Зачем РОСАТОМ тратит народные деньги на тупиковые технологии (без картинок).

В далеком  2010 году ЦФТП "Атомэнергомаш" выпустил отчет посвященный анализу перспективных направлений  дальнейшего развития ядерной отрасли.

Поскольку данный отчет (лежащий в открытом доступе), как это не удивительно, полностью не в русле активно проводившейся не так давно рекламы ЗЯТЦ,  но зато в русле одной из основной темы на АШ о исчерпании ресурсной базы для генерации как таковой (и последующего пришествия упитанного пушного зверя в каждый дом), то  краткие выдержки приведу ниже по тексту, а сам отчет можно найти здесь . 

(Дальнейший текст является облегченной перепечаткой с оригинального отчета "Проблемы создания широкомасштабной ядерной энергетики и ядерные релятивистские технологии (ЯРТ)" (Издание 2-е, дополненное))

Основной вопрос современности.

Главным вопросом, определяющим возможности развития человечества, является вопрос обладания базовой энергетикой и энергетическими ресурсами.

Именно стремление всех активно развивающихся стран к обладанию базовыми энергетическими возможностями, а также крайняя неравномерность в их распределении в мире, - лежат в основе коренных глубинных противоречий и проблем в сегодняшнем мире.

Прогнозы темпов роста мирового энергопотребления показывают, что запасов нефти и газа, которые в настоящее время составляют сырьевую основу базовой энергетики, хватит только на ближайшие 30 - 50 лет. Разведанные запасы угля могут продлить век углеводородной энергетики еще на 200 - 300 лет. Однако, использование органики и, особенно, угля, - создает серьезные экологические проблемы (в частности - парниковый эффект). Кроме того, сжигание углеводородов лишает человечество важнейших источников сырья для производства синтетических материалов.

Нетрадиционные или альтернативные источники энергии (солнечная энергия, энергия ветра, геотермальная энергия, биогаз и т.д.) вносят вклад в мировую энергетику в размере нескольких процентов и не могут рассматриваться в качестве базовых. Эти виды энергии являются низкоконцентрированными и требуют больших материальных затрат для достижения требуемого эффекта [1].

Проблемы атомной генерации.

Специалистам давно понятно, что альтернативы ядерной энергетике, как в ближайшие десятилетия, так и в обозримом будущем не существует [2, 3].

Однако, несмотря на 56-летнюю историю развития атомной энергетики, ее доля в общем энергетическом балансе планеты составляет менее 5%. С точки зрения влияния атомной энергетики на общую ситуацию в мире по обеспечению энергией человечества, - атомной энергетики сегодня просто нет. Зато есть масса проблем, связанных с ее использованием.

Работа традиционных (современных и перспективных, т.н. инновационных) АЭС основана на использовании ядерных реакторов, в активную зону которых загружается сверхкритическая масса делящихся изотопов, что обеспечивает протекание управляемой цепной реакции деления.

Это приводит к 4-м основным, неискоренимым в традиционных ядерных технологиях, проблемам:

•    принципиальная возможность критической аварии;

•    использование и наработка «бомбовых» материалов - актинидов, т.е. проблема нераспространения;

•    непрерывная наработка долгоживущих радиоактивных отходов;

•    вытекающая из первых трех - проблема вывода энергетических блоков АЭС из эксплуатации.

Это относится как к тепловым, так и к быстрым реакторам.

Нерешенность проблемы утилизации ОЯТ, содержащего накопленные долгоживущие радиоактивные продукты деления и минорные актиниды, - является одним из серьезных препятствий для развития традиционной атомной энергетики.

Пути  развития ядерной энергетики.

Стратегической целью развития широкомасштабной ядерной энергетики является неограниченное по времени снабжение энергией требуемого количества и качества всего населения Земли.

Ориентировочный объем мировых энергетических потребностей к 2050 г. составляет ~ 10 000 блоков электрической мощностью 1000 МВт, как с учетом замещения выбывающих из эксплуатации сегодняшних блоков АЭС и ТЭС, так и с учетом расширения энергопроизводства в развивающихся и развитых странах.

