Ядерная энергетика на быстрых реакторах – новый старт

В.В.Орлов, д.ф-м.н., профессор, НИКИЭТ, Курчатовский институт, Москва

Тысячи лет человек строит на Земле свой рукотворный мир, используя малую часть от падающих на нее 108 ГВт, самими природными силами сконцентрированную в руслах рек и ветре и аккумулированную в растениях и залежах топлив. Совершенствуя технику и снижая затраты, он увеличил свою «мощь» от собственных ~100 Вт до 1 КВт, а в передовых странах в 20 веке до масштаба 10 КВт, достаточных для полноценной жизни и развития за счет научного прогресса вместо роста потребления пищи и энергии.


Достижение этого уровня – уже в 22 веке – всеми 12 млрд.чел. приведет к росту энергетики от ~104 ГВт до ~105 ГВт, еще не нарушающих заметно баланс с 108 ГВт. Но удорожание топлива и энергии при приближении к топливным и экологическим «пределам роста» традиционной энергетики тормозит развитие и грозит миру обострением конфликтов.

Проникнув в глубины мироздания, физика 19-20 веков нашла там и основы новой энергетики – электричество (индустриальное производство (с когенерацией тепла), дальняя передача, новые технологии конечного использования энергии) и его неисчерпаемый ядерный источник.

Калорийность D(10-5 в воде мирового океана) в 12 млн раз, U(4 × 10-6 в земной коре) и Th(10-5) в 3 млн раз выше угля, а добыча и транспорт дешевле. 0,1% от 4 × 1013 тонн как D, так и U и Th (на глубине до 2 км) хватит для энергетики 105 ГВт на миллионы лет.

Но выход ядерных реакций на заряженных частицах мал, а синтез легких ядер в плазме звездных температур сложен и дорог для такого «ширпотреба» как энергия. Лишь нейтрон (1932) и деление им U(1938-39) с n~2-3 новых нейтронов сделали физикам ясной простоту физических и технических принципов ядерного «горения» с избытком нейтронов сверх 1 на цепную реакцию ИН~1-2.

Не обошлось и без «чуда» - единственный долгоживущий (Т1/2 ~7 × 108 лет) делящийся нуклид 235U, сохранившийся в Unat в количестве 0,7%, достаточном как для теплового реактора (ТР) на Unat, графитового (ГР) или тяжеловодного (ТВР), так и для извлечения из U по цене лишь золота (диффузия UF6, центрифуга).

Уже в 40-е было создано ядерное оружие (малый быстрый реактор (БР) на Pu и 5U), в 50-е водородное оружие и АПЛ с небольшим легководным ТР(ЛВР) на Uобог.

ТР использует менее 1% Unat, поэтому лишь из богатых руд с содержанием U ׳0,1% (ресурсы (по энергии) много меньше нефти, газа, угля), так что ядерная энергетика (ЯЭ) на ТР была бы подобной стрельбе из пушек по воробьям.

От тепловых к быстрым нейтронам


растет от ~1 до 2,3, а коэффициент воспроизводства Pu  КВ=ИН-A от КВтр <1 до КВБР³1,

(a - потери на радиационное поглощение, f- вклад порогового деления 8U, A - потери в конструкциях, продуктах деления (ПД), утечка).

При КВ=1 U используется полностью, годятся и его неисчерпаемые бедные руды.

ТР в цикле Th – 3U (ИН»1,3) может достичь КВ~1, но лишь при циркуляции топлива с очисткой от ПД и после накопления 3U в топливе Th-Uобог, ThPu или в Th-бланкете БР. Th и ТР найдут применение в ЯЭ, но 5U и уникальный ИН делают цикл U-Pu и БР-ры естественным началом и основой ЯЭ.

Острой нужды в новой энергетике в 20 веке не было, а ее масштабы, топливный баланс, экономика, безопасность (АЭС, отходы, распространение) делают задачу много сложнее военных, решенных США, за ними Россией уже в 40-е – 50-е.
 
