Комментариев: 011.11.2024

Лев Максимов  умер, не  дождавшись признания...

В марте 2010 года по инициативе президента США Б.Обамы в Вашингтоне прошел саммит по ядерной безопасности. Барак Обама отправил персональные приглашения к участию главам 30 государств.

Глава американской администрации был уверен, что наиболее серьезную угрозу сегодня представляет возникновение в мире такого феномена, как ядерный терроризм. На предстоящем саммите предполагалось обсудить проблематику ликвидации "черного рынка" расщепляющихся материалов и специализированного оборудования, обнаружения их перевозок, их перехвата правоохранительными органами. Наиболее радикальным способом решения означенной проблемы могла бы стать замена существующих сегодня ядерных энергетических технологий принципиально новыми, отвечающими требованиям экологической приемлемости. Речь идет о тории.

Л.Н.Максимов директор НИЦ физико-технических и экологических проблем энергетики, Новосибирск

Учитывая, что с 2003 года разработки в области ториевой энергетики в США получили статус федеральной программы, можно предположить, что политические препятствия для ее развития после саммита останутся в прошлом. Интерес европейских стран к технологиям ториевого цикла также очевиден и подтверждается проведением регулярных международных научных мероприятий. На одном из них – двухдневном семинаре в германском Карлсруэ – были представлены наши наработки: аморфизированное ядерное топливо (АЯТ), микроканальные тепловыделяющие элементы и концепция подземного ториевого реактора. Предлагаемое техническое решение не имеет недостатков, присущих используемым сегодня ядерным энергетическим реакторам.

Недопустимость наработки плутония и других трансурановых элементов

Экосистема нашей планеты во всей своей предыстории никогда не была знакома с плутонием и другими трансуранами. Образно говоря, сам Бог начал созидание жизни на Земле лишь после того, как указанные радиоактивные элементы практически полностью распались. В ХХ веке люди научились искусственно создавать плутоний и другие трансураны. По имеющимся сведениям на сегодня в мире произведено уже более 2000 тонн плутония.
Из практики заводов по производству плутония уже научно установлено, что предельно допустимое его содержание в организме живого человека измеряется… миллиардными долями грамма! То есть, достоверно установлено, что плутоний является самым опасным веществом категорически недопустимым даже для ничтожнейшего распространения на Земле…

Коммерческие интересы образовавшихся в сфере мировой ядерной энергетики гигантских транснациональных корпораций вступают в противоречие с широким распространением этой тревожной информации. Население ядерных стран оказывается заложниками этих корпораций.

Ярким примером этому является принятый Президентом РФ В. Путиным Закон позволяющий ввоз в Россию 20-ти тысяч тонн отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) зарубежного производства. Заметим, что в этом количестве ОЯТ содержится более 200 тонн одного только плутония, не говоря уже о других трансуранах и осколочных элементах. Тем самым, невзирая на имевшиеся массовые протесты общественности, нынешней властью России фактически подготовлены гигантские потенциальные угрозы безопасности и здоровью миллионов людей.

Наличие в действующих реакторах избыточной реактивности

Академик РАН Л.П.Феоктистов утверждал, что «… при всех различиях современных быстрых и тепловых реакторов есть одна черта, их объединяющая. И тот и другой работают по схеме выжигания активной компоненты топлива (уран-235, плутоний-239) в активной зоне… в них первоначально закладывается активного материала больше, чем это требуется для непосредственного поддержания критического уровня. Стационарное положение балансируется регулирующими стержнями–поглотителями нейтронов… В этом смысле ни один из ныне существующих реакторов, работающих по принципу выгорания, нельзя отнести к безусловно безопасным, потому что, если вдруг по случайным причинам регулирующие стержни покинут активную зону, возникнет значительная надкритичность. Цепная реакция в таких условиях будет развиваться настолько быстро, что никакая аварийная защита не поможет» .

Другими словами, для осуществления гигантских катастрофических взрывов реакторов ныне действующих АЭС достаточно, например, всего лишь одного действия – просто («… по случайным причинам») выброса из активной зоны стержней-поглотителей нейтронов. Это может быть сделано по целому ряду сценариев, в том числе соответствующей подготовкой практически вполне осуществимого теракта…

Проблемы, связанные с проявлением «человеческого фактора»

Действительно, ведь если неважно какими (вольными или невольными) действиями персонала АЭС она может быть практически взорвана, то совершенно неоспоримо, что столь чрезмерно уязвимая ядерная энергетика в принципе не имеет права на существование. Особо следует отметить угрозу реального проявления ядерного и радиационного терроризма.

Мнение о якобы достаточной безопасности ныне действующих АЭС опровергается самими разработчиками ядерных технологий. Выдающийся физик ХХ века, лауреат Нобелевской премии, академик Петр Леонидович Капица обоснованно считал, что «атомная электростанция – это атомная бомба, дающая электричество». Вообще, мнение ведущих разработчиков ядерного оружия в вопросе безопасности атомной энергетики более объективно. Они, с одной стороны, корпоративно не связаны с покровителями и разработчиками нынешних АЭС, а с другой – в совершенстве знают все необходимые требования по обеспечению надежности и безопасности ядерных зарядов и любых активных сборок, содержащих делящиеся материалы.

Предельно негативна оценка безопасности всех нынешних АЭС всемирно признанного патриарха американской ядерной физики, отца американской водородной бомбы Эдварда Теллера. Он вообще категорически и непоколебимо настаивал на обязательном только подземном размещении АЭС, причем на том же научно-техническом основании, которое первым официально огласил акад. Л.П.Феоктистов, а именно – на основании абсолютной недопустимости (в условиях принципиально присущего наличия в активной зоне реактора избыточной реактивности) существования фактически всего лишь одной степени защиты таких активных зон реакторов, установленных, особо повторим, – на всех ныне действующих АЭС.

Так, даже в новейшем концептуальном проекте АЭС, представленном в 1996 году на Международной конференции по альтернативным ядерным источникам (ICENES) от имени группы авторов из Стенфордского университета и Ливерморской Национальной Лаборатории (США), возглавляемой Э. Теллером, особо констатировалось: «Реактор располагается под землей на глубине не менее 100 метров» . И это требовалось, конечно же, не потому, что Э.Теллер не представлял размеры огромного удорожания такого проекта. Дело совершенно в другом – этот выдающийся физик прекрасно представлял не только истину в происшедшем на ЧАЭС, но и то, что случившееся там привело далеко не к предельному размеру ущерба, имея в виду потенциально возможный гораздо больший ущерб при некоторых других сценариях террактов на ныне действующих реакторах, которые, – еще раз особо повторим, – по своему принципу работы требуют обязательного наличия в активной зоне чрезвычайно опасной избыточной реактивности.

