Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». Подробнее 

Б.И. Нигматулин, В.А. Пивоваров 

Посетовав на то, что  среди специалистов-ядерщиков наиболее распространен эволюционный взгляд на развитие ядерной энергетики на  основе традиционной ядерной технологии (легко- и тяжеловодные реакторы, быстрые и высокотемпературные охлаждаемые), авторы [13] предложили приступить  к разработке и демонстрации обществу «новой ядерной технологии, способной дать радикальное решение  встающих перед миром, в том числе и нашей страной топливно-энергетических проблем следующего века.» (с. 319 [13]).  

По словам инициаторов новой ядерной технологии, традиционная ядерная энергетика, «базируется на господствовавшей уверенности во всесилии инженерных средств безопасности и содержат в себе потенциальные опасности аварий, ведущих к радиационным выбросам: неконтролируемы разгон реактора (запасы реактивности на выгорание, отравление, мощностные эффекты ∆k >>β); потеря охлаждения при разгерметизации реакторного контура, кипении теплоносителя, отказе средств аварийного охлаждения; пожары, взрывы. Эти потенциальные опасности реализовались в авариях на АЭС “Три-Майл-Айленд” и Чернобыльской АЭС, что поколебало уверенность во всесилии инженерных средств.» (с. 320 [13]).

Ключевым понятием новой философии безопасности стало введенное в атомную энергетику А. Вейнбергом (предложенное ранее британским специалистом в области химического машиностроения Т.А. Клетцем) понятие “inherent safety” ‒ “внутренне присущая безопасность” или “внутренняя само-защищенность”, состоящее в максимальном использовании благоприятных для безопасности фундаментальных физических и химических свойств материалов и компонентов РУ. По мнению авторов [13], «на этом пути можно рассчитывать на достижение наивысшей безопасности, причем упрощением конструкций, а не усложнением и решить экономическую задачу» (с. 321 [13]). 

«Внутренне присущая (иначе говоря, естественная) безопасность открывает путь к новой ядерной технологии, гармонично сочетающей качества безопасности, бридинга и экономичности, причем этот подход должен быть распространен как на реакторы и АЭС, так и другие составляющие ядерной системы, включая обращение с радиоактивными отходами.» (с. 321 [13]).   

 Соглашаясь, что элементы внутренней самозащищенности применялись и раньше (пассивные средства защиты и расхолаживания, эффекты саморегулирования и т.д.), авторы новой философии полагают, что «традиционные реакторные концепции не могут последовательно реализовать естественную безопасность, так как потенциальные опасности присущи уже их исходным концептуальным решениям» (с. 321 [13]). 

Цель разработки новой ядерной технологии, по словам авторов [13], состоит в последовательном, начиная с концептуального уровня, достижении естественной безопасности, в исключении тем самым всей совокупности опасных аварий. «Мы обязаны будем рассмотреть в качестве проектной любую возможную ситуацию, которую сможем себе представить или на которую нам укажут другие, включая те, которые сейчас относятся к гипотетическим или запроектным.»  (с. 123 [13]). 

В качестве основных средств достижения такой всеобъемлющей внутренней самозащищенности РУ (естественной безопасности), авторы [13] указали: 

- снижение запаса реактивности до ∆k < β (исключение эффектов отравления, достижение коэффициента воспроизводства в активной зоне    КВА ~1 и др.);

- исключение опасных эффектов реактивности (пустотного и др.), полное вовлечение свойств саморегулирования реактора обратными связями;

- длительное расхолаживание воздухом;

- использование высококипящих негорючих теплоносителей низкого давления с высокой естественной циркуляцией и тепловой инерцией;

- реализация мер, исключающих опасные радиационные последствия внешних воздействий (ураган, землетрясение, падение самолета, взрывы на транспорте, терроризм, ракетное нападение). 

Практически все перечисленные выше средства так или иначе, в большей или меньшей степени используются для обеспечения безопасности традиционных реакторов (ВВЭР, PWR, BWR, РБМК, БН, CANDU и др.). Единственным новым элементом, золотым ключиком, открывающим дверь в светлое естественно безопасное будущее, является «использование высококипящих негорючих теплоносителей низкого давления с высокой естественной циркуляцией и тепловой инерцией». 

По мнению авторов [13], «реализация естественной безопасности возможна без выхода далеко за пределы технологии, освоенной в реакторной практике. Об этом свидетельствует пример быстрого реактора с свинцовым теплоносителем». «Исследования показали, что разработка такого реактора может быть основана на технологии и материалах, знаниях и опыте, накопленных по быстрым реакторам и реакторам, охлаждаемы тяжелым жидким металлом Pb-Bi, подобным свинцу. Поэтому он может быть создан в ограниченные сроки (10-12 лет) и стать основой развития крупномасштабной ядерной энергетики» (с. 327 [13]).

Спустя 20 лет после первого манифеста [13] в статье [38] были сформулированы следующие основные требования для АЭС естественной безопасности: 

1) минимальный запас реактивности реактора, не позволяющий реализовать разгон на быстрых нейтронах, сохранение стабильных физических характеристик за время кампании (“равновесное” топливо);

2) отказ от использования теплоносителя в виде перегретой воды, пара или газа под высоким давлением и переход на высококипящий жидкометаллический теплоноситель;

3) отказ от использования теплоносителей и материалов, химически активных и пожароопасных при взаимодействии с воздухом и водой, например, графит, цирконий, натрий. 

К этому рекомендовалось добавить пристанционный ЗЯТЦ с «сухой» переработкой отработавшего нитридного топлива, выжиганием младших актинидов и долгоживущих осколков деления, радэквивалентное захоронение РАО и радикальное снижение риска распространения ядерных материалов       (с. 324 [38], с. 10 [171]). 

