Форум технологического лидерства России «Технодоктрина»

Современное состояние атомной энергетики и концептуальные вопросы стратегии развития экологически чистой ядерной энергетики

Разделы: Атомная промышленность и энергетика, Гос. регулирование и финансирование, Рынки и сотрудничество, Состояние и перспективы ОПК

11637

Работа форума технологического лидерства России «Технодоктрина».

Источник изображения: http://aviapanorama.ru/

Состояние вопроса

Современное состояние ядерной энергетики (на 20.01.2014 г.) можно представить следующими цифрами:

438 действующих энергоблоков (ЭБ) с установленной мощностью 374 332 МBт (эл.), из них 64 энергоблока старше 40 лет с установленной мощностюь 39 091 МВт (эл.);
84 реактора типа BWR (кипящие реакторы) с установленной мощностью 78 046 МBт (эл.);
71 энергоблок в стадии строительства с установленной мощностью 70 612 МBт (эл.).

На момент аварии на АЭС «Фукусима-1» (11.03.2011) в мире эксплуатировалось 448 энергоблоков с установленной мощностью 380 280 МВт (эл.). В настоящее время осталось 438 действующих реакторов. В это число входит и 51 японский энергоблок, которые были временно остановлены на проверку их безопасности. Все реакторы АЭС «Фукусима-1» включаться не будут.

Если рассматривать энергетические проблемы человечества в перспективе, то следует открыто признать, что ни современные ядерные реакторы, ни топливо на основе урана-235 не являются панацеей. Ограничения связаны с имманентными (внутренне присущими) им недостатками. Перечислим лишь некоторые из них:

низкая эффективность (неэкономичность) топливоиспользования и деградация нейтронного потенциала (отсутствие воспроизводства ядерного горючего). Действующие сегодня реакторы используют около 1% добываемого урана;
разведанных запасов урана по приемлемой цене на Земле 4,7 млн. тонн. Одному реактору мощностью 1 млн. кВт в год требуется примерно 180 тонн природного урана. Реакторов – 440. Итого – 79 200 тонн в год. 4,7 млн. делим на 79 200, получаем – 59 лет. А при увеличивающихся потребностях Китая, может оказаться существенно меньше. Конечно, в перспективе можно рассматривать добычу урана по более дорогой цене. Но чем выше цена, тем уже круг потребителей, а сегодня принципиально стоит вопрос о резком увеличении числа потребителей энергии, например, в развивающихся странах.
накопление радиоактивных отходов (РАО) и облучённого ядерного топлива (ОЯТ) пропорционально выработке электроэнергии. В России к началу 2014 г. на АЭС и в хранилищах радиохимических заводов было накоплено 23 тыс. тонн ОЯТ. В России прирост составляет 950 тонн ежегодно. В мире накоплено уже более 420 тыс. тонн ОЯТ, и ежегодно эта цифра возрастает на 14–16 тыс. тонн. Только незначительная часть ОЯТ перерабатывается на радиохимических заводах. На АЭС России происходит накопление ОЯТ в густонаселённых районах Европейской части. В том количестве ОЯТ, которое накоплено в России, содержание плутония составляет около 215 тонн;
при современных масштабах ядерной энергетики в мире на АЭС ежегодно нарабатывается до 93 тонн высокофонового плутония, который является особым веществом в проблеме негативного воздействия на окружающую среду;
остаточная активность плутония, трансплутониевых элементов, нептуния и продуктов деления, на несколько порядков превосходящая активность природного урана, представляет радиоэкологическую опасность в течение тысячелетий. Поэтому их изоляция от окружающей среды (помимо сложности технических решений) требует колоссальных финансовых затрат, а любое существенное нарушение в обращении может привести к крупной экологической катастрофе. В настоящее время ни одна из стран в мире не перешла на использование технологий, позволяющих полностью решить проблему обращения с ОЯТ. Во всех ядерных странах ведутся НИОКР по разработке эффективных способов снижения негативного влияния ОЯТ;
сегодняшняя ситуация с РАО в России достаточно напряжённая. На её территории накопилась почти половина всех РАО мира, их активность превысила 7,65*1019 Бк. Около 99 % РАО сосредоточено на предприятиях Росатома, в том числе все высокоактивные и подавляющая часть средне активных отходов. Сооружение на объектах ЯЭ многочисленных временных хранилищ в железобетонных конструкциях или в транспортабельных контейнерах принципиально проблему не решает и требует дополнительных затрат на безопасное обращение с РАО, что приводит к неуклонному росту доли тарифа. Уплотнённое хранение облучённых тепловыделяющих сборок (ОТВС) лишь временно снимает вопрос размещения их и, как следствие, ставит проблему продолжения эксплуатации АЭС. Особенно остро эта проблема стоит на АЭС с реакторами РБМК;
в России существенной экономической характеристикой РАО является их «отрицательная стоимость». Затраты на обезвреживание РАО не включаются в стоимость конечного продукта, в процессе которого они образуются, и рассматриваются (наряду с другими природоохранными затратами) как непроизводительные. Поэтому они финансируются по остаточному принципу. Отсутствует закон о государственной политике по обращению с РАО и ОЯТ. В предстоящее десятилетие при закрытии устаревших производств и снятии с эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов объёмы РАО значительно возрастут. Стоимость переработки и захоронения 1 м³ ЖРО составляет от 1 до 10 тыс. долларов. Это означает необходимость ежегодных затрат на обращение с образующимися РАО в нашей стране, эквивалентных стоимости нескольких АЭС. Наступает момент, когда всего тарифа не хватает для обслуживания отходов;
потенциальная угроза неконтролируемого использования делящихся материалов. Рынок ЯЭ не сжимается, а расширяется. 80 стран мира желают иметь ЯЭ. Государство, получающее доступ к ЯЭ, находится на половине пути к созданию ядерного оружия. Один энергетический реактор мощностью 1000 МВт производит в год количество плутония, достаточного для изготовления 40–50 ядерных боезарядов. Даже в исследовательских реакторах мощностью в несколько МВт можно быстро наработать количество плутония, необходимое для создания маленькой бомбы. Сегодня уже практически невозможно пресечь утечки ядерных материалов. КНДР более чем убедительно продемонстрировала неэффективность Договора о нераспространении ядерного оружия (ДНЯО);
высокая стоимость ЯЭ, по крайней мере, для большинства развивающихся стран. По данным ОЭСР 2013 г., удельные капитальные затраты оценивались в более 4,5 млрд долл. на 1 ГВт установленной мощности АЭС с легководными реакторами. Стоимость нового ядерного энергоблока финской АЭС «Олкилуото» составляет 3 млрд евро (~ 4,8 млрд долл.). Это в 3,5–7 раз выше объёма инвестиций в строительство ТЭС с парогазовой установкой, которая вводится в строй в 3–4 раза быстрее, чем АЭС;
массовый вывод АЭС, отработавших свой ресурс, в ближайшие годы вызовет чрезмерные нагрузки на бюджет страны. Так, демонтаж пяти реакторов ВВЭР-440 (построенных СССР) на АЭС в Грейсвальде, строительство хранилищ для ТРО, дезактивация площадки и объектов для создания на этом месте технопарка, велись 10 лет и обошлись Германии в 3,5 млрд евро.

При увеличении объёмов производства ЯЭ рассмотренные факторы будут неизбежно оказывать постоянно возрастающее давление на экономические показатели, индексы безопасности АЭС и уровень глобальной политической тревожности. Для многих стран, не имеющих инфраструктуры ЯТЦ, реализация планов сооружения АЭС при неизбежно жёстком выполнении ДНЯО может быть осложнена или отложена на неопределённое время. Таким образом, одной из наиболее актуальных задач ближайшего будущего является поиск и инженерное воплощение альтернативных топливных циклов и реакторных технологий – альтернативной ядерной энергетики без использования обогащённого урана и плутония.

Сегодня ЯЭ остро нуждается в свежих научных идеях и технологических инновациях. Вовлечение новых сил, знаний и опыта в решение этих задач – это крайне необходимая и актуальная задача. Если ЯЭ не будет развиваться, то изменение ЯТЦ (бридеры, переработка ОЯТ) через некоторое время потребует огромных финансовых вложений, масштаб которых трудно представить.