На этом же научно-техническом основании настаивал на допустимости только подземного размещения нынешних АЭС и признанный отцом водородной бомбы в СССР акад. А.Д.Сахаров. Он, как и многие его коллеги, после своего профессионального раскрытия истины в происшедшем на ЧАЭС, вообще, мягко говоря, охладел к нынешним технологиям использования ядерной энергии. Так, в своих итоговых научных трудах при оценке приоритетов в энергетике он уже не ставил ядерную энергетику на первый план, а официально заявлял, в частности, следующее: «Я уверен, что в течение 50 лет сохранится и даже возрастет значение энергии, основанной на сжигании угля на гигантских электростанциях с полным поглощением вредных отходов».

Такое отношение военных ядерщиков к АЭС объясняется тем, что в самих ядерных зарядах, охраняемых несопоставимо надежнее, чем АЭС, предусматривается более 6-ти защитных блокировок, имея в виду должную защиту принципиально присущего таким зарядам также значительного запаса избыточной реактивности. Именно поэтому разработчики ядерного оружия только с целым рядом дополнительных страховочных условий и только под соответствующим «нажимом» допускают, и то с остающейся тревогой, – лишь только подземное размещение нынешних ядерных реакторов, которые по их обоснованному мнению чрезвычайно уязвимы, как уже пояснялось, от всего лишь одного действия – просто от одного «случайного» выброса стержней-поглотителей из активной зоны…

К сожалению, необходимо признать, что именно эти причины усиливают понятную и обоснованную тревогу, поскольку вышеуказанная «ахиллесова пята» будет, несомненно, все более и более привлекать соответствующее внимание террористов. При этом любое мыслимое усиление охраны действующих АЭС с указанными особо уязвимыми ядерными реакторами – это всего лишь паллиативное решение…

Вводное пояснение новой физико-технической концепции перспективного использования ядерной энергии

Как известно, все современные ядерные реакторы с научной точки зрения условно классифицируются следующими двумя концепциями.

Первая – это концепция реактора как теплотехнического аппарата. Главное в ней – освобождение ядерного реактора от проведения совместно с его работой каких-либо дополнительных технологических процессов, в частности, регенерации его ядерного топлива. То есть, на ядерный реактор и соответствующую АЭС возлагается функция только генератора тепловой энергии. Именно к такой концепции относятся все типы современных реакторов, применяемых на ныне действующих АЭС. Главным характерным признаком указанной концепции является использование в ядерных реакторах только твердых тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) в качестве основополагающей элементной базы.

Вторая – это концепция реактора как физико-химического аппарата. В реакторах этой концепции осуществляется управление уже не только ядерно-физическими и теплофизическими процессами, но и – химическими процессами, применяемыми, в частности, для регенерации ядерного топлива. Таким образом, характерной особенностью реакторов физико-химической концепции является стремление к объединению в соответствующем инженерном комплексе функционирования как самого ядерного реактора, так и химических систем регенерации его ядерного топлива. К такой концепции относятся известные разработки многочисленных исследовательских реакторов, в том числе газофазных и различного типа гомогенных на водных растворах или суспензиях, а также опытные реакторы с жидкометаллическим топливом и жидкосолевые реакторы.

В научных кругах указанную вторую концепцию классифицируют как перспективное второе поколение ядерной энергетики. Однако и это второе концептуальное направление не снимает всех претензий к ядерно-энергетическим установкам.

Автором предлагается принципиально новая концепция использования ядерной энергии. Условно назовем ее физико-технической, что является просто исходной терминологической привязкой к ранее принятым формулировкам двух существующих концепций. Так, от второй новая концепция, как будет далее наглядно показано, отличается исключением из ее базового технологического арсенала почти всех химических процессов (ныне широко применяемых) с заменой на эквивалентные физические процессы при соответствующей их технической реализации и созданием для этого теперь уже не физико-химического, а именно физико-технического комплекса. Эта характерная для новой концепции замена вызвана тем, что именно химические процессы, применяемые в современной ядерной энергетике, по существу и зарождают в ней почти все многочисленные тягчайшие экологические последствия.

Физико-техническая концепция использования ядерной энергии охватывает собой тематически многоплановое перспективное создание ядерно-безопасных подземных энерготехнологических комплексов, в которых сам ядерный реактор (принципиально лишаемый по новой технологии какой-либо избыточной реактивности в его активной зоне) входит теперь в состав целого ряда других функционально взаимосвязанных аппаратов и процессов.

Предлагаемое автором (по представленному пониманию физико-технической концепции) по существу перспективное создание нового третьего поколения ядерной энергетики, которое, как будет далее показано, действительно способно стать экологически достаточно приемлемым, базируется на следующих, как минимум, трёх главных технологических «китах», а именно:

принципиально новое ядерное топливо как фундаментальная основа;

принципиально новые тепловыделяющие элементы как новая элементная база;

принципиально новый ториевый реактор как интегральный физико-технический комплекс.

В последующих разделах статьи даются необходимые пояснения указанных главных базовых основ, которые именно в своём комплексном объединении создают предлагаемую автором принципиально новую ядерно-безопасную и экологически достаточно приемлемую ториевую энергетику и тем самым обосновывают реальное приближение времени исторически неотвратимого перевода мировой ядерной энергетики на применение тория вместо урана.

Принципиально новое ядерное топливо

В 1955 году на конференции в Женеве была озвучена чрезвычайно привлекательная идея выведения из ядерного топлива образующихся в нем при делении ядер осколочных элементов не традиционными химическими процессами, а чисто физическими методами. Суть этой гениально простой идеи состояла в следующем.
Как известно, величина среднего пробега осколков деления внутри самого ядерного топлива составляет порядка 10 мкм. Отсюда следует, что если ядерному топливу придать форму микрочастиц и если при этом их характерные размеры будут меньше 10-ти мкм, то образующиеся осколки деления будут выскакивать из таких топливных микрочастиц и накапливаться в дисперсионной среде соответственно создаваемых, например, водных суспензий в качестве такого рода ядерных топлив. Для дальнейшего процитируем фрагмент из вышеуказанного основополагающего доклада 50-ти летней давности:

«… следует ожидать, что большая часть продуктов деления будет задержана в воде и не попадет обратно в топливные частицы. Это означает, что часть энергии деления будет непосредственно передаваться воде, автоматически стабилизируя режим работы реактора за счет высокого отрицательного температурного эффекта расширения воды. Более того, это приведет к автоматическому отделению отравляющих осколков деления от топлива. Если размер частиц не слишком маленький, т.е. более 1 мкм, то отдача ядер урана-238, превращающихся в плутоний-239, будет слишком малой для того, чтобы они вышли за пределы частиц. Эти выводы были подтверждены экспериментами по облучению суспензии UО₂ нейтронами. При облучении тепловыми нейтронами тщательно размешанных водных суспензий 4% UО₂ по объему в водную фазу переходит по крайней мере 90% различных продуктов деления (исследованиям подвергались Ва, Мо,Cs и J)».