Авторы [38] с прискорбием констатировали, что «почти весь мировой парк АЭС на базе водоохлаждаемых реакторов, а также быстрые натриевые реакторы-размножители характеризуются неустранимым потенциалом опасности в виде запасенной энергии, способной мобилизовать накопленную радиоактивность в случае запроектной аварии, например, с потерей охлаждения и последующим плавлением топлива, как на АЭС «Фукусима» или в результате разгона на мгновенных нейтронах, как в аварии на Чернобыльской АЭС.» (с. 330 [38]). Их невозможно сделать «естественно безопасными». Единственной надеждой и «приоритетной задачей является реализация проекта “Прорыв”». 

«В ближайшие 10-20 лет инвестиции в строительство опытного и вслед за ним коммерческих быстрых реакторов естественной безопасности с пристанционным ЯТЦ должны стать основным приоритетом отрасли» и точка! (с. 330 [38]). 

«Простыми и ясным» словами идея естественной безопасности доводилась до самого высокого руководства и широкой общественности, пленяя их своей простотой и эффективностью.  

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах, безопасность которых основывается на законах природы, а не на создании дополнительных инженерных барьеров или увеличении персонала ‒ это и есть принцип естественной безопасности, легший в основу концепции реактора БРЕСТ: 

·       конструкция исключает, так называемый, разгон на мгновенных нейтронах, ставший причиной аварии в Чернобыле;

·       на БРЕСТе невозможен и фукусимский сценарий с потерей теплоносителя. 

Забегая вперед, отметим, что в действительности у реактора БРЕСТ-ОД-300 есть все шансы объединить обе эти аварии ‒ потеря 7-10% теплоносителя может привести к вводу такой огромной положительной реактивности, что даже Чернобыль покажется игрушкой. 

Нельзя сказать, что концепция «естественной безопасности» встретила всеобщий энтузиазм и одобрение. Например, МАГАТЭ, обратило внимание на то, что при описании новых проектов АЭС слишком часто стали использоваться такие псевдотехнические термины, как пассивно безопасные, взрывобезопасные и детерминистически безопасные реакторы. При этом точного объяснения значения этих терминов не существовало и разные организации использовали одни и те же термины в разных значениях. Такие несоответствия создавали путаницу и приводили к проблемам с достоверностью представляемой информации. 

Для улучшения понимания широко используемых терминов, разъяснения их технического содержания и правильного использования, по инициативе Отдела ядерной энергетики, в сентябре 1991 г. был выпущен специальный документ IAEA-TECDOC-626, озаглавленный “Термины, связанные с безопасностью усовершенствованных атомных станций” [117]. 

Относительно концепции “Inherent Safety” ‒ внутренне присущей (или естественной) безопасности в этом документе сказано следующее: 

Внутренне присущая безопасность предполагает достижение безопасности посредством устранения или исключения неотъемлемых опасностей на уровне основных концептуальных решений, принятых для атомной стации. Неотъемлемые потенциальные опасности на АЭС включают в себя: радиоактивные продукты деления и связанную с ними теплоту распада, избыточную реактивность и, как следствие, возможность скачков мощности, а также выбросы энергии из-за высоких температур, высоких давлений и химических реакций.    

Устранение всех этих опасностей требуется для того, чтобы сделать АЭС естественно безопасной. Для реальных энергетических реакторов это представляется невозможным. Поэтому следует избегать термина «естественная безопасность» применительно ко всей атомной станции или ее реакторам (с. 9 [117]). 

Как поясняется в [117], термин «естественная безопасность» может иметь смысл по отношению к какой-нибудь конкретной опасности. Например, если представить себе (гипотетически) станцию, на которой нет никаких горючих материалов, то эта станция будет естественно безопасна по отношению к огню (внутренне пожаробезопасна), причем независимо от того, что может случиться в процессе аварии. 

В 1997 г. МАГАТЭ вновь вернулось к этой теме и выпустило документ IAEA-TECDOC-936, под названием “Термины для описания новых, усовершенствованных атомных станций” [118], в котором имеется специальный раздел: 3.7. “Термины, которых следует избегать”. В числе этих терминов: 

Внутренне (естественно) безопасный проект ‒ должен быть исключен при описании АЭС или ее реакторов. Имеет смысл говорить лишь о свойствах внутренней самозащищенности, по отношению к конкретным негативным процессам или опасностям. Достижение абсолютной (внутренне присущей, естественной) безопасности таких сложных объектов, как АЭС или энергетический реактор невозможно. 

Детерминистически безопасный проект ‒ использование этого термина не рекомендуется, поскольку, с одной стороны, это означает, что безопасность может быть убедительно доказана для всего бесчисленного множества аварийный ситуаций и последовательностей событий, реализующихся даже с очень низкой вероятностью, рассмотреть которые на практике просто нереально, а, с другой стороны, данный термин может внести путаницу, т.к. использование детерминистических методов является элементом установившейся практики обоснования безопасности и лицензирования.  Фактически можно сказать, что все действующие АС являются детерминистически безопасными в рамках своей лицензионной базы. 

Безаварийный (беcкатастрофный – catastrophe free) проект ‒ подразумевает полное исключение тяжелых аварий с катастрофическими последствиями типа Чернобыля или Фукусимы, на что безусловно претендует проект БРЕСТ. Этот термин не рекомендуется использовать по тем же причинам, что и «детерминистически безопасный проект». Кроме того, использование этого термина для конкретного проекта автоматически будет восприниматься как подтверждение того, что другие проекты далеко не «безаварийны» (что постоянно подчеркивается разработчиками БРЕСТа по отношению к «традиционным» реакторам). Поэтому, в соответствии с рекомендацией МАГАТЭ [118], этот термин должен быть исключен из употребления. 