МАГАТЭ выработало четыре основных требования к широкомасштабной ядерной энергетике:

1.    Неограниченные запасы сырья для производства ядерного топлива на сотни лет.

2.    Эквивалентность количества радиации добытой из Земли и захороненной в ней после сжигания делящихся изотопов ядерных материалов.

3.    Обеспечение условий, гарантирующих нераспространение ядерного оружия.

4.    Естественная безопасность установок с ядерным топливом.

Рассмотрим в концептуальном плане, с позиции этих фундаментальных требований, перспективы возможных направлений развития ядерной энергетики.

Вопросом, определяющим быть или не быть широкомасштабной ядерной энергетике, является 1-е требование МАГАТЭ. Действительно, если нет неограниченных запасов сырья, то нет и предмета для обсуждения.

На Земле имеются значительные запасы урана-238 и тория, которые потенциально могут обеспечить все энергетические потребности человечества в течение нескольких тысяч лет. Однако, в частности за счет того, что они имеют пороговый характер деления, с энергией порога ~ 1МэВ для урана-238 и ~ 2МэВ для тория, - в традиционных реакторах они практически гореть не могут.

Для вовлечения запасов урана-238 и тория в выработку энергии имеются 3 принципиально различных варианта [7-9]:

1)    наработка плутония-239 из урана-238 в быстрых реакторах-бридерах, и/или урана-233 из тория в тепловых реакторах-бридерах с последующим использованием наработанных плутония-239 и урана-233 в быстрых и тепловых реакторах соответственно;

2)    гибридный термояд, в котором генерируемые в реакции d+W4He+n  нейтроны с энергией 14 МэВ делят уран-238 или торий;

3)    электроядерная технология.

Кратко проанализируем эти три варианта с позиций требований МАГАТЭ.

Реакторы на быстрых нейтронах.

Основной задачей российской программы строительства реакторов на быстрых нейтронах (бридеров) в рамках 1-го варианта вовлечения запасов урана-238 в выработку энергии, - является резкое расширение весьма ограниченных запасов ядерного горючего (урана-235) за счёт производства на них искусственного изотопа плутония-239 из урана-238.

Интерес к реакторам на быстрых нейтронах определяется тем, что по мере увеличения энергии нейтронов относительное уменьшение сечения деления меньше относительного уменьшения сечения прилипания, а среднее число генерируемых при делении нейтронов увеличивается [10]. В результате в реакторах на быстрых нейтронах коэффициент воспроизводства КВ > 1, причем его величина тем выше, чем больше средняя энергия спектра нейтронов в реакторе [8].

Для обеспечения безопасности бридеров за счет мгновенной отрицательной реактивности, определяемой доплеровским эффектом, в спектре быстрых реакторов необходимо иметь значительную долю низкоэнергетичных нейтронов с энергией в диапазоне 0,1-10 кэВ. Это приводит к ограничению средней энергии нейтронов в быстром реакторе энергией не выше 200 кэВ [11], не позволяющей, в частности, пережигать целый ряд трансурановых изотопов.

Ограничение средней энергии спектра нейтронов величиной 200 кэВ приводит к ограничению величины коэффициента воспроизводства топлива КВ ~ 1,3.

Такая величина КВ приводит к величине системного времени удвоения топлива на уран-плутониевых бридерах ~ 50 лет.

Действительно, при КВ = 1,3 «сжигание» в активной зоне реактора 1 кг урана-235 или плутония-239 приводит к образованию 1,3 кг плутония-239 из урана-238. Пусть за время топливной кампании 1 год (время, которое топливо находится в активной зоне реактора), выгорает около 20% загруженного топлива. Это максимальная величина для традиционных реакторных схем, так как 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, выдерживать для «высвечива­ния», транспортировать на радиохимический завод, очищать от продуктов деле­ния, фабриковать новые тепловыделяющие сборки (ТВС) и вновь возвращать в реактор. То же самое нужно проделывать и с загруженным в зону воспроизводст­ва реактора ураном-238 - периодически возить на радиохимический завод для из­влечения из него накопившегося плутония-239, очистки его от продуктов деления и фабрикации новых ТВС.

Предположим, что в центральную зону реактора-размножителя загружено 100 кг плутония-239, а в периферийную зону загружен уран-238. Через год в цен­тральной зоне выгорит 20 кг загруженного плутония-239, а в периферийной и центральной зонах (при коэффициенте воспроизводства КВ = 1,3) наработается в сумме 20 х 1,3 = 26 кг нового плутония-239. После выгрузки топливных сборок из реактора они должны быть выдержаны в бассейне выдержки отработанного топ­лива не менее ~ 2-х лет для «высвечивания». Затем топливные сборки доставля­ются на радиохимический завод.

Вместо выгруженного топлива активной зоны и зоны воспроизводства про­изводится загрузка свежего топлива.

Поскольку время выдержки для «высвечивания» составляет на сегодня ми­нимум 2 года, это означает, что для вывода реактора на замыкание топливного цикла мы должны иметь минимум 3 комплекта загрузок активной зоны, при усло­вии, что процессы доставки отработанных ТВС на радиохимический завод, их ра­диохимической переработки и фабрикации новых ТВС, - будут происходить практически мгновенно, т.е. за ~ 1-2 месяца профилактики систем реактора- размножителя.

Таким образом, бридер, для замыкания топливного цикла, должен обеспечить воспроизводство топлива минимум для 3-х загрузок активной зоны, т.е. ~ 300 кг плутония-239.

Из 26 кг наработанного плутония-239 - 20 кг пойдут на восполнение выго­ревшего плутония-239 в центральной части реактора, а 6 кг плутония-239 можно использовать для загрузки в новый реактор-размножитель.

В результате, запуск второго реактора-размножителя, при самых благоприят­ных условиях возможен только через (100 : 6) х 3 = 50 лет после начала работы первого. При таком темпе наработки нового плутония-239 каждые 50 лет проис­ходит удвоение мощности реакторов-размножителей.

Если в 2010 году ввести в эксплуатацию первый реактор мощностью 1000 МВт, то суммарная мощность реакторов-размножителей 2000 МВт будет достиг­нута только в 2060 году, а мощность 4000 МВт - в 2110 году.

Значительно большее системное время удвоения топлива будет на уран-ториевых бридерах, поскольку коэффициент воспроизводства урана-233 в этом цикле значительно меньше (КВ ~ 1,1), чем в уран-плутониевом [11].

Таким образом, с очень высокой степенью вероятности можно ожидать, что в схеме 1-го варианта - традиционного реакторного бридинга - урана-235 на Земле не хватит для реализации широкомасштабной ядерной энергетики.

Кроме того, при таком системном времени удвоения радиохимическое про­изводство по выделению плутония должно находиться непосредственно на АЭС. При этом в цикле производства плутония (наработка в реакторе, выдержка в хра­нилище до приемлемых для работы доз, выделение и очистка плутония, фабрика­ция новых высокоактивных ТВС) будет находиться ~ 20 тонн плутония на каж­дые 1000 МВт электрической мощности [11]. А для изготовления бомбы его тре­буется ~ 6 кг. Уместным здесь будет упомянуть также о крайне высокой химиче­ской токсичности плутония.

Таким образом, под очень большим вопросом выполнение 2-го и 3-го требо­ваний МАГАТЭ 1-м реакторным вариантом.

Еще одно принципиально важное замечание, касающееся весьма условно­го выполнения всеми современными и перспективными традиционными реак­торными схемами четвертого требования МАГАТЭ, а именно естественной безопасности ядерных реакторов.

Традиционная ядерная энергетика в рамках реакторных направлений принципиально не может обеспечить полную ядерную безопасность.

Это определяется тем, что все типы традиционных ядерных реакторов об­ладают общим и неустранимым недостатком, обусловленным необходимо­стью наличия в активной зоне ядерного реактора сверхкритической массы делящихся изотопов.

Именно поэтому длинный перечень преимуществ инновационных ядерных реакторов, разработанных в США, специалисты заканчивают так: «В случае появления на АЭС террористов нас ожидает либо Тримайл Айленд, либо Чернобыль».