Но идея Ферми (1944) – ЯЭ на БР -   обещала новую эру энергетики – эру дешевого электричества на дешевом неисчерпаемом  топливе и недорогих   АЭС. 1) Уже в 1951 на опытном EBR-I (ANL) было получено «ядерное электричество», а в 60-е Лейпунским (ФЭИ, ОКБМ и др.) разработаны первые успешные АЭС-БР БН-350 (1972-97) и БН-600 (1980) (за ними и во Франции и Англии).

В 50-е Россией и Англией на ГР, США на ЛВР, Канадой на ТВР были пущены и первые АЭС на «военных» ТР, как первый этап ЯЭ и источник Pu для запуска БР.

На волне успешного создания военной техники ЯЭ из физической идеи быстро стала техникой и промышленностью с обслуживающей их прикладной наукой. Выросшим на реакторах 40-х – 50-х  ядерным инженерам пришлось в 70-е – 80-е на ходу повышать их безопасность с удорожанием АЭС-ТР вчетверо. Первые АЭС-БР оказались еще дороже и не получили продолжения, и ЯЭ пришла к 21 веку в состоянии застоя и туманного будущего на реакторах 40-х – 50-х годов (отчет MIT «Будущее ЯЭ», 2003).

С ростом цен на нефть и газ США и Европа осторожно возвращаются к строительству  АЭС-ТР, Россия выступила с крупной  программой ВВЭР, Индия и Китай активно осваивают их технику в амбициозных ядерных программах. Но без возвращения к исходному замыслу ЯЭ на БР трудно решить встающие в 21 веке проблемы топлива и энергии, а роста цен на них и технических усовершенствований АЭС для этого мало. Сначала нужно понять причины неудачи замысла, а они кроются в самой концепции «БР размножитель», сложившейся в 40-е в ANL при недооценке безопасности.

В 40-е Россия вслед за США выступила пионером овладения ядерной энергией в военных, затем и мирных целях, а к 70-м достигла военного паритета и вышла вперед в БР для ЯЭ.

Осмысление к концу 80-х первого опыта ЯЭ привело физиков и конструкторов НИКИЭТ во главе с директором Адамовым к отказу от стереотипа «БР размножитель» в пользу «БР естественной безопасности» 2) (БРЕСТ) на основе техники, изученной с 50-х – 60-х достаточно для перехода к технической разработке:

-        равновесный режим БР с КВ»1 (его преимущества были поняты уже в 60-е);

-        нитридное топливо вместо оксидного в первых АЭС-БР  (в ANL металл);

-        «сухая» химия при АЭС  (НИИАР, Айдахо США) вместо «военной» водной;

-        негорючий высококипящий Pb (опыт ФЭИ и др. по PbBi для АПЛ) вместо Na.

Это позволит снизить расходы U, исключить наиболее тяжелые аварии (с удешевлени-
ем АЭС), со временем - обогащение U, выделение Pu, накопление актиноидов в отходах и на новых БР-ах осуществить замысел ЯЭ.

К концу 90-х Минатом (Адамов) подготовил Стратегию развития ЯЭ и инициативу Президента РФ в ООН с краткой политической формулировкой задачи.

Россия более других стран готова  создать БР, способный решить проблемы топлива и энергии, закрепив важное и для престижа страны лидерство в БР. Технические и финансовые проблемы  вполне разрешимы, сложнее преодолеть инерцию стереотипов и возобладавших за десятилетия застоя консерватизма  и «цеховых» интересов.

 Размножение Pu теперь неактуально, но без ревизии  концепции «БР-размножитель» двигаться вперед трудно. Для этого достаточно простейших оценок, но без обращения сначала к великому первоисточнику – Ферми это было бы некорректно.