Несмотря на предостережения МАГАТЭ, эта популистская и, по существу, лженаучная терминология, оказалась очень удобной для обоснования всякого рода амбициозных, дорогостоящих, но совершенно бесплодных стратегий (вплоть 2100 г.) [40, 123, 124], программ [122] и проектов.  «Первая задача проекта “Прорыв” ‒ сделать атомную энергетику, которая исключает возможность аварийных ситуаций, создать физическую систему защиты, используя для этого силы природы», ‒ рассказывает толпе журналистов руководитель проектного направления “Прорыв” Вячеслав Першуков [119]. По сообщению РИА Новости: "Росатом" начал строить уникальный реактор БРЕСТ в Томской области. Это реакторная установка, обладающая свойствами естественной безопасности, исключающей аварии типа Чернобыльской и случившейся на АЭС "Фукусима" [120] и т.д. и т.п.

Против гегемонии проекта БРЕСТ с его претензией на естественную безопасность и решение всех проблем атомной энергетики в 2001 году выступил академик Н.Н. Пономарев-Степной, опубликовав статью [51], в которой обратил внимание на то, что разработчики этого проекта слишком часто,  вместо научно-технических аргументов, прибегают к эффектной, но малосодержательной и бездоказательной риторике.

Например, их идея «кардинального повышения эффективности нераспространения ядерного оружия путем исключения из использования в мирной ядерной энергетике обогащенного урана и чистого плутония», которую они вложили в уста Президента РФ на “Саммите тысячелетия»” в ООН, вызывала глубокое недоумение и неприятие у специалистов. С одной стороны, это требование ставит вне закона всю существующую в мире атомную энергетику, работающую на низкообогащенном уране, а, с другой, закрывает дорогу будущим реакторам, тому же БРЕСТу, поскольку из смеси урана, плутония и актинидов, которую предполагается использовать в качестве топлива в этих реакторах, без труда можно извлечь чистый оружейный плутоний. 

Крайне сомнительным, по мнению Н.Н. Пономарева-Степного, является и обещание окончательно решить проблему радиоактивных отходов. «Анонсирование того, что проведенные в России основательные исследования по возможности сжигания плутония и других элементов создают предпосылки окончательного решения проблемы радиоактивных отходов, является преждевременным, так как исследования находятся на начальной стадии». (с. 3 [51]). 

На той же стадии они находятся и сегодня. Ни у нас, ни в мире не реализовано даже двукратной переработки ОЯТ, что же говорить о 12-кратной переработке, необходимой для реализации всего потенциала природного урана в пристанционном ЗЯТЦ, обещанном руководителями «Прорыва». И дело не в том, что никто в мире до организаторов этого проекта не догадывался о замечательных свойствах быстрых реакторов в замкнутом топливном цикле. 

Еще во времена Э.Ферми и К.Гудмена идея расширенного воспроизводства ядерного топлива и ЗЯТЦ стала общим местом. За прошедшие десятилетия она рассматривалась в сотнях отечественных и зарубежных публикаций. Первый в мире исследовательский реактор на быстрых нейтронах Clementina был пущен в США еще в 1946 году. Э. Ферми уже тогда дал вполне реалистическую оценку возможного коэффициента воспроизводства для энергетического быстрого реактора КВ ~1,35.  Всего в мире было построено 15 исследовательских реакторов на быстрых нейтронах и 10 промышленных РУ с натриевым теплоносителем, две из которых БН-600 и БН-800 работают и сегодня. Но решить проблему полноценного замыкания топливного цикла за прошедшие 75 лет так и не удалось. 

Технология переработки ОЯТ оказалась настолько сложной, дорогой и опасной, что даже однократный возврат в топливный цикл накопленного плутония, реализованный в промышленном масштабе для реакторов PWR, не оправдал надежд на экономическую эффективность. В нашей стране не было сделано и этого, в топливный цикл ВВЭР возвращается лишь однократно регенерированный уран. 

25 статей, опубликованных в журнале Атомная энергия за последние 30 лет, были посвящены трнасмутационному, пристанционному ЗЯТЦ ректоров БРЕСТ.  Очевидно, эти статьи и имеют в виду идеологи “Прорыва”, когда говорят о проведенных в России основательных исследованиях по возможности сжигания плутония и других элементов. Но эти расчетно-теоретические упражнения ничем не помогли решению основной задачи – разработке эффективной и безопасной технологии переработки ОЯТ. 

Рекламируя «радэквивалентность» захоронения РАО, как одну из главных и неотъемлемых составляющих «естественной безопасности», идеологи БРЕСТа стараются не акцентировать внимание на том, что для реально приемлемого времени длительной контролируемой выдержка радиоактивных отходов перед захоронением (~200 лет) достижение радэквивалентности невозможно без: 

- извлечения вмести с природным ураном тория (²³⁰Th) и радия (²²⁶Ra) с их последующей трансмутацией, без введения замкнутого топливного цикла с выделением из топлива при переработке U, Pu, Np, Am, Cm, возможно, Pa и Cf, а также таких продуктов деления, как Tc, I, Cs, Sr со снижением их доли в отходах с 10 до 0,1 % [23];

- очистки топлива от остальных продуктов деления (в топливе должно оставаться не более 10 % каждого элемента продуктов деления) [28]; 

-        трансмутации долгоживущих продуктов деления, таких как I и Tc, а возможно также Cs и Sr [24, 25]; 

-    многократного рецикла тысяч тонн конструкционных материалов с долей в отходах 1% [25];

- рецикла (или захоронения?) миллионов тонн свинцового теплоносителя, содержащего долгоживущие изотопы β-активного свинца, загрязненного радиоактивными продуктами коррозии и деления; 

-   более эффективных, чем БРЕСТ, специальных реакторов-выжигателей: БЦМТ ‒ быстрый гомогенный реактор с циркулирующим металлическим топливом [25] или жидкосолевой реактор, о котором рассказывает М.В.Ковальчук [176] или удаления наиболее долгоживущих РАО в космос [25]. 