Специально созданный для реализации указанной идеи исследовательский реактор с суспензионным топливом, содержащим микрочастицы керамического типа, получаемые из окисных соединений, в частности, из двуокиси урана и тория, проработал с 1975 по 1977 г.г.

В результате был экспериментально подтвержден, с одной стороны, целый ряд выше процитированных важных перспективных достоинств суспензионных ядерных топлив, но, с другой – вскрылись и такие, как тогда казалось, непреодолимые их недостатки, которые в итоге полностью остановили все дальнейшие работы в этом направлении…
Вышеуказанная основополагающая идея действительно очень привлекательного простейшего физического выведения осколочных элементов из топливных микрочастиц экспериментально изучалась при использовании топливных частиц только керамического типа, получаемых из двуокиси урана и плутония.

Использование только керамического топлива было вызвано тем, что уже с тех давних времен (и до настоящего времени) металлическое ядерное топливо оказалось вообще выведенным из сферы практического применения в энергетических реакторах в связи с установленными двумя главными его недостатками, а именно: неприемлемое химическое взаимодействие металл-вода и неудовлетворительная радиационная стойкость, особенно металлического урана.

Главные причины последующего отказа от первоначально предлагавшихся суспензионных оксидных топлив по результатам всех известных исследований состояли в следующем.

Первая – керамические микрочастицы из двуокиси урана и тория оказались механически недостаточно прочными и предрасположенными к неприемлемому прогрессирующему измельчению.

Так, по результатам исследования действия излучения на водную суспензию двуокиси тория, проведённого в Окриджской национальной лаборатории в специальном автоклаве и при петлевых испытаниях внутри реактора, было установлено: «… измельчение частиц двуокиси тория по мере увеличения дозы облучения и образования большого количества мелких частиц; 10% материала из одной петли имело размер менее 0,03мкм. Очень мелкие частицы образовались скорее в результате отщепления маленьких осколков от частиц большего размера, чем из-за общего последовательного расщепления частиц». И далее сообщалось: «… механическое влияние циркуляции, по-видимому из-за наличия насоса, явно сказывается на разрушении частиц».

Заслуживают дополнительного внимания результаты испытаний суспензии двуокиси урана в эвтектической смеси расплава натрия и калия, которые были проведены в опытных петлях внутри реактора. Так, было установлено: «Анализ размеров частиц показал, что произошло сильное измельчение частиц». Но, при этом сообщалось особо важное на будущее: «… по крайней мере 82% осколков деления было удалено из двуокиси урана».

Вторая причина – отрицательное проявление абразивных свойств, применяемых керамических частиц.

Это достаточно очевидно без какого-либо цитирования. Действительно, с одной стороны, для устойчивого состояния суспензии необходима соответствующая циркуляция с развитой турбулентностью в дисперсионной среде, а с другой – именно это и обуславливает эрозионное проявление абразивных свойств, естественно присущих самой природе керамических частиц.

В итоге всего проведенного анализа ранее выполненных экспериментальных работ, включая многое здесь не указанное для краткости, необходимо особо констатировать следующее. Прекращение за рубежом (после 1977 г.) дальнейших работ по созданию суспензионных ядерных топлив произошло не из-за какой-то вскрывшейся ошибочности самой первоначальной идеи. Напомним, что ее главная суть состояла прежде всего в предложенном новом пути выведения осколочных элементов из топлив не с помощью традиционных химических процессов, а вышеуказанным физическим путём. И именно это действительно самое главное в исходной идее было неоспоримо подтверждено! Так, напомним из сказанного выше, что для водных суспензий было экспериментально подтверждено удаление из топливных микрочастиц «… по крайней мере 90% различных продуктов деления», а для суспензий на основе эвтектического расплава натрия и калия: «… 82% осколков деления было удалено из двуокиси урана».

С этой точкой зрения из возникшей в те давние времена итоговой неудачи с последующим прекращением рассматриваемых работ необходимо извлечь самый главный вывод, а именно: экспериментальными работами, независимо проведенными в нескольких исследовательских центрах по указанной исходной идее, была установлена практическая неприменимость использования, по сути дела, лишь только самих керамических топливных микрочастиц, а не исходной идеи в ее главной сути. Отсюда следует, что для создания в будущем действительно высокоэффективных суспензионных ядерных топлив по основополагающей исходной идее 1955 года – топливные микрочастицы должны быть не керамического, а принципиально другого типа…

В то время как в области разработки ядерных технологий произошло крушение работ по созданию суспензионных ядерных топлив, в другой научной области – в металлофизике состоялось чрезвычайно важное научное открытие, а именно: открытие аморфного состояния металлов (металлических стёкол).

К настоящему времени это научное открытие сформировало интенсивно развивающееся перспективное научно-техническое направление. Его первоначальные исторические вехи подробно излагаются, в частности, в одной из самых первых монографий по этому открытию.

В целом на сегодня фактически сформировалась своеобразная отрасль исследований – металлургия аморфных металлов. Ниже приводится краткое изложение физической сути указанного научного открытия, а также некоторых основных этапов в его изучении и главных направлений его особо перспективного практического применения.

Как известно, аморфное состояние отличается от кристаллического отсутствием дальнего кристаллического порядка и соответственно имеет структуру близкую к структуре стекла. Именно по этой причине аморфные сплавы получили своё название «стеклообразные сплавы» или «металлические стёкла» (Metglass). При этом, благодаря отсутствию в структуре аморфных сплавов границ зёрен, для этих материалов практически полностью снимаются, прежде всего, все известные проблемы, связанные с межкристаллитной коррозией и межкристаллитным коррозионным растрескиванием.

Исторически первые результаты, которые свидетельствовали о возможности получения металлических материалов не в кристаллическом, а в аморфном состоянии, появились в начале 50-х годов, когда в нашей стране удалось получить тонкие аморфные плёнки никеля, висмута и других металлов путём осаждения их паров на поверхность, охлаждаемую жидким воздухом.