Происхождение стереотипа «БР – размножитель»

В апреле 1944 з-д в Окридже еще не работал, и в первом наброске ЯЭ на БР Ферми думал обойтись без более сложного и дорогого, чем реакторы, энергоемкого изотопного разделения U. БР не  работает на Uест , и он начал с «материнского» графитового или тяжеловодного ТР на Uест, берущего много U и дающего мало Pu,  так что пускаемые на Pu из ТР БР должны далее «размножаться» сами (U-бланкет, КВ>1).

Ферми сомневался и в своих оценках (возможен и переход на Uобог), и что публика примет «источник энергии, отягощенный огромным количеством радиоактивности и производящий ядерную взрывчатку, которая может попасть и не в те руки».

Вскоре разделение U было освоено для оружия, а в 50-е для АПЛ и АЭС-ТР, и не говоря о безопасности, уже для снижения расходов U лучше  запускать БР, минуя ТР,  на Uобог, что видно из простых оценок,  (ниже - для современной ЯЭ, 90% LWR).3)

Тогда достаточны КВ»1 (оптимум ~1,05), 4) и БР умеренной напряженности  сам перешел бы в режим равновесного «горения» 8U-Pu-MA. Это упростило бы  решение  проблем безопасности (АЭС, отходы, распространение)  с удешевлением АЭС.

Но Ферми к БР больше не возвращался, (хотя в 1951 г. был на пуске EBR-I), оставив их разработку ANL, развившей его набросок в концепцию «БР – размножитель»:

-        U бланкет с Pu оружейного качества, КВ>1. Это привело к запасу реактивности БР  DK>>bэф  с опасностью разгона, к разделению U и Pu при переработке;

-        Высокие напряженность топлива P и темпы бридинга w~(КВ-1)Р;

-        Отвод тепла легким теплопроводным, но горючим, замедляющим Na с невысокой Ткип ~ 900оС: тесная решетка ТВЭЛ в плотном чехле, ухудшение теплогидравлики, опасность блокировки расхода (авария на первой АЭС-БР Enrico Fermi, 1967).

Результат - БР не реализовал своих природных качеств безопасности. Как и в ТР, тяжелые аварии: разгон, потеря охлаждения, к тому же при контактах Na c водой и воздухом, положительный пустотный эффект при быстром вскипании Na. Проблемы отходов и распространения не решены,  АЭС-БР  дороже даже дорогих АЭС-ТР. 

Однако, на первый взгляд верная идея размножения Pu была принята крупными физиками, вошла в обиход,  учебные курсы и стала общепринятым стереотипом.

Размножение Pu теперь неактуально, но вместо возвращения к замыслу Ферми с пересмотром концепции БР одни (отчет MIT) отказываются от БР и ЗТЦ, лишая ЯЭ будущего; другие (GNEP) ищут более частные применения БР (сжигание актиноидов или малые АЭС с редкими перегрузками); третьи (G-4)  методом «проб и ошибок» рассчитывают техническими усовершенствованиями, в т.ч. и более радикальными (переход от Na к газу, воде5) или Pb), сохранить БР в ЯЭ.

Отдельные ученые (в Курчатовском институте, за ним в ОКБМ) продолжают настаивать на высоком бридинге БР, доведя его до предела «БР-фабрика Pu для снабжения ТР» (термин Э.Теллера), физически и экономически несостоятельного:

БР не хватает нейтронов, чтобы «кормить» Pu много ТР, (их хватило бы дорогим реакторам синтеза или «ускорительным»). Но дорог и БР, если  нейтроны и технические средства вместо решения суммы проблем безопасности нацелены на достижение КВ>>1, чтобы «прокормить» 1 ТР, 6) хотя дешевле  использовать более дорогой U.

Вместо «Pu фабрики» теперь - «многокомпонентная ЯЭ»:  ТР,  БР и   «сжигатели» МА, что  сделали бы и сами  БР, если бы не преобладание по неясным мотивам ТР и в будущем.

