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

Я не разделяю мнения членов НТС, что мы не должны задумываться о финансовой стороне вопроса – «если Росатом хочет, пусть строит». За заведомо ложное заключение экспертизы промышленной безопасности, если это повлекло причинение крупного ущерба, Уголовным кодексом Российской Федерации, Статья 217.2, предусмотрена не только административная, но и уголовная ответственность. Сооружение неработоспособного энергоблока, это, безусловно, крупный ущерб. 

1.     Экспертное заключение ФБУ «НТЦ ЯРБ», разработанное на основе результатов экспертизы обоснований энергоблока БРЕСТ-ОД-300, в полной мере отражает результаты экспертизы, в том числе результаты по тематическим вопросам экспертизы, которые были получены Пивоваровым В.А. 

2.     Использование Пивоваровым В.А. в разработанных им заключениях формулировок типа «недостатки проекта не могут быть устранены» является некорректным. Кроме того, разработанные Пивоваровым В.А. заключения по тематическим вопросам имели:

-    были выполнены стилистически небрежно, с большим количеством орфографических ошибок;

-    содержали многочисленные повторы замечаний, которые, по существу, в одной и той же формулировке отмечались в разных разделах;

-    содержали избыточную информацию, не имеющую отношение к оцениваемому вопросу, что делало сами заключения практически не читаемыми и требующими большой текстовой доработки;

-    зачастую были основаны на субъективных критериях оценочного характера, не имеющих под собой конкретных ссылок на требования ФНП;

-    в отдельных вопросах Пивоваров В.А. явно выходил за рамки своей компетенции, формулируя при этом категорические суждения (например, в области материаловедения, обоснования прочности, обоснования химического режима теплоносителя).

Учитывая изложенное, при формировании экспертного заключения ФБУ «НТЦ ЯРБ» были приняты предусмотренные установленными процедурами меры по доработке заключений Пивоварова В.А. с удалением из них некорректной, избыточной и дублирующей информации.

3.     Необходимо подчеркнуть, что при разработке экспертного заключения о безопасности БРЕСТ-ОД-300 предметом экспертизы были обоснования безопасности, представленные СХК с заявлением на сооружение БРЕСТ-ОД-300, а не материалы проекта этого энергоблока.  

В связи с этим, в экспертном заключении ФБУ «НТЦ ЯРБ» применяются формулировки исключительно в отношении обоснований (н-р, «обоснование имеет несоответствия требованиям», «не подтверждена достаточность проведенных исследо­ваний в обоснование»).

 

Составитель:

Руководитель работ по экспертизе                                            О.Р. Булатов

 

Комментарий

Итоговый вариант ЭЗ содержит положения, явно противоречащие содержанию материалов, предоставленных экспертам и рассмотренных в ходе проведения экспертизы безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300, часть которых указана выше. Произвольное исключение неудобных замечаний, сокрытие наиболее принципиальных для безопасности этой РУ проблем (например, локальной ЖМК) все это делает представленный вариант экспертного заключения заведомо ложным и вводит в заблуждение Ростехнадзор.

Все описанные выше изменения, сокращения и искажения экспертных заключений по тематическим вопросам были сделаны составителями сводного ЭЗ без ведома и участия эксперта. Сводное ЭЗ было направлено в Ростехнадзор без подтверждения (авторизации) экспертами их заключений. Все это является грубым нарушением требований системы менеджмента качества, установленной в ФБУ «НТЦ ЯРБ».

 

СПИСОК АББРЕВИАТУР И СОКРАЩЕНИЙ

 

