#атомное
Для привлечения внимания:

Термоядерный коммунистический (ибо на красном фоне) медведь разрывает ядро Лития. Ничего особенного, всего лишь флаг Железногорска.

Сказ о нитридном топливе, или UN. Вернее, так он начинался, а скатился, естественно, к тому чего этто нитрид -центральная тема «прорыва». Наряду со свинцом. Я его тут немного ругаю, но втайне надеюсь, что у них всё получится. Но сам процесс его продвижения по головам конкурентов не может не вызывать у меня возмущения.

Об этом не орут на каждом углу, но это проект сравнимый по мощи, а возможно и более важный чем отправка человека на Луну. Не слышали? Многие его таковым выставляют. А кто-то говорит, что это грандиозный распил, который тянут под знаменем: «Или ишак помрёт, или султан сдохнет». Столько критики, сколько вылил на этот проект Б.И.Нигматулин я всё равно написать чисто физически не смогу, его статьями забит весь "Проатом" поэтому дублировать не стану.
(но там вообще немало фриков всякую дичь публикуют вроде этой http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=8339 - Падают ли тела на Землю с одинаковым ускорением? М.М.Богословский, доктор биол. наук, вед. науч. сотрудник Военно-медицинской академии им. С.М.Кирова. Видать после Нигматулина уже всё можно).

Чтобы подойти к UN я написал небольшой слегка бессистемный (это вообще к этому посту относится) ликбез про ядерные реакторы вообще. И так чтобы было понятно, как можно большему числу людей.
Во-первых, в действительности локально и не только локально на одно ядро урана не приходится одно ядро азота. Поэтому описывая исследуемое топливо говорят U(x)N(y), где x и y- величины близкие к единице, но не она. Ещё и погрешность даётся. И оксид урана также. И вообще - все виды ядерного топлива так изучаются.
Тема бесконечно долгая и бесконечно сложная. Да ещё и описывать её, не углубляясь в радиохимию почти невозможно.

Начать следует с того, что рассказывают ещё в школе - с цепной само поддерживающейся ядерной реакции деления ядер (нейтронами). Изначально ядерный реактор то ли от большого ума, то ли от секретности в СССР звали нейтронной мультиплициующей системой, но потом это всем надоело, и он стал "ядерным реактором", как и на не загнивавшем тогда западе. А бомба атомной. Как и АЭС. Но с этим языковым маразмом давно смирились.

Как все помнят ещё из школьного курса - в ядро урана (в школе не всегда указывают изотоп) ударятся нейтрон и то живописно разваливается на два осколка и 2-3 нейтрона, которые весело разваливают следующие ядра и ба-БАХ - ядерный взрыв.

При делении большинства изотопов и практических всех используемых в реакторах действительно выделяется от 2 до 3 нейтронов. Есть усредненные значения, они также зависят от типа изотопа, и энергии нейтрона. Среднее количество нейтронов на один акт деления увеличивается (примерно линейно) на 0,15 на МэВ энергии нейтрона.

Но на АЭС взрыва не происходит. Число делений в реакторе со временем не меняется, если намеренно не менять мощность реактора.

Это потому что при попадании нейтрона в ядро урана-235 у него есть шанс не только не разделить его но и поглотиться им превратив того в уран-236 - который, увы, имеет существенно меньшие сечения деления и в дальнейшем с малой вероятность разделится в реакторе.

А в свою очередь те примерно 2.5 нейтрона всё же выделившиеся при делении могут быть поглощены другими ядрами не топлива, а замедлителем, может произойти и утечка из реактора. Вернее она приходит неизбежно, а может - с каждым отдельным нейроном. Также избыток нейтронов поглощается стержнями КС - компенсирующими избыточную реактивность стержнями.

Как это работает (очень грубо и примирительно к реактору на тепловых нейтронах, причём с мягким спектром) есть и тут:
https://ru.wikipedia.org/wiki/Коэффициент_размножения_нейтронов

Важно и то, что при делении урана нейтроны из него вылетают не "сразу". Большая часть за ничтожные 10^(-5) с, а вот небольшая доля - их зовут запаздывающими нейтронами с запаздыванием соответственно. Они позволяют снижать или повышать мощность реактора плавно, не за доли секунды. Ведь представьте себе - если следующее поколение нейтронов будет больше по численности всего предыдущего на полпроцента, а нейтроны будут только мгновенные, насколько изменится мощность реактора за секунду? Хорошо что есть запаздывающие нейтроны. Ещё одна из причин, почему ЯЭР (ядерный энергетический реактор)- не бомба.

Но если реактивность реактора будет всё же выше это доли (запаздывающих нейтронов) то да - будет бабах. ("Тепловой взрыв" как на ЧАЭС)

Далее.
Вероятность того или иного взаимодействия (ядерной реакции) с ядром любого изотопа измеряется сечением взаимодействия. https://ru.wikipedia.org/wiki/Ядерное_эффективное_сечение
Но оно характеризует отдельные ядра, а вот вещество с учетом ядерной плотности - макроскопическое сечение. Больше плотность - выше макроскопическое сечение.

Так же это сечение соответствует конкретной энергии нейтрона. И зависит от него зачастую очень сложно - с резонансами разными, но в самом общем случае с ростом энергии сечение уменьшается. Оно обратно пропорционально корню из энергии нейтрона или проще - обратно пропорциональна его скорости.

Можно намешать в реакторе самые разные изотопы разных химических элементов и этот самый коэффициент размножения нейтронов в системе будет разным. Как и почему эти решения связаны с нейтронно-физическими параметрами реактора, его коэффициентами реактивности, я вам не объясню, уж извините, кратко это сделать невозможно - уместить 10-к учебников и 5 ВУЗовских курсов я в пост не смогу.

Заранее о кампании:
Кампания реактора - время между перегрузками топлива. Если перегрузка непрерывная, можно говорить только о кампании топлива - времени которое оно находиться в реакторе. Если добавить ещё что его сжигают при 100% нейтронной мощности это будет эффективная кампания топлива. Которая при маневрировании работе на сниженной мощности будет отличаться просто от "кампании".

Если на ВВЭР-1000 на "старом" топливе перегружают раз в год, активная зона состоит из трёх зон - большого, среднего и малого обогащения (чтобы выровнять нейтронный поток и энергопотребление по радиусу аз) то кампания реактора - 1 год, а кампания топлива или, вернее, топливная кампания - 3 года. (сейчас переходят к 5-летней кампании, что требует применять выгорающие поглотители и увеличивать начальное обогащение)

Начнём плясать от реактора. Уточню сразу - от энергетического реактора. Если ставить целью только наработку плутония и только её - решения будут другими, причём они могут быть очень разными в зависимости от возможностей страны, наследованных иных технологий.

Сразу отмечу. Быстрый реактор имеет смысл только как бридер - реактор для воспроизводства ядерного топлива. Превращения урана-238 в плутоний-239 (есть и ториевый ЗЯТЦ - закрытый ядерный топливный цикл [https://ru.wikipedia.org/wiki/Ядерный_топливный_цикл - пояснить не буду, есть в вики]- и иные совершенно бумажные извращениям, но речь не о них). В остальном по экономике он уступает тепловому (без учета замыкания ядерного топливного цикла! С учётом - там всё сложнее и зависит от цены на урановую руду и единицу разделения при обогащении, а также с затратами на хранение, переработку (если она проводится) и захоронения ОЯТ - отработанного ядерного топлива).

Чтобы быстрый реактор был критичным (а не подкритичным - отправляю выше к коэффициенту размножения нейтронов), топливо в нём должно быть очень сильно обогащено (под 20% - выше мешает омерзительный договор о нераспространении и пацифично-тупое и равно относящееся ко всем странам - и к тем, у кого есть ЯО и к тем, кто его только хочет иметь - мнение по этому вопросу МАГАТэ). Потому что нет замедлителя (делающего из быстрых нейтронов тепловые - медленные), и сечения взаимодействия с быстрыми нейтронами (т.е. с нейтронами энергией более больше 0,1 МэВ) сильно отличаются от таковых для теплового реакторов. Они в первую очередь сильно меньше. Но меняется и их пропорция - сечения поглощения, рассеяния, деления меняют своё % в "суммарном" сечении.

Каждый процент обогащения увеличивает цену топлива нелинейно. Смотреть "единицу работы разделения". https://ru.wikipedia.org/wiki/Единица_работы_разделения

Чисто из экономических соображений активную зону быстрого реактора нужно делать меньше размером. Использовав как можно меньше топлива.

Ядерный реактор устроен так, что его можно разогнать на любую мощность - лишь бы тепло надёжно отводилось. Условно можно сделать реактор с аз (активной зоной, пишется прописными чтобы не путать с АЗ – аварийной защитой) в 2 раза меньше, но в 2 раза большей энергонапряженностью (тепло отводимое с 1 кубометра аз). Но чем она выше - тем выше температура топлива, термические нагрузки, выше необходимая скорость течения теплоносителя, омывающего твэлы итд. Куча проблем. Так, если зазоры между твэлами в БН-600 - миллиметровые, а если закупорить одно из отверстий в чехле чехловой ТВС (тепловыделяющей сборки) в которое поступает охлаждающий натрий топливо начнет локально плавиться через секунды. Так что это на практике ограничено теплофизикой и гидравликой.

Кроме того, чем меньше аз быстрого реактора, тем выше КВ - коэффициент воспроизводства топлива (отношение наработанного топлива к выгоревшему, у бридера - размножителя - оно должно быть больше 1, у БН-600 и БН-800 на диоксиде с кастрированными боковыми экранами он меньше, что ставит под сомнение их "титул").

В идеале аз должна быть крошечной, а окружать её должны большие боковой и торцевые экраны с обеднённым ураном - бланкетом. Но по совершенно идиотским международным договорам делать этого нельзя (в энергетических реакторах, в Железногорске же наработку вроде как прекратили), поэтому в БН-600 и БН-800 старательно изгаживаются бесполезно упускаемыми нейтронами стальные прутки (мог что пропустить, но год назад было именно так, НЯП).

К этому мы вернёмся ещё не раз - ЗЯТЦ и наработка плутония в любом его виде идёт в опасной близости с производством огромного объёма ЯО. Относительно дешёвого ЯО - если технологию отработают. И, смотря на китайцев активно строящих у себя ядерные реакторы надо понимать, что с темпами развития их экономики "10000 боевых блоков" у китайских РВСН к 2050 - вполне вероятное будущее.

С точки зрения денежной экономичности энергетического реактора нужно повышать глубину выгорания топлива - т.е. число Мвт*час снятых с одного кг ядерного топлива. Так полнее используется потенциал топлива.

С точки зрения чистого бридера (который совсем не мирный атом) это глупо, вернее почти безумие - поскольку с ростом выгорания начинает выгорать уже и сам наработанный плутоний, т.е. полезный продукт. Кривая возрастания концентрации плутония в топливе именно что кривая и наработка с увеличением кампании уменьшается. Выгоднее часто перезагружать твэлы с малым выгоранием (уран-графитовые реакторы Северска передают привет). Да и конструкция упрощается, можно применять металлическое топливо, алюминиевые оболочки твэлов (температура теплоносителя меньше, если пар в электрогенерации не используется- турбину им "крутить" не надо, уран-графитовые реакторы Северска передают привет ещё раз) кроме того при тепловом спектре эффективнее выжигаются имеющие большие сечения захвата минорные актиноиды - америций, кюрий и прочее дерьмо усложняющее радиохимические действия при выделении полезного продукта - плутония-239 из облученного урана. (Но дерьмо это полезно, оно навоз для марсианских роз - и об этом позже)
Кроме того, чем больше выгорание, тем больший процент наработанного плутония – это плутоний-241 из которого непрерывно образуется при его распаде америций-241. Это тот самый процесс, из-за которого нужно раз в 10-20 лет менять сборки в ядерном и термоядерном оружии, если физпакет плутониевый. В оружейном плутонии потому стараются удалять из него плутоний-241 но в силу того что это изотоп, а химически он идентичен плутонию-239 полностью убрать его не получается.
Поэтому оружейный плутоний на коммерческом энергетическом быстром реакторе нарабатывать не совсем удобно.
Но в чём проблема? И в реакторном плутонии есть плутоний-241 и шлак - америций-241 также в нём образуется. Темп выжигания плутония-241 должен быть примерно в 10 раз быстрее, чем темп его распада в америций-241 - если мы не хотим увеличения его концентрации. Любая остановка РУ (реакторной установки) приводит к дополнительному образованию америция-241. Низкий темп выгорания в РУ приводит к накоплению америция-241. Который среди прочего ухудшает управляемость реактора – у него сильно зависящие от температуры резонансные пики поглощения нейтронов, но это совсем не смертельно.

Но управляемость вообще у БН имеет тонкости. Малые температурные и мощностные эффекты, меньшая доля запаздывающих нейтронов (что и ТР (тепловым реакторам) с MOX-топливом свойственно).

А вот быстрые нейтроны актиноиды в БН так не выжигают (это не слэнг, это термин). Они их производят… Для чего? Для других реакторов? Или для ядерного оружия? Тут примешивается политика, проблемы с экспортом технологии (а без неё никак – внутренний рынок мал). Решит ли вопрос пристанционный топливный цикл? Не знаю.
Нет, их можно не заборанивать и принудительно пихать обратно в ЯЭР – даже в специальные твэлы. И сжигать, сжигать… Пока нарабатываются новые.
В общем (БР) быстрые реакторы – это результат множества противоречивых требований. Для производства плутония одно, для энергетики – другой дополнительный набор требований, для надёжности с позиции теплофизики – ещё требования. А еще есть МАГАТэ и прочие страны и организации, у которых нездоровая (или здоровая) реакция на слово «плутоний». Результат – всегда компромисс.

Но северские уран-графитные реакторы - никакой не замкнутый цикл, а как раз производитель кучи ОЯТ (отработанное ядерное топливо) и РАО (радиоактивные отходы). И не мирная энергетика.

Далее к физике:
Из-за высокого коэффициента воспроизводства у быстрого реактора малый запас реактивности - он ему просто такой, как у тепловых реактор не нужен. Ведь с выгоранием топлива они и новое нарабатывают в себе. Что улучшает нейтронную физику и экономику. То есть не нужно пожирать лишние нейтроны в начале кампании СУЗами (стержни с бором (обогащенным и нет) и диспрозием титана от эффекта молниеотвода) что несколько снижает обогащение свежего топлива. Но оно всё равно очень высоко.

Но это можно устроить и постоянной перегрузкой топлива (уран-графитовые реакторы Северска передают привет третий раз). Вообще физика канальных реакторов чудесна. Но имидж РБМК (выросших из того что выше в скобках) сильно испортила авария на ЧАЭС.

Высокому выгоранию способствует и то, что долгое нахождение топлива в реакторе нежелательно. Как по соображениям надежности и коррозии, так и по довольно хитрой причине.

Если с энергонапряженностью X работать 10 месяцев или же с энергонапряженностью 10X работать 1 месяц - отличие будет в изотопном составе топлива. Причём при долгой кампании в худшую сторону если делать из этого топлива ЯО – шлаков больше, они могут накапливаться быстрее чем выгорать. Если использовать в мирных целях - там всё неоднозначнее.

С ростом энергонапряженности и глубины (степени) выгорания топливо оказывается во всё более худшем положении. Уже с позиции материаловедения.

Из него выделяется всё больше газообразных продуктов деления ("газовых осколков" иначе) давящих изнутри на стенки твэла. Таблетки растрескиваются что еще сильнее увеличивает выход газов. Сталь оболочки от мощных нейтронных потоков охрупчивается, может происходить коррозия под напряжением. Меняется локально даже фаза стали... И на неё всё это время давит криптон с ксеноном и прочими газами - коих четверть таблицы Менделеева. Стремясь вырваться наружу.

И если для немирного атома или для отработки концепции (БН-600/800 (но тут ошибочка - 800-ка в переделанном вид под нитрид и задумывалась), французские феникс и суперфеникс) можно использовать диоксид урана - UO2 как в тепловых реакторах, то по экономическим соображениям для мирного надо искать более выносливое топливо.
(Т.е .всё это время все БН-ы это иждевенцы. И так до сих пор. Они даже со своей безумной на мой взгляд задачей – сжиганием лишнего оружейного плутония не справляются)

И тут на сцену выходит UN - мононитрид урана. У него выше температура плавления, его теплопроводность повышается с ростом температуры (а не снижается как у UO2), он прочнее и меньше растрескается. И тонет в свинце – это важно, ведь без свинца не реализуется странная идея-фикс – иметь оперативный запас реактивности меньше доли запаздывающих нейтронов.
Сама по себе она хороша, но подгонять под неё другие решения (выбирая зачастую непроверенные технические решения и затем волюнтаристски включая их в проект, не имея возможности их испытать на стендах или экспериментален ЯР малой мощности… Или думая что проверка даст положительный результат заранее… чтобы потом в спешке переделывать проект уже строящегося энергоблока) и в итоге разрабатывать реактор перепроектируя его прямо на ходу (непонятно на что же деньги тогда выделили изначально? Под обещание-сказку?) лишь бы реализовать это особое видение перспективы… Какая-то самонадеянность, самоуверенность в своей инженерной интуиции. Так реакторы (такой мощности) делать нельзя.

Вдобавок, при высоких температурах нитрид выделяет металлическую фазу увеличиваясь в объёме, при низкой – просто радиационно распухает… (А ещё на сцену мог выйти силицид, и еще иные есть варианты, но волюнтаризм и закрытость отрасли - страшная штука)

Есть в нём и азот - а часть его изотопов (а он ещё и тепловые нейтроны может хватать меняя эти самые изотопы "на ходу" в течении кампании) ухудшает физику на тепловых нейтронах. Нет, и быстрые с ним взаимодействуют, но там сечения ничтожны.
Но самое неприятное - мононитрид не стоек коррозионно к воде.

Зачем это надо? Ведь твэлы же надежно обернуты в оболочку? А вот не совсем. Их в реакторе десятки тысяч. И неизбежен один-два на весь реактор в котором возникнет крошечная трещинка и твэл начнет попадать крошечное количество воды. Мелочь, но, если начнется коррозия таблеток выход радиации в первый контур так подскочит что никому мало не покажется. Поэтому в ВВЭР его применять нельзя.

Поэтому данный тип топлива недостаточно отработан и изучен - но сейчас ситуацию исправляют. Но исправят не ранее 2022. В лучшем случае.

Тех, кто запроектировал БРЕСТ-300 ДО того, как топливо полноценно испытали на БН-600 и БН-800 я, само собой, не одобряю. Вообще сам этот БРЕСТ-300 – та ещё авантюра. Но сейчас на него бросили еще ресурсов и суперкомп в Сарове в том числе и под него сооружают.

Самое главное в UN - бОльшая чем в диоксиде концентрация ядер урана. Возвращаясь выше - при тех же микросечениях макросечения возрастут и выйдет так что можно достичь той же критичности (единицы с запасом небольшим) при меньшем обогащении топлива. Яде-то U-235 или Pu-239 будет столько же на см^3. Или можно раздвинуть решетку твэлов - во-первых свинец в БРЕСТе меньше жрет нейтроны и это позволит с позиции физики и решит проблему с теплоотводом. Пережечь сборку (твэл - да, строчными, так можно) так не выйдет как я описал сценарий выше.

Еще точнее в контексте БРЕСта и вообще ЗЯТЦ называть нитридное топливо СНУП-топливом (смешанное нитридное уран-плутониевое) - "аналог" MOX - mix-oxide. Потому что замыкать естественно собираются цикл плутонием.
Но ничто не мешало использовать и металлическое топливо – идеально изученное, не менее отработанное, чем диоксид урана. Правда физика и теплофизика реактора была бы совсем иной, да свинец уж слишком горяч для металлического урана. Всё упёрлось в свинец… (а он растет из идей «естественной» безопасности)

В чём подводные камни?
Вот небезызвестный критик проекта много чего высказал (и весьма эмоционально и категорично, что наводит на всякие мысли):
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=4228
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=print&sid=8241
http://proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=4283
Говорят злые языки, что у него личная неприязнь к Адамову, аж кушать не может, но повод для критики был явно не только в этом.
Ему ответили кстати в рамках интернет-полемики и довольно убедительно:
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=4260
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=4261
А тут что важно – список литературы:
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=4258&mode=flat&order=1&thold=0

Проект "прорыв", он же, что вернее, БРЕСТ-300 держится на четырех китах.
1) Первый. Чудесная «естественная безопасность» (я презираю этот "термин", есть внутренне присущая безопасность - западный термин, он правильный. Утверждать, что помогают не инженерные решения, а естественные физические законы – глупость, поскольку они везде работают, эти самые естественные физические законы) прекрасно по всем основным решения мигрировала на БН-800 и в будущем на БН-1200 и БН-1200М (надеюсь, он будет построен)

БН-1200М представляет собой альтернативу БРЕСТу – синицу в руках. Он отработан и основан на поэтапно увечивавших тепловую мощность реакторах БОР-60, БН-350, Бн-600 и БН-800. БРЕСТ же при куче нерешенных на практике или в том масштабе на котором проблемы могут принимать неожиданный вид сразу стоят тепловой мощностью в 700МВт.

Соловьём про «естественную безопасность» (и не только неё) распевается Адамов - научный руководитель этого проекта:
https://www.youtube.com/watch?v=BA-FDSVRP-I
(Лекция как раз для блогожителей, довольно понятная непрофи)
Распевается вполне корректно, но он верно похвалит себя и свою работу, а вот я немного поругаю. и хотя ругаю видео очень рекомендую.

Но то, как на БН-600 40 лет сжигали Уран-235 – такое можно представить себе только в антикапиталистическом государстве… или в РОСАТОМе

Но идея тащить и БРЕСТ-300 (ОД) и БН-1200М с итоговым сравнением его с БРЕСТ-1200 – она прекрасна как поиск идеального решения, но «где деньги, Зин» (с)

Как бы БН-1200М не зарубили в пользу БРЕСта. Или, что хуже, не начали делать второпях с опоздания выяснив что БРЕСТ – в который вбухали столько денег обернулся пшиком.

2)Отличная нейтронная физика реактора. (вернее просто хорошая)
Вообще про это я уже писал - отсылаю на свой старый пост:
https://fanfics.me/message264123
Там про избыточную реактивность (то что «висит» на стержнях – оперативный запас реактивности), которая меньше доли запаздывающих нейтронов исключая разбег реактора на них.

Однако известный критик «Прорыва» Нигматулин (любитель приврать) писал такое:
«Химера СНУПа родилась из-за стремления получить равновесную активную зону с запасом реактивности меньше доли запаздывающих нейтронов β (т.е. < β), из-за стремления исключить теоретическую возможность разгона реактора на мгновенных нейтронах. Не получилось, запас реактивности в БРЕСТе больше β. Тогда вся эта история со СНУП теряет всякий физический смысл.»
Но Адамов недавно всё ещё утверждал, что всё путём…

С учетом неизбежных законных ограничений - физика в целом очень удачная (если доверять команде Адамова). Кроме того, за счет свинца и нитрида нейтронный спектр жестче, нейтроны быстрее. Это полезно для бридера с точки зрения наработки полезных изотопов и деления урана-238. (делится он только с 1Мэва нейтронов, но зубры с физтеха будут орать что реакция не «безпороговая», но для практики важно только то, что до 1Мэва сечение деления призрачно мало)

Но зная немного о физике этого реактора уверен – это куплено ценой иных сомнительных решений.

3)Свинец.
Дерьмо, а не теплоноситель, на мой взгляд. И не только на мой – но то частные мнения, и их приводить я поостерегусь. Про него можно написать много, но написано и без меня, поэтому сошлю на типичную критику БРЕСТа (которая прмяо на Википедии и имеет Нигматулинские корни)
https://ru.wikipedia.org/wiki/БРЕСТ
Но натрий тоже дерьмо. Но с ним научились обращаться. Проблема в том, что свинец как теплоноситель ещё не изучен в должной мере – если честно докажут, что пригоден как теплоноситель – я сочту его приемлемым. Совершенно авантюрные свинцово-висмутовые реакторы для АПЛ (атомных подводных лодок) как аргумент – ну что… ни один из этих реакторов так и не перезагрузили – одноразовые реакторы какие-то, на двух были серьезные аварии, все АПЛ были списаны намного раньше своего времени.
Да – уроки учтены. Но все ли?

А ещё тут конфликт двух КБ: Свинчатники (НИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля) и сторонники натрия («ОКБМ им. И. И. Африкантова).
И их статьи, и обличения построены зачастую не на том (или не столько на том, как мне хотелось бы), чтобы добиться истины, а чтобы отвоевать у конкурента ограниченный денежный поток идущий на быстрые реакторы. Поскольку ВВЭРами занимается ОКБ Гидропресс – он в стороне.
И свинчатники варятся в своём кругу, не считая нужным убеждать конкурентов, они просто работают над БРЕСТом, а бабло для них выбивает Адамов. Даже если они правы и все проблемы свинца они решат, подход этот порочный – вместо конструктивного диалога бессмысленная внутрикорпоративная вражда.
Свинец лишён ряда взрывных проблем присущих легкими металлическим теплоносителям (натрий , калий или их эвтектика), но имеет целый букет собственных не менее неприятных.
Он при высокой температуре отлично растворяет в себе другие металлы, угрожая коррозией и вымыванием легирующих элементов из стальных конструкций.

Что известно мне – весь «Прорыв» имеет высокие шансы обернуться пшиком. Если не случится чуда и не сделают надежную арматуру для свинца.

4) А это довольно важный элемент «Прорыва».
Дело в том, что сейчас я попытаюсь погрузиться не в свой профиль, а именно в радиохимию. Нигматулин её не ругает или ругает слабо по той причине, что опасается опростоволоситься (не опасаясь сделать это в других местах). Прошу не очень серьезно воспринимать то что я напишу в этом пункте – я опишу что и как понимаю. Возможно неверно.

Важным элементом «Прорыва» является пристанционное производство по переработке и производству топлива.
Если производить новое нитридное топливо и твэлы под него ещё научились, причём в Железногорске и не из облученного урана (это важно) то с переработкой всё сложно.
Концепция такова – взять ОЯТ из БРЕСТа, пирохимическими технологиями убрать из него шлаки (то, что поглощает нейтроны, но не делится ими – для быстрого и теплового реактора шлаки различаются) убрать и то, что чересчур «светится», доложить получившуюся разницу обедненным отвальным ураном, не стоящим примерно ничего (его на многие тысячи лет вперед валяется) затем сформировать новые таблетки, произвести новые твэлы – и обратно в реактор. И так 100500 раз.

В чем плюсы? Так будут сжигаться актиноиды, вообще всё сжигаться, что обычно уходит в отходы. Пирохимическая технология исключит огромное количество ЖРАО – жидких радиоактивных отходов свойственных обычной технологии. Но их кондиционируют (нет, это не связано с кондиционерами).
В общем сказка. И МАГАТэ с нераспространением прыгает от счастия на батуте (поверив будто бы той дичи про то, что из топлива будто бы не будет даже в промежуточных действиях извлекаться плутоний и разделяться от урана*). И отходов минимум. И цикл замкнули. (Замыкание ЯТЦ ради замыканий – это что-то почти религиозное)

* «Требованием к технологии регенерации является неразделение урана и плутония в регенерируемом топливе» - извращение ради радости пацифистов. Это забавно.

В чём минусы даже такой сказки? Вся технология замкнута только на себя саму – и если «синица в руках» позволяет использовать улучшенный БН-1200М, нарабатывать на них плутоний (но не в боковом экране – интересно, как убедить тупое МАГАТэ что плутоний – это не только для ядерного оружия? Или просто насрать на нераспространение? Меня тошнит от этого абсурда. А самое худшее – из-за политики неверно расставляются технические приоритеты) Затем скармливать MOX топливо (оксидное) избавленным от ужасного переусложнения систем безопасности новым блокам с ВВЭР. (И так собираются на перспективу к 2060-ому делать китайцы, если я верно делаю выводы из наблюдения за ними)
Если делать КВ БРЕСТа более 1 – он не сожжет все наработанный им же самим МА – минорные актиноиды. А водо-водяные реакторы всё равно заметно дешевле быстрых. Но они не работают на нитридном топливе. (опять указую перстом на китайцев, хотя у тех столько бабла что они развивают всё – даже газоохлаждаемые реакторы - ВТГР)

В чём тихий ужас – технология не отработана в должной мере (как и всё в БРЕСТе). И предлагается сразу, нахрапом в опытно-демонстрационный БРЕСТ-300.
И если всё провалится – куча бабла будет вбухана в то, что вообще никак не приложить к вполне экономически выгодным ВВЭР. Авантюра. Не зря Адамов вспоминает первый атомный проект – но тогда нахрапом всё было сделано, и цель была ясна. Этот опыт нельзя проецировать на новый, много более сложный проект. В прошлый раз вышло, с чего решили, что и тут прокатит?

Если это сработает – честь им и хвала. Но какой толк от линии переработка топлива пригодной только для реактора который может накрыться медным тазом?

Слегка не влез в 30000 символов, окончание в комментарии.