Ставка на реакторы-размножители

Сегодня научный центр «Курчатовский институт» (НИЦ КИ) даёт следующие цифры по коэффициентам воспроизводства на различном топливе: оксиды – меньше единицы, нитриды – 1,2, металлическое топливо – 1,4 (1). С нитридами практически работ не проводилось, создание технологий с использованием металлического топлива вообще крайне маловероятно. Поэтому по факту – современные технологии воспроизводства топлива не дают. Вклад современных реакторных технологий на перспективу следует прогнозировать на уровне 1%.

Если даже принять, как говорят в ряде публикаций, коэффициент воспроизводства оксидного топлива равным 1,3, то и это не решает проблему. При «сжигании» в активной зоне реактора 1 кг 239Pu или U235 в 239Pu превращается 1,3 кг. 238U. За топливную кампанию (время, которое топливо находится в активной зоне реактора), выгорает около 20% загруженного топлива. Это максимальная величина, т.к. при выгорании топлива происходит изменение физико-химических свойств тепловыделяющих элементов и их деформация. Кроме того, в топливной композиции накапливаются продукты деления ядерного топлива, которые поглощают нейтроны и уменьшают коэффициент воспроизводства. Ядерное топливо из активной зоны реактора-размножителя нужно периодически выгружать, транспортировать на радиохимический завод, очищать от продуктов деления и вновь возвращать в реактор. То же самое нужно проделывать и с загруженным в реактор 238U – периодически возить на радиохимический завод для извлечения из него накопившегося Pu и для очистки от продуктов деления.

Предположим, в центральную зону реактора-размножителя загружено 100 кг 239Pu, а в периферийную зону загружен 238U. После окончания компании в центральной зоне выгорит 20 кг загруженного 239Pu, а в периферийной зоне наработается 20×1,3 = 26 кг нового Pu (в том числе и 240Pu). После выгрузки топливных сборок из реактора и выдержки в бассейне-охладителе топливные сборки доставляются на радиохимический завод. Топливо из центральной части реактора очищается от продуктов деления. Из периферийных (урановых) топливных сборок извлекается наработанный Pu. Из 26 кг наработанного Pu более 20 кг (с учётом 240Pu) пойдут на восполнение выгоревшего 239Pu в центральной части реактора, и менее 6 кг Pu можно использовать для загрузки в новый реактор-размножитель.

Итак, за компанию (без учёта потерь топлива при переработке) накапливается менее 6 кг Pu. Для запуска же нового реактора-размножителя такой же мощности при трёхгодичном (теоретически минимальном) топливном цикле требуется 100 : 6 х 3 = 50 лет. На самом деле гораздо больше при учёте 240Pu. Таким образом, запуск второго реактора-размножителя при самых благоприятных условиях (и без учёта влияния 240Pu) возможен только через 50 лет после начала работы первого! При таком темпе наработки нового 239Pu каждые 50 лет происходит удвоение мощности реакторов-размножителей. Если в 2020 г. ввести в эксплуатацию первый реактор мощностью 1 000 000 кВт, то суммарная мощность реакторов-размножителей 2 000 000 кВт будет достигнута только в 2070 г., а мощность 4 000 000 кВт – в 2120 году.

Конечно, приведённые расчёты весьма приблизительны. В действительности возможны отклонения от полученных значений, но общая картина понятна – в XXI в. создать крупномасштабную энергетику на реакторах-размножителях не получится.

Всё это в полной мере относится и к проекту «Прорыв». Обсуждать технические проблемы этого реактора абсолютно бессмысленно, поскольку он просто не нужен с точки зрения требуемых темпов воспроизводства топлива. То же относится и к идее Л. Максимова об использовании реакторов на «тепловых» нейтронах с торием, поскольку даже теоретический коэффициент воспроизводства в этих реакторах около 1,06, и это без учёта каких-либо «технологических» потерь.

Плюс ко всему этому проблема «нераспространения». В бридерах на один миллион киловатт будет крутиться примерно 20 тонн плутония, причём на каждой площадке АЭС. Возить – совсем плохо. А бомбу можно сделать из 6 кг, причём по свидетельству МО США в том числе при современных технологиях и из энергетического плутония. Именно по этим причинам, а не из-за технических проблем, бридеров не будет.

