Тепловыделяющие элементы 

Реакторные испытания тэлов РУ БРЕСТ-ОД-300 со смешанным нитридным уран-плутониевым (СНУП) топливом проводились в быстрых натриевых реакторах БОР-60 и   БН-600.  В ПООБ утверждается, что результаты этих испытаний «не выявили значимого влияния нейтронного облучения на внутри-твэльную коррозию твэльных оболочек из стали ЭП823-Ш» [4, c. 186]. В действительности послереакторные исследования облученных твэлов [3, 4] обнаружили прогрессирующий рост глубины внутритвэльной язвенной коррозии с увеличением выгорания СНУП-топлива: 

- при выгорании 3,51—3,80 % т.а. до 60 мкм;

- при выгорании 4,0 % т.а. до 150 мкм;

- при выгорании 4,2—4,5 % т.а. до 170 мкм (34 % толщины оболочки).

Типичный вид внутритвэльной язвенной коррозии оболочки твэла из стали ЭП823-Ш показан на рис. 1. Авторы исследования связали глубину внутритвэльной коррозии лишь с исходным содержанием кислорода в топливе — при массовой доле кислорода от 0,05 до 0,07 % глубина коррозии не превышает 60 мкм, при массовой доле кислорода от 0,08 до 0,15 % глубина коррозии достигает 170 мкм [3, с. 204]. Однако из представленных выше данных отчетливо видна корреляция глубины язвенной коррозии с глубиной выгорания топлива.

Рис. 1. Внутритвэльная язвенная коррозия [3] 

Установлено, что скорость распухания СНУП-топлива в 1,5—2,4 раза выше, чем у МОХ-топлива [3, с. 209], вследствие чего, уже при локальном выгорании 4,5 % т.а., наблюдается исчерпание исходного диаметрального зазора в твэле. Характерной особенностью хрупкого нитридного топлива является то, что жесткий механический контакт сердечника с оболочкой наступает задолго до исчерпания диаметрального газового зазора — сразу же после выхода реактора на мощность из-за растрескивания и фрагментации топливных таблеток, что приводит к значительному росту напряжений в оболочках.

Послереакторные исследования показали также: 

- фронтальное азотирование внутренней поверхности оболочек на глубину 10—30 мкм и науглероживание глубиной до 100 мкм (20 % толщины оболочки), приводящие к многократному снижению ее пластичности. 

- овализацию и многочисленные локальные деформации оболочки, регистрируемые на профилограммах [3]. Если увеличение диаметра твэлов с топливом UO₂ на участке топливного столба не превышает 20 мкм, то у твэлов со СНУП-топливом оно достигает 100—120 мкм [4, c. 187]; 

- удлинение оболочки твэлов со СНУП-топливом примерно на 5 мм по сравнению с оболочками твэлов с топливом UO₂ (рис. 2).

Рис. 2. Вид верхней части пучка твэлов (31 и 35-й твэлы со СНУП топливом, рядом твэлы с оксидным топливом 

По заключению НИИАР, «очевидно, что обусловленное распуханием одновременное увеличение диаметра и длины сердечника при наличии многочисленных точек локального взаимодействия его с оболочкой приводило к возникновению аксиальных напряжений в оболочке и, как следствие, ее удлинению» [4, c. 188]. 

Напряжения в оболочке приводит к растрескиванию защитной оксидной пленки на поверхности стали и интенсивной (до 36 % толщины оболочки примерно за 1,5 месяца) локальной ЖМК со стороны свинцового теплоносителя [5], которая не проявляется в условиях натриевого реактора, но окажет пагубное влияние на работоспособность твэлов в условиях эксплуатации РУ БРЕСТ-ОД-300. 

Ранний жесткий контакт хрупкого и быстро распухающего нитридного топлива с оболочкой, сопутствующие этому контакту локальные напряжения и глубокая локальная ЖМК свидетельствуют о несовместимости СНУП-топлива со свинцовым теплоносителем. 

