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

Преамбула. 75 лет тому назад И.В.Курчатов решил, что настало время реализовать возможность мирного использования атомной энергии. Для реализации был выбран уран-графитовый реактор. Для реакторов этого типа был уже накоплен солидный опыт использования для наработки плутония в военных целях; предстояло «лишь» решить проблему нагрева охлаждающей воды до температуры, достаточной, чтобы сдвинуть турбину электрогенератора. 

В то время рассматривалась возможность использования и других реакторов – водо-водяных, тяжеловодных и даже уран-бериллий-водных. Однако все эти реакторы работали на тепловых нейтронах и использовали в качестве топлива уран-235, которого в природном уране всего 0.7%, из которых довести до нужной кондиции с помощью дорогостоящего газодиффузионного обогащения удавалось менее половины. Конечно, было известно, что, выжигая уран-235, тепловые реакторы нарабатывали и новое ядерное топливо – плутоний-239, но количество его было всё же меньшим, чем выгоревшего топлива. 

Мысль о том, что в результате цепной реакции, протекающей на быстрых нейтронах, может образовываться большее количество делящегося материала (плутония), чем выгорает в нём, посетила Александра Ильича Лейпунского ещё в 1949 г. В начале 1950 г. он поделился ею со своими коллегами Д.И. Блохинцевым и О.Д.Казачковским, а также с молодыми специалистами – теоретиками А.С.Романовичем и Л.Н.Усачёвым и экспериментаторами И.И.Бондаренко и Э.А.Стумбуром. Идея была поддержана, её реалистичность была подтверждена расчётами, основанными как на скудных зарубежных данных, так и на результатах экспериментов, выполненных молодыми специалистами. АИЛ (так в ФЭИ было принято за глаза называть Лейпунского) провёл глубокий анализ структуры быстрых реакторов, варианты делящихся композиций для твэлов, возможную гамму теплоносителей и в середине 50-го года на НТС ПГНТУ сделал доклад «Системы на быстрых нейтронах», из которого следовало, что освоение этих систем обеспечит человечество энергией на тысячелетия, тогда как тепловым реакторам урана хватит «всего лишь» лет на сто.

Хотя запасы урана в то время несколько недооценивались, на преимущество быстрых реакторов это не влияло. Поэтому не удивительно, что руководитель отрасли Е.П.Славский решил, что «если уж развивать атомную энергетику, но надо это делать хорошо» и принял решение, чтобы на «объекте В», где решили соорудить первую атомную электростанцию, были продолжены (под руководством А.И.Лейпунского) и работы по реакторам на быстрых нейтронах.

 

Первые БРы

В апреле 1953 г. после окончания физфака МГУ я прибыл на работу на объект «В» МВД СССР. В апреле О.Д. Казачковский перевел меня в группу Э.А. Стумбура, работающую над аван-проектом реактора БНТФ (согласно целям: быстрый, нейтронный, теплогидравлический, физический). Задача была разъяснена на общем собрании всех разработчиков. Оказалось, что к этому времени в институте сложилось представление о том, что должна представлять собой эта установка: размеры и структура активной зоны, используемых материалов, системы теплосъёма. В качестве теплоносителя была выбрана ртуть. Альтернативы – натрий, натрий-калиевая и свинцово-висмутовая эвтектики – ещё только исследовались.

К этому времени группой расчётчиков, руководимой С.Б. Шиховым, был выполнен весьма детальный расчёт активной зоны реактора и окружающих её колец уранового отражателя, игравших роль органов регулирования. Они оценили и погрешности расчётных результатов, которые оказались вполне приемлемыми. В основе расчётов лежал набор ядерных данных, подготовленный И.И.Бондаренко на основе результатов и зарубежных, и советских (в том числе его собственных) измерений. Кроме меня в группу Э.А.Стумбура входил ещё Николай Аристархов. Они-то со Стумбуром и занимались проектом реактора. Моей обязанностью было проектирование радиационной защиты. Задача, казалась, не сложная – замедлить вылетающие из реактора нейтроны и поглотить, защититься от оставшихся нейтронов и образовавшихся при захвате гамма-квантов. Естественно было использовать воду для замедления и поглощения нейтронов, а для защиты от гамма-квантов и оставшихся нейтронов – шлакобетон. На реакторе БНТФ в бетонную защиту могло попадать и немало нейтронов, пролетевших сквозь водяную защиту или сумевших обойти её стороной. Потому хорошо бы ввести в бетон какой-нибудь замедлитель