Ставка на магнитные ловушки – термояд

В мае 1951 г. вышло Постановление ЦК ВКП(б) и Совмина СССР об организации работ по управляемому термоядерному синтезу. В 1954 г. в Институте атомной энергии был построен первый в мире токамак (ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками). Именно этот принцип удержания плазмы в термоядерном реакторе используется и в современном международном проекте ITER в Кадараше (Франция).

В 1945 г. И.И. Гуревич, Я.Б. Зельдович, И.Я. Померанчук и Ю.Б. Харитон подготовили доклад «Использование ядерной энергии лёгких элементов», который был заслушан на 12-ом заседании Технического совета Специального Комитета при Совете Народных комиссаров СССР 17 декабря 1945 года. Доклад был посвящён возможности использования лёгких элементов, в первую очередь, дейтерия и трития в целях получения взрывных реакций и энергетических применений. Основные выводы, к которым пришли авторы доклада, сводились к следующим тезисам.

1. «В полном термическом равновесии значительная часть энергии превращается в излучение; это обстоятельство ограничивает равновесную среднюю энергию заряженных частиц порогом 5 – 15 кэВ, совершенно недостаточным для проведения быстрой ядерной реакции. Медленная ядерная реакция легких элементов при средней энергии около 10 кэВ практически невозможна по той причине, что отвод энергии излучением в ходе медленной реакции приведёт к быстрому падению температуры и полному прекращению реакции».

Всё это полностью подтвердилось при попытках реализовать проект взрывного термоядерного устройства под названием «Труба», закрытого после пяти лет напряжённой работы, в котором предполагалось инициировать термоядерную реакцию в криогенной смеси дейтерия и трития с помощью ядерного взрыва. Совершенно очевидно, что и с точки зрения инициатора термоядерной реакции и плотности термоядерных реагентов, ситуация в проекте ИТЭР несоизмеримо хуже. Поэтому при плотности плазмы, характерной для проекта ИТЭР, невозможен нагрев абсолютно прозрачной плазмы изотопов водорода до температур в десятки и сотни кэВ. При таких температурах основная доля энергии сосредоточена в излучении. Поэтому плазма, в которой возможна термоядерная реакция, принципиально должна быть «чёрной». Но в этом случае стенки магнитных ловушек должны держать излучение, плотность которого достигает плотности металлов. Обычно на это отвечают, что излучение в ловушках сосредоточено только в узком спектральном диапазоне, в котором и осуществляется нагрев плазмы. Однако это обстоятельство есть привилегия только ускорителей моноэнергетических частиц. В термодинамически равновесной плазме равновесие между излучением и частицами должно существовать во всём спектральном диапазоне. Именно в этом смысл понятия термодинамического равновесия применительно к высокотемпературной плазме. Например, в микровзрывах полностью моделируются условия, существующие в бомбах, в которых идёт термоядерная реакция в термодинамически равновесной плазме в течение сотни наносекунд. Но в этом направлении термоядерных исследований есть другие проблемы и эти проблемы, как показали многочисленные исследования в течение примерно 40 лет, также непреодолимы. Была «Ангара» с электронными пучками, затем протонные пучки. Всё это теперь закрыто. Пока продолжаются только работы с лазерным излучением.

Как известно, одной из основных проблем при создании термоядерных бомб была проблема запирания излучения на время развития реакции. В магнитных ловушках получают не термодинамически равновесную плазму, а ускоренные тем или иным способом моноэнергетические пучки частиц наподобие ускорителей частиц с той лишь разницей, что ИТЭР очень неэффективный ускоритель. Поэтому в экспериментах на магнитных ловушках наблюдаются и регистрируются энергии частиц только до 40 кэВ. Но при этом не получается максвелловского спектра энергий частиц при такой температуре, хотя допплеровская методика измерений вполне позволяет это зарегистрировать. Естественно, что при величине кулоновского барьера равной

Екул. ≈ zZ/А1/3 МэВ ≈ 700 кэВ,

где z, Z – количество протонов в реагирующих ядрах,

А – массовое число трития, синтез ядер дейтерия и трития невозможен даже при учёте уменьшения кулоновского потенциала за счёт дебаевского экранирования, поскольку в токомаках дебаевская длина достигает 10–4м, в то время как величина кулоновского барьера определяется размером ядра-мишени, т.е. ядра трития (в нашем случае примерно 1,5 х 10–15м). Отсутствие максвелловского распределения по энергии в плазме означает отсутствие так называемого «горячего хвоста распределения», за счёт которого и идёт термоядерная реакция.

