Симонов Сергей - Цвет сверхдержавы - красный 4 Восхождение. часть 2

— Итак, сейчас у нас продолжается строительство первого энергоблока ВВЭР-210 на Нововоронежской АЭС, а также ВВЭР и БН-600 на Белоярской АЭС, — начал Курчатов. — Также Минсредмаш составил план развития атомной энергетики страны на ближайшие годы. Пока этим планом предусматривается строительство второй очереди Нововоронежской АЭС — реактора ВВЭР-365, начиная с 1960 года. (В реальной истории — с 1964 г) и ещё одного ВВЭР-365 на Белоярской АЭС, также с 1960 года. (В реальной истории — АМБ-200 с 1962 г)

— Также начато строительство ещё одного БН-600 на полуострове Мангышлак. Там же строится новый город атомщиков Актау, агропромышленный тепличный комплекс, и, в 120 километрах от города — центр по переработке ядерных отходов и хранилище. Большего темпа нам экономически не потянуть, учитывая также необходимость работ по ядерной тематике в интересах наших союзников.

— Так ведь союзники сами будут нам эти работы оплачивать? — уточнил Хрущёв.

— Совершенно верно, — согласился Курчатов. — Господин Хоми Баба, не ознакомите ли вы нас с вашим планом развития индийской ядерной энергетики?

Индиец говорил по-английски, переводчик синхронно переводил его слова:

— Индия весьма заинтересована в развитии собственной ядерной программы, как в целях энергетического обеспечения своей территории, так и для утверждения своего геополитического положения в качестве ведущей державы региона. Обладание собственной ядерной программой позволит Индии быть форпостом Экономического Альянса в регионе, и надёжным тылом для Советского Союза на случай конфликта с НАТО. Но ситуация с собственной ядерной программой для нас осложняется отсутствием значимых запасов урана, и общей технической отсталостью страны после многовековой колониальной эксплуатации.

— Общие запасы тория в Индии составляют не менее 500 000 тонн, а известные индийские запасы урана не составляют и 1/10 от запасов тория. В силу вышесказанного, стратегической задачей индийской ядерной программы должно стать скорейшее вовлечение в неё масштабных запасов тория, которому необходимо дать приоритет перед использованием урана. Однако, в силу понятных причин, первое поколение индийских атомных станций должно использовать уран-235, как единственный изотоп природного урана, с которого можно начинать ядерный цикл. Плутоний-239, получаемый на станциях первого поколения, может затем использоваться для производства электроэнергии с одновременным превращением природного тория-232 в изотоп урана-233 и с конвертацией обеднённого урана-238 в тот же изотоп плутоний-239, который можно снова использовать в реакторах-размножителях второго поколения. И, наконец, станции второго поколения должны открыть путь к станциям третьего поколения, которые уже будут использовать искусственно наработанный из тория изотоп урана-233 для дальнейшего превращения тория в ядерное топливо…

(цитата с минимальной литературной обработкой по http://www.odnako.org/blogs/borba-za-indiyskiy-atom-chast-2-trudniy-vibor-mezhdu-uglyom-i-toriem/)

— Нас также весьма заинтересовали ваши проекты модульных АЭС, в качестве реакторов первого поколения, использующих уран, — продолжал Хоми Баба. — Основная проблема Индии на сегодняшний момент — отсталость нашей промышленности. Индия не может произвести на своих предприятиях большинство компонентов АЭС, включая главные — корпус и другие элементы реактора. Мы весьма благодарны Советскому Союзу за обучение наших специалистов-атомщиков в Университете Александрии (АИ, см. гл. 03-07). Кадровый вопрос в атомной отрасли с их помощью, полагаю, мы решим. Но вопрос технического перевооружения всех необходимых предприятий, подготовки кадров для них — настолько неподъёмный, что мы вынуждены были просить советскую сторону поставить нам реакторы первого поколения, для запуска первого этапа нашей атомной программы. (АИ, в реальной истории первые индийские реакторы строили канадцы) Сейчас наше с вами сотрудничество успешно развивается. Мы оплатили проектирование и постройку первого экземпляра модульной атомной электростанции. Насколько я знаю, оборудование уже частично изготовлено и начата его отгрузка.

Хрущёв вопросительно посмотрел на Курчатова.

— Совершенно верно, вспомогательное оборудование изготовлено и частично уже отправлено в Индию морем, сейчас изготавливается корпус реактора, — ответил Игорь Васильевич. — Мы рассчитываем доставить его в Индию к концу года. Площадку для монтажа индийские строители уже подготовили, с будущего года начнём собирать первую модульную АЭС.

— Нас так же очень заинтересовал проект малой передвижной АЭС в морских контейнерах, — сказал Хоми Баба. — Прежде всего потому, что его монтаж занимает существенно меньше времени. Первая такая АЭС, как мне сообщили, сейчас устанавливается у вас в стране, вторая уже изготовлена и отправлена в Александрию. На ней будут тренироваться управлять реактором наши будущие атомщики. Третью передвижную АЭС мы планируем установить вблизи Бомбея.

— То есть, я вижу, что сотрудничество идёт, и уже достаточно успешно? — уточнил Хрущёв.

— Совершенно верно, — подтвердил Курчатов. — Более того, совместно с индийской стороной мы разрабатываем тяжеловодный реактор нового типа, с горизонтальным расположением тепловыделяющих сборок (Реактор типа CANDU, в реальной истории первый такой реактор появился в 1971 г)

— А он нам такой нужен? — спросил Хрущёв. — В чём его преимущества и недостатки?

— Недостатки: нужна тяжёлая вода в качестве замедлителя, но сейчас её стало значительно проще производить, — ответил Курчатов. — Первоначально её получали только путём электролиза, это было очень энергоёмкое производство. Сейчас мы научились получать её из воды, дистиллированной из электролита цехов получения электролитического водорода, с содержанием 0,1—0,2 процента тяжёлой воды, в две стадии. На первой стадии концентрирования применяется двухтемпературная противоточная сероводородная технология изотопного обмена, выходная концентрация тяжёлой воды 5 — 10 процента. На второй — каскадный электролиз раствора щёлочи при температуре около 0 ®C, выходная концентрация тяжёлой воды 99,75—99,995 процента.

— Преимущества более весомы: такой реактор может работать на природном уране-238, производя плутоний, а также на тории, производя уран-233. Но есть нюанс. При работе на природном уране-238 глубина выгорания топлива очень невелика, поэтому тепловыделяющие сборки приходится очень часто менять. Практически ежедневно. То есть, понадобится большая инфраструктура хранения ядерных отходов. Такой реактор получается значительно выгоднее, если будет работать со смешанной загрузкой уранового и ториевого топлива. В этом случае под действием нейтронного облучения от урана торий будет превращаться в уран-233, который сам по себе неплохое ядерное топливо. С таким реактором проще организовать замкнутый ядерный топливный цикл, в котором отработанное ядерное топливо регенерируется и используется повторно. Особенность реактора такого типа — тепловыделяющие сборки можно извлекать по одной, не останавливая реактор.