На этих  «компъютерных играх» мы бы  не останавливались, если бы не  угасание при этом реальной работы  по новым БР. На  реакторах   50-х – 60-х страна крупной ЯЭ не построит  и не сохранит в ней не только лидирующей , но и самостоятельной роли.

Уже построенные АЭС выгодны (дешевое топливо), доходов хватает на продление их ресурса, реновацию. Но строительство новых ВВЭР дорого, через 50 лет начнется их вывод из работы, и лишь переход к БР в ЗТЦ оправдает затраты бюджета на них. Для  подготовки такого перехода Стратегия намечала сооружение на БАЭС БРЕСТ-300 и БН-800 на нитридном топливе с общим производством ЗТЦ с «сухой» химией.

Из намеченного Стратегией строится только БН-800, но практически повторяющий БН-600 - проект 60-х годов с оксидным топливом, а каким будет ЗТЦ, для подготовки которого дорогой БН-800 только и нужен, так и неясно.

Замкнутый топливный цикл БР

Обогащение, выгорание, соответственно, активность топлива БР, (много выше ТР),  делают созданную для экстракции оружейного Pu водную химию, применяемую и для ТР, малопригодной для ЗТЦ БР:

Низкие критические концентрации Pu в водных растворах; разложение органического экстрагента; простота разделения U и Pu; большие объемы жидких радиоактивных отходов; резкий рост перевозок радиоактивных и делящихся веществ;  многолетняя выдержка ОЯТ БР перед их транспортировкой и переработкой с многократным ростом затрат Pu на запуск БР в ЗТЦ. Для БР глубокая очистка от ПД   не обязательна и не компенсирует этих потерь, а от МА не нужна.

При оптимистической оценке времени выдержки ОЯТ, транспортировки, переработки, возврата - 7 лет (при длительности работы в БН около 1,5 лет) по сравнению с принятой выше  (1 год), затраты Pu  на запуск 1 ГВт БР в ЗТЦ вырастают втрое – от 7 тонн до  выше 20 тонн.

При этом 1 ГВт ВВЭР через 50 лет «породит» 1/3 ГВт БР вместо 1 ГВт  и мощность ЯЭ во второй половине 21 века с выводом ВВЭР снизится втрое. Не спасет  и увеличение КВ, т.к. втрое упадут и средняя энергонапряженность Pu в ЗТЦ  и темпы бридинга  (при КВ = 1,2 от около 3% в год до менее 1% в год).

Все это было известно в 60-е, когда  США  и Россия для ЗТЦ БР  начали изучение «сухих» методов переработки  при АЭС, но за 40 лет, похоже, забыто.

Отказываться от намеченного Стратегией создания ПЯТЦ для БРЕСТ-300 и БН-800 на БАЭС нет оснований и даже чтобы оправдать бюджетные затраты на дорогой БН-800, необходимо срочно возобновить эту прерванную 6 лет назад работу.  

Поскольку время упущено, для пуска БН-800 в 2012 г. придется искать временное решение для изготовления его первой загрузки, не исключая и его пуска на Uобог .

Топливо БР

Нейтронный баланс, обогащение, соответственно, напряженность БР (много выше ТР) требуют плотного теплопроводного термо- и радиационно стойкого керамического топлива. Поэтому в 1965 г. в БР-5  PuO(1959) был заменен  на UC, затем   UN, испытаны ТВЭЛы UРuN. Вначале целью было  увеличение темпа бридинга и испытания велись при нагрузках много выше окиси (400-500 Вт/см) с температурой выше 1500оС, где начинается диссоциация нитрида  (рост давления азота).

