Цвет сверхдержавы - красный. Восхождение. часть 3 (СИ) - Симонов Сергей - Страница 72

   2. Реактор ВВЭР. Промышленный энергетический реактор с глубоким выжиганием топлива и длительной кампанией на одной загрузке топлива, он будет использовать торий-урановый топливный цикл.

   Тут нужно немного пояснить. Торий весьма хорош для получения ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах, например, как топливо для реактора ВВЭР. Хотя коэффициент воспроизводства тория будет всего лишь близок к 1 или чуть превосходить её при отличной компоновке реактора, исключающего «паразитные» потери нейтронов. Но тем не менее, и это хорошо, это позволяет достигать намного большего выгорания тория, при изначальной загрузке тория обогащённого ураном-233 на 5 процентов, в отличие от уранового топлива, обогащённого ураном-235. Таким образом, возможна более длительная кампания реактора ВВЭР без перезагрузки топлива – не 18 месяцев как предполагалось, а лет 5, а то и 10, если мы сумеем создать достаточно надёжные оболочки ТВЭЛ. Проблема с ураном-232 в реакторе на тепловых нейтронах также обстоит гораздо менее остро, чем в БН.

   3. Реактор РУНА-Т. Основной бридер. Предназначен для расширенного воспроизводства урана-233 из тория в «водяной версии», где теплоноситель, он же замедлитель нейтронов – вода, и плутония-239 из урана-238 в «газовой версии» с гелиевым теплоносителем. Отказываться от РУНЫ, безусловно, не следует, слишком много преимуществ она имеет, и много даёт возможностей.

   – Погодите-ка, так, помнится, Игорь Васильевич говорил, что РУНА в Челябинске-40 уже выдала первые небольшие партии урана-233 ещё в прошлом году? – припомнил Хрущёв.

   – Верно, но тот уран-233 был не оружейного, а топливного качества, загрязнённый ураном-232, – пояснил Александров. – С Челябинской «РУНОЙ» всё несколько проще оказалось, там в качестве теплоносителя используется гелий, и производительность реактора изначально закладывалась меньше, лишь немногим больше, чем у экспериментальной дубненской машины. То есть, там, как и в Дубне, один облучаемый бланкет, расположенный горизонтально, и весь реактор значительно проще, чем в Северске. Но чистый, оружейный уран-233 на ней получать не удаётся. Зато на ней можно получать из урана-238 оружейный плутоний, причем достаточно чистый по примесям.

   Сейчас именно плутоний челябинская «РУНА» и производит. В Дубне в основном ставим эксперименты. То есть, мы не сможем быстро обеспечить страну оружейным ураном-233, но сможем дать оружейный плутоний, – успокоил Первого секретаря Александров.

   – Ясно, – покивал Хрущёв. – Ну, и, теперь – почему же всё-таки умер Игорь Васильевич?

   – А врачи что сказали?

   – Обширный инсульт.

   – Понятно, – помрачнел Александров. – Северская «РУНА». Проблемы с ней решать приходилось. Работали они с Векслером и Лейпунским с утра до ночи. А здоровье уже не то, что в молодости, видимо, организм не выдержал...

   #Обновление 08.08.2016

   Совещание НТС СССР по атомной тематике начали, как обычно, с отчёта. Хрущёв вновь отметил присутствие нескольких человек, которых он раньше не видел. Их привёл Мстислав Всеволодович Келдыш. Перед совещанием Келдыш что-то обсуждал со вновь прибывшими, когда Никита Сергевич вошёл в зал, эта беседа тут же прекратилась.

   Академик Александров рассказал подробнее обо всём, что удалось сделать за год.

   – Нами организовано обучение специалистов по эксплуатации реакторов советского производства в университетах Александрии в Египте и штата Керала в Индии, а также – для нужд нашего народного хозяйства – в нескольких институтах СССР. Также налажена подготовка специалистов по проектированию реакторов. По окончании обучения наши специалисты отправляются на стажировку сначала в Обнинск, а затем, после получения сертификата и допуска к самостоятельной работе 1 уровня распределяются по объектам.