Так и сделано: бетон заполнили не шлаком, а лимонитом (болотной рудой Fe₂O₃*nH₂O), содержащей немало кристаллической воды (до n=5 – 10 на молекулу). Конструкция защиты оказалась удачной: дозы были в норме, и в результате внутри той же защиты впоследствии были сооружены более мощные реакторы – БР-5 и БР-10. Нельзя сказать, что всё дело здесь в лимоните: мы ведь так и не узнали, сколько там было кристаллической воды. Как бы там ни было, с защитой повезло: даже для Б-10 не пришлось сооружать нового здания

Аванпроект был передан в ОКБ  Грабина; он был переименован в БР-2 (мощность реактора составляла 200 квт). Было решено соорудить и его копию – реактор БР-1, отличающийся от БР-2 отсутствием теплоносителя, низкой мощностью и очень толстым экраном из обеднённого урана.

БР-1 предназначался, в первую очередь, для определения максимально возможного значения коэффициента размножения плутония; БР-2 – для проверки возможности обеспечения работы реактора в штатном режиме.

Эксперименты по анализу возможности расширенного воспроизводства плутония начались ещё до того, как аванпрект был полностью передан в ОКБ Грабина. Всего было выполнено два предварительных эксперимента. Первый эксперимент был выполнен с урановой сферой диаметром 10 см с Po-Be источником. В вертикальной части верхней полусферы располагался канал, в котором с помощью камер деления с ураном-235 и ураном-238, поочерёдно вставляемых на разном расстоянии от центра, измерялось распределение делений соответствующих изотопов. Сфера располагалась в центре сферической полости заполненного водой большого алюминиевого бака со сферической крышкой. Распределение потока нейтронов по радиусу бака с помощью борной камеры позволяло определить отношение числа нейтронов, испускаемых «голым» источником и источником в сфере и, считая числа вторичных нейтронов, испускаемых при делении, известными, оценить вклады изотопов урана в размножение. Результаты этого эксперимента дополняли имевшуюся уже информацию о размножении в уране нейтронов, испускаемых в D-D и D-T реакциях, но не определяли размножение в уране нейтронов деления, спектр которых существенно мягче спектра нейтронов, испускаемых полоний-бериллиевым источником. Я упомянул здесь об этом эксперименте, прежде всего, чтобы продемонстрировать внимание и заботу, проявляемую в то время руководством для обеспечения работ в атомной отрасли.

Изготовление полоний-бериллиевого источника – дело очень дорогое и очень вредное. Но всё оказалось просто: я съездил в лабораторию К.Г. Швебельблита в Бочваровский НИИ-9, объяснил, что мне надо, и через неделю получил контейнер с источником.

В урановой полусфере отсутствовал канал для измерений; уран оказался слегка карбидизирован, и в мехмастерской его не брало никакое сверло. Я приуныл, но на следующий день мастер-механик сообщил мне, что он где-то вычитал о возможности электроискровой обработки металла и предложил попробовать. Я согласился, а он где-то раздобыл необходимое электрооборудование, установил его и успешно проделал в полусфере аккуратное отверстие. Метод был изобретён за три–пять лет до этого, о нём мало кто знал; в нашем институте это была первая проба. И выполнил её рядовой мастер-механик.

Сферическую крышку для алюминиевого бака вручную выколотил из листа простой рабочий (видать, не совсем простой).

Вот такое техническое обслуживание и было каким-то образом у нас обеспечено, и привлекали спецов отнюдь не зарплатой, а интересной работой.

Для выполнения второго эксперимента нам была предоставлена сфера из природного урана диаметром 50 см.

 

Пучок тепловых нейтронов из горизонтального канала первой в мире АЭС, сталкиваясь с пластинкой из обогащённого урана, порождал изотропный источник нейтронов деления. Часть этих нейтронов вызывала в урановой сфере дополнительные деления. Целью эксперимента являлось определение коэффициента использования нейтронов деления в уране. Под коэффициентом использования понимается вероятность того, что нейтрон деления, попавший в бесконечную среду из урана-238, вызовет деление этого изотопа. Это деление может произойти как при первом столкновении нейтрона деления с ураном, так и после одного-двух и более рассеяний, приводящих к потере энергии и, следовательно, к уменьшению сечения деления. Поскольку сфера была хоть и толста, но конечна, результатом являлась лишь оценка коэффициента воспроизводства. 

Коэффициент использования определяется как отношение сечения деления к сечению увода, т.е. к суммарному сечение всех реакций, в которых нейтрон «уводится» из первой группы – группы нейтронов, способных делить уран-238.