Позднее в 1960 г. П. Дювез с группой сотрудников Калифорнийского технологического института наблюдали аморфное состояние в закалённом из расплава эвтектическом сплаве Au – Si. Это послужило началом широкого научного изучения аморфных металлов, получаемых именно по технологии закалки расплавов.

В 1970 г. была впервые создана технология уже достаточно крупномасштабного получения непрерывных аморфных металлических лент методами центробежной закалки и закалки в валках. До этого удавалось получать лишь небольшие аморфные пластинки. Именно тогда, с появлением возможности изготовления лент было впервые установлено, что сплавы, хрупкие в кристаллическом состоянии, при их аморфизации приобретают повышенную пластичность и прочность. Аморфное состояние оказалось в центре все более нарастающего внимания исследователей. Появились многочисленные разработки аморфных сплавов с соответствующими экспериментальными исследованиями их физико-химических свойств и новые способы получения металлов и сплавов (в частности, их поверхностных слоев) в аморфном состоянии, таких как: лазерная аморфизация; нейтронное облучение; электрохимическое осаждение; облучение гамма-квантами; ионная бомбардировка и многих других.

Так, в 1974 г. была впервые обнаружена сверхвысокая коррозионная стойкость аморфных сплавов. Например, сплав Fe ₉₀В₂₀ имеет стойкость в HNO₃ в 10⁵ выше стойкости нержавеющей стали 12Х18Н10Т. Также было установлено, что коррозионная стойкость некоторых аморфных сплавов превосходит соответствующие показатели этих же материалов в их кристаллическом состоянии на 4÷5 порядков!

В 1973 г. появились первые сообщения об исследованиях влияния радиационного облучения на аморфные металлические сплавы. Позднее в 1985 г. об этом официально сообщалось на II-ом Всесоюзном совещании «Физикохимия аморфных (стеклообразных) металлических сплавов» и на последующем III-ем (в 1989 г.), а далее во многих других источниках. Для краткости ограничимся здесь рассмотрением только результатов исследований по облучению гамма-квантами и по ионной имплантации.

Так, по результатам многочисленных исследований было установлено, что облучение гамма-квантами приводит к увеличению термической стабильности, что связывают с гомогенизацией аморфной структуры в результате радиационно-стимулированной диффузии. Позднее методом ЯМР было установлено, что радиационное облучение гамма-квантами приводит к разрушению зародышей кристаллизации в аморфных структурах.

В 1973 г. впервые появились сообщения об экспериментальных работах по применению ранее известной ионной имплантации теперь уже в качестве принципиально нового мощного способа создания аморфных структур. Обоснованы следующие два принципиально важных утверждения:

– аморфное состояние может быть реализовано в принципе для любых веществ, в том числе, для любых металлов и сплавов при условии достижения необходимой для конкретного материала сверхвысокой скорости охлаждения. Эта необходимая скорость может быть снижена использованием присадок так называемых аморфизаторов.

– существуют уже предварительно опробированные технологии, с помощью которых металлический торий, а также уран и их сплавы аморфизируются.
Таким образом, речь идет об открывающейся перспективе ликвидации именно тех недостатков, из-за которых металлическое ядерное топливо было давно выведено из сферы энергетического применения.

Таким образом, становится очевидным, что перед металлическим ядерным топливом действительно открывается новое будущее…

АЯТ представляет собой суспензию с использованием в качестве дисперсионной среды, например, тяжелой воды, в которой распределены (взвешены) в виде дисперсной фазы твердые топливные микрочастицы (размером менее 10-ти мкм), содержащие делящиеся изотопы урана и (или) плутония, отличающееся тем, что в качестве твердых топливных микрочастиц применяют микрочастицы, изготовленные из металлов, например, из сплавов на основе металлического тория с легирующей присадкой к таким сплавам урана-235 и (или) плутония-239, и при этом указанные металлические топливные микрочастицы исходно технологически созданы не с кристаллической, а с аморфной структурой, свойственной известным металлическим стеклам.

Запальное АЯТ производится на основе металлического тория и его сплавов с присадкой 1% или более делящихся изотопов урана и (или) плутония-239.

Для дальнейшего уточним понятие конвертируемого АЯТ на основе металлического тория и его сплавов – это вещество без исходной присадки делящихся изотопов или с таковой в количестве менее 1% (весовых). Предлагаемый автором способ получения АЯТ монофракционного состава и устройство для его осуществления являются предметом самостоятельной патентной заявки.

С появлением нового ядерного топлива для ториевой энергетики государственные запасы оружейного урана и плутония исторически становятся особыми залоговыми сверхценностями в открывшейся теперь новой сфере их сугубо мирного применения. Соответственно Правительства и народы стран, обладающих такими стратегическими материалами (по детально рассматриваемой далее новой ториевой технологии), становятся собственниками поистине сверхгигантских энергоресурсов, которые в стоимостном выражении на порядок и более превышают все известные запасы золота на Земле.

Принципиально новые концепции энерговыделения

В 1971 г. выдающийся ученый ХХ века, лауреат Нобелевской премии, руководитель Комиссии по атомной энергии США (аналога бывшего Минсредмаша) Гленн Т.Сиборг официально высказал следующее: «… плутоний может даже заменить золото в качестве мирового монетарного стандарта – по крайней мере, он обладает реальной внутренней стоимостью». При этом абсолютно ничего не сообщалось о конкретной технической реализации такого научного предвидения Г.Сиборга.

В то время многие физики-ядерщики были буквально ошеломлены столь сенсационным заявлением главы КАЭ США, гадая, о каком же ожидаемом технологическом прорыве идет речь…

Наиболее вероятным тогда казался технологический прорыв в ториевой энергетике, которую в научных кругах многие считали перспективной заменой уран-плутониевой энергетике. В ториевом цикле сам плутоний (открытие которого, как известно, непосредственно связано с именем Г. Сиборга) используется в качестве лишь незначительной стартовой присадки к торию (в дальнейшем полностью выгорающей), принципиально необходимой для первоначального запуска соответствующих ториевых реакторов. Благодаря этому ториевая энергетика представляется значительно более эффективной, чем известная концепция так называемых «быстрых» реакторов.

Таким образом, при развитии ториевой энергетики, плутоний – через соответствующий энергоэквивалент – становится действительно способным, как сказал Г. Сиборг, «…заменить золото в качестве мирового монетарного стандарта…». Но могли ли допустить такое представители мировой финансовой олигархии, владеющие почти всеми мировыми запасами золота?