   Иностранные специалисты обучаются и проходят практику на контейнерной ПАЭС в Александрии, в дальнейшем, по завершении строительства АЭС в Индии будут практиковаться там. Договорённость об этом с индийским руководством достигнута.

   Начата сборка модульной АЭС с реактором ВВЭР-М в Индии. Контейнерную передвижную АЭС с реактором малой мощности доставили в Индию, сейчас идёт её сборка и стыковка отдельных агрегатов. Физический пуск состоится до конца этого года, энергетический планируется на весну следующего.

   Совместно с индийскими специалистами ведётся разработка тяжеловодного реактора по концепции CANDU, который будет использовать три различных типа ТВС – с ураном-235, природным ураном-238 и торием-232. Эта работа пока в стадии проекта.

   Начата подготовка к строительству Волгодонского завода тяжёлого машиностроения. В настоящий момент строится окружающая инфраструктура, и готовится технический проект предприятия. Начало строительства цехов планируется в 1-м квартале 1962 года. Проектная мощность первой очереди – 10 корпусов реакторов ВВЭР в год. (АИ, в реальной истории – 1974 г, проектная мощность – 8 корпусов в год)

   Продолжается строительство Нововоронежской и Белоярской АЭС, а также реактора на быстрых нейтронах на полуострове Мангышлак. Первые энергоблоки с реакторами ВВЭР на обеих станциях сдаём в конце этого года, берём год на окончательную доводку и устранение всех недостатков, и в конце 1961 года планируем энергетический пуск. Одновременно начинаем строительство второй очереди на обеих станциях – модернизированные реакторы ВВЭР-365.

   Тут нам удалось заметно ускорить работы за счёт применения новейших автоматизированных технологий расчёта и планирования, распараллеливания работ, и, разумеется, за счёт информации, добытой компетентными органами. Благодаря этому реакторы ВВЭР первых энергоблоков не только были изготовлены на 4 года раньше первоначального срока, но и оснащены более совершенными системами безопасности, а также адаптированы к работе по уран-ториевому топливному циклу.

   Также на строящихся ВВЭР заранее предусмотрена система откачки летучего сульфида протактиния-233 и аппаратура для выделения урана-233 вне реактора.

   На опытном реакторе проводятся исследовательские работы по изучению топливного цикла с использованием МОКС- и нитридного топлива.

   – Так у вас получилось освоить технологию откачки сульфида протактиния из реактора? – спросил Первый секретарь.

   – Да, об этом Александр Ильич после меня расскажет подробнее, – Александров кивнул на сидящего напротив Лейпунского.

   – Хорошо, об этом поговорим чуть позже, меня сейчас больше волнует обозначившаяся проблема с реактором-ускорителем в Снежинске, – сказал Хрущёв. – Мы с Анатолием Петровичем перед совещанием этот вопрос немного обсудили, его вариант решения я знаю, но, может быть, будут и другие предложения?

   – Проблема со снежинской «РУНОЙ» решаема проще, чем кажется, – ответил академик Доллежаль. – Я тоже поучаствовал в изучении вопроса. Для получения «чистого» урана-233 можно прокачивать через активную зону «РУНЫ» раствор тетрахлорида тория, и оставлять облучённый торий в баке превращаться в протактиний и далее – в уран-233. Можно извлекать протактиний и уран сорбентами и снова направлять тетрахлорид тория на облучение. Нужно лишь облучать его тепловыми нейтронами, и не позволять облучение протактиния. Тогда накопление урана-232 будет подавлено.

   Ториевый бридер на ускорителе надо делать так: стержни из тория облучаются быстрыми частицами из ускорителя. Создают мощный нейтронный поток, и одновременно являются генераторами тепла для работы установки, для выработки пара.

   Нейтроны, полученные в ториевых ТВЭЛ, замедляются водой и облучают тетрахлорид тория, нарабатывая торий-233. Этот изотоп при прокачке раствора попадает в бак выдержки, где превращается в протактиний-233. Этот изотоп уже можно извлечь – он химически весьма отличен от тория. Извлечь можно при помощи, например, сорбента. Очищенный раствор тетрахлорида тория снова поступает в активную зону реактора на облучение. Таким образом, получаем установку непрерывного действия, и не надо городить револьверную конструкцию внутри бака реактора.