Неудивительно, что попытки использовать ТЖМТ начались со
ртути, которую не нужно ни плавить, ни опасаться ее замерзания. В 1945-1946
годах в США был спроектирован и построен первый быстрый реактор
CLEMENTINA мощностью
25 кВт(т) с плутониевым топливом, охлаждаемый ртутью. В 1949 году он был
выведен на номинальную мощность и проработал до 1952 года.
Во втором томе К. Гудмена [2], опубликованном спустя 2 года
после первого, по-прежнему подчеркивалось, что «жидкие металлы являются одними
из наиболее хороших теплоносителей» (л. 161), но их перечень сократился до трех наиболее перспективных
кандидатов: Na, Pb и Bi. Был сделан вывод о том,
что «ртуть мало пригодна для этой цели» (л. 316). Высокая коррозионная
активность по отношению к конструкционным сталям, высокая токсичность и плохие
характеристики теплопередачи делают ртуть непригодной для ядерной энергетики.
В книге К. Гудмена [2] предлагалось использовать ТЖМТ для
отвода тепла не только в энергетических реакторах, но и в реакторах на
подводных лодках (пп. 3, 4 главы XVI). В качестве основных достоинств этих теплоносителей отмечалось:
слабое поглощение нейтронов, высокая теплопроводность, высокая температура
кипения, низкое давление в 1 контуре, исключающее его переопрессовку, а также
инертность по отношению к воде и воздуху.
Рис. 1.1. Реактор CLEMENTINA
Вместе с тем там же были отмечены и трудности с
использованием этих теплоносителей: «Возможность устройства установки с
растворением металла трубок в горячей части системы и его выделения
в холодной заслуживает исследования» (л. 162). В данном
случае речь идет жидкометаллической коррозии (ЖМК) и массопереносе в
неизотермических контурах с ТЖМТ. Как
позже выяснилось, именно ЖМК оболочек твэлов, теплообменных трубок парогенераторов
(ПГ) и подвижных частей циркуляционных насосов является главной и нерешенной до
сих пор проблемой реакторов с ТЖМТ.
По-видимому, именно эта проблема и заставила американцев еще
в начале 1950-х годов отказаться от использования эвтектики Pb-Bi со сравнительно низкой (123,5 °С) температурой плавления для
ЯЭУ АПЛ Seawolf (1955
г.) и выбрать менее коррозионно-агрессивный натрий, даже несмотря на его высокую
взрыво- и пожароопасность при контакте с водой и воздухом. Правда и это не привело их к успеху ‒ в 1958 г. натриевый реактор был заменен на
водо-водяной, с которым лодка прослужила в составе ВМФ еще почти тридцать лет,
до 1987 г.
В нашей стране первый стенд с ТЖМТ для изучения
теплофизических свойств эвтектики Pb-Bi был
создан в 1951 году в Обнинске в Лаборатории «В». (Сегодня это АО «ГНЦ РФ-ФЭИ»,
далее для краткости – ФЭИ). В 1952 году был введен в строй первый
циркуляционный контур с центробежным насосом для исследования эвтектического
сплава Pb-Bi, как теплоносителя [3].
Рис. 1.2. Первый циркуляционный
жидкометаллический стенд ФЭИ с теплоносителем
свинец-висмут, 1951 г. [148]
В сентябре 1952 года по предложению И.В. Курчатова и А.П.
Александрова было принято решение о начале работ по сооружению первой атомной
подводной лодки. Комиссия под председательством А.П. Александрова в качестве
основного варианта ядерной энергетической установки (ЯЭУ) для первой подлодки
выбрала реактор с водой под давлением. Запасным вариантом стал реактор со
свинцово-висмутовым теплоносителем (СВТ). Инициатором разработки такого
реактора в 1950 году выступил А.И. Лейпунский.
И все-таки для первого практического применения ТЖМТ, по
примеру реактора CLEMENTINA,
была взята ртуть. В 1954 году в ФЭИ создали лабораторию для изучения
теплогидравлики реакторов с жидкометаллическим теплоносителем на ртутных
стендах. В 1956 году состоялся пуск быстрого реактора БР-2 тепловой мощностью 150
кВт с ртутным теплоносителем и плутониевым топливом.
Рис. 1.3. Реактор БР-2 [6]
По свидетельству Ю.Э. Багдасарова [6], опыт БР-2 очень
быстро показал неприемлемость ртути как теплоносителя. Уже через 5 месяцев
часть оболочек твэлов была повреждена в результате жидкометаллической коррозии,
появилась течь из первого контура: «Ртуть тонкой струёй длиной 5-7 метров била
из трубопровода в стену». Несмотря на то, что была сделана двустенная
конструкция парогенератора, этот парогенератор тоже потёк. «Течи происходили
постоянно. Мы находили ртуть даже в канализации». В результате через год и два
месяца после пуска БР-2 был выведен
из эксплуатации.
Заключение, сделанное в книге К. Гудмена [2] за 5-6 лет до
пуска БР-2, относительно непригодности ртути для охлаждения реакторов полностью
подтвердилось.
В 1955 году было принято решение о создание опытной АПЛ с
двумя свинцово-висмутовыми реакторами. Осенью 1956 года технический проект
лодки был готов, а в сентябре 1958 года началось ее строительство.
Параллельно с этим в Обнинске на площадке ФЭИ шло сооружение
стенда 27/ВТ ‒ наземного реактора-прототипа ЯЭУ АПЛ проекта 645. Энергетический
пуск этого стенда был проведен в марте 1959 года, а 1 апреля 1962 года АПЛ 645
проекта была спущена на воду.
Рис. 1.4. АПЛ К-27 проекта 645 [191]
Был дан старт амбициозной программе строительства подводных
лодок с ядерными установками, охлаждаемыми СВТ. Планировалось построить более
30 таких лодок. В реальности построили 8 АПЛ, первая из которых по проекту 645,
а остальные ‒ по проектам 705 (4 шт.) и 705К (3 шт.) были спущены на воду в
период с 1969 по 1981 г. Последняя АПЛ этого типа исключена из боевого состава
ВМФ в 1996 г. Таким образом, история создания
и совершенствования ЯЭУ с СВТ для АПЛ насчитывает 45 лет, из них 37 лет продолжалась
эксплуатация свинцово-висмутовых реакторов. Всего было построено 13 РУ с СВТ ‒
3 наземных прототипа и 10 ЯЭУ на АПЛ.
Прямым наследником лодочных реакторов и наземных
реакторов-прототипов по праву считается проект СВБР-75/100 со
свинцово-висмутовым теплоносителем. В 2006 году ФГУП ГНЦ РФ-ФЭИ, ОКБ
«Гидропресс» и ФГУП «Атомэнергопроект» выступили с предложением о создании
опытно-промышленного прототипа РУ СВБР-75/100 [8, 10].
Рис. 1.5. СВБР-100 [10]
Утверждалось, что реакторы СВБР-75/100 разработаны на базе
освоенных топливных и конструкционных материалов и технологии (с. 425 [8]), «в
проект реактора заложены, в основном, заимствованные или масштабированные с
небольшими коэффициентами, проверенные опытом эксплуатации РУ с АПЛ и других РУ
технические решения, поэтому для разработки проекта не требуется проведения
крупномасштабных предпроектных НИОКР», что затраты на сооружение
опытно-промышленного прототипа «составят около 100 млн. долларов» (~ 3 млрд.
рублей по курсу 2006 г.), а срок сооружения 6 лет. (с. 15 [10]).
В 2009 году было создано совместное предприятие Росатома и
компании Олега Дерипаски En+Group для
разработки реактора СВБР-100. При этом прогнозируемая стоимость проекта возросла
до 16-18 млрд руб. В 2014 г. сообщалось, что проект испытывает сложности с
финансированием. На тот момент он оценивался уже в 36 млрд руб. [11]. И это
только проект, а не обещанное в 2006 году сооружение опытно-промышленного
прототипа за 3 млрд руб.
В 2014 г. предварительный отчет по обоснованию безопасности
(ПООБ) реактора СВБР-100 [12] был направлен на экспертизу в ФБУ «НТЦ ЯРБ». Ниже мы становимся на некоторых результатах
этой экспертизы, здесь же отметим, что представленное обоснование оказалось
далеко не достаточным для выдачи лицензии на сооружение СВБР-100, которое
планировалось начать в 2017 году на площадке АО «НИИАР». В итоге в 2014 году
работа над проектом СВБР-100 была остановлена.
Спустя семь лет, 7 декабря 2021 г. руководитель
энергетического бизнеса En+ заявил о возобновлении работы над этим проектом,
который все еще «находится на стадии НИОКР» [11].
В конце 80-х - начале 90-х годов ХХ века В.В. Орловым была
предложена концепция Быстрого Реактора ЕСТественной безопасности со свинцовым
теплоносителем – БРЕСТ [9, 13-15]. Термин «естественная безопасность», это
практически буквальный перевод введенного А. Вейнбергом выражения «inherent safety». В отечественной терминологии
принято выражение «внутренняя самозащищенность» ‒ свойство обеспечивать
безопасность на основе естественных обратных связей.
В соответствии с предложенной в [13–17] концепцией, «естественная
безопасность» заключается в детерминистическом исключении наиболее серьезных
аварий благодаря внутренним свойствам реактора, а не путем создания инженерных
барьеров. Обсуждению этой концепции будет посвящена отдельная глава, здесь же
необходимо отметить два принципиальных момента.
Во-первых, основным средством для достижения «естественной
безопасности» РУ БРЕСТ (также как и РУ СВБР), по мнению разработчиков, является
ТЖМТ, в данном случае свинец: «Уже из качественного обсуждения результатов видно,
что использование свинца, в первую очередь благодаря его химической пассивности
и высокой температуре кипения открывает дорогу к ядерной технологии,
последовательно реализующей принцип естественной безопасности» (л. 328 [13]).
Во-вторых, никаких принципиальных проблем с конструкционными
материалами и технологией ТЖМТ для РУ БРЕСТ (как и для СВБР) не существует: «Концепция,
основана на обширном опыте LMFR
и судовых реакторов, охлаждаемых свинцом-висмутом, и мы не видим принципиальных
технических препятствий к ее разработке и демонстрации в начале следующего
века» (с. 348 [15]).
Действительно, высокая радиационная стойкость ф/м стали
ЭП823-Ш – основного конструкционного материала активных зон проектируемых РУ,
была хорошо известна по прошлому опыту, подтверждена многочисленными
испытаниями в натриевых реакторах, начатых еще на БН-350 [42, 49].
Простой и эффективной выглядела технология теплоносителя в
описании ее разработчика ГНЦ РФ ФЭИ: «Для надежной работы необходимо измерять и
поддерживать всего один параметр ‒ концентрацию растворенного в
свинцово-висмутовом теплоносителе кислорода, что может осуществляться в
автоматическом режиме» (с. 291 [19]).
Поэтому создатели БРЕСТа охотно поверили в то, что в их
распоряжении уже имеются надежные конструкционные материалы и отработанная
технология, гарантирующая защиту сталей от жидкометаллической коррозии. Не видя
никаких принципиальных препятствий по этой части, они сразу же приступили к проектированию
энергетических реакторов ‒ БРЕСТ-ОД-300 и БРЕСТ-1200, тепловой мощностью 700 и
2800 МВт, смело назначая им проектный ресурс в 30 и 60 лет, соответственно.
Рис. 1.6. РУ БРЕСТ-ОД-300 [178]
На замечания оппонентов о том, что технология свинцового
жидкометал-лического теплоносителя не отработана, а работоспособность
конструкционных материалов в свинце не обоснована и что, по-хорошему, следовало
бы начинать с экспериментальных реакторов небольшой мощности, как это было при
освоении натриевой технологии – сначала БР-5 (1959 г.) и БОР-60 (1969 г.) и
только потом БН-350 (1973 г.) и БН-600 (1980 г.) [51-53], был дан ответ, что в настоящее время нет «необходимости
в создании экспериментального реактора, как это делалось в 50-60-е годы», «для
изучения принципиальных вопросов топлива, технологии теплоносителя, коррозии
стали достаточны и более простые
эксперименты вне реактора и реакторных петлях» (с. 242-243 [31]). И вообще вся эта
критика «больше походит на фрагмент политической интриги в групповых или
партийных интересах с потоками заказной прессы, компромата, торопливым выносом
профессиональных проблем на "всенародное обсуждение" и т.п.» (с. 7 [54]).
Разделавшись таким образом с «отставшими от жизни»
оппонентами и собственными сомнениями, разработчики БРЕСТа и СВБР
сосредоточились на демонстрации уникальных физических характеристик (КВ = КВА =
~1, ∆ρвыг.<βэфф) и «естественной безопасности» этих
реакторов, на описании огромных экологических, экономических и даже
политические выгод, недоступных реакторам с другими теплоносителями: пристанционный
ЗЯТЦ, окончательное решение проблемы ОЯТ, выжигание младших актинидов,
радэквивалентное захоронение РАО, кардинальное
решение проблемы нераспространения, новая технологическая платформа, высокий экспортный
потенциал и мировое лидерство в ядерной энергетике [8, 13-50, 54]. По утверждению разработчиков, на АЭС со
свинцовыми реакторами «стоимость производства энергии может быть заметно ниже,
чем на АЭС-LWR и быть конкурентоспособной с энергетикой на угле, нефти и газе
уже при современных ценах на них» (с. 4 [54]).
В одном только журнале «Атомная энергия» с 1992 по 2021 год
было опубликовано 36 «программных» статей, посвященных концептуальным вопросам
«естественной безопасности», перспективам
применения реакторов с ТЖМТ в крупномасштабной и региональной энергетике, их
роли в замыкании топливного цикла, обеспечении режима нераспространения,
гарантий МАГАТЭ и т.п. [8, 13-19, 21-26, 28-41, 43-47, 50].
О приоритетах разработчиков РУ говорит тот факт, что по
технологии ТЖМТ в этом журнале за последние 30 лет была опубликована одна- единственная статья,
в которой сообщалось, что «комплекс методов и средств прошел тщательную
отработку на многочисленных экспериментальных стендах, прототипе транспортной
натурной ЯЭУ и внедрен на промышленных установках» (с. 103 [55]). Поэтому, «несмотря на различия
между реакторами подводных лодок с Pb-Bi и БРЕСТом со свинцом, не пришлось заново разрабатывать
систему поддержания качества свинца» (с. 248 [31]).
Что касается работоспособности выбранных конструкционных
материалов в свинце, то и на эту тему в «Атомной энергии» за указанный период было
опубликовано не на много больше ‒ всего 2 статьи [56, 59]. Так же, как и в [55],
в них давалась в основном оптимистическая информация о том, что «регулированием
концентрации кислорода удается подавить жидкометаллическую коррозию и свести
взаимодействия твердого и жидкого металлов к окислению».
Вместе с тем там прозвучали и тревожные нотки. Указывалось
на то, что коррозионные испытания проводились лишь на ненагруженных образцах, длительная
прочность стали в потоке жидкого свинца существенно ниже, чем на воздухе, глубина проникновения свинца в сталь в
испытаниях на длительную прочность достигает 180 мкм [56], скорость ползучести
ф/м стали при температуре 550 °С и напряжении 160 МПа в свинце в 4-5 раз выше, чем на
воздухе, а при температурах 360-420 °C эта
сталь подвержена жидкометаллическому охрупчиванию [59].
Однако за разработкой долгосрочных стратегий и обсуждением блестящих
перспектив на это никто не обратил внимание и не озаботился ни длительными
коррозионными испытаниями нагруженных образцов сталей, ни систематическим изучением
их механических свойств в свинце, ни проблемой локальной жидкометаллической
коррозии.
Судя по количеству и тематике публикаций в «Атомной энергии»,
именно демонстрацией «новой ядерной технологии», а не исследованиями и
испытаниями в обоснование работоспособности и безопасности реакторов с ТЖМТ были,
в основном, заняты их разработчики на протяжении последних 30 лет. Надо
признать, что демонстрация «уникальных» качеств этих бумажных реакторов удалась.
Она произвела глубокое впечатление даже на специалистов и
академиков [57], а тем более на чиновников и журналистов. В апреле 2014 в
еженедельной газете «Аргументы недели» обозреватель отдела экономики Константин
Гурдин с гордостью писал: «Россия завершает разработку революционного ядерного
реактора четвертого поколения. Реактор «Брест», также известный как «проект
Прорыв», решит такое количество международных проблем, что может получить Нобелевскую
премию мира».
На фоне столь грандиозных задач и достижений рутинные
коррозионные проблемы выглядели второстепенными и незначительными. Не вызывало
беспокойства и отсутствие достоверных данных о механических свойствах конструкционных
материалов в свинце.
В этой связи невозможно удержаться, чтобы не процитировать американского
адмирала Х. Риковера, который в 50-х годах прошлого века возглавлял разработку
реакторов для подводных лодок, а позднее и реакторов PWR:
«Теоретический реактор (или теоретическая реакторная
установка) почти всегда имеет следующие основные характеристики: 1) Он прост.
2) Он мал. 3) Он дешев, 4) Он легок.
5) Его можно построить очень быстро. 6) Спектр его использования очень широк.
7) Объем разработок, связанных с его созданием, очень мал. В нем используются
«готовые элементы». 8) Реактор находится в стадии исследования. Его
строительство еще не начато.
Вместе с тем практическую реальную установку можно
охарактеризовать следующим образом: 1) Установка строится. 2) Строительство
отстает от графика. 3) Установка требует огромного объема разработок по явно
незначительным вопросам (в частности, решения проблемы, связанной с коррозией).
4) Стоимость установки чрезвычайно велика. 5) Строительство идет медленными
темпами по техническим причинам. 6) Установка велика. 7) Установка сложна».
Расчетные и конструкторские работы над концептуальным
проектом быстрого реактора с нитридным топливом и свинцовым теплоносителем были
начаты специалистами НИКИЭТ в конце 1980-х годов. К середине 1990-х
развернулись полномасштабные НИОКР по всем элементам ядерного энергетического
комплекса, в результате которых к 2000 году был подготовлен первый вариант проекта
РУ БРЕСТ-ОД-300 с уран-плутониевым нитридным топливом и КВА ≥ 1 [60].
В 2000 году Минатом РФ принял «Стратегию развития ЯЭ России
до середины ХХI века». Работу
по реализации этой «Стратегии» предполагалось вести в двух направлениях: 1) замена
МОХ топлива в проекте БН-800 на СНУП
топливо (UN-PuN) и 2) разработка демонстрационного
блока БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным
ЗЯТЦ для сооружения на БАЭС в пределах
2010 г. (с. 2 [54]).
Уже в 2001 году разработчики БРЕСТа уверенно заявили, что «исходя
из базовых требований (безопасность, топливообеспечение, нераспространение
делящихся материалов), в качестве основы крупномасштабной ядерной энергетики
могут быть приняты естественно-безопасные быстрые реакторы типа БРЕСТ, например
БРЕСТ-1200» (с.431 [29]).
Однако вместо намеченного в «Стратегии» сооружения
демонстрационного блока БРЕСТ-ОД-300 «в пределах 2010 года», ГК «Росатом» в 2011 году объявила о запуске
очередного крупномасштабного проекта ‒ «Прорыв», «нацеленного на достижение
нового качества ядерной энергетики», включая естественную безопасность,
конкурентоспособность с ПГУ, ЗЯТЦ, радэквивалентное захоронение РАО, укрепление
режима нераспространения и снижение капитальных затрат до уровня тепловых
реакторов [62]. Срок реализации проекта 10 лет.
Основным кандидатом на прорыв в светлое энергетическое
будущее был выбран, естественно, быстрый реактор со свинцовым теплоносителем,
изначально обладавший, по заверениям его разработчиков, всеми перечисленными
выше качествами. «Прорыв» − ведущий российский ядерно-энергетический проект, в
котором разрабатываются технологии быстрого реактора со свинцовым
теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 и замкнутого ядерного топливного цикла, основанные
на принципе естественной безопасности. Ключевым элементом обеспечения
безопасности быстрого реактора БРЕСТ-ОД-300 является свинцовый теплоноситель» [63].
В 2014 году был подготовлен проект предварительного отчета
по обоснованию безопасности (ПООБ) блока АЭС с РУ БРЕСТ-ОД-300 [64]. В июне
2015 года 8 разделов из этого отчета направлены в ФБУ «НТЦ ЯРБ», для оценки их
содержания на соответствие требованиям федеральных норм и правил (ФНП) в
области использования атомной энергии. По результатам рассмотрения в августе
2015 г. НТЦ ЯРБ выпустил отчет [65], в котором было отмечено более 500
замечаний (несоответствий представленных материалов требованиям ФНП). Многовато
для «естественно безопасного» реактора.
В 2016 году откорректированный вариант ПООБ [66] был официально
представлен в Ростехнадзор и НТЦ ЯРБ приступил к экспертизе по теме «Безопасность опытно-демонстрационного
энергоблока с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем
(БРЕСТ-ОД-300) (на этапе сооружения)». В экспертизе участвовало 74
эксперта из НТЦ ЯРБ и ведущих организаций отрасли. За два года было
проанализировано 698 документов, включая ПООБ [66] и другие материалы,
представленные Заявителем.
В экспертном заключение ДНП-5-3546-2018 [67], утвержденном
руководством НТЦ ЯРБ 29.06.2018 г., было отмечено более полутора тысяч
замечаний ‒ несоответствий требованиям ФНП в области использования атомной
энергии. При таких результатах ни о каком сооружении энергоблока не могло быть
и речи. Однако вместо отказа в выдаче лицензии в ноябре 2018 года Ростехнадзор,
по просьбе Заявителя, принял решение о приостановке процесса лицензирования до
27.02.2019 с тем, чтобы разработчик проекта мог представить новые
дополнительные материалы.
Обо всех перипетиях этой экспертизы, которая в общей
сложности продолжалась более 5 лет (абсолютный рекорд для Ростехнадзора!),
будет рассказано ниже. В итоге в январе 2021 года НТЦ ЯРБ подготовил экспертное заключение ДНП-5-3546/2-2021,
утвержденное 01.02.2021 [68], на основании которого Ростехнадзор, несмотря на
наличие более 900 несоответствий требованиям ФНП, выдал наконец лицензию,
позволявшую приступить к сооружению энергоблока с РУ БРЕСТ-ОД-300 на площадке
АО «СХК».
Спустя 3 месяца было объявлено, что «в Северске началась
новая эра атомной энергетики. На площадке Сибирского химкомбината 8 июня
стартовало строительство первого в мире энергоблока четвертого поколения с
быстрым реактором естественной безопасности БРЕСТ-ОД-300» [70].
Настоящий обзор написан по горячим следам и результатам
многолетней экспертизы материалов, представленных для обоснования безопасности проекта
БРЕСТ-ОД-300. Автор участвовал в этой экспертизе с 2000 года, начиная с первых
концептуальных проработок БРЕСТ-ОД-300 еще с квадратными ТВС [60, 71]. Но основной
объем информации получен в процессе экспертизы Ростехнадзора с 2016 по 2020
год.
Участие в экспертизах позволило впервые ознакомиться не только
с данными, представленными в ПООБ или публикациях, но и с первичной информацией
‒ с фактическими результатами экспериментальных исследований и испытаний по
обоснованию работоспособности материалов и элементов РУ в свинце, с испытаниями
твэлов в натриевых реакторах (сотни отчетов и документов, затребованных
экспертами и представленных Заявителем).
Открывшаяся картина очень далеко разошлась с прогнозами и декларациями
разработчиков проекта, с тем, что излагалось в многочисленных статьях в
«Атомной энергии» и парадных докладах на конференциях в пятизвездочных отелях.
Хуже всего, что реальность существенно разошлась и с содержанием ПООБ [66].
Выяснилось, что представленные на экспертизу материалы не
только не позволяют обосновать работоспособность и «естественную безопасность»
РУ БРЕСТ-ОД-300, но и прямо свидетельствуют о принципиальной невозможности
обеспечить ни то, ни другое. Сооружение энергоблока в таких условиях представляется
опасной технической авантюрой тем более, что строительство ведется всего в 10
км от полумиллионного Томска.
Согласно Статье 29 Федерального закона «Об использовании
атомной энергии» № 170-ФЗ: «Государственный орган либо организация, принявшие
решение о сооружении ядерной установки, радиационного источника или пункта
хранения, обязаны отменить принятое ими решение либо прекратить или
приостановить сооружение соответствующего объекта в случае выявления
дополнительных факторов, приводящих к снижению уровня его безопасности,
ухудшению состояния окружающей среды или влекущих иные неблагоприятные
последствия». Именно о таких факторах ‒ приводящих к снижению уровня
безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 и других реакторов с ТЖМТ, пойдет речь в этой
книге.
Литература
1. Научные и технические основы ядерной
энергетики. Сб. под редакцией К. Гудмена. Изд. Иностранная литература, Москва,
1948.
2. Научные и технические основы ядерной
энергетики. Том II.
Сб. под редакцией К. Гудмена. Изд. Иностранная литература, Москва, 1950.
3. А.В. Камаев, Н.И. Ермолаев, Р.Г. Сидорова,
А.Н. Улаев. Хроника событий истории Государственного научного центра Российской
Федерации – Физико-энергетического института за 50 лет 1946 – 1996. ОНТИ ГНЦ
РФ-ФЭИ, Обнинск, 1996.
4. О возможности создания ядерной силовой
установки с жидкометаллическим охлаждением для мартена. Расчетная записка.
Лаборатория «В», 1952, Отдел фондов НТ и УД ГНЦ РФ-ФЭИ. Ф. 1, оп. 1./с-НТ, д. 230.
5. Лидер командной игры. К 80-летию со дня
рождения Б.Ф. Громова. ОНТИ ГНЦ РФ-ФЭИ, Обнинск, 2007.
6. Юрий Багдасаров:
о легендах, ртути и натрии. ATOMINFO.RU, опубликовано 15.05.2012.
7. История Росатома. Морские реакторы для
подводного флота. WWW.BIBLIOATOM.RU
8. Зродников А.В., Читайкин В.И., Тошинский
Г.И. и др. «АЭС на основе реакторных модулей с СВБР-75/100. ‒ Атомная энергия,
2001, том 91, вып. 6, с. 415-434.
9.
Адамов
О.Е., Орлов В.В., Смирнов В.С. и др. Концепция энергетических реакторов высокой
безопасности, охлаждаемых свинцом. Отчет НИКИЭТ, № 050-367-3272, 1989.
10. СВБР-75/100.
Инновационная ядерная технология на базе модульных быстрых реакторов малой
мощности с теплоносителем свинец-висмут многоцелевого применения.
Информационный материал в форме вопросов и ответов. ФГУП РФ-ФЭИ, ФГУП ОКБ
«Гидропресс», ФГУП «Атомэнергопроект», 2006.
11. СП En+ и Росатом вернулось
к реализации проекта реакторов малой мощности. Москва, 7 декабря 2021, ИА Neftegaz.ru. Новости. Атомная
энергетика.
12. Строительство
опытно-промышленного энергоблока с реакторной установкой на быстрых нейтронах
со свинцово-висмутовым теплоносителем в Ульяновской области. Отчет по обоснованию безопасности. Предварительный
отчет (ПООБ). SVBR.B.135.&.04&&&&.&&&&&.022.HE.0001. Инв. № 13-07241, ОАО «Восточно-европейский
головной научно-исследовательский проектный институт энергетических
технологий», 2013.
13. Орлов
В.В., Аврорин Е.Н., Адамов О.Е. и др. Нетрадиционная концепция АЭС с
естественной безопасностью. ‒ Атомная энергия, 1992, том 72, вып. 4, с.
317-329.
14. Адамов
Е.О., Ганев И.Х., Орлов В.В. Достижение радиационной эквивалентности при
обращении с радиоактивными отходами ядерной энергетики. ‒ Атомная энергия,
1992, том 73, вып. 1, с. 44-50.
15. Орлов В.В., Плутоний и старт нового этапа
ядерной энергетики. ‒ Атомная энергия, 1994, том 76, вып. 4, с. 345-348.
16. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др.
Модели развития крупномасштабной ядерной энергетики России с трансмутационным
ЯТЦ и достижением радиационной эквивалентности высокоактивных отходов и
природного урана. ‒ Атомная энергия, 1997, том 82, вып. 1, с. 3-9.
17. Ганев И.Х., Орлов В.В. Снова о времени
удвоения. ‒ Атомная энергия, 1995, том 78, вып. 6, с. 364-366.
18. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др.
Самосогласованная модель развития ядерной энергетики и ее топливного цикла. ‒
Атомная энергия, 1999, том 86, вып. 5, с. 361-370.
19. Тошинский Г.И., Комлев О.Г., Мартынов П.Н. и
др. СВБР для региональной энергетики. ‒ Атомная энергия, 2011, том 111, вып. 5,
с. 290-293.
20. Лиханский В.В., Лобойко А.И., Гераскин
И.И. и др. Моделирование динамики фрагментов топлива в жидком свинце при
анализе аварии с разрушением активной зоны быстрого реактора ‒ Атомная энергия,
1995, том 78, вып. 1, с. 13-21.
21. Орлов В.В. Снова о времени удвоения. ‒
Атомная энергия, 1995, том 78, вып. 6, с. 364-366.
22. Адамов Е.О., Орлов В.В. Обновленная
концепция ядерного участия в решении мировых энергетических проблем. ‒ Атомная
энергия, 1996, том 81, вып. 2, с. 409-415.
23. Адамов О.Е., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и
др. Влияние трансмутационного топливного цикла на достижение радиационной
эквивалентности высокоактивных отходов и природного урана в ядерной энергетике
России ‒ Атомная энергия, 1996, том 81, вып. 6, с. 89-97.
24. Адамов О.Е., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др.
Модели развития крупномасштабной ядерной энергетики России с трансмутационным
ЯТЦ и достижение радиационной эквивалентности высокоактивных отходов и
природного урана. ‒ Атомная энергия, 1997, том 82, вып. 1, с. 3-9.
25. Адамов О.Е., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др.
Минимизация высокоактивных отходов при функционировании крупномасштабной
ядерной энергетики России. ‒ Атомная энергия, 1997, том 82, вып. 3, с. 209-218.
26. Адамов О.Е., Ганев И.Х., Муратов В.Г.
Минимизация высокоактивных отходов при замене ядерной технологии производства
электроэнергии в России. ‒ Атомная энергия, 1997, том 83, вып. 2, с. 133-140.
27. Белая книга ядерной энергетики. Под общей
редакцией О.Е. Адамова, 1-е изд. М., НИКИЭТ, 1998.
28. Адамов Е.О., Габараев Б.А., Ганев И.Х. и др.
Радиационные характеристики отработавшего ядерного топлива и отходов при
неводных методах переработки. ‒ Атомная энергия, 2000, том 89, вып. 3, с. 203-211.
29. Габараев Б.А., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др.
Радиационные характеристики топлива и отходов в уран-плутониевом и торий-
урановом топливном цикле. ‒ Атомная энергия, 2001, том 90, вып. 6, с. 431-438.
30. Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Орлов В.В. и др.
Радиационный баланс при развитии ядерной энергетики с реакторами БРЕСТ-1200 и
ВВЭР-1000. ‒ Атомная энергия, 2001, том 91, вып. 5, с. 337-343.
31. Орлов В.В. Быстрые реакторы как основа
крупномасштабной ядерной энергетики. ‒ Атомная энергия, 2003, том 94, вып. 3, с.
240-249.
32. Габараев Б.А., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др.
Влияние глубины выгорания и выдержки облученного ядерного топлива на отношения
массы Am,
Cm,
Np и делящегося плутония. ‒ Атомная энергия, 2004,
том 96, вып. 2, с. 126-132.
33. Адамов О.Е., Габараев Б.А., Орлов В.В. Роль
ядерной энергетики в крупномасштабной энергетике ХХI века. ‒ Атомная
энергия, 2004, том 97, вып. 2, с. 83-91.
34. Зродников А.В., Тошинский Г.И., Григорьев О.Г.
Модульный быстрый реактор малой мощности со свинцово-висмутовым теплоносителем
для многоцелевого применения СВБР-75/100. ‒ Атомная энергия, 2004, том 97, вып.
2, с. 91-98.
35. Драгунов Ю.Г., Степанов В.С., Климов Н.И. и
др. Береговой ядерный опреснительный энергетический комплекс на основе
транспортабельного реакторного блока с СВБР-75/100. ‒ Атомная энергия, 2005,
том 99, вып. 6, с. 425-432.
36. Лопаткин А.В., Орлов В.В. Влияние спектра
нейтронов на характеристики трансмутационных цепочек Np, Am и
Cm.
‒ Атомная энергия, 2006, том 100, вып. 6, с. 452-458.
37. Адамов О.Е., Габараев Б.А., Ганев И.Х. и др.
Вклад НИКИЭТ в формирование стратегии развития ядерной энергетики России. ‒
Атомная энергия, 2007, том 103, вып. 1, с. 5-15.
38. Глазов А.Г., Леонов В.Н., Орлов В.В. и др.
Реактор БРЕСТ и пристанционный ядерный топливный цикл. ‒ Атомная энергия, 2007,
том 103, вып. 1, с. 15-21.
39. Лопатки А.В., Орлов В.В., Лукасевич И.Б. и др.
Возможности реактора БРЕСТ и трансмутационного топливного цикла в условиях
реализации современных планов развития ядерной энергетики. ‒ Атомная энергия, 2007,
том 103, вып. 1, с. 21-29.
40. Адамов О.Е., Джалавян А.В., Лопаткин А.В. и
др. Концептуальные положения стратегии развития ядерной энергетики России в
перспективе до 2100 г. ‒ Атомная энергия, 2012, том 112, вып. 6, с. 319-331.
41. Адамов О.Е., Муравьев Е.В., Рачков В.И. и др.
Аналитическая записка. Крупномасштабная ядерная энергетика с замкнутым
топливным циклом на базе реакторов на быстрых нейтронах. ИТЦП «Прорыв», М.,
2016.
42. Поролло С.И., Конобеев Ю.В., Иванов А.А. и
др. Распухание и радиационная ползучесть ферритно-мартенситной стали,
облученной в БН-350 в широком диапазоне температуры и повреждающей дозы. ‒ Атомная
энергия, 2016, том 120, вып. 3, с. 148-155.
43. Адамов О.Е., Каплиенко А.В., Орлов В.В. и
др. Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ: от концепции к
реализации технологии. ‒ Атомная энергия, 2020, том 129, вып. 4, с. 185-194.
44. Лопаткин А.В., Платонов И.В., Попов В.Е.
Условия достижения радиационной эквивалентности природного сырья и долгоживущих
радиоактивных отходов ядерной энергетики России. ‒ Атомная энергия, 2020, том 129,
вып. 4, с. 194-198.
45. Ларионов И.А., Лопаткин А.В., Лукасевич И.Б. и
др. Гомогенная трансмутация 237Np, 241Am, 243Am в быстром реакторе
со свинцовым теплоносителе. ‒ Атомная энергия, 2020, том 129, вып. 6, с. 316-320.
46. Адамов Е.О., Мочалов Ю.С., Рачков В.И. и др.
Переработка отработавшего ядерного топлива и рециклирование ядерных материалов
в двухкомпонентной ядерной энергетике. ‒ Атомная энергия, 2021, том 130, вып. 1,
с. 28-34.
47. Горин Н.В., Волошин И.П., Чуриков Ю.И. и др.
Обеспечение режима ядерного нераспространения при экспорте быстрых реакторов с
замкнутым топливным циклом. ‒ Атомная энергия, 2021, том 130, вып. 1, с. 48-51.
48. Давыдов В.К., Жирнов А.П., Калугин К.М. и др.
Эффекты реактивности при забросе пузырей пара в активную зону реактора
БРЕСТ-ОД-300. ‒Атомная энергия, 2021, том 130, вып. 3, с. 132-137.
49. Грачев А.Ф., Забудько Л.Ф., Леонтьева-Смирнова
М.В. и др. Кратковременные механические свойства ферритно-мартенситной стали
ЭП823-Ш после высокодозового нейтронного облучения. ‒Атомная энергия, 2021, том
130, вып. 6, с. 306-309.
50. Невиница В.А., Родионова Е.В., Марова Е.В.
Технико-экономические особенности применения гарантий МАГАТЭ на АЭС с быстрым
реактором и пристанционным топливным циклом. ‒ Атомная энергия, 2021, том 131,
вып. 2, с. 101-106.
51. Пономарев-Степной Н.Н. О возможностях и путях
осуществления инициативы Президента Российской Федерации. ‒ Ядерный контроль. №
2 (56). Март-апрель 2001, с. 44-48.
52. Митенков Ф.М. Перспективы развития быстрых
реакторов-размножителей. ‒ Атомная энергия, 2002, том 92, вып. 6, с. 423-435.
53. Костин В.И. Нелегкий выбор. О задачах развития
широкомасштабной гражданской атомной энергетики и проблеме выбора реакторных
технологий для ее реализации. ‒ Атомная стратегия ХХI, 2007, #03 (29).
54. Орлов В.В. Инициатива Президента Российской Федерации и
долговременная стратегия Минатома России. По поводу статьи Н. Пономарева-Степного в
журнале "Ядерный контроль", № 2. Москва, июль 2001. https://archive.fo/c0unH.
55. Зродников А.В., Ефанов А.Д., Орлов Ю.И. и др.
Технология тяжелых жидкометаллических теплоносителей свинец-висмут и свинец. ‒ Атомная
энергия, 2004, том 97, вып. 2, с. 98-103.
56. Каштанов А.Д., Лаврухин В.С., Марков В.Г. и
др. Коррозионно- механическая прочность конструкционных материалов в контакте с
жидким теплоносителем. ‒ Атомная энергия, 2004, том 97, вып. 2, с. 103-108.
57. Заключение
экспертизы Российской академии наук по инновационным решениям энергоблока с РУ
БРЕСТ-ОД-300. М., 18.06.2019.
58. Х.
Риковер. ‒ Бюллетень МАГАТЭ, 1978, том 20, № 6, с. 63.
59. Бозин С.Н., Родченков Б.С., Каштанов А.Д. и
др. Исследование конструкционных материалов для реактора со свинцовым
теплоносителем. ‒ Атомная энергия, 2012, том 113, вып. 5, с. 257-262.
60. Пояснительная записка БРЕСТ. 00.00.000ПЗ,
2000.
61. Лемехов
В.В., Леонов В.Н., Моисеев А.В. и др. Реакторные установки со свинцовым
теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 и БР-1200: текущее состояние разработки и
обоснования. ‒ Сборник аннотаций докладов на отраслевой научно-технической
конференции «Замыкание топливного цикла ядерной энергетики на базе реакторов на
быстрых нейтронов» 2021, 28-29 октября 2021 г., г. Сочи, с. 24.
62. Проект «ПРОРЫВ». Сайт АО «Наук и инновации»,
2015.
63. Орлов А.И., Плисеина Т.В. Состояние разработки
компонентов технологии свинцового теплоносителя для РУ «БРЕСТ-ОД-300». ‒
Сборник аннотаций докладов на отраслевой научно-технической конференции
«Замыкание топливного цикла ядерной энергетики на базе реакторов на быстрых
нейтронов» 2021, 28-29 октября 2021 г.,
г. Сочи, с. 30.
64. Строительство
опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах со
свинцовым теплоносителем на площадке закрытого административно-территориального
образования «Северск», федеральное государственное унитарное предприятие
«Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический
институт имени А.И. Лейпунского», г. Обнинск, Калужская область (Энергоблок с
РУ БРЕСТ-300). Предварительный отчет по обоснованию безопасности (проект).
1208-БРС-ПООБ. 2014 г.
65. Итоговый отчет «Консультации и рабочие встречи
со специалистами Заказчика по разъяснению вопросов, возникших в ходе анализа
представленных материалов, рассмотрение полученных от заказчика дополнительных материалов, рассмотрение полученных от Заказчика
дополнительных материалов и письменных разъяснений, разработка окончательной
редакции отчета». ‒ Отчет о выполнении работы ФБУ «НТЦ ЯРБ», ДНП 4-1188/2015, Москва, 2015.
66. Строительство
опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах со
свинцовым теплоносителем на площадке закрытого административно-территориального
образования «Северск», федеральное государственное унитарное предприятие
«Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический
институт имени А.И. Лейпунского», г. Обнинск, Калужская область (Энергоблок с
РУ БРЕСТ-300). Предварительный отчет по обоснованию безопасности. 1208-БРС-ПООБ.
АО «АТОМПРОЕКТ», 2016 г.
67. Экспертное
заключение о безопасности
опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах со
свинцовым теплоносителем (БРЕСТ-ОД-300) (на этапе сооружения), ДНП-5-3546-2018,
ФБУ «НТЦ ЯРБ», Москва, 2018.
68. Экспертное
заключение о безопасности опытно-демонстрационного
энергоблока с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем
(БРЕСТ-ОД-300) (на этапе сооружения), ДНП-5-3546/2- 2021, ФБУ «НТЦ ЯРБ»,
Москва, 2021.
69. Письмо Ростехнадзора от 24.01.2022 №
05-00-11/155.
70. Ганжур О. БРЕСТ: начало. ‒ Страна Росатом, №
21(485), июнь 2021.
71. Троянов М.Ф., Тошинский Г.И. Александр Ильич
Лейпунский (к 100-летию со дня
рождения). ‒ Атомная энергия, 2003, том 95, вып. 6, с. 467-470.
От редакции. Предлагаем вниманию читателей авторский вариант первой главы книги «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса».
Продолжение следует