РЕЗУЛЬТАТЫ

Коэффициент использования нейтронов деления U-235

D= σ_fis/ σ_rem = 0,169±0,0065, где σ_fis – сечение деления, σ_rem – сечение увода. Если принять σ_fis = 0,305±0,0065 барн, то сечение увода = 1,82±0,06 барн. Это подтвердило обоснованность сечения увода, принимавшегося при расчётах БР-1.

Весной 1955 г. эксперимент с большой сферой был завершен. В это время было построено здание № 168 для размещения реактора БР-1.

Были изготовлены детали конструкции, пультовые приборы, электронное оборудование для управления реактором и контроля за ним, доставлены элементы активной зоны и отражателя

Последние были сгружены за южным крылом главного корпуса, и посмотреть на них и их перегрузку собралась большая компания – А.И.Лейпунский, О.Д.Казачковский, Э.А.Стумбур и, конечно, мы – молодые. Потом эту компанию стали называть «научно-такелажная бригада». И, действительно, наши научные руководители не чурались замазать руки трёхпудовыми урановыми кирпичами. Уран и плутониевые стержни активной зоны свезли в 168-е здание, и через несколько дней приступили к критической сборке реактора.

Реактор представлял собой маленькую активную зону диаметром около 15 см, окруженную толстым отражателем из металлического урана.

С одной стороны отражатель был сильно утолщён урановой колонной, с другой к нему могла быть приставлена ещё большая графитовая тепловая колонна, использовавшаяся для нормировки приборов регистрации нейтронов в потоке тепловых нейтронов.

 

Урановые стержни располагались у внешней части активной зоны и, по сути, представляли часть отражателя. Для измерения распределения делений в активной зоне были сохранены незаполненные стержнями ячейки. Для измерения распределений чисел процессов в отражателе в нём имелось множество каналов для размещения компактных измерительных приборов.

Прилегающее к активной зоне кольцо отражателя толщиной 13 мм служило аварийной защитой (КЦ – компенсирующий цилиндр). При его падении отражательная способность экрана падала, и реактор терял критичность.

В кольце, расположенном за КЦ, толщиной 20 мм, были две подвижные части – органы регулирования  – вспомогательный компенсатор КВ (120^о) и регулирующий стержень РС (30^о).

Пуск  реактора БР-1осуществлён 29 апреля 1955 г. под руководством АИЛа

Приближение к критичности контролировалось по значению обратного умножения. 1 ТОУ (тысячная обратного умножения) = половине доли запаздывающих нейтронов β. При надкритичности 0,5 ТОУ мощность стала возрастать. Анализ темпа роста, выполненный Ю.А.Стависским и позволил установить связь между ТОУ и β.

После пуска БР-1 разработчики реактора переключились на завершение главного – второго – этапа: подготовке к пуску и пуску энергетического реактора БР-2.

Исследования на реакторе БР-1 были поручены мне, поскольку опыт работы в этом направлении у меня уже был.

Результаты этих исследований были доложены А.И.Лейпунским в докладе на второй женевской конференции.

Вот эти результаты:

 

Коэффициентом наработки названо отношение массы образовавшегося плутония к массе выгоревшего (т.е. без учёта выгорания U-235 в обеднённом или природном уране).

Определением коэффициента размножения работы на БР-1 не завершились: было собрано и исследовано немало критических сборок с экранами из различных материалов. Особый интерес для коэффициента воспроизводства представляла собой сборка с отражателем из тесной уран-водной решетки.

Результаты эксперимента, показавшие, что темп воспроизводства плутония в такой системе может быть почти удвоен, были настолько впечатляющими, что АИЛ решил этому варианту критсборки присвоить особое название – БР-3.

 

 

К сожалению, выявившаяся на реакторе БР-2 практическая невозможность использовать ртуть в качестве теплоносителя энергетического реактора и необходимость замены его натрием, устранили возможность сооружения реактора БН с уран-водным отражателем: соседство натрия с водой уж больно опасно. Это, однако, отнюдь не отрицает возможность повышения КВ и другими способами, например, загрузкой в экран урана из очищенного от плутония ОЯТ ВВЭР, содержащего целый процент недогоревшего урана-235. Ведь каждое ядро урана, выгоревшее в экране, породит два новых ядра плутонии. Конечно, придётся позаботиться о снятии тепла, выделяемого при делении урана, но это можно сделать и натрием. К сожалению, при разработке двухкомпонентной энергетики об этой возможности забыли (как, впрочем, и о самой двухкомпонентной энергетике).