Перечисленных выше операций при переработке ОЯТ в настоящее время почти нет, извлекается только уран и плутоний [23]. О технологии рецикла тысяч и миллионов тонн металла с уровнем отходов 1 % тоже ничего неизвестно, как и о реакторах-выжигателях. 

О том, сколько всё это может стоить, скромно умалчивается. Судя по однократному рециклу ОЯТ, реализованному во Франции, очень и очень недешево. Но зачем расстраивать Росатом, правительственных чиновников и восторженных журналистов лишними подробностями. На фоне «глобального потепления» и заботы о радиационной безопасности потомков через 1000 лет, все это смотрится такими мелочами, особенно, когда на кону очередные сто миллиардов рублей, которые желательно получить из бюджета уже сегодня. 

А вот как задача достижения радэквивалентности выглядит в изложении В.А.Першукова – доктора технических наук, профессора, руководителя проектного направления «Прорыв», специального представителя Госкорпорации «Росатом» по международным и научно-техническим проектам, который «простыми и ясными словами» объясняет журналисту с портала «Научная Россия» [183]: 

Реакторы на быстрых нейтронах позволяют многократно использовать плутоний, который получается в результате облучения, для рефабрикации нового топлива и многократной его рециркуляции в быстрых реакторах. Так, топливо достигает равновесного состава радиоэквивалентности ‒ на выходе мы получаем тот же уровень радиоактивности, что был на входе, естественный баланс в природе не меняется. То есть, мы подгружаем к уже облученному ядерному топливу немного обычного урана-238, формируя свежее топливо для нового цикла. Так, обеспечивается постоянное равновесное эквивалентное использование изотопов, которые были извлечены из земли и которые после в землю захоронили.

 

− Вспоминается поговорка − всё гениальное – просто – восхищается журналист.

 

− Речь не о гениальности ‒ скромно поправляет его профессор, а об использовании природных принципов рециклинга. Например, мы научились вторично использовать медь для создания новых изделий. Достаточно всего лишь добавлять в сырье примерно 10% чистой руды. Всё остальное – это вторичный оборот. Этот же принцип, как оказалось, применим и к ядерному топливу. 

Прекрасно, конечно, что в «Росатоме» научились наконец вторично использовать медь, остальное человечество делает это уже несколько тысячелетий. 

После таких пояснений очень убедительно звучит финальный аккорд этого интервью: 

‒ Я надеюсь, что уже в ближайшее время мы успешно продемонстрируем процесс замыкания ядерного топливного цикла, и решим те проблемы, которые тормозят развитие атомной энергетики [183]. 

Но это для публики и руководства, а что в действительности? Надежды на безводную переработку не оправдались, сейчас заговорили о комбинированной безводно-водной технологии, которую собираются продемонстрировать почему-то только после сооружения РУ БРЕСТ-ОД-300. 

Вот уже 42 года работает энергетический быстрый реактор   БН-600   и     6 лет ‒  БН-800. Если у «Прорыва» есть, что демонстрировать, то это давно можно было бы сделать на уже действующих реакторах, которые тоже были построены в свое время под флагом замыкания ЯТЦ. Но руководителям проекта, не видящим большой разницы между вторичной переработкой меди и ОЯТ, двух реакторов недостаточно. Бог и «Росатом» любят троицу. Чтобы продемонстрировать свои фантастические достижения в окончательном решении проблемы ОЯТ и выжигании младших актинидов им непременно нужно потратить еще 100 млрд. на сооружение третьего быстрого реактора. 

По признанию Е.О.Адамова [183]: «Мы поставили амбициозную задачу сокращения внешнего топливного цикла до одного года. Переработка по существующей гидрометаллургической технологии топлива с такой короткой выдержкой после извлечения из реактора невозможна. Поэтому предусматривается использование пирохимической или плазмофизической технологий, к сожалению, продвинутых пока не слишком далеко как у нас, так и за рубежом. На первом этапе мы будем использовать гидрометаллургию, а параллельно будем вести работы по упомянутым другим вариантам». 

Таким образом, несмотря 30-летний «прорыв» и сотни потраченных миллиардов, никакого пристанционного замкнутого ядерного топливного цикла на сегодняшний день нет. Но можно обещать дальше!  

Остается только согласиться с уважаемым академиком [51], когда он пишет: 

«Увлеченность руководителей атомной отрасли России проектом БРЕСТ понятна, как понятно и их стремление как можно быстрее через самый верх внедрить свои намерения. Утверждается, что БРЕСТ способен решить все проблемы крупномасштабной ядерной энергетики: неограниченное обеспечение топливом, кардинальное решение проблемы нераспространения, естественная безопасность, сжигание радиоактивных элементов и окончательное решение проблемы радиоактивных отходов. Эти намерения не только не доказаны научными и техническими работами, но и спорны по ряду основных положений.» (с. 3 [51]). Пристанционный ЗЯТЦ с со всеми его, перечисленными выше, бонусами ‒ это всего лишь недобросовестная реклама РУ БРЕСТ-ОД-300. Очень недобросовестная. 