Подводя итог краткого концептуального анализа соответствия традиционно­го реакторного бридинга (1-го варианта) требованиям МАГАТЭ к широкомас­штабной ядерной энергетике, мы вынуждены сформулировать следующий вы­вод: традиционные реакторные технологии не обеспечивают полномасштаб­ного выполнения ни одного из 4-х фундаментальных требований МАГАТЭ.

Гибридный термояд

Рассмотрение 2-го варианта - гибридного термояда - в практической плос­кости представляется целесообразным отложить до начала следующего, XXII ве­ка, поскольку, даже по оптимистическим прогнозам экспертов, ранее создания промышленного термоядерного реактора не произойдет.

Электроядерная технология

Как указывалось выше, главным препятствием построения широкомасштаб­ной ядерной энергетики на основе традиционного реакторного бридинга являют­ся малые коэффициенты воспроизводства, приводящие к неприемлемо высоким системным временам удвоения топлива.

Это обусловлено тем, что в традиционном реакторном бридинге совмещены источник нейтронов для поддержания цепной реакции деления и источник ней­тронов для наработки легкоделящихся изотопов. В результате основная доля ней­тронов, получаемых в цепной реакции деления, идет на поддержание самой реак­ции, а также на потери в результате утечки и поглощения в конструкционных ма­териалах и продуктах деления. На само воспроизводство ядерного топлива их, нейтронов, остается крайне мало.

Выход нейтронов в делящейся среде резко возрастает при переходе к энерги­ям значительно > 1 МэВ. Этого нельзя добиться в цепной реакции деления, одна­ко можно достигнуть с помощью непрерывной «подсветки» делящейся среды нейтронами большой энергии, генерируемыми внешним, независимым источни­ком.

В качестве такого источника можно использовать термоядерную реакцию, создающую поток нейтронов с энергией 14 МэВ [7-9], о перспективах практиче­ского применения которой мы упоминали выше.

Другим способом получения нейтронов большой энергии является использо­вание для «подсветки» делящейся среды пучка высокоэнергетичных ионов из ус­корителя, путем конвертации их в самой среде или в промежуточной мишени в поток нейтронов [7^9].

Такой способ получения нейтронов получил название электроядерной тех­нологии.

Английская аббревиатура классических ядерно-энергетических установок, управляемых ускорителем - ADS, русское наименование - «электрояд».

Идея электрояда впервые была высказана во времена бурного развития физи­ки ускорителей еще в 50-х годах.

Основным ее назначением в то время рассматривалась наработка плутония для производства ядерного оружия. Кроме того, рассматривались возможности создания на базе электроядерной технологии подкритических (безопасных) ядер­ных энергетических реакторов, а также ее использования для ряда других при­кладных и научных задач [7].

Электроядерная технология комплексная, технически и физически она более сложная, чем традиционная реакторная технология, поскольку объединяет в себе как физику высоких энергий, носившую до последнего времени сугубо фунда­ментальный характер, так и реакторную физику, не говоря уже о массе других со­пряженных прикладных научных дисциплин.

1.Электроядерный бридинг

Концепция электроядерного бридинга, основанная на подходе, при котором одна электроядерная установка должна снабжать ядерным топливом несколько традиционных тепловых реакторов, приводит, при рассматривавшейся в качест­ве базовой энергии ускорителя 1 ГэВ, к необходимости создания ускорителей с токами ~ 100-300мА. Отметим, что, на сегодняшний день, реально достигнутый средний ток в работающих ускорителях близкой энергии составляет ~ 1 мА.

Кроме того, реализация схемы электроядерного бридинга требовала раз­работки большого количества сопряженных технологий. Это технологии са­мого электроядерного реактора, связанные, в частности, с проблемами высокого и неравномерного энерговыделения в зоне ввода пучка в активную зону, с пробле­мой окна ввода узкого сильноточного пучка в активную зону. Это, кроме того, технологии по замыканию топливного цикла: регулярная выгрузка материала, не­равномерно обогащенного наработанным плутонием, выделение наработанного плутония, его очистка, фабрикация высокоактивных твэлов, и т.д. Эти техноло­гии в промышленном варианте отсутствуют и в настоящее время.

Все это вместе взятое, а также крупные ядерные аварии (Тримайл Айленд и Чернобыль), - привело к тому, что работы по электрояду перешли в вялотекущее состояние и не приобрели системного характера.