Научная общественность не дождалась дополнительных пояснений со стороны Г. Сиборга. Совершенно неожиданно последовала его отставка с поста главы КАЭ США, причем без каких-либо внятных официальных объяснений! И после этого наступило полнейшее замалчивание вышеуказанной инициативы Г. Сиборга. Словно бы её вообще и не было!

Конечно, версия о том, что Г. Сиборг именно в 1971 г. пришел к идее создания аморфизированных ядерных топлив требует особой проверки. Косвенно версию о том, что Г. Сиборг стал жертвой проявившегося запрета указанных работ в США, подтверждает анализ истории развития этого же дела в бывшем СССР и в нынешней России.

Заявление Г. Сиборга примерно совпало по времени с исходным формированием тематики исследовательских работ в области ториевой энергетики. Работая в то время (с 1962 по 1982 г.г.) в должности Главного физика одного из объектов Минсредмаша СССР и одновременно по совместительству являясь (с 1972 г.) заведующим лабораторией Института гидродинамики Сибирского отделения Академии наук СССР, а позднее (с 1980 г.) – заведующим Отделом физико-технических проблем металлургии (на правах НИИ) при Президиуме СО АН СССР, мне именно в 60-е годы удалось разработать принципиально новые физико-технические основы практической реализации, в частности, указанного предвидения Г. Сиборга. Найденные решения базировались на предложенном новом принципе управления жидкими средами, в том числе жидкими металлами и радиоактивными суспензиями, а также на разработках ряда принципиально новых технологий получения из металлических расплавов разнообразных изделий с субмелкокристаллической структурой или с аморфным состоянием. Эти работы после официальной государственной экспертизы были представлены к докладу автора на Заседании Президиума Совмина СССР (12.04.72) и по итогам их заслушивания в Правительственном Решении за подписью самого А.Н. Косыгина особо указывалось: «Отметить важное значение …».

Дальнейшая история – это отдельная тема. Для краткости она здесь приводится в справочном виде с указанием лишь некоторых Правительственных решений и состояния этих дел на сегодня.

1980 г. – Постановление Совмина РСФСР (от 07.03.80 № 118) об организации для работ автора специального Отдела физико-технических проблем металлургии на правах научно-исследовательского института при Президиуме Сибирского отделения Академии наук СССР.

1980 г. – секретное Постановление Совмина СССР (от 16.12.80 № 1162-396) о строительстве для дальнейшего развития указанных работ специализированной экспериментальной базы укрупненного масштаба (с полезной площадью 25000 м2). При этом особо отмечалось: «Одобрить новое направление…).

1988 г. – секретное Распоряжение Совмина СССР (от 23.03.88 № 545) о необходимости предельного ускорения намеченных работ с официальным утверждением 8-ми главных научно-технических направлений приоритетных работ автора, достоверно не имеющих зарубежных аналогов.

1989 г. – Распоряжение Совмина СССР (от 29.12.89 № 2261р) о создании для дальнейшего развития намеченных перспективных работ уже самостоятельного целевого Института физико-технических проблем металлургии и специального машиностроения. Распоряжение сопровождалось секретным приложением (п. 7) об отнесении этого Института к перечню особо режимных объектов, а также важным поручением: «…обеспечить ввод в действие упомянутой базы в 1992 г.».

А далее в России наступили времена дикого капитализма и беззакония. В 1994 г. фактически была остановлена деятельность указанного государственного Института, а сотрудники были попросту выброшены на улицу без официального увольнения и даже без выдачи трудовых книжек. Экспериментальная база с её готовностью к вводу в эксплуатацию примерно на 90% и уже при произведенных государственных затратах более 10-ти миллионов долларов США (в ценах на строительство 1992 г.) была продана с аукциона по цене всего лишь 3-х комнатной квартиры.

Принципиально новые тепловыделяющие элементы

Речь идёт о предлагаемом принципиально новом типе тепловыделяющих элементов, которые в качестве именно новой элементной базы открывают перспективу создания ядерной энергетики третьего поколения.
Сущность предполагаемого изобретения выражается в предложенном комплексном конструктивном объединении по новому целевому назначению целого ряда самостоятельных технических решений, в том числе и таких, которые порознь известны из достижений в различных, но ранее разобщенных областях научно-технического прогресса. Наиболее важные из применяемых автором технических решений, которые в данном случае именно впервые объединяются в новый конструктивный комплекс и которые при этом становятся существенными отличительными признаками создаваемой новой элементной базы ядерной энергетики, кратко поясняются нижеследующим.

Концептуально предлагаемый для применения АЯТ тепловыделяющий элемент характеризуется использованием для рециркуляции таких топлив через активную зону реактора системы многозаходных микроканалов, выполненных в соответствующих пластинах, называемых технологическими панелями. При этом микроканалы в таких панелях разделяются на три (или более) самостоятельные функциональные группы, из которых условно первая группа используется для рециркуляции через активную зону ториевого реактора первоначального запального топлива, вторая – для рециркуляции конвертируемого топлива, а третья – для ее заполнения газообразным дейтерием под давлением, регулируемым с пульта управления реактором.

Указанное заполнение дейтерием технологически необходимо для поддержания мощности энерговыделения в активных зонах с такими ТВЭЛами на заданном уровне путем смещения спектра нейтронов при соответствующем регулируемом изменении (с пульта управления реактором) величины давления газообразного дейтерия в указанной третьей группе микроканалов.

Конструктивно предлагаемый МК ТВЭЛ выполнен в виде герметичного соединения двух вышеуказанных технологических панелей, одна из которых (условно первая) является геометрической копией условно второй панели. При этом в каждой из таких панелей под заданным одинаковым углом расположены внутренние герметизированные микроканалы вышеуказанных трех функциональных групп, а в зонах периферийного окончания микроканалов (по краям панелей) смонтированы объединительные цилиндрические вставки для обеспечения герметичной стыковки микроканалов первых двух групп друг с другом при завершающем объединении указанных технологических панелей в единое целое как именно МК ТВЭЛ.

Микроканалы в зонах нижнего входа в них и верхнего выхода оснащены внутренней сетью разводящих микроканалов с итоговым формированием уже обобщенных входных и выходных каналов для каждой из трех функционально разделенных групп. В последующем из таких МК ТВЭЛ комплектуются соответствующие тепловыделяющие сборки для их размещения в активной зоне ядерного реактора.

Характерной особенностью предлагаемых МК ТВЭЛов является то, что нижние входы в микроканалы первой и второй функциональной группы, размещенные в условно первой технологической панели, гидравлически сообщаются посредствам входных объединительных вставок с соответствующими (по месту расположения) входами в микроканалы условно второй технологической панели, а верхние выходы из микроканалов наоборот разъединены и располагаются отдельно на каждой технологической панели. То есть, для поступающего в МК ТВЭЛ аморфизированного ядерного топлива перед его входом в микроканалы первой и второй панелей создается входная гидравлическая развилка с итоговым образованием сообщающихся снизу двух восходящих топливных потоков внутри панелей по каждой таким образом исходно спаренной ветви однотипных микроканалов, но затем разделяемых своими верхними выходами, которые размещены отдельно на каждой панели.

Внутренние поверхности микроканалов технологических панелей на стадии их изготовления подвергаются антикоррозионной защите применением ионной имплантации и (или) лазерной аморфизации. Именно такое конкретное применение ранее известных достижений из соответственно указанных областей научно-технического прогресса открывает перспективу технической реализации предельно высоких ресурсных показателей предлагаемых МК ТВЭЛов при рециркуляции в них аморфизированных ядерных топлив в условиях воздействия реакторного облучения.

Наряду с использованием известных традиционно применяемых в активных зонах реакторов конструкционных материалов, в предлагаемых МК ТВЭЛ впервые открывается перспектива более широкого использования прежде всего бериллия и его сплавов, а в ряде случаев, в частности, при использовании такого типа МК ТВЭЛ в бланкетах, для их изготовления в качестве базового конструкционного материала впервые открывается возможность применения стеклоуглерода.

Рис. 1. Конструкция микроканального тепловыделяющего элемента (МК ТВЭЛ)
1– условно первая технологическая панель; 2 – условно вторая технологическая панель (в дальнейшем ее элементы помечаются звездочкой); 3 – выход из первой панели первоначального запального ядерного топлива; 3* – выход из второй панели запального топлива; 4 – выход из первой панели конвертируемого ядерного топлива; 4* – выход конвертируемого топлива из второй панели; 5 – подвод газообразного дейтерия; 6 – условно показанная верхняя зона внутренней разводки микроканалов; 7 – вид на МК ТВЭЛ с торца; 8 (8*) – внутренний микроканал движения суспезионного топлива к его выходу; 9 (9*)– тупиковая сторона газовых каналов; 10 – внутренний распределительный газовый канал; 11 – объединительные цилиндрические вставки; 12 – вспомогательные пробки; 13 – условно показанная нижняя зона внутренней разводки микроканалов по группам; 14 – вход запального топлива; 15 – вход конвертируемого топлива; 16 – пластины внутренней герметизации микроканалов; 17 – наружная рифленая поверхность контакта с газовым теплоносителем; а1 – иллюстративное изображение движения запального топлива, поступающего на вход одного из микроканалов первой панели; а2 – тоже, но поступающего на соответствующий вход спаренного микроканала второй панели; b1 – тоже самое, что и а1, но для движения конвертируемого топлива по соседнему микроканалу первой панели; b2 – тоже для спаренного микроканала второй панели.
Автор оставляет за собой законное право не разглашать до определённого времени некоторые ноу-хау, естественно существующие и связанные как с технологией наиболее эффективного изготовления самих МК ТВЭЛов, так и с их функционированием в составе соответственно создаваемых гидравлических систем дистанционного управления аморфизированными ядерными топливами (АЯТ) и устойчивого поддержания в них всех требуемых для конкретных АЯТ суспензионных характеристик.
Техническое решение по созданию из предлагаемых МК ТВЭЛов соответствующих тепловыделяющих сборок (ТВС) с учётом всей гидродинамической специфики использования конкретных АЯТ, составляет предмет самостоятельной патентной заявки.
В целом, представленное здесь конструктивное исполнение МК ТВЭЛов, строго говоря, следует рассматривать всего лишь как некий первоначальный базовый вариант. Так, к настоящему времени автором уже подготовлен целый ряд усовершенствований данного здесь исходного варианта такого типа МК ТВЭЛов, который является в большей мере просто наглядной иллюстрацией создаваемой для применения АЯТ принципиально новой элементной базы будущей ядерной энергетики.

Подземный ториевый реактор

Ранее рассмотренная недопустимость наличия в активной зоне реактора избыточной реактивности как «ахиллесовой пяты» – это не единственная реальная угроза… Э. Теллер, являясь одним из ведущих разработчиков оружия будущего, в частности, так называемых гамма-лазеров с ядерной накачкой и с планируемым их космическим базированием, имел достаточные основания предвидеть, что, возможно, уже в ближайшие десятилетия все наземные АЭС могут стать вообще сверхуязвимыми объектами от ожидаемого оружия будущего. С этой точки зрения обоснованное требование Э. Теллера именно только подземного размещения ядерных реакторов следует принимать как категорический императив.

Исходя из этого, проблема гарантированного обеспечения безопасности АЭС в дальнейшем неотвратимо сводится к требуемому поиску такого технического решения по подземному размещению ядерных реакторов, которое по своей стоимости желательно не превышало бы сегодняшние наземные варианты АЭС с учётом их затрат, прежде всего, на обеспечение сейсмозащиты, а также на защиту от других потенциально опасных угроз.

Предлагается практическая реализация вышеуказанной физико-технической концепции использования ядерной энергии с созданием соответствующих ториевых АЭС в виде подземных энерготехнологических комплексов. Это по существу всего лишь первоначальная конструктивная разработка такого рода подземных ториевых реакторов (ПТР). В полном объеме разработка представляет собой впервые осуществляемое комплексное функциональное объединение большого числа разнообразных технических решений. В их общий перечень входят и такие решения, которые достаточно известны из достижений в соответствующих ранее просто тематически разобщенных областях научно-технического прогресса.

Перечислю базовые решения:

применение АЯТ;

создание в составе ПТР объединенного реакторного блока с его конструктивным внутренним разделением на автономные реакторные секции серийного изготовления;

применение в автономных реакторных секциях газо-охлаждаемых активных зон (предпочтительно с гелиевым теплоносителем), выполненных в виде тепловыделяющей сборки вышеуказанных принципиально новых микроканальных ТВЭЛов, представляющих собой по существу именно новую элементную базу в создаваемом ПТР как в интегральном физико-техническом комплексе;

применение газогидродинамического принципа управления жидкими средами, в частности, для создания систем надежного дистанционного оперирования аморфизированными ядерными топливами (АЯТ) и их водными фазами при осуществлении внутриреакторного рециклинга;

осуществление без остановки реактора процессов периодического обновления аморфизированного ядерного топлива (АЯТ) в активной зоне при одновременном выведении из неё этого ранее отработавшего топлива (и аналогичным указанному выведением отработавшего конвертируемого топлива из бланкета) с последующим направлением выведенных топлив в специальные впервые применяемые инкубационные баки временной выдержки отработавших топлив уже вне активной зоны, причём с особо важным отделением от таких отработавших топлив их водной фазы с накопившимися в них осколочными элементами;

применение систем дистилляционной очистки водных фаз (периодически отделяемых от временно отработавших АЯТ) от накопления в них образующихся осколочных элементов, путём выпаривания водных фаз, осуществляемого в сборных баках реакторных секций с последующим долговременным сосредоточением образующихся после выпарки осадков (осколочных элементов) именно в указанных сборных баках;

применение в объединенном реакторном блоке принципиально известных технических средств автоматического поддержания заданных давлений для того, чтобы обеспечивать в замкнутых контурах рециркуляции газового теплоносителя давление величиной, равной или превышающей давление в контурах рециркуляции АЯТ через активные зоны, а внутри корпусов реакторных секций обеспечивать давление, равное или превышающее давление в контурах рециркуляции конвертируемых АЯТ через соответствующие технологические панели бланкета;

при изготовлении реакторных секций, наряду с использованием известных традиционно применяемых в активных зонах реакторов конструкционных материалов, в качестве основных базовых материалов впервые применяются аморфизированные металлы и (или) стеклоуглерод;

реализация подземного размещения создаваемого объединенного реакторного блока в гидроизолированном шахтном колодце под защитным слоем воды с соответствующей гидростатической компенсацией веса такого реакторного блока и связанных с ним внешних трубопроводов;

гидроизолированный шахтный колодец, заполняемый защитным слоем воды, выполняется с внутренним диаметром, превышающим диаметр объединенного реакторного блока на величину, определяемую из соответствующих оценок сейсмической активности конкретного места размещения предлагаемого энерготехнологического комплекса, а для дополнительного оперативного регулирования величины остаточной плавучести объединенного реакторного блока его внешний корпус по периметру оснащен вертикальными кессонными камерами;

для повышения уровня общей сейсмозащиты внешние трубопроводы, жестко связанные в нижней части с объединенным реакторным блоком, в своей верхней части оборудованы специальными мембранно-диафрагменными сильфонами принципиально новой конструкции;

применение вспомогательной системы сбора всех образующихся в процессе функционирования объединенного реакторного блока радиоактивных газов и их последующего долговременного надежного консервирования в специальных газовых контейнерах. Такая система оборудована в герметизированном технологическом блоке, который установлен на дне применяемого дополнительного шахтного колодца под защитным слоем воды;

применение известных элементов криогенной техники и технологии для создания в составе энерготехнологического комплекса специального контура рециркуляции гелия с созданием его барботажа через все зоны возможного газовыделения в реакторном блоке и с последующим сжижением всех газов вынесенных этим продувочным гелием, в том числе трития и криптона-85. При этом использоются сильфонные газовые и жидкостные нагнетатели принципиально новой конструкции;

для надежного исключения выхода в окружающую среду каких-либо газообразных веществ из зоны расположения объединенного реакторного блока, а также из вышеуказанной вспомогательной системы сбора газа и его консервирования, в верхней части заполненных водой шахтных колодцев смонтированы куполообразные газонепроницаемые уловители газов с диаметрами их нижних кромок сопоставимыми с внутренними диаметрами соответствующих шахтных колодцев подводного размещения указанных объектов, а на внешних защитных крышках шахтных колодцев установлены холодильные устройства для создания дополнительного герметизирующего слоя льда;

для обеспечения только строго санкционированного доступа к внутреннему пространству подземного реакторного блока (с особой защитой доступа к топливным бакам реакторных секций) применяются две идентичные шлюзовые камеры, одна из которых смонтирована на верхней защитной крышке, закрывающей водную поверхность вертикального шахтного колодца, а вторая – на крышке самого реакторного блока с соответствующим использованием роботизированного подводного аппарата для погружения и прохода через шлюз реакторного блока с целью выполнения конкретно заданных работ и затем последующего всплытия и возвращения в верхний шлюз. При этом для дополнительного гарантированного полного исключения какого-либо несанкционированного доступа к реакторным отсекам в конструкции указанных агрегатов и устройств, начиная с верхней защитной крышки, применяются зашифрованные кодовые замки с соответствующей внешней сигнализацией и автоматическим неотвратимым оповещением специальной служб, в том числе международного контрольного агентства.

Рис. 2 Устройство подземного ториевого реактора
1 – гидроизолированный шахтный колодец; 2 - верхний уровень водной защиты; 3 – верхняя защитная крышка; 4 – верхняя шлюзовая камера; 5 - куполообразный уловитель газов с ребрами жесткости 5*; 6 – трубопровод подачи конденсатной воды; 7 – паропровод; 8 – электропневмокабельный трубопровод; 9 - охранный трубопровод с внутренними целевыми пневмокабелями и трубопроводами, в частности, подачи продувочного гелия и вывода радиоактивных газов; 10 – опорный кронштейн трубопроводов; 11 – мембранно-диафрагменный сильфон; 12 – промежуточные стыковки трубопроводов; 13 – нижняя шлюзовая камера; 14 – верхняя крышка объединенного реакторного блока; 15 – продольные кессонные камеры; 16 – верхняя монтажная площадка в реакторном блоке; 16* - технологическое оборудование, в т.ч. электротехническое на площадке 16; 17 – уровень заполнения водой реакторного блока; 18–теплообменники на трубопроводах входной конденсатной воды; 19 – теплообменники-парогенераторы; 20 – герметизированный корпус реакторной секции; 21 – уровень заполнения водой реакторной секции; 22 – специальный затвор доступа к топливным бакам; 23 – коллектор выхода газового теплоносителя из активной зоны; 24 – коллектор возвращения газового теплоносителя в активную зону из теплообменника; 25 – газодувки замкнутых контуров рециркуляции газового теплоносителя; 26 – панели периферийного бланкета; 27 – активная зона реактора; 28 – инкубационные баки для временного размещения конвертируемых суспензионных топлив, рециркулирующих в бланкете; 29 - инкубационные баки хранения суспензионных топлив, рециркулирующих через активные зоны; 30 – нижние сборные баки реакторных секций; 31 – внешний корпус объединенного реакторного блока; 32 – газовый рессивер в составе замкнутых контуров рециркуляции газового теплоносителя; 33 – внешний корпус реакторной секции; 34 – заборник газов из реакторной секции; 35 – вспомогательный шахтный колодец; 36 – верхний уровень заполнения защитной водой; 37 – переливные каналы; 38 – куполообразный уловитель газов вспомогательного шахтного колодца; 39 – заборник газов; 40 – герметизированный технологический блок; 41 – транспортный канал; 42 – торцевой бланкет; 43 - регулируемый уровень заполнения водой продольных кессонных камер; 44 – запорные устройства; 45 – фильтрующие элементы верхних инкубационных баков (28); 46 - фильтрующие элементы нижних инкубационных баков (29); 47 – отверстия газового сообщения секций сборных баков (30); 48 – силовая опорная плита; 49 – внутренний отражатель нейтронов; 50 – распорные пластины; 51 – радиальная стенка реакторной секции; 52 – предварительно напряженный стяжной бандаж; 53-разделительные перегородки верхнего инкубационного бака (28); 53* - разделительные перегородки нижнего инкубационного бака (29); 54 – разделительные распорные перегородки сборного бака; 55 – каналы для пристеночного протока охлаждающей воды.

Предлагаемый ПТР (в составе создаваемого ядерного энерготехнологического комплекса) размещается в гидроизолированном шахтном колодце под слое воды с рекомендуемым заглублением 50 ÷ 100 метров.

Верхняя защитная крышка 3 указанной шахты оборудована холодильными устройствами для возможного в дальнейшем замораживания верхнего слоя воды с целью создания дополнительной герметизирующей “запайки льдом” верхней зоны 2 шахты.
Создаваемый главный функциональный блок всего комплекса – объединенный реакторный блок представляет собой герметизированный корпус 31 малого давления с верхней крышкой 14, оборудованной входным гидравлическим шлюзом 13. Внутри этого реакторного блока смонтированы автономные реакторные секции, имеющие свои герметичные корпуса 20 также малого давления. Над этими секциями для их функционирования установлено все необходимое технологическое оборудование, в частности, следующее: газовые теплообменники-парообразователи 19 с соответствующими газодувками 25 контуров рециркуляции газового (гелиевого) теплоносителя и общим для таких контуров газовым ресивером 32; водяные теплообменники 18 на трубопроводах 6 входной конденсатной воды и др. При этом на верхней монтажной площадке 16 (наиболее удаленной от самих реакторных секций) смонтированы вспомогательные электротехнические устройства и агрегаты, а также системы электропневматического и газогидродинамического управления используемыми жидкими средами с соответственно применяемыми целевыми технологическими блоками 16*. Указанный объединенный реакторный блок заполнен водой до уровня 17 (ниже уровня электротехнической площадки 16).

В свою очередь каждая реакторная секция оборудована собственной активной зоной 27 с соответствующим герметизированным контуром рециркуляции газового (гелевого) теплоносителя под высоким давлением (более 100 атмосфер). При этом выходной теплоизолированный коллектор 23, подключен к теплообменнику-парогенератору 19. а выход из него - к газодувкам 25 с возвращением охлажденного теплоносителя 24 в нижнюю часть активной зоны 27.

Активная зона в реакторном отсеке теплоизолирована и окружена торцевым отражателем нейтронов 49, а также периферийным и торцевым бланкетом (26 и 42 - соответственно), в котором осуществляется рециркуляция конвертируемого ядерного топлива. Ниже активной зоны 27 на расчетном удалении от нее смонтированы специальные инкубационные баки. Верхний бак 28 секционирован разделительными перегородками 53 и предназначен для временного размещения в созданных изолированных камерах конвертируемых топлив, рециркулирующих в бланкете. Средний инкубационный бак 29 с разделительными перегородками 53* предназначен для размещения также в изолированных камерах первоначального запального топлива. Указанные инкубационные баки секционированы, например, на 12 камер (как это изображено на прилагаемых чертежах), которые оснащены специальными запорными устройствами 44, а в своих нижних частях они оборудованы фильтрующими элементами (45 и 46 - соответственно), например, металлокерамического типа.

Нижний бак 30 с разделительными распорными перегородками 54 и отверстиями 47 внутреннего газового сообщения предназначен для приема жидкой фазы отделяемой от временно отработавших АЯТ и соответственно поступающей из указанных двух верхних инкубационных баков. В последующем в указанном нижнем баке водная фаза выпаривается с целью её освобождения от имеющихся в ней осколочных элементов, которые после испарения воды соответственно накапливаются в виде сухих осадков именно в этом сборном баке.

На верхней крышке каждой реакторной секции установлен специальный затвор 22 для возможного только санкционированного доступа к инкубационным топливным бакам и к нижнему сборному баку, а также смонтирован заборник 34 выделяющихся газов. Реакторные секции заполняются водой до заданного верхнего уровня 21.

Реакторные секции выполняются в виде отдельно изготавливаемых серийных комплектующих блоков. На месте сборки ПТР они стыкуются друг с другом своими радиальными стенками 51 и через распорные пластины 50 с опорной силовой плитой 48 скрепляются прижатием их внешних корпусов 33 с помощью предварительно напряженных стяжных бандажей 52 с результирующем созданием вышеупомянутого именно объединенного реакторного блока.

К верхней крышке 14 объединенного реакторного блока пристыкованы внешние коммуникации, в частности, следующие: трубопроводы 6 внешней подачи конденсатной воды; выходные теплоизолированные паропроводы 7; трубопроводы 8 внешней электропневмокабельной связи; охранные трубопроводы 9 с внутренними целевыми пневмокабелями, в т.ч. подачи продувочного гелия с последующим выводом вместе с ним радиоактивных газов и др. Указанные трубопроводы через свои промежуточные стыковочные узлы 12 присоединены к соответствующим мембранно-диафрагменными сильфонами 11 специальной конструкции, которые закреплены на опорных кронштейнах 10, с последующим выходом трубопроводов к соответствующим внешним агрегатам и вспомогательным системам через боковой шахтный колодец.

В заключение важно отметить, что по предварительным оценкам длительность функционирования предлагаемого ПТР без перезагрузки ядерным топливом (с вышеуказанной одноразовой загрузкой всех камер его инкубационных баков применяемым АЯТ) может превышать 50 лет и при этом самое главное – практически без какого-либо негативного влияния на окружающую природную среду.