Стоит отметить также, что все нейтронно-физические расчеты и анализы аварийных процессов, представленные в ПООБ РУ БРЕСТ-ОД-300 [66, 112], сделаны для топливных загрузок с плутонием, извлеченным из ОЯТ ВВЭР после 30-летней выдержки. Никакого обоснования безопасности в режиме ЗЯТЦ, выжигания младших актинидов там нет. Все это обещано сделать потом, после сооружения энергоблока.  

Далее Н.Н.Пономарев-Степной перечисляет основные нерешенные проблемы проекта БРЕСТ, которые, как показала экспертиза, полностью актуальны и сегодня, спустя двадцать лет [51]: 

«Технология свинцового жидкометаллического теплоносителя на сегодняшний день не отработана».

«Не обоснована работоспособность конструкционных материалов в свинце».

«Не изучено влияние облучения в реальных реакторных условиях на поведение в свинце тепловыделяющих элементов и топливной композиции». 

В справедливости этих замечаний нам еще не раз предстоит убедиться, когда будут обсуждаться результаты экспериментального обоснования проекта РУ БРЕСТ-ОД-300. 

«Самое пагубное на нынешнем этапе, писал Н.Н. Пономарев-Степной,– волевым путем объявить какое-то технологическое решение лучшим и главным, бросить на него все силы и средства, отставив все остальные направления.» (с. 4 [51]). Но именно так и случилось. На десятилетия главным инновационным и щедро финансируемым из государственного бюджета проектом стал БРЕСТ. Проект СВБР, на правах младшего родственника по тяжелому жидкометаллическому теплоносителю, тоже был признан перспективным, но уже в рамках частно-государственного партнерства.  

На свои резонные, и, как теперь выяснилось, не устраненные до сих пор замечания и соображения академик Н.Н. Пономарев-Степной получил достойный ответ от главного идеолога и отца «естественной безопасности» профессора В.В.Орлова [54]. 

Не вдаваясь в технические детали, В.В.Орлов сходу обвинил академика в выхолащивании Инициативы Президента РФ, напомнил, что «научно-технические принципы и пути решения задач, поставленных в кратком политическом выступлении Президента РФ, сформулированы в "Стратегии развития ЯЭ России до середины XXI века" [123], принятой Минатомом России в 2000 г. и одобренной Правительством РФ», что стратегия была разработана по поручению Министра Е.О.Адамова. (с. 1 [54]). 

Не обнаруживая в статье Н.Н. Понамарева «научных оснований для ревизии Инициативы Президента РФ и Стратегии», В.В. Орлов кратко изложил основные положения этой Стратегии, заключив, что её центральной задачей является  переход от МОХ к UN-PuN-топливу для БН-800 и «разработка демонстрационного блока БРЕСТ-300 с ЗЯТЦ при нем, отвечающих сформулированным в Стратегии требованиям, для сооружения на БАЭС в пределах 2010 г.». 

По словам В.В. Орлова, причины высказанной Н.Н. Пономаревым-Степным критики приходится искать не в научных основаниях, которых там просто нет, а «в более простых вещах, даже в печальной памяти "тлетворном влиянии Запада"».

«В исследованиях на Западе расцветают направления, которые можно отнести к "ядерному декадансу". Многие наши институты и ученые с пользой и с выгодой для своего бюджета принимают участие в проектах и программах этого рода, инициированных и поддерживаемых США и другими странами, естественно, не столько в интересах России, сколько в собственных».

«Критическая часть статьи, каждая ее фраза содержит смесь неправды и полуправды, искаженно толкуя Инициативу Президента и Стратегию, предложения по ИНПРО».

«Нам следует воспрепятствовать проникновению в нашу отрасль, еще не растерявшую совсем научной традиции, заложенной ее великими основателями, губительных для нее методов разрешения научных споров. Наконец, учитывая значение Курчатовского института, необходимо понять причины, кроме задетых амбиций, побуждающие некоторых его видных деятелей размахивать кулаками перед публикой после проигранной ими профессиональной "драки".»

«То, что КИ оказался в стороне от направления БР, это просто исторический факт, исправить который "кулаками" нельзя. Достойный выход из положения может состоять в серьезном включении в идущую большую работу, или же в выдвижении лучших идей, что, конечно, труднее, чем писать подобные статьи и вставлять палки в колеса своим коллегам, занятым этой работой.»

«У нас традиционно придается особый вес высоким академическим титулам, которые носят и некоторые из наших "критиков". Но в "ядерной фракции" ОФТПЭ РАН, куда относится ЯЭ, сложилась явная диспропорция между инженерами, теплогидравликами, металловедами, технологами, конструкторами и физиками, делающими одно дело, но играющими в нем каждый свою важную роль.»

«Многие инженеры, приверженные традиционной постановке задач, оказались неготовыми к этому и воспринимают новые постановки как чуть ли не кощунство. Теперь снова нужны "физики" (не только их знания, а еще больше умение докапываться до глубоких корней проблемы и выстраивать логику ее решения), но их осталось мало, а высоких академических титулов для этого явно недостаточно.». (О том, что сделали "физики" в истории ЯЭУ с СВТ для АПЛ, лучше не вспоминать.) И, наконец, заветное:

«Отрасли нужны руководители того масштаба, самостоятельности, таланта, как те, которые (правда, в совсем других условиях) сумели возглавить решение новейших больших задач.»

«Понимание высшим руководством страны проблем ЯЭ и ее роли в решении встающих перед страной (и перед миром) задач является важнейшей предпосылкой их успешного решения». 