При отказе от высокого бридинга в БРЕСТ приняты умеренные нагрузки с температурой в центре ТВЭЛ ниже 9000С, где ни этой, ни других проблем (перенос Pu, взаимодействие со сталями) не обнаруживается. При низких О и С распухание нитрида низкое, газовыделение во много раз ниже, чем из окиси, и при достаточном зазоре оболочка  механически ненагружена, способствуя глубокому выгоранию. 7)

Во ВНИИНМ разработана технология и создана цепочка для изготовления ТВЭЛов БРЕСТ, и если бы  работа 6 лет назад не была почти остановлена, сейчас бы мы завершали испытания на БОР-60 и в БН-600. Но испытания в БОР-60 ТВЭЛов БРЕСТ удалось поставить, (пока выгорание  3%). Их изучение выявило не ожидавшееся нами локальное взаимодействие «внутреннего» Pb (без кислорода) с оболочкой. Пути решения задачи  мы видим, но  средств для постановки опытов нет.

При возвращении к нормальному финансированию на завершение разработки и обоснования топлива БРЕСТ нужно 5, максимум 6 лет, и тогда БР, включая и БН-800, получат топливо, значительно улучшающее их физику, безопасность и экономику.

Говорить о разработке топлива (изучаемого уже 40 лет) в течение еще 20-30 лет могут только люди, не видевшие или забывшие, как это делается. Действительно,   серьезные разработки делались давно, но важность задачи требует возвращения к ним.

Теплоноситель

Такая же печальная картина, как с ЗТЦ и топливом БР,  и с завершением НИОКР по Pb, начатых 19 лет назад по нашей инициативе в ФЭИ, ЦНИИКМ и др. 

Преимущества по безопасности негорючего высококипящего Pb перед Na очевидны в отличие от  теплогидравлики (вес, теплопроводность). Системный подход (о нем часто напоминает Ф.М.Митенков) требует учета всех важных факторов, в т.ч. замедления нейтронов, для тяжелого Pb много меньше Na.

Поэтому объем Pb в решетке (и проходные сечения) могут быть значительно увеличены со снижением и скорости. Тогда по сравнению с Na снижаются гидравлическое сопротивление, мощность на прокачку и подогрев -   до 1200С для БРЕСТ с ростом  Твх  до 420о С с достаточным запасом до Тпл=327оС (так что PbBi не нужен).

Тяжелый Pb лучше Na и по теплогидравлике, кроме отвода больших тепловых потоков, когда важна теплопроводность (видимо, поэтому ANL и выбрала  Na). Но при отказе от высоких темпов бридинга она не столь важна, и в БРЕСТ с умеренной напряженностью8) температура оболочек ТВЭЛ в «горячей точке» снижается от более 700оС  в БН до 650оС, приемлемой для сталей ферритно-мартенситного класса (к тому же мало распухающих), стойких в Pb при поддержании   в нем активности кислорода.

Главные проблемы Pb – перенос освоенной для Pb Bi в АПЛ технологии и проверка коррозионной стойкости в Pb сталей, разработанных для Pb Bi, что сделано  с положительными результатами для материалов активной зоны в ФЭИ (17 тыс. часов) и для  контуров в ЦНИИКМ. Важно, что возможные при эксплуатации значительные отклонения от номинального кислородного режима  вверх или вниз в течение сотен часов не приводят к опасному росту коррозии. Проблемы «застойных зон» и механических повреждений окисных пленок решаются конструкцией, но требуют опытной проверки.

Создание прототипа БРЕСТ -300 требует завершения начатой, но остановленной программы ОКР по оборудованию, на что также требуется 5-6 лет, так что БРЕСТ-300 сейчас бы уже строился, и мы строили бы «Новую технологическую платформу ЯЭ» на действительно новой основе.

Заключение
   
БР и ЗТЦ – не «новая платформа», а исходный научный замысел ЯЭ.

В 40-е в нем трудно было избежать ошибок, закрепившихся затем в стереотипе «БР-размножитель», запускаемый на Pu из ТР. В результате замысел ЯЭ в 20 веке не осуществлен, и без новых БР она не сможет существенно повлиять на решение встающих перед миром в 21 веке проблем топлива, энергии и экологии.