2. «Для облегчения возникновения ядерной детонации полезно применение массивных оболочек, замедляющих разлёт»

Именно это обстоятельство было одной из причин, по которой термоядерное горючее (Li6D) в термоядерных бомбах окружалось оболочкой, изготовленной из обеднённого урана, удерживавшей излучение развивающегося термоядерного взрыва в течение нескольких сотен наносекунд просто за счёт инерционности тяжёлого экрана. После этого времени никакие экраны или любые другие устройства (например, стенки того же ИТЭР) не способны противостоять мощному излучению, источником которого является термодинамически равновесная плазма в этих условиях.

В середине 50-х гг. в ядерном оружии нашло применение и другое устройство, в котором использовалась реакция слияния ядер дейтерия и трития. Это так называемые «нейтронные источники». Они в своё время резко увеличили эффективность ядерного оружия и, более того, сделали возможным регулирование мощности ядерного взрыва. Сегодня область применения этих устройств весьма широка. Смысл этих устройств в том, что ускоренные до энергий порядка сотен КэВ ядра дейтерия бомбардируют мишень, содержащую тритий. Далее происходит слияние этих ядер и выделяется энергия около 18 МэВ. Именно в это направление, насколько мы понимаем, сегодня руководители термоядерных исследований и пытаются перевести идеологию магнитных ловушек.

Необходимость развёртывания работ по созданию экологически чистой ядерной энергетике. Основные понятия ЯРТ

Кроме обычных реакторов на тепловых нейтронах существует схема ADS (Accelerator Driven Systems). Это ускоритель с энергией ~ 1 ГэВ плюс нейтронопроизводящая ограниченная, как правило, свинцовая мишень плюс подкритическая активная зона с критичностью kэфф ~ 0,94÷0,98). Она основанаы на использовании того же «реакторного» нейтронного спектра и, по сути, представляют собой гибрид подкритического быстрого реактора и внешнего (электроядерного) источника нейтронов. В этих реакторах топливом являются те же «делящиеся» изотопы уран-235 и плутоний-239. В делительном нейтронном спектре пороговые минорные актиниды «горят» малоэффективно, что обусловлено их высоким (~ 1 МэВ) порогом деления. Трансмутация же долгоживущих продуктов деления из состава ОЯТ крайне плохо замыкается за счёт многошаговых реакций, которые приводят к появлению новых долгоживущих радиоактивных изотопов. На сегодняшний день единственной реальной перспективой кардинального решения проблем современной атомной энергетики представляется использование более жёсткого, чем делительный, спектра нейтронов (защищено Российским патентом). В диапазоне энергий делительного спектра нейтронов работают две основные неупругие реакции: реакция деления (n, f), которая отвечает за непрерывную наработку долгоживущих продуктов деления; и реакция радиационного захвата (n, γ), которая отвечает за непрерывную наработку актинидов, в частности изотопов плутония. Коэффициент размножения нейтронов в бесконечной среде из природного урана составляет ~ 0,36.

Еще в 1958 г. было показано, что только в глубоко подкритичной системе можно перейти к спектру нейтронов, определяемому внешним источником нейтронов, т.е. получить существенно более ж1сткий, по сравнению с делительным, спектр. Кроме традиционных реакций (n,f) и (n, γ), дополнительно подключаются многоступенчатые каскадные реакции и пороговые реакции типа (n, xn). Это позволяет задействовать большой набор конкурирующих между собой неупругих процессов. Эти процессы обеспечивают, в частности, возможность эффективного «сжигания» пороговых минорных актинидов и радионуклидов. Это, собственно, и есть ЯРТ.

В ЯРТ необходимо использовать протоны с энергией значительно большей, чем в ADS, поскольку при малых энергиях протонов значительная доля их энергии теряется на ионизацию вещества мишени. Схема ЯРТ позволит эффективно напрямую «сжигать» для производства энергии базовый материал активной зоны – природный (обеднённый) уран, ОЯТ или торий без использования урана-235. Кроме того, схема ЯРТ на сегодня является практически единственной реальной схемой ядерной энергетики, в рамках которой возможно вовлечение запасов тория в решение глобальных энергетических проблем.