В это время Е.О.Адамов, один из авторов манифеста «естественной безопасности» [13] и полутора десятков статей только в Атомной энергии, повествующих о необыкновенных достоинствах и перспективах свинцовых реакторов, был Министром РФ по атомной энергии, а В.В.Орлов ‒председателем НТС № 1 этого министерства, заместителем директора института инновационной энергетики РНЦ "Курчатовский институт" и научным руководителем перспективных разработок НИКИЭТ. Выдержки из разработанной ими Стратегии озвучивал Президент РФ. С высоты таких позиций ничего не стоило указать всем этим критикам и оппонентам, даже и академикам, на их законное место:

«Нет ничего нового в том, что консолидация усилий отрасли на решении ключевых задач сталкивается с узко понимаемыми интересами отдельных лиц или групп, о чем свидетельствуют статья и многие другие статьи стереотипного содержания, как и другие попытки воспрепятствовать делу».

Говоря без обиняков, уважаемому академику было предложено «заткнуться и не мешать» своим коллегам, занятым решением «новейших больших задач». 

В 2002 г. еще один академик Ф.М. Митенков опубликовал в Атомной энергии статью [52], в которой усомнился в неоспоримых преимуществах РУ БРЕСТ-ОД-300 по сравнению с натриевыми реакторами. Он обратил внимание на то, что «сторонники предложения об использовании свинцового теплоносителя по существу не информируют о каких-либо новых потребительских качествах, которые могут быть получены только в реакторах с этим теплоносителем, ограничиваясь утверждением, что в таком реакторе обеспечивается естественная безопасность.» (с. 427 [52]). 

По словам академика, попытка раскрыть техническое содержание термина «естественная безопасность» с помощью доступных проектных материалов, приводит к заключению, что её реализация предполагает (с. 428 [52]): 

- детерминистическое исключение тяжелых аварий;

- выбор наиболее тяжелой (максимальной) проектной аварии, перекры-

  вающей по масштабам любые другие, включая ошибки персонала;

- воспроизводство ядерного топлива в активной зоне КВА ~1;

- запас реактивности всегда меньше β;

- отрицательный пустотный эффект реактивности;

- необходимые запасы температуры теплоносителя, топливной композиции до фазовых переходов;

- надежность теплоотвода от активной зоны в любых ситуациях;

- наличие стабилизирующих обратных связей по температуре, расходу  теплоносителя;

- баланс радиоактивности между извлекаемым из земли ураном и захораниваемыми радиоактивными отходами. 

Из рассмотрения приведенного перечня Ф.М. Митенков сделал вывод, что «за исключением последнего положения, непосредственно не относящегося к реакторной установке, в нем не содержится ничего существенно нового, качественно отличающегося от тех положений, которыми традиционно руководствуются при проектировании реакторной установки и АЭС с быстрыми реакторами и натриевым теплоносителем.» (с. 428 [52]). 

«Перечень систем безопасности для быстрого реактора со свинцовым теплоносителем, которые разработчик предусматривает, руководствуясь принципом «естественной безопасности», аналогичен перечню для быстрого реактора с натриевым теплоносителем, который проектировался по традиционное схеме» (c. 429 [52]). 

«В обоих случаях безопасность достигается за счет целенаправленного выбора схемных, конструктивных решений, реализации необходимых обратных связей (по знаку и значению), самосрабатывающих защитных устройств и при необходимости физических барьеров на пути распространения радиоактивных продуктов при тяжелых авариях.» (с. 430 [52]).  

Помимо общих соображений относительно «естественной безопасности» Ф.М. Митенков отметил ряд проблемных вопросов, касающихся технологии теплоносителя, конструктивных решений и используемых материалов. 

«Опыт создания реакторных установок с разными теплоносителями однозначно свидетельствует об определяющей роли теплоносителя при выборе конструктивных решений, материалов конструкции и обосновании эксплуатационных режимов. Поэтому во всех известных случаях созданию демонстрационных и коммерческих реакторов с новым теплоносителем предшествовала разработка экспериментальных реакторов и их всесторонне исследование». «С учетом сказанного нельзя признать обоснованным предложение начать освоение свинцового теплоносителя с сооружения АЭС с реактором электрической мощностью 300 МВт, минуя стадию экспериментальных реакторов малой мощности.» (с. 430 [52]).  

К числу конструктивных недостатков РУ БРЕСТ, по мнению Ф.М.Митенкова, относится отказ от трехконтурной схемы, т.к. при этом возникает опасность переопрессовки первого контура (как это и случилось на АПЛ К-123) и масштабного разрушения активной зоны при возможном воздействии импульса давления в случае аварийной разгерметизации трубок ПГ. 

«Неординарной задачей для активной зоны со свинцовым теплоносителем является разработка механической фиксации ТВС, исключающей ее всплытие при работе реактора и в то же время гарантирующей возможность выгрузки ТВС после длительного (несколько лет) пребывания в свинце при температуре более 400 °C, теплосменах, интенсивном нейтронном облучении (и, добавим от себя, жидкометаллическом охрупчивании).  Особенно сложной для практического решения задачей может оказаться экспериментальное подтверждение надежности той или иной схемы фиксации.»  (Как в воду глядел, экспериментального подтверждения надежности фиксации ТВС РУ БРЕСТ-ОД-300, так и не было получено). 

Ф.М. Митенков указал и на серьезную опасность, связанную с тем, что в аварийной ситуации при температуре свинца ~ 1450 °C, еще до того, как свинец закипит (T_s = 1720 °C) или расплавится нитридное топливо (T_m = 2800 °C), начнется плавление оболочек твэлов и металлоконструкций. При этом неизбежно произойдет сепарация плотного нитридного топлива от легких конструкционных материалов и поглотителей за счет всплытия в тяжелом теплоносителе, сопровождаемая вводом большой положительной реактивности. Опасность образования вторичной критической массы усугубляется существенно большей удельной загрузкой топлива в реакторе со свинцовым теплоносителем, по сравнению, например, с натриевым реактором. 