АЗ	‒	аварийная защита
а.з.	‒	активная зона
АО	‒	акционерное общество
АПЛ	‒	атомная подводная лодка
АР	‒	автоматический регулятор
АС	‒	атомная станция
АСКУ РУ	‒	автоматизированная система контроля и управления РУ
БАЭС	‒	Белоярская атомная электростанция
БМРТ	‒	большой морозильный рыболовный траулер
БН	‒	быстрый натриевый реактор
БР	‒	быстрый реактор
ВАБ	‒	вероятностный анализ безопасности
ВВЭР	‒	водо-водяной энергетический реактор
ВНИИНМ	‒	высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А. А. Бочвара
ДАК	‒	датчик активности кислорода
ВПК	‒	военно-промышленный комплекс
БС	‒	боевая служба
ВМФ	‒	военно-морской флот
ГИБДД	‒	Государственная инспекция безопасности дорожного движения
Гидромаш	‒	научно-производственное объединение гидравлических машин
ГК	‒	государственная корпорация
ГНЦ	‒	государственный научный центр
ГО	‒	герметичная оболочка
ГТЗА	‒	главный турбозубчатый агрегат
ГЦН	‒	главный циркуляционный насос
ГЭУ	‒	главная энергетическая установка
ДР	‒	дистанционирующая решетка
ЖМК	‒	жидкометаллическая коррозия
ЗЯТЦ	‒	замкнутый ядерный топливный цикл
ИМ	‒	исполнительный механизм
КБР	‒	корпус блока реакторного
КВА	‒	коэффициент воспроизводства активной зоны
КИМ	‒	коэффициент использования мощности
КП	‒	командный пункт
ЛС	‒	лопастная система
МА	‒	массообменный аппарат
МАГАТЭ	‒	международное агентство по атомной энергии
МО	‒	металлическая оболочка
МОХ	‒	смешанное уран-плутониевое оксидное топливо
МРЗ	‒	максимальное расчетное землетрясение
НГТУ	‒	Нижегородский государственный технический университет
НД	‒	нормативные документы
НИИАР	‒	научно-исследовательский институт атомных реакторов
НИКИЭТ	‒	научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля
НИОКР	‒	научно-исследовательские и опытно-конструкторские разработки
НИТИ	‒	научно-исследовательский технологический институт        им. А.П. Александрова
НК	‒	направляющий канал
НП-001-15	‒	Общие положения обеспечения безопасности атомных станций
НП-018-05	‒	Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомных станций с реакторами на быстрых нейтронах
НП-082-05	‒	Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций
НП-089-15	‒	Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок
НП-107-21	‒	Правила устройства и безопасной эксплуатации корпуса блока реакторного, оборудования, трубопроводов и внутрикорпусных устройств ядерной энергетической установки со свинцовым теплоносителем
НТЦ ЯРБ	‒	научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности
НТС	‒	научно-технический совет
ОБАС	‒	отдел безопасности атомных станций
ОДЭК	‒	опытно-демонстрационный энергетический комплекс
ОУОБ	‒	отчет по углубленной оценке безопасности
ОЯТ	‒	отработавшее ядерное топливо
ПГ	‒	парогенератор
ПГУ	‒	парогазовые установки
ПКР	‒	постоянный компенсатор реактивности
ПЛ	‒	подводная лодка
ПО	‒	производственное объединение
ПООБ	‒	предварительный отчет по обоснованию безопасности
ППУ	‒	паро-производящая установка
РАО	‒	радиоактивные отходы
РБМК	‒	реактор большой мощности канальный
РК	‒	рабочее колесо
РО АЗ	‒	рабочий орган аварийной защиты
РО СУЗ	‒	рабочий орган СУЗ
РР	‒	руководитель работы
РУ	‒	реакторная установка
РФ	‒	Российская Федерация
СВТ	‒	свинцово-висмутовый теплоноситель
СКБ	‒	специальное конструкторское бюро
СМК	‒	система менеджмента качества
СНУП	‒	смешанное нитридное уран-плутониевое топливо
СПиР-СТ	‒	свод положений и руководств по обеспечению целостности элементов ЯЭУ со свинцовым теплоносителем
СПМБМ	‒	Санкт-Петербургское морское бюро машиностроения
СПОС	‒	система пассивной обратной связи
СТ	‒	свинцовый теплоноситель
СУЗ	‒	система управления и защиты
CФ	‒	Северный флот
СХК	‒	Сибирский химический комбинат
СЦР	‒	самоподдерживающаяся цепная реакция
т.а.	‒	тяжелые атомы
ТДА	‒	термодинамическая активность кислорода
ТЖМТ	‒	тяжелый жидкометаллический теплоноситель
УДЛ	‒	условия действия лицензии
УК	‒	уголовный кодекс
УПОС	‒	устройство пассивной обратной связи
ФБУ ф/м	‒ ‒	федеральное бюджетное учреждение ферритно-мартенситная
ФНП	‒	федеральные нормы и правила
ФЦП	‒	Федеральная целевая программа
ФЭИ	‒	Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского
ХГДН	‒	холодное газодинамическое напыление
ЦП	‒	центральный пост
ЭГП-6	‒	энергетический графитовый петлевой реактор
ЭЗ	‒	экспертное заключение
ЯТЦ	‒	ядерный топливный цикл
ЯЭУ	‒	ядерная энергетическая установка

 

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.

72.   Тошинский Г.И. А.И. Лейпунский и ядерные энергетические установки с жидкометаллическим теплоносителем свинец-висмут для атомных подводных лодок. ‒ Известия вузов • Ядерная энергетика • №4 • 2003,      с. 13-18.

73.  О.Д. Казачковский. Записки физика о войне и мире. Обнинск, ГНЦ РФ-ФЭИ, 2010.

74. Суворов Г.П., Кузько О.В., Бугреев М.И. Опыт создания и эксплуатации стенда 27/ВТ. ‒ Материалы международной конференции «Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях (ТЖМТ-98). Том 1, с. 70-79, Обнинск 1998.

75.  Громов Б.Ф., Тошинский Г.И., Чекунов В.В. и др. Создание РУ со свинцово-висмутовым теплоносителем для АПЛ. Краткая история. Обобщенные итоги эксплуатации. ‒ Материалы международной конференции «Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях (ТЖМТ-98)». Том 1, с. 14. – Обнинск 1999.

76. Панкратов Д.В., Ефимов Е.И., Болховитинов В.Н. и др. Проблема полония в ядерных энергетических установках со свинцово-висмутовым теплоносителем. ‒ Материалы международной конференции «Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях (ТЖМТ-98). Том 1, с. 107-116, Обнинск, 1998. 

77.  В. Северьянов. Первой АЭС исполнилось 56 лет. Гордость и горечь. ‒ Еженедельная газета «Час пик» № 23 (534) от 02.07.2010, Обнинск, 2010.

78.  Ф.М. Митенков. Предложения к решению НТС №1 по СВБР-75/100. ФГУП «ОКБМ Африкантов», Исх. № 16/1746 от 26.06.2006.

79.  Забудько А.Н., Бугреев М.И., Иванов К.Д. и др. О возможности исследований отработавших кассет и твэлов реакторов АПЛ с ТЖМТ проектов 705 и 705К для обоснования технологий перспективных      ЯЭУ. – Научно-техническая конференция ТЕПЛОФИЗИКА-2018. Теплофизика реакторов нового поколения. 16-18 мая 2018. Тезисы докладов. Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2018.

80.  Митенков Ф.М., Антоновский Г.М., Беляев А.А. и др. Опыт создания и эксплуатации оборудования РУ ОК-550. –