Освобождение России. Программа политической партии

Российскими физиками-ядерщиками, в частности Александром Сергеевичем Богомоловым, разработана принципиальная схема такого ускорителя, работающего на так называемой «обратной волне». В таком ускорителе поток частиц и поток электроэнергии направлены навстречу друг другу. Такой метод реализован на практике, и экспериментально доказано, что это не лженаука. Практической апробации ускорителя в виде опытного полноразмерного образца пока не изготовлено, и в целом вся работа в этом направлении, по мнению известного российского специалиста и эксперта в области атомной энергетики И. Н. Острецова, высказанном в ходе его пресс-конференции, всячески саботируется со стороны Росатома[86].

Так как запасов основных доступных источников генерации на тепловых станциях (нефти и газа) хватит не более, чем на 40–60 ближайших лет, над проблемой развития новых направлений атомной энергетики надо серьезно задуматься.

Вместо форсирования исследований и практических работ по внедрению технологий генерации на базе урана-238 российские официальные власти, во-первых, хотят продолжить строить станции на уране-235, что не только опасно, но и бесперспективно, но также и планируют пролонгировать программу ВОУ-НОУ, что чревато полным ядерным разоружением нашей страны. Во-вторых, Росатом продвигает идею строительства станций на быстрых нейтронах, которые по замыслу должны позволить перерабатывать отработанное ядерное топливо.

Сейчас в Свердловской области ведется возведение новых энергоблоков Белоярской АЭС, строящейся на базе реактора БН-800.

Предшественник БН-800 уже действующий на той же станции реактор на быстрых нейтронах БН-600 – это разработка нижегородского «ОКБМ Африкантов». Главная особенность реакторов на быстрых нейтронах в том, что при ядерной реакции деления ура-на-235 в них рождается избыточное количество вторичных нейтронов, поглощение которых в основной массе урана (уран-238) ведет к интенсивному образованию плутония-239. Его можно использовать в качестве топлива в реакторах любых типов, а отработанное ядерное топливо действующих АЭС можно перерабатывать в реакторах на быстрых нейтронах. Таким образом, по мнению разработчиков, использование реакторов этих двух типов приведет к формированию замкнутого ядерно-топливного цикла и обеспечит наиболее эффективное использование природного урана и позволит свести к минимуму количество образующихся радиоактивных отходов.

Эти реакторы вовлекают в энергопроизводство уран-238, которого в добытом сырье 99,3 %. Поэтому эти перспективные энергоустановки с самого начала эпохи атома рассматривались в качестве будущей основы развития ядерной энергетики, в том числе военной, и их разработки в 1950-е годы имели высокий приоритет и в Советском Союзе, и в США. Сначала они появились в Америке: в Лос-Аламосе стенд «Клементина» работал с 1946-го по 1952 год, а в 1951-м пустили EBR-1 (Experimental Breeder Reactor), который показал, что в одном устройстве можно и вырабатывать электроэнергию, и воспроизводить ядерное топливо.

Первый советский экспериментальный реактор БР-1 был пущен в Обнинском ФЭИ в 1956 году и подтвердил возможность расширенного воспроизводства плутония. На реакторе БР-5, работающем с 1959 года, были получены первые данные, необходимые для разработки энергетических быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. В конце 1950-х к лидерам ядерной гонки присоединилась Англия с установкой DFR. Первый опытно-промышленный БР большой электрической мощности (предполагалось 60 МВт) «Энрико Ферми», построенный около Детройта, дал ток в 1965 году, правда, уже вскоре на нем произошла авария. В СССР в 1970 году появился экспериментальный реактор БОР-60 в НИИАР, до сих пор снабжающий теплом и электричеством Димитровград, а в 1973 году вступил в строй блок БН-350, предназначавшийся для выработки электричества и тепла для опреснительной станции в прикаспийском городке Шевченко и остановленный нашими казахстанскими соседями в конце 1990-х. В 1980-м заработал БН-600 в Свердловской области, сконструированный под руководством академика РАН Федора Митенкова.

У Франции был успешный опыт эксплуатации опытного натриевого блока «Феникс», работавшего с 1973 года. В 1986-м консорциум Европейских стран запустил реактор «Суперфеникс», при создании которого использовались некоторые решения, ранее воплощенные в советском реакторе БН-600, но в 1997 году проект был закрыт, хотя, несмотря на недостатки и дороговизну, вплотную подводил Европу к созданию коммерческого БР. В начале 2010 года французы снова принимают решение о строительстве демонстрационного реактора на быстрых нейтронах четвертого поколения с натриевым теплоносителем Astrid мощностью 600 МВт[87].