Эксперименты с ториевым отражателем показали, что коэффициент размножения нейтронов в нём впятеро меньше, чем в уране-238. К тому же число вторичных нейтронов деления урана-233 на 0,5  ниже, чем у плутония-239. Таким образом, быстрый уран-ториевый реактор-бридер хотя и вполне возможен, но гораздо менее эффективен уран-плутониевого.

При работе с ториевым реактором экспериментаторы шутя отметили, что если бы активная зона у них была заменена токамаком, то 14-мэв нейтроны, вылетающие из неё, хорошо бы делили торий и производство урана-233 возросло бы настолько, что через год из него можно было бы собрать активную зону, а токамак выкинуть ко всем чертям. Актуально до сих пор.

Когда реалистичность расширенного воспроизводства плутония была доказана, эксперименты на БР-1 были направлены на верификацию расчётных результатов, полученных с помощью разрабатываемых констант.

В экспериментах с медным, железным, никелевым отражателями и их комбинациями с урановым было выяснено, что используемые нами константы (9-групповая система констант И.И. Бондаренко) недооценивают эффект резонансной самоэкранировки в области  неразрешенных резонансов.

Игорь Ильич предложил мне заняться разработкой новой усовершенствованной системы констант, поэтому мы привлекли к делу двух юных дам – Лили Паруйровну Абагян и Нину Оганесовну Базазянц, ранее занимавшихся расчётными исследованиями.

Для решения проблемы неразрешенных резонансов пришлось придумать и реализовать метод определения средних характеристик этой структуры, не требующий использования недоступных нам нейтронных спектрометров с высоким разрешением. Метод был прост – следовало измерить кривые пропускания нейтронов энергетических групп через большие толщи исследуемых материалов. Неразрешенная структура проявлялась в отличие этих кривых от экспонент. Представление кривой пропускания в виде суммы двух-трёх экспонент позволяло разбить группу на 2 – 3 подгруппы с разными полными сечениями.

Метод был реализован В.В.Филипповым на ускорителях ФЭИ и апробирован на данных БР-1, анализируемых с помощью совершенствующейся системы 26-групповых констант.

К концу 60-х годов возможности реактора БР-1 были практически исчерпаны, правда, реактор довольно активно использовался для обучения делу студентов 5-й кафедры МИФИ, руководимой Л.Н.Юровой.

В 1962 г. экспериментальные возможности для исследования физики быстрых реакторов были кардинально расширены: был введен в строй Большой Физический Стенд БФС. На нём можно было собрать реактор реальных размеров, промоделировать его органы регулирования, изучить влияние изменений состава.

Стенд состоял из плотно установленных в гетерогенной решетке труб диаметром 50 мм, заполненных таблетками из требуемых материалов – топливных, конструкционных, материала теплоносителя. Гетерогенная структура стенда затрудняла численный анализ его результатов, но с развитием вычислительной техники все эти трудности были преодолены. На стенде БФС можно было моделировать реакторы электрической мощностью до 1500 МВт.

В 1970 г. был построен ещё один критический стенд – КОБРА (кольцевой осцилляторный быстрый реактор) предназначенный для определения концентрации делящегося вещества в неразмножающей среде, обеспечивающей равенство k_∞ =1. Активное участие в создании и эксплуатации этого стенда принимали немцы из Россендорфа (Дрезден), руководимые Зигвардом Коллатцем, которые и изготовили прецизионный оциллятор.

Дополнительные экспериментальные возможности возникли после пуска импульсного быстрого реактора ИБР.

ИБР состоял из трёх активных зон: двух неподвижных и третьей, укреплённой на быстро вращающемся колесе, пролетающей между ними. Во время пролёта осуществлялся разгон реактора на запаздывающих нейтронах. До мгновенной критичности, т.е. до ядерного взрыва, дело не доходило. Инициатором ИБР-а был Блохинцев, проектировщиками – И.И.Бондаренко и Ю.Я.Стависский, сложную электронику, обеспечивавшую контроль реактора, разработала его супруга Ю.А.Блюмкина (которая и для БР-1 эту аппаратуру сделала). Пуск провели Стависский с женой. В течение многих лет в Дубне расшифровывали ИБР как «Игоря Бондаренко Реактор». От реактора ИБР отходила километровая труба, и по времени пролёта можно было определить энергию нейтрона, зарегистрированного в конце трубы. Установка идеально подходила для измерения функций пропускания нейтронов через образцы делящихся материалов.

К сожалению, надёжных исполнителей работ на ИБРе мне найти не удалось. Выручили немцы из Россендорфа. Бертрам Бёмер с коллегами изготовили и установили в Дубне нагреватель фильтра, через который пропускали нейтроны, чтобы можно было определять влияние Допплер-эффекта.  Дело, казалось, сдвинулось с места. К сожалению, непредвиденные обстоятельства этому помешали.

Осенью 1969 г. мне запретили любые контакты с иностранными специалистами. Началось с того, что в 1969 г. мне вдруг запретили поездку на конференцию по ядерным данным в США, хотя я был назначен руководителем делегации и получил уже визу, осталось получить билет на самолёт. Однако когда я приехал за ним в Москву, узнал ошеломляющую новость. Причин отказа объяснять не стали. Пришлось снимать с повестки дня и доклад о разработанной нами системе СОКРАТОР – системе обеспечения константами расчётов атомных реакторов. Осенью того же года мне запретили любые контакты с иностранными специалистами. Испытывая страшную неловкость, я вынужден был без объяснений избегать встреч и с Коллатцем, с Бёмером, и с другими работавшими у нас немецкими специалистами.

Я вынужден был прекратить экспериментальную деятельность и возглавил новую – константную – лабораторию №103, созданную по инициативе А.И.Лейпунского. На этом мне, вероятно, следовало бы завершить мой доклад, но я ещё хотел бы поделиться своим мнением о дальнейшем развитии работ по быстрым реакторам в Советском Союзе, в которых я непосредственно уже не участвовал.

Важным шагом вперёд было сооружение исследовательского быстрого реактора БОР-60 в НИИАР (г. Мелекесс Ульяновской обл.).

Реактор был пущен в 1970 г. и был предназначен для исследования применимости различных топливных материалов, оболочек твэл, коррозионных свойств и т.д., и даже для испытания различных конструкций теплообменников. Сейчас рядом с ним возводят более мощный аналог – международный быстрый исследовательский реактор МБИР. Замечу, что хотя БОР-60 не рассматривался как энергетический реактор, уже в 1971 г. комплекс РУ БОР-60 в полном объёме выдавал электроэнергию в систему Ульяновскэнерго.

Следующим шагом был пуск в 1973 г. реактора БН-350, разрабатывавшегося в ОКБМ Африкантов практически одновременно с проектом БН-600.  Первоначально реактор БН-350 назывался БНК – быстрый натриевый конвертер. Месторасположением реактора был выбран г. Шевченко на полуострове Мангышлак в Казахстанской ССР. Место довольно странное, т.к. промышленности в Шевченко не было, в энергопотреблении он не нуждался и, чтобы куда-либо девать вырабатываемую энергию, к реактору пристраивалась установка для опреснения морской воды. Для ближайших радиохимкомбинатов было так далеко, что, очевидно, переработка отработанного топлива с БН-350 не планировалась. Кто побудил Е.П.Славского к строительству реактора на Мангышлаке, мне неизвестно, но ясно, что не А.И.Лейпунский. Реактор имел петлевую систему охлаждения: теплообменники второго контура были расположены на расстоянии от реактора. Ни при пуске, ни при эксплуатации реактора никаких промашек в оценке его  нейтронно-физических параметров выявлено не было. Эксплуатационные проблемы были  связаны с необходимостью устранения порой возникавших течей в натриевых контурах охлаждения.

Решающим шагом явился пуск в 1980 г. реактора БН-600 c КВ=1.42. В первые годы пришлось преодолевать немало «детских болезней», причины которых выявлялись и устранялись С 1985 г. реактор работает безукоризненно. Сорокапятилетняя безукоризненная работа БН-600 служит надёжным доказательством того, что ФЭИ свою миссию по разработке энергетических быстрых реакторов выполнил полностью и успешно.

Доказательством служит и БН-800, который после устранения выдуманных из головы и не проверенных на опыте конструктивных модернизаций стал работать столь же надёжно, как его предшественник, хотя и с меньшим коэффициентом воспроизводства (1.24 вместо 1.42) за счёт замены торцевого уранового экрана натриевой полостью (якобы с целью снижения риска мгновенной надкритичности).

Единственный минус БН-ов в том, что топливный цикл так до сих пор и не замкнут, а без этого быстрые реакторы никому не нужны.

Как так получилось?

