– Полученная информация позволила избежать ошибок при проектировании БР-2. Элементы реактора были выполнены из чугуна и высокоуглеродистой стали. Корпус сделали в виде чугунной ванны переменной глубины, заполненный ртутью. Змеевик парогенератора погружен в ртуть. Сверху конструкция закрыта крышкой из высокоуглеродистой стали.

   – Я специально подробнее остановился на устройстве реактора, – подчеркнул Александр Ильич, – так как полученная информация позволила оперативно пересмотреть всю конструкцию, прежде всего – в части используемых материалов, и сэкономить значительные средства. Изучив информацию, мы поняли, что, сделав реактор БР-2 по схеме, которую мы хотели реализовать первоначально, нам пришлось бы уже через год остановить его из-за быстрой коррозии. Чугун же очень хорошо держит воздействие ртути, и при том недорог.

   – В реакторе БР-2 мы отрабатывали тепловыделяющие сборки с МОКС, и нитридным смесевым топливом, а также опробовали ториевый и из природного урана бланкет-размножитель, получив в итоге уран-233 и плутоний-239. Полученные результаты очень пригодились при экспериментальной проверке переданных нам схем новых перспективных реакторов-бридеров серии БРЕСТ, с ртутным и свинцовым теплоносителем. (Ртуть по своему поведению подобна свинцу, поэтому полученные результаты пригодятся, если будет принято решение о развитии реакторов на свинцовом ЖМТ.)

   – Помимо БР-2 мы также сделали ещё один опытный реактор, БР-5, баковой конструкции, с натриевым теплоносителем, на котором отрабатываем особенности схемы новых реакторов-бридеров серии БН. На нём мы тоже работаем с МОКС-топливом, и ториевыми топливными сборками, так как для реакторов БН задача наработки урана-233 предполагается основной. На БР-5 мы также отрабатываем задачу очистки урана-233 от нежелательных изотопов методом перевода в летучий сульфид промежуточного изотопа протактиния-233 и доводки до кондиции вне корпуса реактора. (АИ) Но этот процесс длительный, около полугода, поэтому о каких-либо результатах говорить пока рано.

   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.