Быстрые реакторы:
время перемен


Текст: Екатерина ТРИПОТЕНЬ

В конце июня в Екатеринбург съехались ученые со всего мира, чтобы в рамках конференции МАГАТЭ обменяться результатами R&D по быстрым реакторам.
Мы изучили, как изменились национальные программы стран — ключевых участниц разработок за последние несколько лет.


Иллюстрация: Влад Суровегин
Фото: Страна Росатом, Flickr/IAEA, Terrapower.com, Elysiumindustries.com
С момента предыдущей конференции по быстрым реакторам, которая проходила в Париже (см. АЭ № 3, 2013) прошло четыре года. За это время Китай и Индия сбавили обороты или даже застопорились, в Японии и США, наоборот, наметился прогресс. Южная Корея и Франция оказались в неопределенности из-за недавней смены власти. Россия на этом фоне заметно выделяется.


Китай: чрезмерный оптимизм
На парижской конференции Китай производил впечатление одного из самых активных организаторов R&D по быстрой тематике. Не удивительно, ведь последовательное развитие тепловых и быстрых реакторов, а следом и термоядерных заложено в энергополитике страны.

У быстрых реакторов в КНР две глобальные задачи: поддержать устойчивое развитие атомной энергетики благодаря более эффективному использованию уранового ресурса, а также решить проблему трансмутации долгоживущих радиоактивных материалов. О том, что происходит с «быстрой» программой КНР сегодня, рассказал Хонг Ю из Китайского института атомной энергии.

В стране эксплуатируется экспериментальный быстрый натриевый CEFR, который был введен в строй в 2011 году; подготовка к строительству демонстрационного CFR‑600 промышленной мощности идет своим чередом. Ориентировочные сроки ввода CFR‑600 Китай приблизил на два года: прежде завершение этого этапа планировалось в 2025 году, теперь — в 2023 году. Проектирование завершено (основные параметры см. в Табл. 1), готов предварительный отчет по безопасности для регулятора. «Мы надеемся начать процесс заливки первого бетона для реакторного здания CFR‑600 до конца этого года», — сказал Хонг Ю.

Ведется работа над новым материалом CN‑1515 оболочки твэлов и чехлов ТВС для CFR‑600 — нержавеющей сталью, стабилизированной титаном. До конца 2017 года продлятся внереакторные испытания, в 2018–2019 годах пройдут материаловедческие тесты в реакторе, а на 2021 год, после изучения облученных материалов, запланировано начало коммерческого применения. Инновационный материал на более отдаленную перспективу — сплав с оксидно-дисперсионным упрочнением, до конца 2019 года продолжатся его внереакторные исследования.
Китайский прогноз

Коммерческий быстрый реактор CFR‑1000 появится в стране на горизонте 2030 годов, как и планировалось ранее.

В то же время результаты эксплуатации экспериментального CEFR заставляют относиться к этим прогнозам скептически. В 2016 году реактор оперировал лишь 23 дня (в 2015 году — 62 дня) на тепловой мощности 60% от проектной. Остальное время было потрачено на ремонт и поддержание оборудования в рабочем состоянии. Требовались «периодическое» «ТО» первого и второго натриевых насосов, установки для топливоподачи, неядерного оборудования, ремонт вспомогательной системы ядерного острова.

Также были осуществлены ремонт и отладка системы радиационного мониторинга, электрической системы, доработка системы безопасности и защиты реактора, потребовалось обновление системы теплоизоляции, апдейт АСУ ТП и устранение в ней ошибок.

Предполагается, что развитие других элементов топливного цикла должно идти параллельно. По замыслу китайских атомщиков, замыкание топливного цикла пройдет в два этапа. На первом в быстрые реакторы будет загружаться MOX-топливо, на втором — металлическое, которое обеспечит более высокий коэффициент воспроизводства.

Лабораторию по производству MOX-топлива в Китае уже запустили, ее производительность 500 кг MOX-таблеток в год, хотя CEFR все еще работает на оксидном топливе. По словам Хонг Ю, MOX-топливо планируется загрузить в экспериментальный реактор в конце 2018 года. На лабораторном же уровне тестируют и переработку ОЯТ.

В 2015 году начала работу большая радиохимическая лаборатория CRRAL, оборудованная множеством исследовательских камер, в том числе перчаточными боксами. Вывести топливный цикл на промышленный уровень планируется, видимо, после 2030 года. Для производства металлического топлива сначала нужно освоить переработку на основе пирохимии, ориентировочный срок создания соответствующего завода — 2050 год. В то же время на прямой вопрос о сроках строительства завода по фабрикации MOX-топлива спикер не ответил.
Индия: фальстарт
Индия эксплуатирует экспериментальный быстрый реактор собственной разработки аж с 1985 года. Строительство демонстрационного быстрого реактора промышленной мощности — 500 МВт — ведется с 2004 года.

В этой стране накоплен более чем обширный опыт, и Индия им с гордостью делится: индийские представители за три дня выступили с десятком докладов. Они подробно рассказали об эксплуатации быстрого натриевого исследовательского реактора FBTR, о ходе строительства PFBR (показали генплан и схему технологического процесса), поведали, из чего состоит ЯППУ, и поделились мыслями о том, как опыт эксплуатации FBTR поможет развитию быстрых реакторов в стране.

Статус PFBR на июнь 2017 года таков. Все вспомогательные системы введены и находятся в эксплуатации. (Это электрические системы, аварийные дизельные генераторы, дополнительные генераторы, установленные в рамках постфукусимских требований к безопасности, системы охлаждения и вентиляции, компрессорное хозяйство и так далее.)

Ввод в эксплуатацию первого и второго натриевого контуров в процессе — в соответствии с программой, одобренной регулятором. Программа предварительных испытаний была сформулирована с участием регулятора и соблюдается на каждом этапе ввода. Провели тренинги и повысили квалификацию персонала в части эксплуатации натриевой системы и пожаротушения натрия.

Введено в эксплуатацию оборудование для топливоподачи, в том числе наклонная машина для перегрузки топлива и манипулятор для внутриреакторной перегрузки сборок. Действия поворотных защитных пробок (многослойные плиты сверху корпуса реактора — часть системы радиационной защиты и системы перегрузки топлива. — Прим. ред.) были отработаны на имитаторах ТВС. Приводы поглощающего элемента вместе с имитаторами ПЭЛ прошли предварительные испытания.

Доказана герметичность интегрированного реактора и системы подачи аргона. Сигналы полевых КИПиА при этом доступны в диспетчерской. Интегрированные испытания на герметичность и проверочное испытание контейнмента завершены — в них были задействованы все соответствующие учреждения и ведомства.

Однако несмотря на то, что реактор собран и готов ко вводу в эксплуатацию, его запуск откладывается. Только за последний год сроки ввода переносились трижды, при том что изначально физпуск был запланирован на 2010 год. Не удивительно, что PFBR стал одним из выдающихся атомных долгостроев (АЭ № 9, 2016).

Участники конференции с индийской стороны старательно обходили вопрос о сроках ввода PFBR, хотя, кажется, именно он больше всего интересовал атомное сообщество. Согласно последней неофициальной информации, полученной из индийских СМИ, самый реалистичный срок запуска реактора — середина 2018 года. Переносы сроков ввода в прессе объясняются необходимостью дополнительной оценки и проверки оборудования. В этом же ключе комментировали ситуацию и индийские атомщики: каждый шаг согласовывается с регулятором, который действует очень осторожно.
Индийский проект PFBR
Следующим шагом после ввода PFBR станет запуск двух FBR мощностью 600 МВт. Их будут отличать более высокий уровень безопасности (III + и выше), повышенная мощность при том же объеме корпуса, большая экономичность, в том числе благодаря отработанности технологий и изготовления, расширенная активная зона, более высокий коэффициент воспроизводства, меньший натриевый пустотный коэффициент реактивности. Начнут они работать на МОХ-топливе с перспективой перехода на металлическое.

Индия также работает над новыми, перспективными материалами. Оболочки твэлов они планируют изготавливать из упрочненной нержавеющий стали, обладающей повышенной устойчивостью к распуханию пустот (благодаря оптимизированному содержанию фосфора и кремния), а также к ползучести при высоких температурах (благодаря дисперсионному упрочнению).

На более отдаленную перспективу в качестве материала для оболочек рассматривается ферритно-мартенситная ДУО-сталь. Разрабатываются новые материалы и для реактора (нержавеющая сталь с повышенным содержанием азота) с парогенераторами (хромомолибденовая сталь с добавлением бора). Активно ведутся R&D и по металлическому топливу.
Южная Корея: работа насмарку?
Южная Корея приняла R&D план по развитию быстрого реактора и технологии пирохимической переработки, направленной на решение проблем накопления ОЯТ от тепловых реакторов, еще в 2008 году.

В 2011 году его обновили, и на момент проведения конференции в Екатеринбурге корейцы двигались в том самом графике. Согласно ему, к 2017 году должен был быть принят проект прототипа быстрого реактора поколения IV, который планировалось утвердить к 2020 году и построить к 2028 году. Первый этап проектирования был завершен в феврале 2016 года.

Проектом в основном занимаются KAERI, KEPCO E&C и Doosan Heavy Industry. Институт отвечает за проектирование, обоснование ЯППУ и развитие топлива, KEPCO — за сбалансированность техпроекта станции в целом, Doosan — за проектирование механизмов и изготовление основных компонентов. Также KAERI тесно сотрудничает с Арагонской национальной лабораторией. Лаборатория делится с KAERI своим опытом в развитии быстрых технологий, совместно они работают над кодами для анализа поведения твэлов и тяжелых аварий. Корейцы участвуют в коллаборации ученых в рамках GIF и МАГАТЭ, а также используют российскую экспериментальную базу в Димитровограде.

Итак, вот что заложено в проекте (параметры см. в Табл. 2). Первая загрузка активной зоны PGSFR будет включать низкообогащенное металлическое уран-циркониевое топливо для демонстрационных эксплуатационных испытаний и в качестве запального топлива — для испытаний по облучению топлива с трансурановыми элементами (TRU). Будет также загружено и проверено несколько тестовых сборок с TRU-топливом, полученным в результате переработки ОЯТ тепловых реакторов.

ТВС представляют собой 217 твэлов, собранных в шестиугольник. Активная зона рассчитана на 112 ТВС, ее высота — 90 см. Конструкция РУ не предусматривает бланкета, чтобы предотвратить наработку дополнительных TRU. Активная зона обращена непосредственно к отражателю. Система первичной теплопередачи PGSFR — бассейновая: все компоненты этой системы, четыре промежуточных теплообменника и два механических насоса, погружены в бассейн с натрием, ограниченный корпусом реактора и контейнментом.

Промежуточная система теплопередачи состоит из двух петель с двумя парогенераторами. Ее трубы внутри контейнмента имеют двойные стенки. Пространство между внутренней и внешней трубами заполнено инертным газом и непрерывно контролируется различными детекторами на предмет протечек, так же как и расстояние между реактором и гермоболочкой.
Система отвода тепла состоит из четырех элементов: двух активных систем и двух пассивных. Теплообменники «натрий–воздух» для активной системы представляют собой оребренные трубки, для пассивной — спиральные змеевики, дабы соответствовать принципам разнообразия и резервирования системы безопасности. Активные функции обеспечиваются обдувочным аппаратом.

Пассивная функция, в частности, заключается в естественной циркуляции натрия и воды, интенсивность теплоотвода этой части — более 50% проектируемой, даже если обдувочные аппараты не работают. СУЗ PGSFR состоит из шести первичных поглощающих стержней и трех вторичных стрежней останова, в которые внедрена пассивная система останова в качестве дополнительной гарантии на случай запроектной аварии.

Проект PGSFR учитывает опыт, накопленный в рамках работы над проектом KALIMER, и лучше соответствует принципам реакторов поколения IV. Его отличают более высокие экономическая эффективность, уровень безопасности, надежности, возможность применения металлического топлива. PGSFR обладает элементами внутренне присущей безопасности. Параллельно с разработкой проекта ведутся НИОКР по различным направлениям, проводятся эксперименты, тесты и испытания по топливу, в том числе в БОР‑60.

Долгосрочная цель программы по быстрым реакторам в Корее — продемонстрировать технический уровень развития технологии переработки трансурановых отходов к середине 2030 годов. Следующая фаза программы будет зависеть от политики нового корейского правительства в отношении атомной энергетики. Пока прогноз неутешительный. Напомним: в мае президентом Южной Кореи стал Мун Джэин, противник АЭС. В июне–июле он сделал ряд практических шагов: было принято решение о выводе энергоблока № 1 АЭС «Шин-Кори», поставлено на паузу сооружение новых атомных мощностей.

Уже после конференции стало известно, что проект госбюджета Южной Кореи на 2018 год предусматривает существенное снижение расходов на НИОКР в области быстрых реакторов (по информации atominfo.ru — c 46,4 млрд вон до 32 млрд вон, или $28,6 млн).
Япония: позитивный разворот
В Японии за четыре года ситуация развернулась на 180°. Предыдущая конференция проходила спустя всего лишь два года после аварии на АЭС «Фукусима‑1», тогдашнее правительство рассматривало различные варианты полного отказа Японии от ядерной энергетики, сворачивания «быстрой» программы и замены перспективной концепции замкнутого ЯТЦ на открытый ядерно-топливный цикл с прямым захоронением ОЯТ и ВАО.

Однако в 2014 году правительство сменилось, и политика в отношении атомной энергетики тоже. Сейчас Япония собирается жестко придерживаться базовой стратегии продвижения ЯТЦ и развития быстрых технологий, сообщил Ютака Сагаяма из японского агентства атомной энергии (JAEA). По прогнозам, к 2030 году АЭС будут обеспечивать 20–22 % поставки электричества, а значит, по-прежнему актуальны вопросы, что делать с отходами и как повысить эффективность использования урана.

К концу 2018 года стратегическая рабочая группа сформулирует дорожную карту развития быстрых реакторов, в которой будут определены новые цели этого направления, а также то, какими будут быстрые реакторы, какие технологии предстоит разработать и как использовать опыт, накопленный внутри страны и в ходе международной кооперации.

Задача нелегкая, ведь к новой политике развития атомной энергетики предъявляются более высокие технологические требования. Быстрым реакторам уже мало быть просто безопасными или сопоставимыми по себестоимости электроэнергии с тепловыми, нужно продемонстрировать наивысший уровень безопасности, а коммерческие образцы должны конкурировать с другими видами генерации (что созвучно с требованиями, которые предъявляет к своим разработкам Росатом). Тем не менее гендиректор JAEA Хидеки Камида убежден: в Японии появится новый быстрый реактор.

В прошлом остался реактор «Монжу» — с 1990-х годов основа «быстрой» программы Японии и прототип концепта быстрого коммерческого реактора; было решено вывести установку из эксплуатации. Ее возобновление потребовало бы много средств и времени — в первую очередь из-за необходимости учесть новые регуляторные требования к безопасности. Не нашелся и оператор «Монжу», который соответствовал бы рекомендациям NRA.

В конечном счете японские специалисты решили, что знания, которые могли бы быть приобретены на «Монжу», возможно получить и из других источников: собственной исследовательской базы и международной кооперации. Ю. Сагаяма представил план вывода этого реактора. В 2018 году начнется выгрузка ОЯТ на хранение, с середины 2022 года — подготовка к демонтажу, с середины 2024 года — утилизация, которая продлится до середины столетия.

Другой быстрый реактор Японии — исследовательский «Джойо» — пока решено сохранить: JAEA в 2016 году подало заявку на изменение лицензии установки, предполагающее возобновление работы в районе 2020 года, после учета новых регуляторных требований. На нем предполагается проводить исследования по облучению в поддержку R&D по быстрым реакторам для сжигания плутония и минорных актинидов. Разрешение ожидается в конце 2018 года.

Большое внимание Япония уделяет международной кооперации: есть двусторонние R&D с Францией, США, Казахстаном и Россией. Активное участие страна принимает в международных программах, таких как GIF. Большая ставка в последние годы делалась на французский проект ASTRID.

Проект натриевого реактора ASTRID
Франция: неопределенность
Франция проводит R&D сразу по нескольким технологиям быстрых реакторов; при этом основная и самая проработанная — натриевый реактор ASTRID. За четыре года проект претерпел изменения.

Новая конфигурация была утверждена в октябре 2016 года. Главное изменение: французы, кажется, нашли способ минимизировать контакт натрия с водой — с помощью инновационного преобразователя энергии, который использует газ вместо воды/пара. Были разработаны компактные натриево-газовые теплообменники и инновационные теплообменные модули. Новая система включает восемь теплообменников.

Предполагается, что два машинных зала (в каждом газовая турбина с тремя ступенями компрессии) должны быть расположены у каждого из зданий теплообменников (их тоже два), чтобы минимизировать длину труб. Под этими турбинными холлами планируется расположить емкости с необходимым запасом азота (около 130 тонн).

Преобразовательная система на газе требует проработки и рассматривается как альтернатива водной. Пока перед разработчиками поставили задачу: совместно с индустриальными партнерами создать такой же проект с газовым преобразователем, как и с водяным (полученным в 2015 году). Он будет также включать предварительные технические требования, спецификации для основных систем и компонентов ядерного острова, обновленную оценку затрат и инвестиций, предварительное расписание и указание основных рисков. Решение о том, двигаться в этом направлении или нет, планируется принять в конце 2017 года.

Проект оптимизировали и по другим направлениям. В части топливоподготовки — создан внешний промежуточный накопитель в натрии, чтобы отделить подготовку загрузки/выгрузки топлива от промывки и хранения. Это позволяет сократить время топливоподачи с 20 дней до девяти. Из соображений экономии было принято решение ограничить емкость хранилища топлива, а также организовать совместное хранение для свежих и отработанных сборок в одном бассейне (свежие сборки будут храниться в газовом контейнере, помещенном в бассейн). Оптимизации подверглась и система расхолаживания реактора. Продолжаются работа над упрощением ловушки расплава, поиск оптимального расположения шахты реактора, уточняется срок службы компонентов ASTRID.

Еще одно важное изменение не связано с конфигурацией проекта. Четыре года назад представители французского Комиссариата по атомной энергии (CEА) прогнозировали, что демонстрационный образец ASTRID будет введен в эксплуатацию в 2020-х годах. Но работа над проектом затянулась. В 2015 году CEA представляла следующие временные рамки. В 2019–2020 годах предполагалось принять решение о строительстве, в 2025–2026 годах — осуществить физпуск, в 2026–2027 годах — энергопуск.

По новому графику, до 2019 года команда ASTRID успеет лишь завершить подготовку техпроекта, работа над которым стартовала 1 января 2016 года. Что будет за пределами этого срока, CEA теперь не прогнозирует и ограничивается сухой фразой: «График — в процессе подготовки и согласования с французским правительством и индустриальными партнерами». Новые французские власти свою позицию по перспективным ядерным технологиям еще не сформулировали.

Впрочем, представители CEA демонстрируют сдержанный оптимизм по поводу судьбы проекта. Как отметил на пленарной сессии руководитель подразделения по атомной энергии CEA Сильвестр Пивэ, правительство поддерживает проект ASTRID.

Что еще нового? Существенно увеличился вклад японских партнеров. Дорогу расширению сотрудничества по ASTRID открыло соглашение между JAEA, Mitsubishi Heavy Industry, Mitsubishi Fast Breeder Reactor System, AREVA и CEA, подписанное в августе 2014 года. Японцы работают, в частности, над системой расхолаживания реактора, сейсмикой, ловушкой расплава. И, между прочим, выдвигают предложения по улучшениям (этот термин хорошо знаком российской атомной аудитории).
Проект жидкосолевого реактора Elysium
США: рост интереса
В США, которые всегда ставили на первое место экономику и прежде не особо верили в коммерческие перспективы быстрых реакторов, за эти четыре года наметился прогресс.

Выступая на конференции, представительница Минэнерго США Хитер Белл отметила возрастающий интерес к развитию и внедрению инновационных, не легководных ядерных реакторных технологий. За последнее время в поддержку этого направления выступили сразу несколько ведомств, а обе палаты Конгресса приняли законопроект, который призван простимулировать развитие ядерно-энергетических технологий в стране.

По словам Х. Белл, долгосрочная стратегия страны предполагает, что к 2050 году на передовые реакторы будет приходиться значительная доля атомной генерации; цель — к началу 2030 годов обеспечить тщательную технологическую проработку как минимум двух концептуальных не легководных реакторов.

Минэнерго США в ноябре 2015 года выдвинуло инициативу под названием GAIN (Gateway for Accelerated Innovation in Nuclear — Путь к ускоренным инновациям в области атомной энергетики), которая призвана обеспечить доступ к технической, регуляторной и финансовой поддержке, необходимой для появления новых или передовых проектов реакторов и их коммерциализации — при условии, что они будут безопасными, надежными, экономичными.

Представители промышленности сами учредили сразу несколько рабочих групп; группа по быстрым реакторам включает несколько концептов: над натриевым реактором работают Oklo, General Electric, TerraPower, Advanced Reactor Concepts; над свинцовым — Westinghouse, Columbia Basin Consulting Group, Hydromine; над реактором с газовым охлаждением — General Atomics; над жидкосолевым — Elysium, Southern/TerraPower.
Проект реактора TerraPower
Приоритеты национальной программы следующие:
  • совместная работа с NRC и индустрией над созданием общих принципов лицензирования передовых реакторов;
  • повышение доступности активов и экспертизы DOE для индустрии и ученых через GAIN;
  • проведение самых современных исследований, направленных на коммерческое внедрение передовых реакторов в 2030-х годах;
  • применение инструментов моделирования и симуляции для анализа систем реакторов.

Для коммерческого внедрения быстрых реакторов необходимо ответить на два вызова, считает Х. Белл: оптимизировать капитальные затраты и описать/отработать процедуру лицензирования. На этих двух направлениях и сфокусировали усилия R&D. Недавно был достигнут прогресс по первому направлению: тестируются новые материалы в механико-инженерной экспериментальной лаборатории в Аргоне (METL), началась квалификация аустенитного сплава 709 в ASME, предпринимаются шаги для сохранения знаний в базах данных, проводится обоснование технологии фабрикации топлива.
Строительная площадка исследовательского реактора МБИР в г. Димитровграде
Россия: «ударница четырехлетки»
О достижениях Росатома по «быстрой» тематике мы и так регулярно пишем по мере появления новостей, поэтому ограничимся кратким обзором последних событий.

В России долгосрочная политика в отношении атомной энергетики, несмотря на сокращение финансирования из бюджета и понижение прогнозов спроса на электроэнергию, за эти годы не изменилась. Хотя строительство инновационного свинцового реактора БРЕСТ определенно затягивается, Россия, пожалуй, продемонстрировала наибольший прогресс в развитии не только быстрых реакторов, но и ЯТЦ в целом. Был запущен очередной промышленный быстрый натриевый реактор БН‑800.

Есть пара «но»: на MOX-топливо он еще не перешел, да и бридером не станет из-за отсутствия бланкета. Но завод по фабрикации MOX-топлива на ГХК уже построен, а на «Маяке» модернизированы линии по переработке ОЯТ: теперь завод способен перерабатывать облученное топливо разных типов реакторов. Всерьез обсуждается проект БН‑1200, которому предстоит выйти на новый уровень эффективности. Как отметил главный конструктор БН‑1200 «ОКБМ Африкантов» Сергей Шепелев, если в 2017 году будет принято решение о строительстве, то энергопуск может состояться уже в 2027 году.

Своим чередом идет строительство нового исследовательского реактора МБИР. Проект капиталоемкий, и Росатом делает ставку на привлечение зарубежных клиентов. Судя по посещаемости круглого стола по МБИР, интерес к новой установке есть.
Сегодня для науки, завтра для бизнеса
Будущее мировой атомной энергетики неразрывно связано с развитием замкнутого топливного цикла. По мнению МАГАТЭ, именно от темпов развития быстрых технологий зависит, будет ли установленная мощность атомной генерации прирастать и насколько.

Так, по оптимистическому прогнозу агентства, который основан на том, что роль АЭС в мировом энергобалансе как низкоэмиссионного источника возрастет, а также появятся инновационные реакторы (почти все проекты, развиваемые в рамках международного форума Generation IV, основаны на быстром спектре нейтронов), более безопасные и способные повысить эффективность обращения с отходами, мощность атомной генерации увеличится на 123 % к 2050 году по сравнению с уровнем конца 2016 года — до 874 ГВт.

В противном случае новые блоки, конечно, будут вводиться, но гораздо более скромными темпами: пессимистический сценарий предполагает, что в 2020–2040 годах установленная мощность АЭС с учетом выводов упадет на 15 %, к 2050 году все-таки вернется на уровень 2016 года, но доля атома в энергобалансе сожмется до 6 %.

И судя по всему, несмотря на политические флуктуации в отдельных странах, основные игроки все же с оптимизмом смотрят в будущее: например, замглавы Росатома — руководитель блока по управлению инновациями Вячеслав Першуков ожидает, что подобные научные конференции лет через десять превратятся в коммерческие, на которых будут обсуждаться уже не R&D или перспективные проекты, а конкретные задачи построения быстрых реакторов в разных точках мира для замыкания топливного цикла.


ДРУГИЕ МАТЕРИАЛЫ НОМЕРА