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

2.2006 Энергетика России: проблемы и перспективы

Ф.М.Митенков, академик РАН, научный руководитель ФГУП «ОКБМ» В конце минувшего года состоялась научная секция общего собрания Российской Академии наук, посвященная состоянию энергетики России, ее проблемам и перспективам развития. Актуальность и важность этой темы подчеркивается уже тем, что чуть ли не впервые сессия Академии наук носила столь целенаправленный и достаточно полный конкретизированный характер обсуждения вопросов энергетического обеспечения страны.

6.2008 От ''Севмаша'' отчаливает атомная станция

Александра Грицкова, газета «Коммерсантъ»"Росэнергоатом" рассматривает возможность расторжения контракта с ОАО "Севмашпредприятие" по строительству головной плавучей атомной теплоэлектростанции (ПАТЭС). На заводе утверждают, что причиной задержки строительства является недоработка проекта. Эксперты говорят об очередном примере неконкурентоспособности российского гражданского судостроения, но сомневаются, что контракт будет разорван.

11.2007 Голос за кадры

Андрей Долгов, выпускник 2007 года кафедры «Ядерные реакторы и энергетические установки» МГТУ им. Н.Э. Баумана. О ситуации с развитием атомной энергетики пишут различные СМИ, говорят с высоких трибун высокопоставленные чиновники и Президент. Но для  успешной реализации заявленных реформ необходимо обеспечить профилирование  кадров, создание механизма их привлечения для работы в столь сложной и  ответственной области, как атомная энергетика.