В современной ядерной энергетике для деления тяжёлых ядер используются нейтроны с энергией до примерно 10 МэВ. Это связано с тем, что освоенные сегодня реакции деления изотопов U235 и Рu239 и реакции синтеза D и Т дают только такие нейтроны. Свойства нейтронов большей энергии практически неизвестны. Они имеются только в космических лучах, интенсивность которых крайне мала, что делает экспериментирование с ними в интересах энергетических задач практически нереальным. Свойства таких нейтронов моделируются только протонами. В области энергий от 10 до примерно 100 МэВ такое моделирование неэффективно в силу того, что кулоновский барьер достигает 10–15 МэВ и взаимодействие сильно искажается «размазанным» в веществе отрицательным зарядом электронов. Моделирование нейтронов протонами эффективно только после энергий в 100 МэВ.

В экспериментах, выполненных нашей группой в 1998 и 2002 гг. на ускорителях в Дубне и Протвино, была поставлена задача исследования взаимодействия нейтронов с энергией больше 10 МэВ с тяжёлыми ядрами. При этом энергия пучка протонов составляла величину от 5 до 20 ГэВ. В экспериментах по понятным причинам были использованы только свинец и висмут. Основные результаты этих экспериментов сводятся к следующему:

активность большой свинцовой мишени с фрагментами висмута была доведена до 8 Р/час. Через двое суток она снизилась в тысячу раз, а через 12 суток – до уровня фона. В то время как тепловыделяющий элемент, облучённый нейтронами «низкой» энергии, снижает свою активность на два порядка в течение 10 лет. Значительная доля тепловыделения пришлась на периферию мишени. Это может быть связано только с реакцией фрагментации тяжёлых ядер с положительным энергетическим выходом;
энерговыделение в мишени превысило энергию, подведённую к мишени с пучком протонов на 25%.

Наиболее важным результатом на данном этапе является первый результат. Он показывает, что фрагментация под действием нейтронов «большой» энергии принципиально отличается от обычного деления под действием нейтронов «малой» энергии. Это обстоятельство даёт надежду на создание практически безотходной ядерной энергетики.

Получение «энергетически» интересного результата базируется на том обстоятельстве, что, несмотря на сравнительно низкие сечения деления тяжёлых ядер (порядка единиц барн), вероятность их деления, и в первую очередь ядер урана-238 и тория, в диапазоне энергий нейтронов в десятки МэВ близка к единице. В силу этого обстоятельства термализации нейтронов до того, как они вызовут акт деления, может не произойти, тем более что можно сделать соответствующий запас по энергии нейтронов в процессе их генерации. Кроме того, концентрация делящихся ядер в отличие от современных реакторов, в которых она составляет 2–5%, в нашем случае будет равна 10%. Всё это требует детальных исследований ядерных процессов в данном диапазоне энергий нейтронов и соответствующих расчётов на их основе.

В случае своего создания новая ядерная энергетика будет обладать всеми свойствами для того, чтобы стать базовой энергетикой во всём мире.

Наиболее доступным топливом новой ядерной энергетики будет торий. Для его использования не потребуется никаких предварительных операций, связанных с развитием урановой энергетики, которые необходимы в ныне известном так называемом «ториевом цикле». Не потребуется дорогостоящей топливной промышленности.

Россия обладает колоссальными запасами тория. Например, всего лишь в 20 км от Сибирского химического комбината находится гигантское месторождение тория. Рядом расположена железная дорога. Имеется инфраструктура. Поэтому российский торий будет самым дешёвым в мире.

Первый контур АЭС будет крайне простым. Перегрузок топлива не потребуется. Кампания работы реактора без перегрузок может составить 100 и более лет. Исчезнет необходимость в дорогостоящей промышленности по переработке отработавшего ядерного топлива. Все необходимые технологии по созданию высокоэкономичных ускорителей протонов на криогенных магнитах в принципе созданы в рамках программы стратегической оборонной инициативы и аналогичной советской программы.