ЯЭ  на новых БР-ах с участием, где это выгодно, и ТР-ов способна обеспечить ожидаемый рост мировой энергетики в 21-22 веках и дальнейшие потребности мира в энергии. 9)

При топливных богатствах и душевом потреблении энергии на уровне передовых стран (но низкой эффективности ее использования) России жизненно необходим переход в 21 веке на инновационный путь развития с преодолением сырьевого уклона в экономике, экспорте и социальной структуре общества.

В энергетике это – ЯЭ на новых БР-ах. Переход к ней предусмотрен принятой в 2000 г. Стратегией, требующей со временем корректировки деталей, но главное – выполнения, хотя и сталкивающегося с инерцией стереотипов и «цеховых» интересов.

Создание прототипа БРЕСТ-300 с ЗТЦ и на его опыте головной АЭС-БРЕСТ за обычные для этого ~20 лет даст старт новой энергетике. Задачи дальнейшего развития технологии БРЕСТ и смежных с ней (изучение одних начато, других еще нет):

-        переход от закритического паротурбинного к газотурбинному циклу среднего давления (ЭНИН, МЭИ), отвечающему принципам естественной безопасности;

-        переход от химической к физической (плазменной - по массам) очистке топлива от ПД (ИЯС РНЦ КИ), чтобы исключить возможность  разделения U и Pu;

-        производство на БР с Pb (Ткип до 20000С) технологического тепла 8000С и выше при создании термо- и радиационностойких материалов (концепция STAR-H2,  ANL);

-        переход в БР с равновесным топливом к его «непрерывной» перегрузке для снижения запасов реактивности, роста КИУМ и др. (новая система перегрузки);

-        адаптация норм и правил проектирования АЭС к требованиям естественной безопасности для полной реализации экономических преимуществ БР;

-        снабжение в будущем БР Th-бланкетом для обеспечения топливом Th-3U  ТР, предпочтительных для  отдаленных районов и небольших стран;

-        утилизация тепла АЭС и радионуклидов для нужд быта, промышленности, сельского хозяйства и медицины;

-        размещение и структура ядерно-энергетических комплексов с БР, ЗТЦ, производствами по  обращению с РАО, утилизации радионуклидов и тепла и со средствами защиты;

 -  радиационно эквивалентное захоронение отходов равновесного ЗТЦ БР в радиоактивных формациях, остающихся после  добычи U;

-   научные и политические аспекты перехода к ЯЭ на БР в равновесном ЗТЦ,    открывающей крупным странам перспективу независимого энергетического развития.

  Видя ее, страны согласятся в общих интересах нераспространения  ограничиться в переходный период услугами ядерных стран или международных центров по обогащению U, переработке ОЯТ ТР и фабрикации первых загрузок БР.

Это позволит  в 21 веке перейти от политических паллиативов к радикальному и правовому решению задачи путем «всеобщего и полного запрещения и ликвидации ядерного оружия» с эффективными мерами контроля и пресечения нелегальной ядерной деятельности сообща,  без разделения стран на ядерные и неядерные.



1)  На дорогом и ограниченном по ресурсам «химическом» топливе электричество много дороже тепла и до сих пор составляет лишь 1/6 потребляемой энергии (1/3 в расходах топлива), и его доля растет медленно. ANL – Argonne National Laboratory, США.
2)  Inherent Safety в отношении также отходов и распространения. Вейнберг еще в 70-е предсказал 30-летний «мораторий» на строительство новых АЭС в США, затем и новый старт ЯЭ на inherently safe АЭС, но дело свелось к «пассивным» средствам защиты реакторов.

3) 1 ГВт  LWR с глубоким выгоранием за 50 лет расходует 10 тыс. тонн Uест и дает около 7 тонн делящегося Pu.  На нем можно будет ввести в ЗТЦ (выдержка ~ 1 год) 1 ГВт БР. Эффективность 5U в БР в 1,3-1,4 раза ниже Pu, так что запуск на Uобог 1 ГВт БР в ЗТЦ потребует около 10 тонн 5U (2 тыс. тонн Uест), в 5-6 раз меньше, чем на «материнский» ТР (почти то же и по работе разделения).

4) На 16 млн. тонн «дешевого» U в 21 веке можно развить ЯЭ на LWR 1,6 тыс. ГВТ(эл) (~20% эл-ва).  При запуске БР на Uобог - более 8 тыс. ГВт(эл) (годится и более дорогой U). Снабжение в будущем БР Th-бланкетом поддержит Th-3U еще несколько тыс. ГВт ТР. При КВ=1,05 и w~1% в год в 22 веке ЯЭ сможет вырасти  до более 105 ГВт(т) (10 КВт/чел для 12 млрд. чел., как в передовых странах). Много больше и нельзя (нарушение баланса с 108 ГВт солнечного света), и едва ли нужно.




5) На газе или закритической воде БР может быть одноконтурным, но только на очень высоконадежном топливе. Но микротопливо ТР для БР не годится,  другого не видно, и это – замена одной опасности (Na) другой – высокое давление.

6) Охлаждаемый Не высокого давления БР с КВ около 2 и высоким темпом бридинга (Фейнберг, КИ, 60-е).

7) Проблема нитрида – образование в реакции (n, р) на 14N экологически опасного 14С. Переход на 15N снял бы эту проблему и улучшил нейтронный баланс, а изотопное разделение N не слишком дорого. Но эта возможность оставлена на будущее: в «сухой» химии не образуется СО2, а при захоронении РАО в устойчивых композициях  14С составляет лишь 1% их радиотоксичности.

8) В новых проектах ОКБМ также значительно снижает напряженность БН. За этим, надо надеяться, последуют и другие шаги к естественной безопасности.

9) Но кроме ядерных, все более широкое применение получают новые возобновляемые источники энергии: геотермальные, включая тепловые насосы для получения «бытового» тепла, и солнечные, в т.ч. фотосинтез «биотоплива» для транспорта, термоэлектрические преобразователи для богатых солнцем районов. Централизованное производство электричества остается магистралью развития энергетики, наиболее отвечая особенностям экономики и безопасности ЯЭ.

назад

Материалы из архива

4.2008 Колонка редактора: Атомные металло- нефтевозы

О.В.Двойников, главный редактор журнала «Атомная стратегия» И зачем Росатому эта обуза – атомный флот? «Радиационная безопасность и утилизация реакторов» как-то не убеждают. Представляю, если бы кто-нибудь по аналогии предложил передать здания на Ордынке 2426 какому-нибудь предприятию ЖКХ только по той причине, что там имеются туалеты и трубы иногда необходимо чистить. И аргументы  привел бы весомые, например, нецелевое расходование средств,  срыв программ строительства энергоблоков, отсутствие инновационного тысячника.

12.2006 Информационная безопасность РФ: постановка проблемы и возможные ее решения

С.Д.Гаврилов, ДЕКОМ Инновационные технологии, Москва Нарушение информационной безопасности Российской Федерации, ее союзников и третьих стран, конфиденциальности их корпораций и фирм, обусловленные современной глобализацией и открытостью общества как социально-экономической системы, разделенной на страты с трудно проницаемыми границами, – среди наиболее проблемных аспектов сохранения суверенности государств.

5.2008 Японский физик заявил о проведенной реакции холодного ядерного синтеза

Ещё одна группа учёных заявила о том, что ей удалось провести в лабораторных условиях реакцию холодного ядерного синтеза. Заслуженный профессор в отставке Йосиаки Арата из Университета Осаки и его китайский коллега Юэчан Чжан из Шанхайского университета представили результаты эксперимента, в ходе которого было зафиксировано не предусмотренное известными законами выделение энергии.