В испытаниях твэлов в БН-600 отсутствуют два наиболее важных для реактора со свинцовым теплоносителем повреждающих фактора, а именно: коррозионно-эрозионное воздействие свинца (включая локальную ЖМК и деградацию механических свойств сталей) и наличие дистанционирующих решеток, а соответственно, и фреттинг-износа оболочек. Испытания в натриевых реакторах позволяют судить лишь о поведении СНУП-топлива и его влиянии (крайне неблагоприятном, как показано выше) на внутреннюю поверхность оболочки. Этих испытаний совершенно недостаточно для обоснования работоспособности твэлов свинцовоохлаждаемого реактора. 

Две экспериментальные петли со свинцовым и свинцово-висмутовым теплоносителем на БОР-60, сооруженные в 2002 и 2006 гг. для ресурсных испытаний твэлов БРЕСТ и СВБР, очень быстро пришли в аварийное состояние и восстановлению не подлежат. Таким образом, полноценных реакторных испытаний твэлов РУ БРЕСТ-ОД-300 нет и не предвидится. 

Прочностные расчеты твэлов выполнены с использованием статистически необоснованных данных о механических свойствах стали ЭП823-Ш, по неаттестованным для свинцового теплоносителя кодам ДРАКОН и КОРАТ, без учета обнаруженной в испытаниях внутритвэльной язвенной коррозии, науглероживания оболочки и локальной ЖМК со стороны СТ. 

Для теплофизических расчетов твэлов использовалась неаттестованная для свинца программы ПУЧОК-ЖМТ при полном отсутствии экспериментальных данных по теплообмену в пучке твэлов в свинцовом теплоносителе и многократно заниженной         (10 мкм) толщине оксидной пленки на поверхности твэлов. 

Все это делает расчетное обоснование твэлов не просто неконсервативным, но совершенно недостоверным. По существу, у твэлов РУ БРЕСТ-ОД-300 нет ни экспериментального, ни расчетного подтверждения работоспособности не только до проектного выгорания 9 % т.а. (или 6 % для первого этапа), но даже и до 4,5 %. 

Тепловыделящие сборки

На свинцовых стендах ГНЦ РФ-ФЭИ были проведены кратковременные (менее 3000 часов) коррозионные испытания восьми укороченных 6-стержневых ненагруженных макетов ТВС РУ БРЕСТ-ОД-300. О результатах этих испытаний в ПООБ сообщается следующее: «фреттинг-износ в месте контакта твэлов и дистанционирующих решеток за время испытаний (до 3000 часов) не превышает 0,5 мкм», «целостность конструкции сохранена во всех испытаниях, коррозионные повреждения имеют умеренный характер, значительного утоне-ния оболочек и дистанционирующих решеток не наблюдается», что, по мнению разработчика, свидетельствует о принципиальной работоспособности выбран-ного способа дистанционирования [4, c. 186].

Фактические результаты испытаний далеко не соответствуют приведенным выше утверждениям. Например, после 2320 часов испытаний при температуре 630 °С в базовом кислородном режиме на поверхности оболочек имитаторов твэлов в области контакта с дистанционирующих решеток (ДР) обнаружены участки оксидного слоя толщиной до 22 мкм и коррозионные очаги глубиной до 16 мкм, на вершине пуклевок ДР в местах контакта с имитаторами твэлов обнаружены язвы глубиной до 50 мкм (1/4 толщины пуклевки), микротрещины, а также локальные зоны аномального окисления с оксидным слоем толщиной до 18 мкм и межкристаллитной коррозией глубиной до 10 мкм. На ребрах ДР с внутренней стороны обнаружены многочисленные язвы глубиной до 40 мкм. Подобные повреждения отнюдь не носят «умеренного характера» (не более 18 мкм за 6 лет, как это принято в ПООБ), особенно с учетом того, что испытания проводились в облегченных, по сравнению эксплуатацией в РУ, условиях — без механических и термомеханических нагрузок, термоциклирования, с пониженной вибрационной нагрузкой, а их длительность примерно в 20 раз меньше заявляемого ресурса ТВС. 

Реальные результаты кратковременных стендовых испытаний ненагруженных макетов ТВС в свинце показывают, что в базовом кислородном режиме величина фреттинг-износа примерно в 30 раз, а при допустимом отклонении от базового режима в 100 раз! больше указанного в ПООБ значения — 0,5 мкм. 

Особое внимание следует обратить внимание на износ пуклевок, который в базовом кислородном режиме достигает через 1000 часов 25 мкм, а через 2343 часа (чуть больше трех месяцев) — 50 мкм, что составляет 25 % их толщины. При такой скорости износа нельзя рассчитывать на сохранение жесткости и работоспособности ТВС не только на ее полный ресурс, но даже на 1 год в условиях нормальной эксплуатации. Сквозная коррозия пуклевок приведет к потере жесткости ТВС и к массовому повреждению оболочек твэлов. Вопреки утверждению разработчика, удовлетворительного решения задачи дистанционирования твэлов в ТВС РУ БРЕСТ-ОД-300 до сих пор не найдено. 

Еще одним элементом, требующим экспериментального подтверждения, является управляемый цанговый замок, удерживающий ТВС от всплытия. Испытания, подтверждающие работоспособность цангового замка после его длительного (5—6 лет) пребывания в неподвижности в коррозионно-агрессивной среде при температуре 420 °С (температура жидкометаллического охрупчивания стали ЭП823-Ш), не проведены. 

Таким образом, экспериментально обоснованной, работоспособной конструкции ТВС РУ БРЕСТ-ОД-300 на сегодняшний день нет. Что касается расчетного обоснования, то там те же проблемы, что и у твэла — отсутствие достоверных данных о механических свойства стали ЭП823-Ш в свинце и полное игнорирование локальной ЖМК.

Рабочие органы СУЗ 

РО СУЗ БРЕСТ ОД-300 состоит из двух шарнирно соединенных звеньев, сцепленных со штангой длиной 9,5 м и приводом исполнительного механизма. Каждое звено имеет шестигранный чехол с наружным размером под ключ        87 мм. РО СУЗ перемещается в шестигранном направляющем канале (НК) с внутренним размером под ключ 98 мм. Штанга перемещается в двух подшипниках скольжения с радиальным зазором 1 мм. Один из подшипников постоянно находится в свинцовом теплоносителе, а другой — в газовой полости. 

РО СУЗ поплавкового типа по сигналу АЗ всплывают под действием силы Архимеда. Такая конструкция не отличается ни быстродействием, ни надежностью. Проектное время ввода в активную зону поплавкового РО СУЗ по сигналу АЗ (до 5 секунд) в два раза больше, чем в РБМК с его 7-метровой по высоте активной зоной и в 5 раз! больше, чем в БН-800. 

Частичная или полная зашлаковка миллиметрового зазора между штангой и подшипником скольжения окислами свинца и продуктами коррозии, изгиб 9,5-метровой штанги, радиационное формоизменение шестигранного чехла РО СУЗ и шестигранного направляющего канала, всё это может еще больше замедлить или даже остановить всплытие поплавковых РО по сигналу АЗ.  Из четырех макетов РО СУЗ, испытанных Заявителем на стендах (один на водяном и три на свинцовом), два намертво заклинило в подшипниках. 

О том, что зашлаковка зазоров у РО СУЗ более чем вероятна свидетельствует опыт эксплуатации реакторов с СВТ, на которых состоялось по крайней мере 5 крупномасштабных зашлаковок 1 контура (на реакторах правого и левого борта АПЛ       К-27, на наземных реакторах-прототипах 27/ВТ, 27/ВТ-5 и КМ-1). На АПЛ К-27 это закончилось плавлением активной зоны, тяжелой радиационной аварией с переоблучением экипажа и гибелью наиболее пострадавших подводников. Примеры зашлаковок показаны на рисунках 3 и 4.

Кратковременные испытания РО СУЗ в свинце с регламентным содержанием кислорода в режиме аварийной защиты показали, что максимальное время ввода АЗ составило 4,38 с, а среднее ‒ 3,5 с. Разброс времени ввода РО АЗ составил больше 1 секунды (в 5—10 раз больше, чем  на действующих ВВЭР [4, c. 194]). И это в испытаниях одного и того же макета РО с величиной хода ~1 м, в идеальных условиях стенда — без зашлаковки, радиационного воздействия и температурных градиентов.

У БРЕСТ-ОД-300 самая медленная, нестабильная и ненадежная АЗ из всех действующих и проектируемых энергетических реакторов, что является крайне неблагоприятным, если не сказать недопустимым, качеством для РУ, отличающейся пониженным уровнем самозащищенности к реактивностным авариям из-за слабой обратной связи по температуре топлива и мощности реактора.

Главный циркуляционный насосный агрегат 

Испытания модельной проточной части № 4 ГЦНА с лопастной системой в среде свинцового теплоносителя с регламентным содержанием кислорода в течение 600 часов, выполненные на стенде ФТ-4 НГТУ им. Р.Е. Алексеева, показали следующее [4, c. 196]: 

·         в местах соединения лопаток с ободом со стороны всаса видны следы износа в виде полос, эквидистантных линиям пересечения поверхностей лопаток и обода; 

·         на двух лопатках зафиксированы сколы в местах соединения лопаток с ободом; 

·         на внешней поверхности обода рабочего колеса и ответной части подвода зафиксированы кольцевые борозды различной глубины и ширины. (Это при том, что зазор между ободом и ответной поверхностью подвода составлял 5 мм, что в 10 раз больше принятого в проекте ГЦНА зазора — 0,5 мм). 

И всё это в испытаниях модели в масштабе 1:2,5, длительность которых составляет всего 0,2 % назначенного ресурса ГЦНА (30 лет). 

В НГТУ им. Р.Е. Алексеева исследовалось также явление газовой кавитации в циркуляционных насосах реакторов, охлаждаемых тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (ТЖМТ). Это явление возникает из-за того, что пузырьки аргона захватываются из газовой полости над уровнем теплоносителя в процессе его циркуляции. Результаты испытаний — следы эрозионного износа после ~200 часов работы насоса в среде ТЖМТ при температуре 550 °С показаны на рис. 5.

Рис. 5. Фото участка рабочего колеса проточной части № 3 после проведения испытаний [8] 

В процессе регулярных водородных очисток 1 контура РУ БРЕСТ-ОД-300, которые должны проводиться при работе ГЦНА на полных оборотах, газовые пузырьки (Ar+H₂) будут не только захватываться потоком теплоносителя из газовой полости, но и усиленно инжектироваться в теплоноситель диспергаторами. Это многократно усилит газовую кавитацию, обнаруженную в исследовании НГТУ. Никаких испытаний по обоснованию работоспособности ГЦНА в режиме водородной очистки разработчиком не проведено.

Парогенератор 

Интегральная компоновка РУ БРЕСТ-ОД-300 предполагает размещение в корпусе реактора восьми парогенераторов с общей площадью теплообменной поверхности около 11 тыс. м² и толщиной стенки 3 мм. В отличие от БН, эта поверхность является границей первого контура, которая находится в среде тяжелого коррозионно-агрессивного свинцового теплоносителя и на которую воздействует перепад давления приблизительно в 16 МПа — в 1,8 раз больше, чем в ПГ ВВЭР и в 4 раз больше, чем в ПГ ЯЭУ АПЛ со свинцово-висмутовым теплоносителем (СВТ). Эта граница крайне уязвима, о чем свидетельствует опыт эксплуатации ЯЭУ АПЛ и наземных прототипов. Разрыв трубок ПГ на ЯЭУ АПЛ К-123 в 1982 г. привел к разгерметизации первого контура, истечению 2 тонн СВТ в реакторный отсек и переоблучению экипажа. Тяжелая радиационная авария с выбросом радиоактивных материалов паром на крышку реактора произошла на ЯЭУ АПЛ К-373 в 1989 г. Корпус реакторов АПЛ с СВТ, в отличие от РУ БРЕСТ-ОД-300, был рассчитан на давление второго контура, но даже это не помогло.

Проект парогенератора РУ БРЕСТ-ОД-300 не имеет ни удовлетворительного расчетного обоснования, ни экспериментального подтверждения термоциклической прочности, гидравлической устойчивости, вибрационных характеристик и заявляемого ресурса. 

Прочностные расчеты элементов ПГ, изготовленного из стали ЭП302М-Ш, выполнены на основе данных о механических свойствах этой стали, полученных на воздухе, без учета локальной ЖМК, неизбежной при термоциклировании и виброизносе. Теплогидравлические расчеты ПГ выполнены без учета экспериментальных данных о толщине оксидной пленки на поверхности теплообменных трубок и влияния нерастворенных примесей теплоносителя на контактное термическое сопротивление. Оценка границы устойчивой работы по расходу воды получена на основе стационарных расчетов одиночной парогенерирующей трубы с использованием критерия устойчивости, взятого из работы 1961 г. Расчеты выполнены по программе HYDRA-IBRAE/LM/V1, в аттестационном паспорте которой прямо указано, что «корректность моделирования в ПС явления гидравлической неустойчивости в системе параллельных каналов с водяным теплоносителем не верифицирована».

Помимо неустойчивости, в которой определяющую роль играют закономерности гидравлики, в ПГ ЯЭУ с жидкометаллическим теплоносителем при работе на частичных нагрузках, когда значительная часть поверхности практически не работает (работа с балластной зоной), возможен другой тип неустойчивости — тепловая неустойчивость, определяемая законами теплопередачи. Этот тип неустойчивости для ПГ РУ БРЕСТ-ОД-300 не исследован. 

Всё это не соответствует современному уровню развития науки и техники в области парогенераторов ЯЭУ с жидкометаллическим теплоносителем.

Корпус блока реакторного 

Гигантский, несоразмерный с мощностью реактора металло-бетонный корпус (рис. 6) диаметром 26 метров, высотой 17 метров (больше, чем у РБМК) содержит внутренние металлические конструкции для размещения внутрикорпусного оборудования и теплоносителя, а также внешнюю стальную цилиндрическую оболочку. Между внутренней и внешней металлоконструкциями — бетонный массив, в котором расположены трубы систем разогрева и охлаждения корпуса, а также паропроницаемые каналы системы сушки бетона. 

Экспериментальные исследования на натурном макете днища показали, что уже на этапе сушки в бетонном массиве корпуса образуются многочисленные магистральные трещины длиной 2—3,5 м с величиной раскрытия до 3,5 мм (рис. 6), в то время как, согласно требованию п. 6.3.11 СТО 95 12051-2019, пре-дельная величина раскрытия трещин, не должна превышать 0,3 мм.

Рис. 6. Схема расположения трещин в бетонном массиве фрагмента днища со стороны III [4] 

В проекте корпуса не предъявляется никаких требований ни к величине раскрытия трещин, ни к контролю за трещинообразованием в процессе его сооружения и эксплуатации. Такой подход не отвечает стандартам, принятым в атомной энергетике, согласно которым изготовление и эксплуатация корпуса реактора должна осуществляться в соответствии с наиболее высокими требованиями по качеству, установленными в ФНП.

Помимо магистральных трещин, бетонный массив корпуса пронизан полыми каналами системы сушки диаметром 1,5 см, расположенными с шагом 40 см. Этот массив представляет собой пористую структуру, способную как губка впитать в себя десятки кубометров свинцового теплоносителя. Каналы сушки через систему коллекторов и два общих выходных канала выводятся в шахту реактора (отсечная арматура системы сушки в процессе эксплуатации РУ открыта). В результате бетонный массив корпуса РУ БРЕСТ-ОД-300 не в состоянии выполнять функцию страховочного корпуса по локализации течи теплоносителя и защитного газа при разгерметизации внутренней металли-ческой оболочки. Толщина этой оболочки 32 мм, почти такая же, как у корпуса БН-800 при несопоставимо большей коррозионной агрессивности свинцового теплоносителя, по сравнению с натрием. 

Утечка 7—10 % свинца приведет к снижению его уровня ниже входных окон парогенераторов и теплообменников расхолаживания, к разрыву контура естественной циркуляции и, как следствие, к потере нормального и аварийного теплоотвода со всеми вытекающими отсюда последствиями. Разгерметизация внутренней металлической облицовки может быть результатом не только локальной ЖМК, но и ударного воздействия 10 000 тонн расплавленного свинца при землетрясении или гидроударе при разрыве теплообменных трубок ПГ с давлением 18,5/17 МПа. 

Металло-бетонный корпус РУ БРЕСТ-ОД-300 представляет собой громоздкую, нетехнологичную, трудно контролируемую при сооружении и эксплуата-ции конструкцию. Основной объем работ по изготовлению этого корпуса должен выполняться в «полевых» условиях на площадке АЭС, что не соответствует современному уровню реакторной техники. Технология высокотемпературной сушки тысяч кубометров бетона (~7000 м³), размещенного в замкнутом объеме, ограниченном металлическими поверхностями, не отработана. Вопрос о возможности демонтажа такого корпуса после вывода реактора из эксплуатации разработчиком даже не ставится.

Детерминистический анализ безопасности 

Все прочностные и теплофизические расчеты, весь детерминистический анализ безопасности в ПООБ РУ БРЕСТ-ОД-300 выполнены, исходя из ложных предположений о «прочной диффузионно-непроницаемой защитной оксидной пленке», «толщина которой приблизительно составляет 10 мкм» и которая «исключает образование очагов жидкометаллической коррозии». 

Прочностные расчеты твэлов выполнены по неаттестованным программам при отсутствии достоверных, статистически обоснованных данных о механических свойствах конструкционных материалов в свинце, без учета фактических данных реакторных испытаний СНУП-топлива (внутритвэльной язвенной коррозии глубиной до 150—170 мкм, азотирования и науглероживания оболочки) и данных испытаний стали ЭП823-Ш в свинцовом теплоносителе (ЖМК до 180 мкм за ~1,5 месяца), без учета деградации механических свойств стали в СТ (сокращение времени до разрушения в 8—39 раз), что делает эти расчеты не только неконсервативными, но и совершенно недостоверными. 

Обоснование прочности ТВС сделано исходя из ложного представления о том, что фреттинг-коррозия не превышает 0,5 мкм за 5000 часов, что в десятки раз меньше, чем это получено в кратковременных испытаниях ненагруженных макетов ТВС на свинцовых стендах ГНЦ РФ-ФЭИ. 

Теплогидравлические расчеты проведены с помощью неаттестованных для СТ программных средств, без учета фактических данных о толщине оксидной пленки на поверхности оболочек и влияния нерастворенных примесей на контактное термическое сопротивление, при полном отсутствии экспериментальных данных по теплообмену в пучке твэлов в свинцовом теплоносителе. Такие расчеты совершенно недостаточны и непригодны для подтверждения критериев безопасности по температуре оболочки и топлива, для обоснования теплотехнической надежности активной зоны. 

Расчетное обоснование технологии теплоносителя (массоперенос газовой фазы в процессе водородной регенерации, перенос кислорода, кислородная коррозия, образование и перенос нерастворенных примесей) выполнено по неаттестованным программам при полном отсутствии представительных экспериментальных данных о циркуляции теплоносителя и массопереносе водородосодержащей (Ar + H2) газовой смеси и кислорода на интегральном свинцовом стенде, структурно подобном РУ БРЕСТ-ОД-300. 

Детерминистический анализ безопасности (расчеты переходных и аварий-ных процессов) выполнен по неаттестованной для СТ программе DINAR без экспериментально обоснованных критериев оценки (проектных пределов пов-реждения твэлов), c использованием указанных выше ложных предположений о коррозионной стойкости материалов, без учета фактических результатов реакторных и стендовых испытаний, при отсутствии достоверных статистически обоснованных данных о механических свойствах конструкционных материалов и экспериментальных данных по теплообмену в пучке твэлов в свинцовом теплоносителе. Такой анализ нельзя признать хоть сколько-нибудь достоверным. Фактически следует констатировать отсутствие адекватного расчетного обоснования безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300.

Заключение

Ни один из ключевых элементов РУ БРЕСТ-ОД-300 ‒ твэл, ТВС, РО СУЗ, ГЦНА, ПГ не прошел представительных ресурсных испытаний в условиях близких к условиям эксплуатации, а фактические результаты кратковременных испытаний этих элементов на свинцовых стендах не позволяют прогнозировать работоспособность РУ даже на малую часть заявляемого ресурса. Основная причина этого — несовместимость используемых конструкционных материалов с коррозионно-агрессивным свинцовым теплоносителем, неэффективность антикоррозионной защиты с помощью поверхностных оксидных пленок.

Неработоспособность хотя бы одного из перечисленных выше элементов сделает неработоспособной всю построенную РУ. Тем более странно начинать сооружение энергоблока, когда не один, а все его ключевые элементы не отработаны (не обоснованы ни прошлым опытом, ни успешными стендовыми или реакторными испытаниями, ни даже адекватными расчетами), когда сооружать, по существу, просто нечего. Реализация проекта «Прорыв» в таких условиях, это крайне дорогостоящая и опасная техническая авантюра. 

В этом отношении разумней было бы последовать примеру европейских разработчиков, которые планировали сооружение реактора-прототипа со свинцовым теплоносителем ALFRED [9] к 2025 году, но, убедившись в результате собственных экспериментальных исследований в неэффективности антикоррозионной защиты с помощью поверхностных оксидных пленок и в непригодности ферритно-мартенситной стали для работы в свинце, благоразумно отодвинули этот срок на 2035-2040 годы, в надежде найти за это время либо новые конструкционные материалы, устойчивые к ЖМК, либо новые эффективные способы защиты от неё. 

Более детально история создания и эксплуатации реакторов с ТЖМТ, которая в нашей стране насчитывает семь десятилетий, начиная с пуска теплофизического стенда со свинцово-висмутовым теплоносителем в Лаборатории «В» (г. Обнинск) в 1951 году, разработки и эксплуатации 13 реакторов с СВТ для АПЛ (1959-1996 гг.) и заканчивая «триумфальной» заливкой фундаментной плиты для реакторного блока РУ БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым охлаждением в г. Северске на площадке Сибирского химкомбината в июне 2021 года, описана в вышедшей в 2023 году монографии [4]. 

В книге представлены не только основные проблемы реакторов с ТЖМТ и РУ БРЕСТ-ОД-300, но и процесс 5-летней экспертизы этого проекта в Ростехнадзоре, со всеми его нарушениями, позволившими, в конце концов, выдать лицензию на сооружение  неработоспособного блока, несмотря на сотни и сотни отмеченных экспертами несоответствий требованиям действующих ФНП и культуры безопасности. 

Список литературы 

1.       Нигматулин Б.И., Пивоваров В.А. О концепции безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300. ‒ На сайте ProAtom, 22/05/2023, http://proatom.ru

2.       Нигматулин Б.И., Пивоваров В.А. Фундаментальные проблемы проекта БРЕСТ-ОД-300. ‒ На сайте ProAtom, 09/06/2023, http://proatom.ru

3.       Крюков Ф.Н. Беляева А.В., Скупов М.В.. Результаты послереакторных исследований твэлов со СНУП топливом с газовым и жидкометаллическим подслоем. ‒ Сборник докладов «Отраслевая научно-техническая конфе-ренция “Замыкание топливного цикла ядерной энергетики на базе реакторов на быстрых нейтронах” 28—29 октября 2021 г., Сочи», с. 199—209.

4.       Нигматулин Б.И., В.А. Пивоваров. Реактор с тяжелым жидкометал-лическим теплоносителем. История трагедии и фарса. ‒ М.: «Литтерра», 2023.

5.       Каштанов А.Д., Лаврухин В.С., Марков В.Г. Коррозионно-механическая и др. прочность конструкционных материалов в контакте с жидким теплоносителем ‒ Атомная энергия, 2004, т. 97, вып. 2, с. 103—108.

6.       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 // Тез. докл. Науч.-техн. конф. «Теплофизика реакторов нового поколения (Теплофизика-2018)», 16—18 мая 2018,   г. Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2018, с. 82—84.

7.       50 лет освоения технологии тяжелых теплоносителей (свинец-висмут, свинец, галлий) / Р.Ш. Асхадуллин, П.Н. Мартынов, Ю.И. Орлов и др. // Сборник. Обнинск: ОЦНТ и ГНЦ РФ — ФЭИ, 2001.

8.       Боков П.А. Исследование условий возникновения и характеристик кавитации в главных циркуляционных насосах реакторов на быстрых нейтронах, охлаждаемых тяжелым жидкометаллическим теплоносителем: автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук. Нижний Новгород, ОКБ «Гидропресс», 2014.

9.       Alemberti A. Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator — ALFRED Project// Gen IV International Forum. September 26, 2018.