Симонов Сергей - Цвет сверхдержавы - красный 3 Восхождение. часть 1

Лейпунский закончил доклад.

— Не скажу, что понял каждое слово, — признался Хрущёв, — но дела у вас, Александр Ильич, как вижу, продвигаются успешно. Надеюсь, ртуть вы будете использовать только в опытном образце реактора, а не в промышленном. Если разгерметизируется корпус промышленного реактора, в котором несколько десятков тонн раскалённой ртути, и всё это будет испаряться... К радиации ещё и испарения ртути добавятся. Кто-то мне говорил, что вдыхание паров ртути смертельно.

— Нет, в промышленных реакторах серии БН мы планируем использовать натрий в первом контуре, свинец во втором и воду в третьем, — ответил Лейпунский. — Предполагается баковая конструкция без каналов и трубопроводов для жидкого металла, в которых он может затвердеть. Причём свинец во втором контуре в периферийной зоне может временно находиться и в твёрдой фазе, вода третьего контура всё равно будет кипеть.

— Ртуть лучше подходит для малогабаритных реакторов, которые можно использовать, например, для привода тяжёлой автотехники специального назначения, может иметь смысл для исследовательских автомобилей и транспортёров, например, для работы в экспедициях в полярных районах. На ртутном реакторе легче отрабатывать технологию свинцового — не замёрзнет, и можно охлаждать до комнатной температуры. К тому же более плотная ртуть (13,5 г/см3 против 9,81 г/см3 у жидкого свинца) лучше поглощает гамма-радиацию активной зоны реактора.

— Никита Сергеич, было бы желательно для более глубокого изучения вопроса построить опытный реактор уменьшенных габаритов по схеме БРЕСТ, — предложил Лейпунский. — На промышленный масштаб мы пока не замахиваемся, сначала надо оценить плюсы и минусы этой схемы.

— Игорь Васильич, ваше мнение? Нужна нам эта работа? Или достаточно реакторов БН? — спросил Хрущёв.

— Думаю, нужна, — откликнулся Курчатов. — Всё же свинец в реакторе будет более безопасен, чем натрий.

— Что ж, очень хорошо, Александр Ильич, спасибо большое. — Хрущёв переключил внимание на Векслера: — А у вас Владимир Иосифович, как успехи?

— Мы пока только начали наши эксперименты на новом ускорителе, но результаты уже получены весьма обнадёживающие, — начал Векслер. — Безусловно, должен отметить, что полученная информация очень пригодилась... Поначалу мы собирались строить синхрофазотрон, но, проанализировав полученные сведения, решили заменить не слишком эффективную и громоздкую схему синхрофазотрона на значительно более эффективную схему нуклотрона.

— Владимир Иосифович, как настоящий учёный, несколько осторожен в оценках, — улыбнулся в бороду Курчатов. — Нам удалось очень сильно продвинуться в конструировании ускорительной техники. К тому же были сэкономлены значительные средства, в результате изменения конструкции ускорителя. Простите, что перебил, Владимир Иосифович, продолжайте.

— В отличие от предлагавшегося ранее ускорителя, — продолжил Векслер, — нуклотрон помимо рекордных значений энергии ускоряемых частиц и силы их тока, позволяет ускорять ядра любых атомов. Что позволило исследовать ядра разных элементов для решения вопроса наиболее эффективной генерации нейтронных пучков высокой энергии и плотности.

— Были проведены серии экспериментов, с облучением мишеней из ртути, свинца, тория, природного урана пучками ядер водорода, гелия и углерода. Оказалось, что существует такие значения кинетической энергии ядра-снаряда при столкновении с ядрами мишени, при которых наблюдаются резонансные процессы, резко повышающие вероятность захвата ядра-снаряда ядром мишени, и развал мишенного ядра на нейтроны и осколки. При этом возникает каскад деления ядер. Первичными высокоэнергетическими нейтронами, полученными от столкновения ядра-снаряда из ускорителя с ядром мишени могут делиться другие ядра мишени. Возникает каскад, увеличивающий количество нейтронов от одного акта столкновения ускоренного ядра с мишенью до 10-15 штук. Что позволило добиться в мишени весьма высокого коэффициента размножения делящихся изотопов урана и плутония, в случае ториевой и урановой мишени.

— На один акт столкновения ускоренного ядра и ядра мишени можно получить более 10 новых ядер делящихся изотопов. (Реальные опытные данные)

— Основываясь на полученных данных, нами был построен опытовый реактор-размножитель на тории. Реактор содержит в себе активную зону, набранную из специально сконструированных полых тепловыделяющих стержней из металлического тория, в оболочке из циркония, охлаждаемых водой. Стержни расположены горизонтально, и, при помощи системы развёртки, напоминающей телевизионную, каждый стержень активной зоны изнутри облучается пучком ускоренных ядер.

— При облучении пучком ускоренных ядер углерода ториевых мишеней было достигнуто наибольшее значение воспроизводства урана-233 на единицу затраченной ускорителем энергии.

— По мере облучения тепловыделяющих элементов и накопления в них делящегося изотопа урана-233 растёт критичность реактора, и отношение энерговыделения активной зоны к энергии облучающего её пучка ядер.

— Экспериментально установлено, что при накоплении делящегося изотопа уран-233 в количестве, составляющем 0,8 от критического, достигается отношение между затраченной на работу ускорителя энергии и выделившейся в активной зоне реактора тепловой как 1 к 20. Что открывает возможность создания энергетического реактора на базе ускорительной установки. Таким образом, возможно самообеспечение и электрогенерация Дубненского ускорительного комплекса.

— Полученные в ходе первых экспериментов данные позволяют в ближайшее время разработать принципиально новый тип реактора, способный в достаточно короткие сроки обеспечить атомную индустрию СССР значительным количеством делящихся изотопов уран-233 и плутоний-239. Воспроизводство в таком реакторе при тепловой мощности в гигаватт может достигать трёх-четырёх тонн в год, что в десять раз больше, чем на предлагающихся перспективных реакторах серии БН.

— Очень увлекательно, Владимир Иосифович! — улыбнулся Хрущёв. — В десять раз больше, говорите? Может быть, тогда нужно строить не размножители БН, а ваши реакторы-ускорители?

— Не стоит делать поспешных выводов, Никита Сергеич, — вмешался Курчатов. — Тут одна хитрость имеется. Наши экономисты этот момент специально просчитали.

— В общем объёме расходов на эксплуатацию АЭС стоимость ядерного топлива как ни странно, довольно мала — менее 1%. А основную прибыль даёт производство электроэнергии. А в нашем реакторе до четверти всей произведённой электроэнергии будет забирать ускоритель. Так что убыток от недополученной энергосетью электроэнергии получается значительный, по сравнению со стоимостью произведённого топлива. Вот как вспомогательный реактор, снабжающий топливом «обычные» реакторы, наш «на своём месте». В общем, на десять обычных реакторов на тепловых нейтронах, типа строящегося ВВЭР-210 нужен один наш РУНА-Т, при равной тепловой мощности. Тогда прибыль от производства электроэнергии получается максимальной.