«Присущая свинцу эрозионная и коррозионная активность, стимулирование переноса железа через защитную оксидную пленку и др., сильная зависимость этих особенностей от температуры усложняет выбор и соответствующее обоснование. Конструкционные материалы для ТВС со свинцовым охлаждением являются самостоятельной проблемой, поскольку для их выбора и обоснования нужны представительные экспериментальные исследования с имитацией рабочих условий по температуре, флюенсу нейтронов, гидродинамическим воздействиям.» (с. 431 [52]).  

«Выбор и аттестация конструкционных материалов, контактирующих со свинцом, обоснование требований к ним должны проводиться “с нуля”. То же относится и к обоснованию требований, условий и средств поддержания характеристик свинца при эксплуатации». (с. 430 [52]).  

Творцы БРЕСТа, будучи уверены, что конструкционные материалы и технология теплоносителя у них в кармане, все эти замечания и рекомендации благополучно проигнорировали. Ведь, как писал В.В. Орлов, разработка технического проекта БРЕСТ велась «на основе более чем 40-летнего опыта по судовым реакторам с Pb-Bi.» (с. 5 [54]), «для топлива БРЕСТа используется ферритно-мартенситная сталь, созданная для атомной подводной лодки.»          (с. 249 [31]).  И не важно, что Ф.М. Митенков, с 1969 по 1997 гг. бывший директором и генеральным конструктором, а позднее научным руководителем ОКБМ, как раз и являлся реальным носителем этого 40-летнего опыта. Именно в ОКБМ создавались ЯЭУ с СВТ для АПЛ 705 проекта. 

По мнению Б.В. Григорьева,бывшего заместителя главного конструктора АПЛ и летописца 705 проекта: 

«Огромная заслуга в деле создания OK-550 и развития всего жидкометаллического направления принадлежит И.И. Африкантову и Ф.М. Митенкову.  Оба они обладали исключительной научной и инженерной эрудицией, из нескольких возможных проектных решений умели выбрать оптимальное.» (с. 98 [89]). 

Но, как говорил А.И.Лейпунский, физик может во всем разобраться. И   профессор В.В. Орлов снова дал достойный ответ уже второму академику. Прежде всего, он посетовал на то, что «начавшие дело физики с широким взглядом на проблему ушли, а их ученики в основном занялись вместе с другими исследователями важной, но более узкой задачей обеспечения проектов расчетами и экспериментами» (с. 240 [31]), что и привело к стагнации мировой атомной энергетики. 

По словам В.В.Орлова, прорыв наступил в конце 1980-х годов, когда конструкторами и физиками НИКИЭТ, при поддержке и активном участии его директора Е.О. Адамова, были начаты исследования концепции быстрого реактора с нитридным топливом и свинцовым теплоносителем (БРЕСТ). «Исследования сопровождались выработкой представлений о ядерной энергетике на основе быстрых реакторов, требований к ним по топливному и радиационному балансу, безопасности, радиоактивным отходам и устойчивости к распространению». Оказалось, что реактор БРЕСТ полностью соответствует всем этим требованиям. «При этом нет необходимости в создании экспериментального реактора, как это делалось в 50-60 годы», «при создании как атомных подводных лодок, так и ВВЭР экспериментальные реакторы не строились, обоснование велось на внереакторных стендах и   реакторных петлях» (с.242, 243 [31]).  

Напомним, что при создании атомных подводных лодок были сооружены три полномасштабных наземных реактора-прототипа ‒ стенды 27/ВТ, 27/ВТ-5 и КМ-1, на которых много лет пытались проводить экспериментальные исследования. Но даже это не помогло построить не то, чтобы «естественно безопасную», а хотя бы минимально работоспособную реакторную установку. В итоге ‒ 13 «одноразовых» реакторов, 5 из которых потерпели тяжелые аварии. 

Отметив, что выполненные в НИКИЭТ исследования «повлияли на выработку Минатомом РФ долговременной стратегии и послужили научной основой подготовки политической инициативы президента РФ в кратком выступлении в ООН», и констатировав, что Ф.М. Митенков «по каким-то невысказанным соображениям не принял принципиальных положений стратегии» (с. 243 [31]), В.В. Орлов перешел к описанию её основных положений и  всемирно-исторического значения. «Переход к неисчерпаемым ресурсам», «конкурентоспособность в современных условиях топливного и энергетического рынка», «экономические выгоды, открываемые миру новые возможности вместе с убедительным решением проблем безопасности, радиоактивных отходов и нераспространения» и т.п. (Понятно, что после таких векселей отступать будет некуда). 

«Новейшая техника входит в жизнь, открывая новые возможности по мысли далеких от рынка людей и при поддержки мыслящих и деятельных людей в государстве и бизнесе» ‒ пишет В.В.Орлов. 

Ну, а кто же из государственных чиновников не считает себя мыслящим и деятельным человеком, готовым открывать новые горизонты, например, не имея ни одного работоспособного реактора, запустить серию из 30 АПЛ («золотых рыбок») с этими реакторами под одно только «честное слово» далекого от рынка академика, или начать освоение нового теплоносителя сразу со строительства энергетического реактора мощностью 300 МВт(э)? «Ему немного подпоёшь ‒ и делай с ним, что хошь». 

