Текст книги "Цвет сверхдержавы - красный. Восхождение. часть 3 (СИ)"

Автор книги: Сергей Симонов

сообщить о нарушении

Текущая страница: 20 (всего у книги 111 страниц)

   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?

   – Модульную АЭС в Индии начали собирать, – ответил Александров. – На осень запланирован физический пуск реактора, следующим летом, если не выявится серьёзных проблем в конструкции, можно выйти на энергетический пуск. Контейнерную малогабаритную перекупил махараджа Варма. Её компоненты в Индию поставлены, сейчас идёт монтаж соединительных магистралей. Физический пуск планируем на лето. Тут на нас работает то обстоятельство, что прототипом реактора ПАЭС является уже неплохо отработанный лодочный реактор.

   ПАЭС на барже будет достроена к концу года, затем её следующим летом переведём в Билибино, и уже там запустим. Атомная многоцелевая лодка К-8 31 декабря прошлого года сдана флоту, сейчас на ней проводятся последние доработки, весной планируется поход к Северному полюсу. Сейчас у нас другая важнейшая задача – сдать флоту подводный крейсер с баллистическими ракетами.

   График работ по программе сдачи лодки выдерживаем. Трудности и проблемы, безусловно, есть, и их полно, но пока что все они решаемые. К-3 стала хорошим полигоном для отработки технологий, в процессе её постройки мы накопили определённый опыт, плюс преемственность проектов тоже немаловажный фактор, всё-таки почти все системы одни и те же. В июле планируем подъём флага, и осенью, видимо – не раньше ноября – сдачу корабля флоту.

   – Хорошо, – одобрил Первый секретарь. – Проверьте все системы, особенно – систему аварийной проливки реактора.

   – Она у нас сделана с тройным резервированием, – вставил Доллежаль.

   – Это правильно. Вы ещё на обеих лодках проверьте, нет ли где в трубопроводах технологических заглушек или ещё какого мусора, – строго предупредил Хрущёв. – Если такой факт обнаружится в море, я эту заглушку виновному в жопу засуну, плашмя! Сам, лично!

   (Во время радиационной аварии на К-8 13 октября 1960 года в аварийной магистрали проливки реактора оказалась вставлена обнаруженная позднее технологическая заглушка)

   – Проверим, обязательно, – заверил Александров. – Также сейчас строится подводная лодка К-27 проекта 645, на которой будут установлены реакторы с жидкометаллическим теплоносителем. (упоминавшийся ранее в гл. 02-08 проект 627С переобозначили)

   Лодка строится на базе проекта 627, при этом меняется, по сути, только реакторный отсек, в остальном все доработки, сделанные на 627-м проекте, лодка с ЖМТ-реактором унаследует. Компоновку кормовой части мы не меняли, реакторы оставили на том же месте.

   (АИ, в реальной истории на К-27 реакторы были смещены вперёд, это улучшило центровку, но ухудшило биологическую защиту центрального поста. В АИ лодка полностью перепроектирована, имеет больший диаметр и «китообразную» форму корпуса с меньшим относительным удлинением – 7,9 вместо 12, см. гл. 01-11).

   Первоначально планировалось ввести её в строй в конце 1960 года, но сейчас уже ясно, что ЖМТ-реактор требует более тщательной отработки, несмотря на принятую ампулизированную баковую конструкцию. Промышленность на данный момент не может обеспечить поставку в срок всех систем, механизмов и конструкций реактора и двигательной установки, опоздание по поставкам в среднем составляет около полугода. (В реальной истории поставки запаздывали на 6-10 месяцев)

   Поэтому считаю необходимым перенести срок сдачи лодки на 1962 год, точнее можно будет сказать, когда корабль будет спущен на воду. Форсирование работ по совершенно новой, неотработанной толком технике чревато тяжёлыми авариями.

   – Согласен, – ответил Хрущёв. – Не торопитесь. Все проблемы и непонятные моменты отрабатывайте на стенде в Обнинске. Одна лодка погоды не сделает, пусть остаётся опытовой. Промышленность мы немного подгоним, товарищу Устинову я такое поручение дам. Но у них, скорее всего, объективные трудности с освоением новых материалов и технологий. Тут у меня просьба к Академии Наук в целом – всесторонне помочь промышленности в этой работе.

