. Следователно е необходимо да се изчисли значително количество гориво, за да се осигури работата на реактора за повече или по-малко значително време. Влиянието на този свръхкритичен резерв върху хода на реакцията беше компенсирано от специални пръти, които абсорбират излишните неутрони. Ако беше необходимо да се увеличи мощността на реактора (тъй като горивото изгори), управляващите пръти бяха донякъде удължени от ядрото на реактора и монтирани в положение, където реакторът беше на ръба на верижна реакция и се извършваше активно делене на уранови ядра. Накрая бяха осигурени пръти за аварийна защита, чието спускане в активната зона моментално потуши ядрената реакция.