2.Подкритический электрояд - ADS (EA) - «Усилитель Энергии»

Интерес к электроядерной технологии возродил Нобелевский лауреат Карло Руббиа (Италия), в недавнем прошлом генеральный директор ЦЕРНа (Швейца­рия). Несмотря на явное противодействие «реакторного сообщества» ему удалось создать довольно сильную группу единомышленников, результатом работы кото­рой стало повсеместное увлечение проектом «Усилителя Энергии» - «Energy Am­plifier» (ЕА).

По сути своей предложения Руббиа - это возврат к прорабатывавшейся ранее (1960-80 г.г.) схеме подкритического быстрого реактора, управляемого ускорите­лем.

На фоне Чернобыльского синдрома идея абсолютно безопасного (подкрити­ческого) ядерного энергетического реактора была крайне позитивно воспринята общественностью.

С точки же зрения специалистов, главное достоинство идеи Руббиа заклю­чено в смене главной парадигмы электрояда - один ускоритель обслуживает несколько тепловых реакторов, на новую парадигму - один ускоритель - один реактор [9].

Смена парадигмы позволила снизить на порядок требования к току ускорите­ля до ~ 10-30 мА, что, на фоне достигнутых ускорительной техникой к тому вре­мени параметров, выглядело вполне реалистично.

В результате исследования физических аспектов электроядерного способа получения энергии сегодня активно проводятся в лабораториях многих научных центров.

Следует особо отметить, что в многочисленных работах команды К. Руббиа не встретилось упоминаний о расширенном воспроизводстве ядерного топ­лива. Посыл по вовлечению тория в ядерную энергетику основан, в первую оче­редь, на решении проблемы нераспространения. В тоже время, использование в качестве «запального» топлива высокообогащенного урана, а также необходи­мость наличия значительного запаса по току ускорителя для компенсации выго­рания ядерного горючего, - в неявном виде подразумевают, что программы ADS класса ЕА не нацелены, да и просто неспособны реализовать 1-е требование МА­ГАТЭ по топливному обеспечению.

Анализ результатов смены главной парадигмы электрояда в схеме ЕА приводит к тому, что, несмотря на значительные усилия и затраты на создание ADS-установок имени К. Руббиа, - создать широкомасштабную ядер­ную энергетику на основе этой схемы невозможно.

Да, будет создано несколько опытно-промышленных ADS-установок, как впрочем, и быстрых реакторов, однако выполнения ни одного из фундамен­тальных требований МАГАТЭ к широкомасштабной ядерной энергетике, за ис­ключением, возможно, четвертого, - в полном масштабе они не обеспечат.

3.Энергетика на основе ядерных релятивистских технологий (ЯРТ-энергетика)

Ядерная физика, в части нейтронной физики, базирующейся на делительном спектре нейтронов, изучена достаточно досконально. Поэтому, ожидать в этой области энергий каких-либо принципиально новых схем, способных обеспечить решение фундаментальных проблем современных ядерных энергетических тех­нологий, - не приходится.

Единственной реальной перспективой выполнения фундаментальных тре­бований к широкомасштабной ядерной энергетике сегодня является использо­вание более жесткого, чем делительный, спектра нейтронов.

Решение этой задачи возможно в рамках принципиально новой схемы электроядерных энергетических систем, основанной на ядерных релятивист­ских технологиях (ЯРТ).

Современное состояние исследований в области электроядерной технологии, и, в первую очередь, работы ОИЯИ в этой области, - позволили инициативной группе российских и белорусских ученых и специалистов разработать основы концепции ЯРТ-энергетики и пути ее реализации [24-29]. Кратко основные пред­посылки разработки и основы концепции этой схемы изложены в работе [30].

Принципиальные отличия схемы ЯРТ-энергетики от «классического» электрояда - ADS, кратко сформулированные ниже, - потребовали и нового на­звания - ЯРТ, отражающего суть предложенной схемы.

В рамках схемы ЯРТ-энергетики предлагается для начала сделать 1 шаг на­зад, т е. вернуться к квазибесконечной активной зоне (АЗ) из природного (обедненного) урана и/или тория, как это и предполагалось делать в многочис­ленных работах по электроядерному бридингу, и, в первую очередь, в работах [13, 15+17]. Такие активные зоны глубоко подкритичны. Например, коэффици­ент размножения нейтронов в бесконечной среде из природного урана составляет ~ 0,36 [31].

Как было показано Г.И. Марчуком еще в 1958 г. в монографии [32], только в глубоко подкритичной системе можно перейти к спектру нейтронов, опреде­ляемому внешним источником нейтронов, т.е. получить существенно более жесткий, по сравнению с делительным, спектр нейтронов.

При реализации этого 1-го шага назад, в объеме активной зоны ЯРТ-реактора создаются условия для формирования значительно более жесткого, чем дели­тельный, спектра нейтронов. Это позволяет задействовать большой набор кон­курирующих между собой неупругих процессов. Кроме комплекса пороговых реакций типа (n, xn), начинает эффективно работать массив многоступенчатых каскадных реакций, порождаемых внутриядерными и межъядерными каскада­ми, которые сопровождаются высокоэнергетичным и низкоэнергетичным деле­нием. Эти процессы обеспечивают, в частности, возможность эффективного де­ления всего, что может делиться, в т.ч. и пороговых минорных актинидов.

Глубокая подкритичность активной зоны в схеме ЯРТ-энергетики позволяет, кроме того, на много порядков снизить плотность энерговыделения в цен­тральной области ЯРТ-реактора - мишени, как за счет использования скани­рующего расходящегося протонного пучка, так и за счет открывающейся воз­можности реализации комплекса других конструктивно-технологических реше­ний. Это позволяет, в рамках схемы ЯРТ, в принципе устранить потребность в крайне сложном промежуточном элементе, который является непременным ат­рибутом классической схемы ADS - в ограниченной нейтронопроизводящей мишени.

Следующие два шага вперед в схеме ЯРТ-энергетики:

• Глубокая коррекция парадигмы К. Руббиа: один ускоритель - один глу­боко подкритический реактор, выполненный на основе квазибесконеч­ной активной зоны из природного (обедненного) урана и/или тория.
•  Переход к энергиям протонов (дейтонов?) ~ 10-20 ГэВ. Это позволяет снизить на порядок требуемый ток ускорителя при той же мощности пуч­ка и значительно повысить долю энергии пучка, идущую на генерацию жесткого нейтронного поля в объеме активной зоны.

Важнейшей особенностью предложенной схемы является то, что крайне сложные технические проблемы, принципиально неустранимые в схеме класси­ческого электрояда (ADS), - в рамках схемы ЯРТ-энергетики практически отсут­ствуют. Это проблемы, которые связаны с теплоотводом от ограниченной ней­тронопроизводящей мишени, в которую вводится узкий протонный пучок мощ­ностью ~ 10-30 МВт, а также с окном ввода этого сильноточного пучка.

Отметим здесь, для более полного дальнейшего понимания подходов к реа­лизации схемы ЯРТ-энергетики, что АЗ ЯРТ-реактора по своей физике является многозонной, с переменными во времени составом и другими характеристиками каждой зоны. Предполагается, что она будет формироваться в виде структуриро­ванной шаровой засыпки, капсулированные элементы которой изготавливаются на основе микротвэльной технологии. Тепло, выделяемое в активной зоне в про­цессе работы ЯРТ-реактора, будет сниматься высокотемпературным гелиевым теплоносителем.

Таким образом, схема ЯРТ-энергетики однозначно реализует 1-е фунда­ментальное требование МАГАТЭ по неограниченным запасам сырья, поскольку не требует для своей работы «запального» легкоделящегося урана-235.

А можно ли на основе ЯРТ создать базовую энергетику Земли?

Длительное время вопрос о практическом использовании электроядерной технологии являлся чисто гипотетическим, поскольку ускорители требуемых па­раметров являлись сугубо физическими приборами уникального исполнения, не­пригодными для широкомасштабного практического использования.

Например, крупнейший в мире Лос-Аламосский линейный протонный уско­ритель на энергию 0,8 ГэВ имеет длину ~ 805 м, т.е. ~ 1 ГэВ/км.

Представить себе реальное промышленное использование установки длиной 1 км, а уж тем более ~ 10-20 км - нереально.

В последние 30-40 лет произошло интенсивное развитие ускорительных тех­нологий, стимулированное, в первую очередь, работами в рамках американской программы СОИ и аналогичной советской программы. Это привело к принципи­альному совершенствованию ускорительной техники, что предопределило воз­можность перевода разработок в области электроядерной технологии в практиче­скую плоскость.

Одной из наиболее перспективных ускорительных разработок для реализации электроядерной технологии в промышленном масштабе и, особенно, для принци­пиально новой схемы электроядерного метода - схемы ЯРТ, - является уникаль­ная российская технология компактного модульного трехмерного линейного ускорителя на обратной волне по схеме BWLAP/ABC3D (УЛОВ) [28, 48-56].

Лучшей независимой экспертизой ускорителя УЛОВ для прикладных целей может служить его высокая оценка в работе американских специалистов 1994 г., выполненной по заказу Стратегического космического командования США [57].

В этой работе, в частности, делается вывод о том, что технология BWLAP - единственная ускорительная технология, на основе которой возможно создание реальных промышленных коммерческих изделий, а не уникальных физических приборов - монстров.

Анализ [57] показывает, что ускорители, созданные на основе технологии BWLAP/ABC3D, - обеспечат:

• высокую надежность, экономичность и экологическую чистоту;
• безопасность и простоту обслуживания;
• предельно низкую себестоимость как производства, так и эксплуата­ции ускорителей;
• предельно малые массо-габаритные характеристики;
• универсальность и широкий спектр практического применения.

На текущий момент (2010 год прим. sten) разработчиками завершены: стадия фундаментальных исследований нового метода ускорения «на обратной волне», стадия НИОКР и созданы два опытных образца ускорителей протонов, на которых отработаны все ключевые технологии и методики производства основных элементов конструкции BWLAP/ABC3D, создана необходимая для организации производства кооперация.

Краткий итог концептуального физико-технического анализа схемы ЯРТ- энергетики можно сформулировать следующим образом.

ЯРТ-реактор - это реактор, который работает на обедненном (природном) уране и/или тории, причем попутно, с извлечением дополнительной финансовой выгоды, он может перерабатывать ОЯТ современных АЭС.

ЯРТ-реактор непрерывно воспроизводит элементы топливной композиции, необходимые для поддержания его высокой энергоэффективности в течение мно­гих десятков лет, не потребляя при этом уран-235.

Имеются убедительные основания предполагать, что практическая реали­зация схемы ЯРТ-энергетики позволит обеспечить выполнение всех четырех фундаментальных требований МАГАТЭ в полном объеме и, самое главное, - 1-го требования по неограниченным запасам сырья для производства топлива.

Однако этот анализ и прогнозные оценки, основаны на экстраполяции имею­щихся результатов экспериментальных и расчетно-теоретических работ.

Очевидно, что имеющихся на сегодняшний день совокупных данных недос­таточно, как для начала проектирования полномасштабных промышленных уста­новок на основе новой схемы электроядерного метода, так и для принятия соот­ветствующего экономически обоснованного политического решения.

Единственный реальный путь к количественному описанию и эксперимен­тальной демонстрации реализуемости основных физико-технических принципов схемы ЯРТ-энергетики лежит через разработку и реализацию Комплексной целе­вой Программы НИОКР, имеющей статус Федеральной целевой Программы с широким международным участием.

Эта Программа должна быть нацелена на экспериментальную демонстрацию эффективности и технологической реализуемости схемы ЯРТ-энергетики и ряда других прикладных приложений ЯРТ-технологии.

Одной из ключевых задач Программы будет получение базовых исходных данных для разработки ТЗ и ТЭО создания демонстрационного опытно­-промышленного образца ЯРТ-системы для производства энергии и глубокой пе­реработки ОЯТ.

P.S.

Для заинтересовавшихся темой в интернете есть ряд выступлений Игоря Николаевича Острецова на данную тематику.

Номера ссылок на литературу сохранены, сам список есть в отчете.