При этом, по традиции, без внимания были оставлены указанные в статье [52] конкретные пробелы или, точнее говоря, пробоины в концепции «естественной безопасности», связанные с использованием свинцового теплоносителя и нитридного топлива. 

Повторилась история, описанная А.Н.Дерюгиным (с. 132 [5]) ‒ так же, как идеологи свинцово-висмутовых реакторов для АПЛ, идеологи БРЕСТа «хорошо разбирались в нейтронной физике, возможности выравнивания полей энерговыделения, биологической защите, вопросах теплогидравлики, а неудачи поджидали их совсем с другой стороны: «пухнущее» топливо, коррозия стали в агрессивном теплоносителе, приход теплоносителя в агрессивное состояние, закупорка шлаками, низкотемпературное охрупчивание оболочек и т.п.». Но все это выяснится через 20 лет в процессе экспертизы Ростехназора. 

А пока В.В. Орлов, обращаясь к Ф.М. Митенкову великодушно резюмирует: «Каждый из нас вправе выбрать для себя: участие в осуществлении целей стратегии или не менее достойное ремесло ‒ техническое совершенствование традиционных АЭС. Третий выбор ‒ имитация научной активности ‒ думаю, не для нас.» (с. 249 [31]).  

Статья Ф.М. Митенкова [31] это, по-видимому, последняя публикация в солидном научном журнале с прямой критикой концепции БРЕСТ и «естественной безопасности». В дальнейшем были приняты административные меры для предотвращения подобной крамолы. 

Например, в ГНЦ РФ-ФЭИ был издан специальный приказ № 224/659 от 30.08.2013 «О координации информационного сопровождения проекта “Прорыв”», в котом, со ссылкой на соответствующий приказ «Росатома»   № 1/849-11 от 14.08.2013, устанавливалось, что все тексты выступлений на конференциях и «круглых столах», слайдовые презентации, письменные ответы на обращения с перспективой огласки после получения в установленном порядке на информационный обмен (стандартная практика) должны быть еще в обязательном порядке согласованы с Департаментом международного бизнеса Госкорпорации «Росатом». Интересно, что именно Департамент международного бизнеса охранял от огласки больше всего ‒ бесценные «ноу-хау» проекта БРЕСТ или робкие возгласы непричастных к нему ученых, что «король голый»? 

Приходится констатировать, что «естественная безопасность» насаждалась у нас далеко не естественными для научного сообщества методами. Административный ресурс в научной дискуссии играет такую же худую роль, как и в предвыборной борьбе. В обоих случаях побеждают бессовестные. 

В 2014 г. на сайте PRoAtom.ru А.Ю. агаринский, д.ф.-м.н., один из основателей Ядерного общества СССР, а в настоящее время – вице-президент Ядерного общества России опубликовал статью под названием «Что же такое “естественная безопасность”» [121]. 

Прежде всего Ю.А.Гагаринский отметил, что с одной из самых «священных коров» апологетов «ествественной безопасности» случилась неувязка. Доказательство возможности ограничения максимального запаса реактивности величиной β_эфф, как одного из «наиболее существенных требований к  РУ в рамках проекта «Прорыв», авторы отчета [124] предложили снять. Пришлось признать, что «проведенные расчеты и оценки показывают практическую невозможность удовлетворения требованиям ТЗ» по ограничению запаса реактивности с учетом неопределенностей, на что давно указывали независимые эксперты (см., например, [125]). «Можно констатировать, заключает Ю.А. Гагаринский, что эксплуатировавшийся многие годы едва ли не главный постулат «естественной безопасности» не выдержал научной проверки.» (с. 2 [121]. 

Далее так же, как Ф.М.Митенков, он рассмотрел основные требования «естественной безопасности», сформулированные сами авторами этой концепции в 2012 году в опубликованном ими отчете [124]: 

·       исключение аварий, требующих эвакуации, а тем более отселения населения, а также выводящих из хозяйственного использования значительные территории;

·       полное использование энергетического потенциала добываемого сырья;

·       радиационно-эквивалентное обращение ядерных материалов в топливном цикле с сохранением природного радиационного баланса;

·       технологическое усиление режима нераспространения ядерного оружия за счет исключения наработки и выделения в топливном цикле чистых ²³⁵U и Pu оружейного качества, а также постепенного отказа от использования в ядерной энергетике технологий разделения (обогащения) изотопов урана;

·       обеспечение конкурентоспособности ядерной энергетики в сравнении с другими видами энергогенерации. 

Очевидно, что первые два тезиса об «устранении необходимости эвакуации населения» и «полном использовании энергетического потенциала природного урана» не содержат ничего нового и отнюдь не являются эксклюзивными свойствами реактора БРЕСТ. 

«Что касается третьего тезиса о «радиационно-эквивалентном захоронении», то, как было показано В.Ф. Цибульским и др., для воплощения в жизнь этой идеи потребуется обеспечить вряд ли достижимое на практике непревышение уровня неконтролируемых потерь при переработке ОЯТ ‒ порядка 10^-4%.» (с. 3 [121]). 

«Относительно самого принципа радиационно-эквивалентного захоронения стоит заметить, что радиоактивность литосферы Земли составляет порядка 3‧10³¹ Бк (причем более чем на 90% определяется отнюдь не тяжелыми элементами, а изотопом ⁴⁰К). Поскольку эта величина превышает, например, активность всех накопленных за «ядерную историю» России отходов (включая ОЯТ) на 12 порядков, то демонстрируемая забота о планете выглядит не более, чем пропагандистским трюком, не являющимся научным аргументом в пользу того или иного реакторного проекта». (c. 3 [121]).

Продолжение следует 

От редакции. Предлагаем вниманию читателей авторский вариант третьей главы книги «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса».