БРЕСТ

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску
У этого термина существуют и другие значения, см. Брест (значения).

БРЕСТ — российский проект реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, двухконтурной схемой отвода тепла к турбине и закритическими параметрами пара[1]. Проект реализуется в виде строительства демонстрационного комплекса, состоящего из заводов переработки ОЯТ и фабрикации топлива в замкнутом топливном цикле, и экспериментального реактора БРЕСТ-ОД-300[2].

Концепция[править | править код]

Замкнутый цикл[править | править код]

Схема закрытого топливного цикла атомной энергетики

Суть понятия замкнутого цикла использования ядерного топлива заключается в конвертации изотопа уран-238, не способного к цепной ядерной реакции, в изотоп плутоний-239, пригодный к цепной ядерной реакции. Делается это путем облучения урана-238 нейтронами в ядерном реакторе по схеме:

Часть наработанного плутония может расходоваться в той же топливной кампании в какой он был наработан. Часть остается в отработавшем ядерном топливе и может быть выделена из него химически для использования в свежем ядерном топливе.

При делении ядра U-235 тепловым нейтроном образуется в среднем 2,45 нейтрона. Один нейтрон требуется потратить на деление следующего ядра, при этом в 15% случаев U-235 захватывая ядро не делится, а превращается в паразитный U-236. Таким образом, в среднем 1.15 нейтрона тратится на одно деление, остальные 1,3 могут быть захвачены U-238 с образованием Pu-239. Но тепловые нейтроны также активно захватываются ядрами других элементов, присутствующих в активной зоне: осколками деления (например, Xe-135), замедлителем, теплоносителем, стержнями управления и защиты, часть нейтронов просто утекает из активной зоны. Поэтому реакторах с преимущественно тепловым спектром нейтронов, коэффициент воспроизводства всегда меньше единицы (0,5-0,7). Тем не менее конвертация урана-238 вносит определенный вклад в общее энерговыделение реакторов с тепловым спектром нейтронов. В реакторах с быстрым спектром нейтронов поглощение нейтронов другими веществами гораздо меньше, нейтронов при делении U-235 образуется больше (каждые 0,1 МЭв дает в среднем +0,01 нейтрон на деление), а вероятность захвата без деления для U-235 наоборот, снижается, поэтому коэффициент воспроизводства может оказаться больше расхода первичного делящегося изотопа (в идеале, КВ может достигать 1.5 — если никаких потерь нет вообще, а все нейтроны делят уран-235 или поглощаются ураном-238. На реально существующих реакторах КВ достигает 1.2). При очередной перезагрузке топлива извлеченный ОЯТ может содержать больше делящегося вещества, поддерживающего цепную реакцию, чем было загружено изначально. Его можно выделить химически и использовать для загрузки свежим топливом широко распространенных реакторов на тепловых нейтронах вместо дефицитного урана-235.

Выгодной эта операция становится в связи с тем что в природе встречается лишь один редкий изотоп, поддерживающий цепную реакцию — уран-235. Его природные запасы в пригодных для экономически эффективной добычи месторождениях невелики. Зато в природе многократно больше двух других изотопов (тория-232 и урана-238), которые цепную реакцию не поддерживают, но из которых облучением нейтронами можно получать другие изотопы (уран-233 и плутоний-239), уже поддерживающие цепную реакцию. Дополнительную выгоду приносит резкое уменьшение требований к хранению ядерных отходов, образующихся от отработанного ядерного топлива.

Технические трудности и экономические затраты создания полномасштабной энергетики на быстрых нейтронах привели к отставанию их развития от реакторов с тепловым спектром нейтронов.[3][4][5][6] Кроме того доступность урана-235 еще не достигла критических для отрасли величин.

В проекте БРЕСТ его разработчиками планируется создание демонстрационного топливного цикла, который должен продемонстрировать работоспособность, выявить проблемы масштабирования и обосновать экономику замкнутого цикла ядерного топлива.[7][8]

В 2010 году правительство РФ утвердило федеральную целевую программу «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010—2015 гг. и на перспективу до 2020 г.», в которой был провозглашён курс на создание замкнутого топливного цикла и осуществления проекта коммерческого реактора на быстрых нейтронах[9][10]. В связи с этим в программе предусмотрена разработка проектов реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым, натриевым и свинцово-висмутовым теплоносителем[11], что является одной из причин осуществления проекта БРЕСТ. Кроме него, в программе участвуют и другие инновационные проекты: серия реакторов с натриевым теплоносителем типа БН-800 и проект реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем СВБР.[12]

«Естественная безопасность»[править | править код]

Отличительной особенностью проекта является концепция «Естественной безопасности» — термина, введённого в широкий обиход в научно-технических кругах В. В. Орловым и Е. О. Адамовым, разработчиками и популяризаторами проекта БРЕСТ. Под этим понятием подразумевается ядерная и радиационная безопасность за счёт последовательного отказа от любых технических решений, потенциально опасных проектными и запроектными авариями, и организации безопасности за счёт использования природных законов и свойств используемых материалов, что позволит достичь убедительно прогнозируемой безопасности. Другими словами, в проекте БРЕСТ предполагается, что сам реактор и его топливо будут настолько безопасными, что не потребуют большого количества громоздких технических средств, систем и автоматики для обеспечения безопасности, что повлечёт упрощение устройства и удешевление АЭС[1][13][14].

Вышеуказанное понятие не является нововведением для ядерной энергетики и широко используется уже несколько десятилетий, имея в нормативной технической документации название «внутренняя самозащищённость»[15]. На свойстве внутренней самозащищённости в немалой степени основана безопасность практически всех современных реакторов, наиболее показательным его примером могут служить их отрицательные температурные, мощностные и другие эффекты реактивности — обратные нейтронно-физические связи реакторов, на которых основана устойчивость реакторов.

Таким образом, концепцию «естественной безопасности» нужно рассматривать не в качестве оригинальной идеи, а в развитии устойчивого направления в конструировании ядерных реакторов, возможно качественного прорыва в этом направлении, по крайней мере, по утверждениям его создателей.

Особенности конструкции[править | править код]

Реактор является установкой бассейнового типа, то есть корпус реактора конструктивно исключается[источник не указан 2854 дня] — в шахту из теплоизоляционного бетона (изнутри покрытого металлическим лайнером) залит свинец (теплоноситель), в который опущены активная зона, парогенератор, насосы и другие системы. Циркуляция свинца в контуре осуществляется за счет создаваемой насосами разности его горячего и холодного уровней.

К особенностям реактора следует также отнести конструкцию твэлов. Если традиционно выравнивание тепловыделения по радиусу реактора достигается за счет изменения обогащения урана в твэлах, то в реакторе с полным воспроизводством плутония в активной зоне выгодно применять твэлы различного диаметра (9,1мм, 9,6 мм, 10,4мм). В качестве топлива используется мононитридная композиция уран-плутония и минорных актиноидов. Реактор способен за одну кампанию «сжигать» до 80 кг как «собственных» актиноидов, так и полученных из облучённого ядерного топлива других АЭС.

Другой особенностью проекта является примыкание комплекса по переработке облучённого топлива непосредственно к реактору. Это даёт возможность передавать топливо на переработку, исключая дорогостоящую и небезопасную дальнюю его транспортировку[1].

Осуществление естественной безопасности[править | править код]

Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения по утверждениям разработчиков выводит БРЕСТ на качественно новый уровень безопасности и обеспечивает его устойчивость (ядерную безопасность) без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжёлых авариях. Это планируется осуществить за счёт:

  • использования кипящего при высокой температуре (примерно 2024 К), радиационно-стойкого и слабо-активируемого свинцового теплоносителя, химически пассивного при контакте с водой и воздухом, что должно позволить осуществить теплоотвод при низком давлении и исключить пожары, химические и тепловые взрывы при разгерметизации контура, течах парогенератора и перегревах теплоносителя;
  • использования плотного (теоретическая плотность (без пористости) — 14,3 г/см³) мононитридного топлива, работающего при относительно низких температурах (максимальная температура менее 1150К при температуре плавления 3100К), что должно обеспечивать малые величины радиационного распухания (примерно 1 % на 1 % выгорания топлива) и выхода газовых продуктов деления (менее 10 % от образовавшихся), тем самым должно исключаться контактное воздействие топлива на оболочку твэлов, которая нагружается лишь к концу кампании избыточным газовым давлением менее 2 МПа;
  • использованием бесчехловых ТВС с широкой решёткой твэлов в активной зоне умеренной энергонапряжённости (максимальная примерно 200 МВт3), что должно исключать потерю теплоотвода при локальном перекрытии проходного сечения в ТВС и обеспечивать высокий уровень естественной циркуляции теплоносителя (отметим, что в последнем варианте проекта БРЕСТ рассматривается использование в активной зоне чехловых шестигранных ТВС, которые не обеспечивают теплоотвод при перекрытии проходного сечения, например, окислами свинца);
  • выбора конструкции активной зоны со свинцовым отражателем, состав и геометрия которых должны обеспечивать полное воспроизводство топлива (коэффициент воспроизводства около 1), небольшие по величине и отрицательные мощностной, температурный и пустотный эффекты реактивности (отметим, что коэффициент реактивности по изменению плотности свинца в активной зоне положителен, а остальные коэффициенты — отрицательны), которые должны позволять иметь небольшой суммарный запас реактивности для исключения неконтролируемого разгона реактора на мгновенных нейтронах при непредусмотренном выводе из активной зоны органов регулирования;
  • использования устройств пассивной обратной связи реактивности с расходом теплоносителя через активную зону (УПОС) в виде каналов, связанных с первым контуром и заполненных свинцом до определённого уровня, зависящего от расхода теплоносителя через активную зону и влияющего на утечку нейтронов и реактивность;
  • использования пассивной системы внешнего воздушного аварийного охлаждения реактора через корпус (в последнем варианте проекта БРЕСТ для аварийного охлаждения предусмотрена система, состоящая из воздушных теплообменников типа «труба Фильда», погруженных в теплоноситель первого контура в периферийные полости реактора);
  • конструкции контура охлаждения с наличием разных уровней в опускной и подъёмной ветвях, что обеспечивает плавный переход к естественной циркуляции при нарушении принудительной[1] (при этом выбег расхода через активную зону за счёт выравнивания уровней при быстром отключении циркуляционных насосов составляет 20-30 секунд).

Критика[править | править код]

Споры вокруг проекта БРЕСТ развернулись после выступления Владимира Путина на «Саммите тысячелетия» ООН (2000 г.)[16], в котором президент РФ выдвинул инициативу по энергетическому обеспечению устойчивого развития человечества, кардинальному решению проблем нераспространения ядерного оружия и экологическому оздоровлению планеты Земля. Выступление Путина не содержало технических деталей, однако в нём было обозначена идея «кардинального повышения эффективности нераспространения ядерного оружия путём исключения из использования в мирной ядерной энергетике обогащенного урана и чистого плутония», по мнению экспертов, в немалой степени базирующейся на создании замкнутого ядерного цикла на основе проекта БРЕСТ.

Вскоре после этого в журнале «Ядерный контроль» вышла статья специалиста в области ядерной физики, академика РАН, вице-президента Курчатовского института Николая Пономарёва-Степного[17], в которой обозначенные президентом цели назывались «не вызывающими сомнений своей необходимостью», однако под сомнение была поставлена возможность их осуществления в ближайшем будущем, а также был подвергнут критике официальный курс на осуществление этих целей с помощью проекта БРЕСТ. В статье констатировалось, что проект реактора БРЕСТ «находится в начальной стадии разработки», а «технология свинцового жидкометаллического теплоносителя на сегодняшний день не отработана». Кроме того, были высказаны сомнения относительно принципиальной возможности решить с помощью реакторов БРЕСТ проблемы крупномасштабной ядерной энергетики, такие, как неограниченное обеспечение топливом, кардинальное решение проблемы нераспространения, естественная безопасность, сжигание радиоактивных элементов и окончательное решение проблемы радиоактивных отходов. Такого рода утверждения были названы Пономарёвым-Степным:

«не только не доказанными научными и техническими работами, но и спорными по ряду основных положений.»

Кроме неотработанности технологии, были обозначены «узкие» технические вопросы:

  • в большом объёме интегральной схемы «БРЕСТ» не обеспечивается равномерность поддержания кислородного потенциала в узком разрешенном диапазоне (если он будет подтвержден). Чтобы обеспечить работоспособность тепловыделяющих элементов, необходимо найти оптимальное для заданного уровня и диапазона изменения температур содержание кислорода в теплоносителе и стабильно поддерживать его на этом уровне в течение всего срока эксплуатации реакторной установки;
  • не обоснована работоспособность конструкционных материалов в свинце при принятой температуре и при высоком облучении нейтронами (расплавленный свинец вызывает сильную коррозию конструкционных материалов);
  • не изучено влияние облучения в реальных реакторных условиях на поведение в свинце тепловыделяющих элементов и топливной композиции;
  • сама по себе проблема смешанного нитридного топлива требует значительных усилий и времени для её разрешения;
  • технические решения по переработке топлива находятся на начальной стадии разработки.

Вследствие наличия этих вопросов:

По состоянию обоснования технических решений проект «Брест» — быстрый реактор со свинцовым теплоносителем — не подготовлен для стадии технического проектирования и не может быть выделен в настоящее время как единственный вариант долгосрочной стратегии развития ядерной энергетики России.

В ответной статье научного руководителя перспективных разработок «НИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля» В. В. Орлова[18], опубликованной в том же 2001 году на сайте НИКИЭТ, практически не содержится ответных доводов в технической части, напротив, подтверждаются слова академика Пономарёва-Степного о начальности стадии разработки проекта, неотработанности и неисследованности многих важных вопросов, однако содержатся нападки на личность критика: «статья Н. Пономарева-Степного не содержит каких-либо новых возражений против Стратегии или идей по её корректировке, которые не были бы обсуждены в ходе её выработки и принятия. Статья высокомерно игнорирует данные тогда ответы и разъяснения и предлагаемую ею полемику в стиле „спора глухих“ трудно отнести к жанру научной дискуссии с целью приближения к истине.» А также прямые обвинения во лжи: «Критическая часть статьи, каждая её фраза содержит смесь неправды и полуправды, искаженно толкуя Инициативу Президента и Стратегию, предложения по ИНПРО.»

Также проект БРЕСТ подверг критике директор — генеральный конструктор «ОКБМ им. И. И. Африкантова» В. И. Костин в опубликованной в 2007 году статье журнала «Атомная стратегия»[19], в которой были обозначены нерешённые технические проблемы:

  • поддержание концентрации кислорода, необходимой для ограничения коррозионного воздействия теплоносителя на конструкционные материалы (~ 10 6 вес. %) с обеспечением соответствующего контроля в теплоносителе, равномерно во всех местах его нахождения (это особенно актуально для интегральной монокорпусной компоновки, содержащей застойные зоны);
  • радиологическая опасность РУ с «тяжёлым» теплоносителем, поскольку эти теплоносители не задерживают продукты деления — цезий и йод, которые переходят в газовый контур, откуда они могут выйти за пределы первого контура. Кроме того, при облучении свинцово-висмутового теплоносителя дополнительно образуется большое количество радиоактивного полония (этот процесс характерен и для свинцового теплоносителя)[20]. К этому следует добавить проблему накопления трития во втором (пароводяном) контуре этих реакторных установок;
  • большие энергетические и временные затраты для расплавления и поддержания теплоносителя в жидком состоянии (на разогрев реактора в РУ БРЕСТ-ОД-300 по проекту потребуется 7 месяцев);
  • токсичность «тяжёлых» теплоносителей и образование долгоживущих изотопов альфа-активного свинца, альфа- и бета-активного висмута с периодом полураспада более 106 лет, что усугубляет проблему их утилизации после прекращения эксплуатации реактора.

Также в этой статье высказываются сомнения вообще относительно возможности создания надёжных реакторных установок с «тяжёлым теплоносителем» с длительным сроком эксплуатации, ставится вопрос об экономической целесообразности создания таких установок, а также высказывается мнение, что:

«РУ с «тяжёлыми» теплоносителями не имеют новых качеств и в отношении возможности утилизации долгоживущих актинидов по сравнению с быстрыми реакторами, охлаждаемыми натрием.»

Общий вывод, который в своей статье делает Костин:

Таким образом, предлагаемые ядерные технологии на основе свинцово-висмутовых или свинцовых быстрых реакторов по комплексу определяющих характеристик не имеют преимуществ по сравнению с освоенными ядерными технологиями тепловых легководных и быстрых натриевых реакторных установок. Поэтому использование «тяжелого» теплоносителя в реакторных установках для широкомасштабной гражданской атомной энергетики представляется совершенно нецелесообразным. Развертывание работ по созданию таких технологий приведёт к большим затратам при отсутствии положительного результата в конечном итоге.

БРЕСТ-ОД-300[править | править код]

БРЕСТ-ОД-300
Тип реактора На быстрых нейтронах
Назначение реактора Электроэнергетика
Технические параметры
Теплоноситель Свинец
Топливо Нитридное уран-плутониевое топливо
Тепловая мощность 700 МВт
Электрическая мощность 300 МВт
Разработка
Новизна проекта Отработка технологий реакторной установки со свинцовым теплоносителем
Строительство и эксплуатация
Строительство первого образца 2020-2029
Местонахождение г. Северск, Томская область
Пуск 2029 г. (планируется)
Построено реакторов 0

Проект разрабатывался с конца 80-х годов в рамках специального конкурса, объявленного ГКНТ СССР[21]. Главный конструктор реакторной установки — НИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля.[13]

Первоначально проектировалась установка БРЕСТ, обеспечивавшая в составе энергоблока электрическую мощность 300 МВт, позже возник и проект с мощностью энергоблока 1200 МВт, однако на данный момент разработчики сосредоточили свои усилия на менее мощном БРЕСТ-ОД-300 («опытный демонстрационный»[22]), в связи с отработкой большого количества новых в этой области конструктивных решений и планами опробования их на относительно небольшом и менее дорогом в реализации проекте[21]. Кроме того, выбранная мощность 300 МВт (эл.) и 700 МВт (тепл.) является минимально необходимой для получения коэффициента воспроизводства топлива в активной зоне, равного единице.

Представители Росатома рассматривают БРЕСТ как составную часть проекта «Прорыв», «консолидирующего проекты по разработке реакторов большой мощности на быстрых нейтронах, технологий замкнутого ядерного топливного цикла, а также новых видов топлива и материалов и ориентированный на достижение нового качества ядерной энергетики»[23].

В конце 2018 года получено заключение Главгосэкспертизы на откорректированный проект реактора «БРЕСТ-ОД-300», утверждена проектная документация. В июле 2019 эксперты РАН подтвердили безопасность проекта и ожидалось получение лицензии Ростехнадзора на строительство. Начало строительства собственно реактора было намечено на 2019 год.[24]

К началу 2019 года на территории Сибирского химического комбината ведется строительство вспомогательных объектов, в частности пристанционных заводов фабрикации топлива и переработки ОЯТ для демонстрации замыкания топливного цикла.

5 декабря 2019 года Сибирский химический комбинат и АО «Концерн Титан-2» заключили договор на выполнение строительно-монтажных работ по проекту строительства энергоблока с реактором на быстрых нейтронах «БРЕСТ-ОД-300» [25]. Подрядчик выполнит работы по строительству здания реакторной установки, машинного зала и инфраструктурных объектов. Завершить работы планируется до конца 2026 года. Помимо энергоблока, ОДЭК включает пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл в составе модуля по фабрикации/рефабрикации смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива, а также модуля переработки облученного топлива.

На момент начала строительства реактора Росатом планировал, что запуск реактора на быстрых нейтронах с пристанционным топливным циклом состоится в 2026 году. В ходе испытаний отдельных модулей МФР потребовалась дополнительная "обкатка" технологии на промышленных стендах, а также проведение дополнительных научно-исследовательских и конструкторских работ (НИОКР). В связи с этим запуск реактора перенесён на 2029 год. [26]

10 февраля 2021 года Ростехнадзор выдал лицензию АО «СХК» на сооружение реактора «БРЕСТ-ОД-300»[27][28].

Особенности конструкции[править | править код]

В составе реакторной установки «БРЕСТ-ОД-300» будут работать восемь парогенераторов массой 72 тонны каждый. [29]

На разогрев реактора (расплавления теплоносителя до жидкого состояния) в РУ по проекту потребуется 7 месяцев.

Разработчики[править | править код]

Конкурирующие проекты[править | править код]

Примечания[править | править код]

  1. 1 2 3 4 проф.И.Н.Бекман. Ядерная индустрия. Курс лекций. Дата обращения: 22 июля 2010. Архивировано 3 мая 2012 года.
  2. Россия строит уникальный энергокомплекс с атомным реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем
  3. Бартоломей Г.Г., Байбаков В.Д., Алхутов М.С., Бать Г.А. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов. — М.: Энергоатомиздат, 1982. — 512 с.
  4. И.Камерон. Ядерные реакторы. — М.: Энергоатомиздат, 1987. — 320 с.
  5. I.R.Cameron, University of New Brunswick. Nuclear fission reactors. — Canada, New Brunswick: Plenum Press, 1982.
  6. Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. — М.: Энергоатомиздат, 1985. — 352 с.
  7. Орлов В.В.,Лопаткин А.В., Глазов А.Г. (НИКИЭТ им. Н.А.Доллежаля),Волк В.И.,Полуэктов П.П.(ВНИИНМ им. А.А.Бочвара),Леонтьев В.Ф.(ГСПИ),Каримов Р.С.(СвердНИИхиммаш). Топливный цикл реакторов БРЕСТ. Решение проблем РАО и нераспространения (недоступная ссылка). НИКИЭТ им.Н.А.Доллежаля. Дата обращения: 24 июля 2010. Архивировано 10 октября 2006 года.
  8. Борис Габараев, Александр Филин. Рарзработка АЭС с РУ БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным топливным циклом для площадки Белоярской АЭС. Реализация инициативы президента РФ В.В,Путина (недоступная ссылка). НИКИЭТ им.Н.А.Доллежаля. Дата обращения: 24 июля 2010. Архивировано 16 января 2005 года.
  9. Утверждена ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения до 2020г.» с объемом финансирования 128 млрд руб. (недоступная ссылка — история ). Пресс-центр атомной энергетики и промышленности РФ. Росатом. Дата обращения: 22 июля 2010.
  10. Правительство РФ утвердило концепцию ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения». Атомный портал ATOMIC-ENERGY.RU. Дата обращения: 22 июля 2010. Архивировано 3 мая 2012 года.
  11. Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010–2015 годов и на перспективу до 2020 года». Атомный портал ATOMIC-ENERGY.RU. Дата обращения: 22 июля 2010. Архивировано 3 мая 2012 года.
  12. Реакторы на быстрых нейтронах имеют существенное преимущество перед тепловыми реакторами в плане экономии топлива. Полит.ру. Дата обращения: 22 июля 2010. Архивировано 3 мая 2012 года.
  13. 1 2 А.Ваганов. Стратегически важный реактор (рус.) // Независимая газета : газета. — 2002. — Вып. 19(3103).
  14. А.Сила-Новицкий(НИКИЭТ). Быстрые реакторы для крупномасштабной ядерной энергетики. Агентство атомных новостей AtomInfo.ru. Дата обращения: 23 июля 2010.
  15. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций — (ОПБ-88/97)(ПНАЭ Г-01-011-97)
  16. Выступление Президента Российской Федерации В.В.Путина на Саммите тысячелетия Организации Объединенных Наций (рус.) // Международное право = International Law. — 2000. — Вып. 3.
  17. Н.Н.Пономарёв-Степной. О возможностях и путях осуществления инициативы президента Российской Федерации (рус.) // Ядерный контроль. — 2001. — Вып. 2(56).
  18. Орлов В. В. Инициатива Президента Российской Федерации и долговременная стратегия Минатома России. (недоступная ссылка). По поводу статьи Н. Пономарева-Степного в журнале "Ядерный контроль", № 2, 2001 г.. НИКИЭТ. Дата обращения: 24 июля 2010. Архивировано 18 сентября 2003 года.
  19. В.И.Костин. Нелёгкий выбор. О задачах развития широкомасштабной гражданской атомной энергетики и проблеме выбора реакторных технологий для её реализации (рус.) // Атомная стратегия. — 2007. — Вып. 29.
  20. В случае свинцового теплоносителя этот процесс на 4—5 порядков менее интенсивен, см Виктор Леонов: давайте использовать уран эффективно — «Радиоактивный полоний образуется при облучении висмута, которого в реакторе очень много. Активность свинцово-висмутового теплоносителя возрастает по сравнению со свинцовым примерно в 20 тысяч раз.»
  21. 1 2 НИКИЭТ исторически выступает первопроходцем (недоступная ссылка). Интервью Ю.Драгунова от 12.04.10. Росатом. Дата обращения: 22 июля 2010. Архивировано 14 апреля 2010 года.
  22. Виктор Леонов: давайте использовать уран эффективно
  23. Описание проекта «Прорыв» на сайте входящего в состав Росатома АО «Наука и инновации» Архивировано 7 марта 2016 года.
  24. Эксперты РАН подтвердили соответствие проекта реакторной установки «БРЕСТ-ОД-300» современному уровню науки и техники. atomsib.ru (9 июля 2019).
  25. Подписан договор на строительство энергоблока с реактором «БРЕСТ-ОД-300» в рамках проекта «Прорыв»
  26. Першуков: ОДЭК в Северске будет запущен в 2029 году
  27. Росатом. Ростехнадзор выдал лицензию на сооружение реактора «БРЕСТ-ОД-300». www.rosatom.ru. Дата обращения: 11 февраля 2021.
  28. Ростехнадзор выдал лицензию на создание первого в мире опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах «БРЕСТ-ОД-300». www.gosnadzor.ru. Дата обращения: 11 февраля 2021.
  29. «ЗиО-Подольск» изготовит оборудование для проекта «БРЕСТ-ОД-300»

Ссылки[править | править код]