   – Промышленности мы, безусловно, помогаем, – ответил академик Келдыш. – Задержка с поставками имеет целый комплекс причин, и не все из них могут быть устранены только научными или организационными мероприятиями. Людям на предприятиях часто не хватает образования в целом, основная масса рабочих сейчас имеет семь классов образования, а то и четыре. Это часто мешает в работе. Вообще-то эта проблема – тема отдельного обсуждения.

   – Хорошо, обсудим это позже, – кивнул Первый секретарь. – Анатолий Петрович, продолжайте.

   – По этому проекту построены и работают исследовательские стенды малой мощности ВТ/1 и ВТ/2, – продолжил Александров. – У ВТ/1 в первом контуре натрий, во втором свинец, в третьем – вода. У ВТ/2 несколько другая конструкция. В первом контуре натрий, во втором – эвтектика свинец-висмут, и в третьем вода. Первый и второй контуры в обоих случаях представляют собой герметичную ампулу, которая по мере выработки топлива будет заменяться целиком.

   (примерно так утилизировались ЖМТ-реакторы АПЛ проекта 705)

   В качестве основного решения проблемы коррозии в реакторах с тяжелометаллическим теплоносителем принята коррозионностойкая хромо-кремниевая сталь ферритно-мартенситного класса для топливных оболочек в комбинации с системой контроля и поддержания концентрации кислорода в теплоносителе первого контура.

   (По. И.Н.Бекман. Ядерная индустрия. Лекция 13. Современные ядерные реакторы России)

   Сейчас рассматривается возможность работы такого реактора в уран-ториевом цикле, чтобы по максимуму удлинить кампанию, то есть – промежутки между перезарядками. Это заметно удешевит эксплуатацию, отпадает необходимость в береговой котельной для постоянного разогрева теплоносителя, при этом образование радиоактивных изотопов полония в герметичном втором контуре значительно менее опасно. Вообще полоний, как показала практика эксплуатации стенда, опасен лишь когда он вырывается наружу. Так как реакторы строятся ампулизированными, их разгерметизация для перегрузки топлива не предусматривается, и риск подобной радиационной аварии можно считать минимальным.

   – Это хорошо. Посмотрим, что у вас получится по итогам эксплуатации стенда и примем решение. Вот бы ещё ампулы первого и второго контура для обоих типов реакторов с ЖМТ у вас получились взаимозаменяемыми, – подбросил идею Первый секретарь.

   – Вообще-то с самого начала так и планируется, – ответил Лейпунский. – Внутреннее устройство и высота у них немного различается, но диаметр и посадочные места специально сделаны одинаковыми.

   – Мы общее направление на стандартизацию оборудования и его двойное применение уже давно уловили, и стараемся этой тенденции придерживаться с самого начала проектирования, – улыбнулся Александров. – Чтобы не лепить кто во что горазд.

   – Молодцы. Годится, – одобрил Хрущёв. – Вот что ещё надо заранее предусмотреть и продумать. Мы сейчас атомных лодок настроим, они лет 20-30 походят, а потом их придётся утилизировать и заменять новыми. А как утилизировать?

   – Можно вырезать реакторные отсеки и ставить на долговременное хранение где-нибудь в сухой местности, – предложил академик Доллежаль. – Всё остальное не опасно – разбирать и в переплавку.

   – Вот! – Никита Сергеевич многозначительно поднял вверх палец. – А в какой местности? На Кольском – сыро и холодно. Ржаветь будет. В пустыню везти вырезанные отсеки через всю страну по густонаселённым районам не хотелось бы.

   Надо изучить зарубежный опыт, что американцы по этой части планируют. Я такое поручение соответствующим структурам дам. Адмирал Риковер – мужик умный, наверняка всё предусмотрел, и этот вопрос тоже.