А. Кроме реактора БОР-60 в НИИАР было создано химико-технологическое отделение (ХТО), задачей которого было освоение замыкания топливного цикла на примере БОР-60. Работавший там радиохимик С.М.Брюхов в статьях в PROATOMe так объясняет причины неудачи:

1. Замкнуть топливный цикл с МОХ-топливом не удалось, т.к. ХТО не было снабжено французским прессом.

2. Решили перейти на виброуплотнённое топливо, получили из ГДР устройство для утряски, но всё равно умудрились просыпать МОХ-топливо в неположенном месте.

3. Стали осваивать пирохимию и переработку СНУП-топлива с тем же результатом.  Вывод С.М.Брюхова: ЗАМЫКАНИЕ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА НЕВОЗМОЖНО

Б. В 80-х годах на ПО «МАЯК» запланировали соорудить цех-300 для замыкания топливного цикла. Для обеспечения его загрузкой запланировали сооружение 3-х реакторов БН-800. В 90-х годах всё это было запрещено под предлогом обеспечения гарантии нераспространения ядерного оружия.

Хотя перспективность двухкомпонентной атомной энергетики в нашей стране признана официально, БН-600 так до сих пор и не был «спарен» с ВВЭР-ом (хотя, несмотря на отмеченные запреты на ПО «Маяк» всё же начали переработку ОЯТ ВВВ-440 и, даже, вроде бы, БН-600). Вместо этого «угрожают» соорудить БН-1200 с КВ=1,2, который нарабатывая для ВВЭР столько же плутония, как БН-600, потребует переработки вдвое большего объёма  ОЯТ БН.

Перспективы

Атомная энергетика с ВВЭРами будет экономически выгодной пока хватит урана и будет куда девать ОЯТ.

Урана в мире хватит лет на 100-200.  Сибирь, хоть и велика, лет через 50-70 (я полагаю) восстанет против складирования ОЯТ. Тогда без БН-ов уже не обойтись.  Однако для этого должны быть разрешены следующие проблемы:

1.        Захоронение продуктов деления (что мешает сейчас принять стратегическое решение? >

2.        Замыкание топливного цикла ВВЭР+БН (замыкание на одних БН-ах обойдётся слишком дорого)

3.        Оптимизация использования ОЯТ (Даже замыкание ВВЭР+БН может быть выполнено по-разному, а ведь можно поискать и дополнительные пути: использование тяжелой воды позволяет дожигать ОЯТ даже без удаления продуктов деления; жидкосоляные реакторы могут дожечь минорные актиниды (когда они накопятся) и т.д. и пр. пр.)

4.        Главная угроза – утрата квалифицированных кадров. 

Нельзя научить физике реакторов, не объяснив как нейтроны взаимодействуют с ядрами, как развивается цепная реакция, как и почему реагирует реактор на те или иные изменения. Но для этого нужно дать в руки студентам справочник по ядерным данным, программу расчёта реакторов и научить пользоваться ими.

Справочник пока есть на частном сайте «ядерныеданные.рф».  Но как им воспользоваться? Где взять программу – ну, хотя бы сферической системы?

У нас есть Государственная служба стандартных справочных данных, но оказалось, что ядерные справочные данные ей и даром не нужны. Оно и понятно: общедоступных расчётных программ тоже нет – как же студентам использовать эти данные?

Причиной чернобыльской катастрофы явилось непонимание персоналом происходящих в реакторе процессов. Убедительного обоснования того, в чём состояло это непонимание, так до сих пор до сознания специалистов не доведено. А ведь это чревато повторением инцидента.

Так что, надо научиться учить. Учить разбираться в дифференциальных и интегральных данных, в экономических и экологических проблемах, придумывать разные новые реакторы.

В заключение разрешите мне выразить своё мнение о справочнике по ядерным данным, который составили мы с Валентином Синицей

СПРАВОЧНИК «ЯДЕРНЫЕДАННЫЕ.РФ»

Сохранён по блату на сайте организации, не имеющей отношения к атомной отрасли. Содержит текстовые описания форматов приводимых данных  и рекомендации по их использованию.

Раздел ENDF содержит исходные библиотеки оцененных ядерных данных из сайта ROSFONFD10_1  (Россия, 2010г. 8 исполнителей)

                          ENDF/B8_0  (США, 2018 г. 70 исполнителей).

                          JEFF3_3  (Eвропа, 2019г. 80 исполнителей)

                          JENDL5_0  (Япония,2020 г. )

                          CENDL3_2  (Китай, 2023 г.)