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.
– А вопрос с сорбентом вы уже решили? – спросил Александров.
– Да, подходящий сорбент нашли, – подтвердил академик Лейпунский. – Это обработанный цеолит. Мы эту технологию как раз и отрабатывали на дубненской экспериментальной «РУНЕ». Цеолит промывали соляной кислотой, далее при помощи ртутного катода удаляли металлический протактиний из установки, и, выпаривая в вакууме ртуть, получили чистый металлический протактиний. Он «выстаивается» около года или двух, в результате получаем чистый металлический уран-233.
Это ещё одна, альтернативная технология получения, менее опасная, чем образование в реакторе летучего сульфида протактиния. Всё-таки жидкость легче удержать, чем газ.
– Ну вот, видите, Анатолий Петрович, кажется, проблему можно решить, и даже попроще, – облегчённо вздохнул Хрущёв. – Вы там, товарищи, ещё раз всё между собой обсудите, проверьте, и принимайте взвешенное решение. А что у нас с мобильными и передвижными контейнерными АЭС?