   (В американской программе строительства АПЛ изначально предусматривалось долговременное хранение вырезанных реакторных отсеков в пустынной местности, была арендована земля в индейской резервации)

   В общем, этот вопрос необходимо всесторонне продумать и проработать, чтобы лодки в очереди на утилизацию десятилетиями не ржавели на плаву, чтобы исключить или снизить до предела возможность попадания всякой радиоактивной пакости в окружающую среду. Чтобы нам с вами и нашим детям потом перед внуками стыдно не было. Сроку вам даю год, на следующем годовом отчёте спрошу.

   – Всё подготовим, Никита Сергеич, – заверил Александров.

   – Теперь давайте по опытным работам на ближнюю и дальнюю перспективу пробежимся. Что нового? Чем порадуете? – улыбнулся Хрущёв.

   – Про отработку технологии получения урана-233 с окончательным превращением вне корпуса реактора я уже упоминал. Также ведутся эксперименты на малом прототипе промышленного реактора со свинцовым теплоносителем БРЕСТ, – ответил Лейпунский. – Пока о строительстве полноразмерного образца говорить рано, проблем хватает. Надо поднакопить опыт эксплуатации, понять особенности поведения такого реактора на разных режимах, отработать технологию удержания концентрации кислорода в заданных пределах, чтобы не загаживать оксидами теплоноситель. В связи с этим хотелось бы предложить одну идею.

   – Слушаю вас, – заинтересованно взглянул на него Первый секретарь.

   – Мне представляется желательным построить отдельный, не подключенный к Единой энергосистеме ВЭС исследовательский центр в относительно малонаселённом районе, где-нибудь на Севере, – начал академик. – Там можно было бы строить реакторы, так сказать, промежуточного размера. Не совсем малые опытные, но и не полноразмерные. От масштаба в нашем деле многое зависит. Расположение тщательно выбрать, исходя из направления господствующих ветров, но в целом я бы предложил Северо-Восточную Сибирь. Там можно было бы проводить эксперименты, которые мы не рискуем устраивать в более населённых районах.

   Строить там по одному реактору разных типов, а вырабатываемую электроэнергию можно использовать для питания, например, Норильска, Тикси, Игарки, если до этих городов ЛЭП дотянуть. А также для снабжения энергией военных объектов. РЛС дальнего обнаружения, например.

   – Идея интересная, – задумался Хрущёв. – Анатолий Петрович, думаю, надо этот вопрос всесторонне проработать. Сначала, конечно, напрашивается ещё одну площадку в Озёрске построить, но там военное производство, а вы хотите эксперименты проводить. Лучше рисковать не будем.

   – Никита Сергеич, давайте, мы ещё сами подумаем, и, если такое строительство будет признано целесообразным, выйдем с эскизным проектом на НТС СССР, – предложил Александров.

   – Годится. Ещё у вас какие новости?

   – Построен малый прототип высокотемпературного газоохлаждаемого реактора для выработки водорода, – ответил Лейпунский. – Промышленный реактор планируем строить в районе Байконура, для получения больших количеств водорода. В ближайшем будущем ракетчикам водорода много понадобится.

   (Имеется в виду аналог проекта МГР-Т)

   – Газоохлаждаемого? Не реактора-ускорителя, а обычного, критического? – уточнил Хрущёв.

   – Да, это новая, весьма перспективная концепция, – пояснил Лейпунский.

   – Ну, не такая уж и новая, использовать в реакторе гелий в качестве теплоносителя ещё в 1947 году предлагали Фейнберг и Фурсов, – заметил Александров. – В Англии используются газоохлаждаемые реакторы Magnox, и строится более совершенный реактор AGR. Реакторы Magnox, конечно, пока далеки от совершенства...

   – А ваш? Поподробнее расскажите, – попросил Первый секретарь.

   – Прежде всего, это графитовый реактор, но у него совершенно другая конструкция, обеспечивающая повышенную безопасность. Он работает на микрочастицах топлива – оксида и карбида урана, либо оксида плутония, «закатанных» в графитовую оболочку и «замешанных» внутри графитовой матрицы – небольших графитовых стерженьков, которые уже собираются в тепловыделяющие сборки, – пояснил Лейпунский. – Такой реактор имеет малую плотность энергии, что исключает плавление активной зоны в случае тяжелых аварий реактивностного типа и при потере теплоносителя. Свойства безопасности и конструкционные характеристики делают реактор устойчивым к ошибкам оператора.

   – Александр Ильич имеет в виду, что если обычный графитовый реактор имеет свойство разгоняться при повышении температуры, при появлении в активной зоне пара, при снижении плотности теплоносителя, например, от высокой температуры, что и делает его крайне опасным в эксплуатации, то газовый реактор, работающий на микрочастицах топлива, от этих недостатков свободен, – растолковал Александров, видя, как нахмурился было Хрущёв, услышав про графит в реакторе. – По безопасности такой реактор, пожалуй, даже превосходит реакторы ВВЭР.

   – Как это? – удивился Никита Сергеевич.

   – ВВЭР «глохнет» при появлении пара в активной зоне, при повышении температуры теплоносителя, и при снижении его плотности, обычно – тоже в результате повышения температуры, – пояснил Доллежаль. – Но если подача теплоносителя нарушилась, активная зона реактора ВВЭР может расплавиться из-за большого количества остаточного тепла. Остывает она медленно, и всё это время реактор нужно охлаждать водой. К тому же в случае перегрева водяной пар при температуре 861 градус Цельсия вступает в реакцию с циркониевой оболочкой ТВЭЛов. При этом выделяется водород. Он скапливается под бетонным колпаком, и может неплохо так бабахнуть.

   (Сравнение водно-графитовых и водо-водяных реакторов по. И.Н.Бекман. Ядерная индустрия. Лекция 13. Современные ядерные реакторы России)

   – Эксплуатация атомного реактора – вообще дело достаточно опасное, требует высокой степени подготовки и строжайшей дисциплины, как говорил капитан, – усмехнулся Александров.

   – Какой капитан? – удивился Хрущёв.

   – Я вам потом расскажу, – академик улыбнулся. – Александр Ильич, про «всеядность» по топливу ещё не забудьте.

   Да! – кивнул Лейпунский. – В реакторе можно использовать различные варианты ядерного топливного цикла – уран, плутоний, торий. Эффективное использование топлива обеспечивается в цикле с его однократным прохождением через реактор без необходимости переработки и повторного использования.

   Есть ещё один вариант оформления тепловыделяющих сборок – в виде графитовых шаров диаметром около 60 миллиметров, внутри которых находятся таблетки из расщепляющегося материала. В этом случае шары подаются в реактор непрерывно, проходят через активную зону, охлаждаются, проходят неразрушающую диагностику и снова подаются в реактор. В этом случае предполагается использование до 10 циклов прохода.

   – Рабочим телом для турбины и теплоносителем для охлаждения реактора является гелий. Он подвергается двухступенчатому сжатию в компрессоре и промежуточному охлаждению, – рассказал Лейпунский. – Предварительный нагрев гелия высокого давления перед входом в реактор происходит в рекуператоре, который использует энергию гелия на выходе из турбины. В реакторе осуществляется ввод тепловой энергии в цикл и нагрев гелия до рабочей температуры. Горячий гелий высокого давления затем расширяется в турбине, которая приводит в действие компрессор и электрогенератор. Гелий низкого давления с выхода турбины направляется в рекуператор, где подогревает гелий высокого давления после компрессора. Сбросное тепло из цикла отводится в концевом холодильнике контуром оборотной воды.

   Станция получается значительно проще по конструкции, чем обычная АЭС, и за счёт этого дешевле. В ней используется авиационная газовая турбина, как рассчитанная на высокие температуры, и прямотрубные теплообменники с пластинчатым оребрением. Нет никаких промежуточных межфазных переходов теплоносителя, из пара в воду, на которых теряется тепло и снижается коэффициент полезного действия. Гелий разогревается до 850 градусов, при этом в активной зоне нет металлических деталей, то есть, плавиться там нечему. Вся установка полностью располагается под землёй, всё капсулировано. При этом даже отказ системы управления не ведёт к расплавлению топлива. Всё автоматически затухает и медленно остывает за счёт рассеивания тепла в грунт, окружающий станцию.

   Никита Сергеевич озабоченно почесал нос:

   – Товарищи, я не специалист, конечно, но вы ранее сами упоминали в разговорах, что графит при облучении и высокой температуре ещё и распухает со временем? А тут вы собираетесь в реакторе какие-то шарики катать? А ну как графит у вас распухнет, канал сузится, и застрянет ваш шарик внутри реактора? Оно, конечно, может, и не ё#нет, раз воды нет, но и работоспособность дорогостоящей установки нарушится. А как её под землёй чинить?

   Вы поймите, я не против важных научных экспериментов. Я вам специально мои дилетантские сомнения высказываю, потому что сталкивался уже с ситуациями, когда разработчики углубляются в решение узкоспециальных проблем, и не замечают других трудностей, которые им кажутся несущественными именно потому, что «лежат на поверхности».

   – Тут, Никита Сергеич, есть объективная трудность, – пояснил Александров. – Дешёвых и доступных материалов – замедлителей нейтронов не так много, я бы сказал – раз-два и обчёлся. В прямом смысле раз-два. Графит и вода. Лёгкая или тяжёлая. Всё остальное сильно дороже. Тут или на быстрые нейтроны переходить, но это – совсем другое, более дорогое топливо высокого обогащения, или графит, без вариантов.

   – Понимаю. Эксперимент, безусловно, провести надо, это вы правильную работу затеяли, – одобрил Первый секретарь. – Но вот строительство полноразмерного реактора, да ещё и на космодроме, как мне представляется, надо затевать тогда, когда основные проблемы будут решены, и будет полная уверенность, что установка проработает достаточно долго, чтобы окупить расходы. А для получения водорода что нужно?

   – Нужен будет трубопровод от Каспия, для подачи воды, – ответил Лейпунский. – Сейчас на опытном образце проводятся плановые эксперименты для изучения особенностей его конструкции и поведения под нагрузкой. Также необходимо отработать критически важную технологию изготовления электромагнитных подшипников для компрессора турбины, это поможет значительно продлить срок её эксплуатации. Технология совершенно новая, непростая, и востребованная также для гироскопов.

   – Вот это правильно, – похвалил Никита Сергеевич. – Сразу думаете о всех возможных применениях.

   – Именно так, – подтвердил Лейпунский. – В этой работе ещё одно важно – постепенно поднимая температуру газового теплоносителя, теоретически можно выйти на температуры плавления некоторых металлов. Я не говорю, что это будет просто, так как всё упирается в высокотемпературные конструкционные материалы для самого реактора и ТВЭЛов, но в принципе, если в активную зону не поступает кислород, то графит вполне будет держать такие температуры.

   – Это вы к чему ведёте? – недоверчиво осведомился Никита Сергеевич.

   – К тому, что в некоторых отдельных случаях такой реактор может даже использоваться в металлургии, – пояснил академик. – Я не имею в виду, что мы в ближайшие годы сможем перевести всю металлургию на атомную энергетику, но в перспективе, возможно, какая-то её часть могла бы использовать в качестве высокотемпературного источника энергии не кокс или электричество, а непосредственно поток горячего гелия из реактора.

   Сейчас у нас вокруг металлургических заводов располагаются обширные отравленные зоны, где даже растительность погибла. Это – результат выбросов газа из доменных печей и труб. При этом при сгорании угля в атмосферу выбрасывается значительно больше радиоактивных изотопов, чем при нормальной работе обычной АЭС.

   И посмотрите, для сравнения, на окрестности любой атомной станции. Абсолютно нормальная природа, трава, деревья, в пруде-охладителе ценную промысловую рыбу разводят...

   – Вот теперь понимаю! – широко улыбнулся Никита Сергеевич. – Понятно, что вы в этом вопросе только в самом начале пути, так?

   – Именно, – согласился Лейпунский. – Там ещё пилить и пилить, но если удастся добиться результата, то оно того стоит. 1 тонна обогащенного урана по тепловыделяющей способности равна 1350 тыс. тонн нефти или природного газа. Если процесс деления идет на быстрых нейтронах, следовательно, реакция захватывает основной изотоп урана-238, то исходя из соотношения теплотворных способностей и цен на уголь и уран, стоимость калории из основного изотопа урана оказывается примерно в 4000 раз дешевле, чем из угля. Это, конечно, если процессы «сжигания» и теплосъема не окажутся в случае урана значительно дороже, чем в случае угля. В случае медленных нейтронов стоимость «урановой» калории, если исходить из вышеприведенных цифр, будет, учитывая заметно меньшую распространенность изотопа урана-235, уже лишь в 30 раз дешевле «угольной» калории при прочих равных условиях, но это всё равно выгодно, учитывая значительно меньшее загрязнение окружающей среды, чем при сжигании угля или нефти. Конечно, если на АЭС не происходит аварий.

   (источник – http://elementy.ru/nauchno-populyarnaya_biblioteka/432441/Uran_fakty_i_faktiki)

   – Да, но в результате работы АЭС образуется очень много радиоактивных отходов, – возразил Хрущёв. – Хранить их дорого и опасно, перерабатывать – ещё дороже и ещё опаснее.

   – Здесь, Никита Сергеич, многое будет зависеть от того, какой будет выбран основной топливный цикл, – ответил академик Доллежаль. – Для реактора мощностью 1000 мегаватт, работающего с нагрузкой в 80 процентов, и вырабатывающего 7000 гигаватт-часов в год, в течение года требуется 20 тонн уранового топлива с содержанием 3,5 процента урана-235, который получают после обогащения примерно 153 тонн природного урана.

   При этом для выработки энергии используется только 1 процент урана, 3 процента переходит в высокоактивные отходы, подлежащие захоронению в любом случае. Небольшая часть, менее процента, преобразуется в плутоний и другие актиноиды, теплоту и газообразные продукты распада. Около 96 процентов урана-238 остаётся в отработанном ядерном топливе.

   В случае открытого топливного цикла, который у нас используется сейчас, всё это топливо считается отходами и после периода выдержки идёт на захоронение.

   Его можно перерабатывать, так как в нём, например, содержится около 1 процента высококачественного плутония. Один процент от 20 тонн, это, как вы понимаете, 200 килограммов, то есть от 20 до 38 ядерных боеприпасов, в зависимости от конструкции, если считать чисто по критической массе. Либо его можно смешивать с обеднённым ураном, получая МОКС-топливо, и использовать затем в реакторах-размножителях.

   Восстановленный уран может возвращаться на дополнительное обогащение, или поставляться в виде свежего топлива для действующих реакторов. Это получается так называемый закрытый топливный цикл. Он является эффективной системой максимального использования урана без его дополнительной добычи на рудниках. По энергетике экономия составляет примерно 30 процентов.

   При этом количество отходов, подлежащих захоронению, снижается примерно до 3-4 процентов от общей массы находящегося в обращении урана, тогда как при открытом цикле в отходы уходит 96 процентов урана.

   – Вас, Николай Петрович, послушать, так у закрытого цикла одни только плюсы, и никаких минусов? Что-то не верится, – проворчал Никита Сергеевич.

   – Минусы есть, и существенные, – ответил академик Александров. – Закрытый топливный цикл – дорогое удовольствие. При открытом цикле отсутствует основной источник загрязнения окружающей среды радионуклидами – радиохимический завод. Радиоактивные вещества постоянно находятся в твёрдом состоянии в герметичной упаковке (в ОТВС), не происходит их «размазывание» по огромным площадям в виде растворов, газов при «штатных» и нештатных выбросах.

   Исчезают все проблемы, связанные со строительством и будущим выводом из эксплуатации радиохимического завода: финансовые и материальные затраты на строительство и эксплуатацию завода, в том числе на зарплату, электро-, тепло-, водоснабжение, на огромное количество защитного оборудования и техники, химических реагентов, агрессивных, ядовитых, горючих и взрывоопасных веществ – кислот, щелочей, органических жидкостей. и т.д. Исчезает необходимость закачивания под землю трития, устраняются проблемы с утилизацией йода, жидких и газообразных отходов и выбросов.