Новая энергетика не будет производить «бомбовые» материалы и, следовательно, найдёт широкое применение во всём мире. Тем самым будут решены сложнейшие международные проблемы современности. Новая атомная энергетика может стать основой для производства водорода. Это обстоятельство позволит удовлетворить практически все, включая даже пищевые, проблемы человечества за счёт ядерной энергии.

Программа создания новой ядерной энергетики включает в себя два основных этапа.

Программа исследований физики взаимодействия нейтронов большой энергии с тяжёлыми ядрами.

В рамках этой программы должны исследоваться следующие ключевые вопросы: генерация и спектры нейтронов при воздействии на мишень, состоящую из тяжёлых ядер, протонами с энергией выше 5 ГэВ; фрагментация тяжёлых ядер, в том числе методами радиохимии, в широком диапазоне больших энергий нейтронов; скорости дезактивации мишеней после различных доз облучения; энерговыделение на мишенях из различных материалов.

Создание головного образца ядерного реактора нового типа.

В этом пункте необходимо будет разработать проект нового реактора по существующим стандартам. Лучше всего работа может быть реализована в рамках международного проекта. Исследовательский этап целесообразно проводить (в первую очередь из соображений стоимости) на ускорителях Института физики высоких энергий (ИФВЭ, г. Протвино). Необходимая минимальная кооперация включает в себя ВНИИАМ, ИФВЭ, Институт прикладной математики им. М.В. Келдыша, Радиевый институт им. В.Г. Хлопина, Физико-энергетический институт (г. Обнинск) или ОКБ Гидропресс. Реализация проекта может занять 8–10 лет. Два-три года необходимо на исследовательский этап и 6–8 лет – на создание опытного образца реактора.

Программа работ первого этапа, включающая в себя создание нескольких секций ускорителя на обратной волне, легче всего может быть реализована во вновь созданном Московском филиале РФЯЦ-ВНИИЭФ. Это связано с тем, что РФЯЦ-ВНИИЭФ располагает уникальными возможностями по изготовлению ускоряющих структур. Более того, изготовление этих элементов ускорителя уже начато. Кроме того, РФЯЦ-ВНИИЭФ имеет очень большой опыт работы с ИФВЭ. Такой филиал, например, может быть создан на базе ВНИИАМ или его части. Объём финансирования первого этапа на два-три года составит примерно 4–5 млрд рублей.

Программа работ второго этапа должна разрабатываться во время проведения работ по первому этапу.

Детально предварительная программа ЯРТ, её составные части, оценки необходимого финансирования рассмотрены и одобрены расширенным Научно-техническим советом Всероссийского научно-исследовательского и проектного института атомного машиностроения, Москва (НТС ВНИИАМ) и Международной научной конференцией «Глобальные проблемы безопасности современной энергетики» – к 20-летию катастрофы на Чернобыльской АЭС (4–6.04.06, Москва). Фундаментальные основы программы ЯРТ доложены на годичном собрании РАН 2005 года. В 2009–2011 гг. проведена серия совещаний с участием РАН, МО РФ, ВНИИАМ, РФЯЦ-ВНИИЭФ и др. у председателя Совета Федерации С.М. Миронова, на которых концепция ЯРТ была полностью поддержана.

В настоящее время работы по энергетическим применениям ЯРТ несанкционированно ведутся в ОИЯИ (г. Дубна) в качестве продолжения работ по контракту с ЦРУ США (фирма DTI) под предлогом проведения работ по «фундаментальной физике». Сегодня фундаментальная физика - это поиск осцилляций нейтрино, бозонов Хиггса, но никак не энергетическая технология, пусть даже самая передовая. Эти работы просто направлены на то, чтобы лишить Россию приоритета в энергетической области. Такие работы обязаны вестись под строгим государственным контролем и своевременным оформлением патентных прав, в том числе и за рубежом.

В настоящее время энергетические проблемы в мире резко обострились. В силу всего сказанного для решения энергетических проблем человечества альтернативы развёртыванию работ по ЯРТ энергетике сегодня просто не существует. Тем не менее, Росатом в России уже около 20 лет блокирует эти работы, препятствуя созданию реальной программы энергетического обеспечения человеческой цивилизации в XXI веке. При реализации схемы ЯРТ в промышленном масштабе – ядерная энергетика станет доступной всем, без исключения, странам и позволит окончательно снять проблему нераспространения.

Авторы: