Дирижеры мощности
Александр Казарин считает, что эффект от повышения единичной мощности атомных ректоров не очевиден, так как возникают серьезные ограничения по их включению в энергосистему
Санкт-Петербургский «Атомэнергопроект» (СПбАЭП) – пока единственная в России компания, проектирующая атомные электростанции (АЭС) с различными типами ядерных реакторов: ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор), БН (реактор на быстрых нейтронах) и РБМК (реактор большой мощности канальный), а также объекты тепловой энергетики, включая производства по переработке сланцев.
В качестве генерального проектировщика институт одновременно ведет проекты Ленинградской АЭС-2, Балтийской АЭС в Калининградской области, второй очереди Тяньваньской АЭС, третьей очереди Белоярской АЭС с реактором БН, создает проект принципиально нового реактора БН-1200 и проект MIR-1200 для достройки АЭС «Темелин» в Чехии, ведет иные разработки по повышению безопасности АЭС. О том, какие технологии востребованы на отечественном и зарубежном рынках, как развивается атомная отрасль, «Эксперту С-З» рассказал директор по проектированию СПбАЭП Александр Казарин.
От большого к среднему
– Спектр существующих и разрабатываемых типов реакторов довольно обширен. На какие технологии Россия сделает ставку в будущем?
– Чтобы было будущее, должно быть настоящее. В настоящем же в основном строятся реакторы типа ВВЭР (например, ВВЭР-1000 возводятся на Ростовской и Калининской АЭС), то есть те типы реакторов, по которым есть достаточно большой опыт строительства и эксплуатации. Также существует более новый проект АЭС-2006 (ВВЭР-1200), который реализуется на ЛАЭС-2, Балтийской АЭС, Нововоронежской АЭС-2 и предполагается к сооружению в Белоруссии. Если сравнивать, то проект АЭС-2006 помимо увеличения мощности реактора более безопасен, поскольку в нем появились новые системы управления запроектными авариями (так называемые системы пассивного отвода тепла).
Что касается технологии реакторов на быстрых нейтронах, то в 2014 году запланирован ввод энергоблока БН-800. Мы уже приступили к разработке проектной документации БН-1200, но пока это будут единичные блоки.
– То есть мы идем по пути увеличения мощности блоков?
– Чем выше единичная мощность блока, тем меньше удельные затраты и стоимость производимого киловатта. Но эти блоки требуют более развитой инфраструктуры, сетей, изготовления нового оборудования. В 2005-2006 годах прорабатывался проект ВВЭР-1500, но возникли серьезные ограничения по включению такого блока в энергосистему. Так, если по каким-то причинам он выходит из строя, необходимы большое количество замещающих мощностей и развитая сетевая инфраструктура для обеспечения перетока электроэнергии. Это выдержит не каждая энергосистема. Кроме того, возникают серьезные проблемы с производством: габариты нового оборудования достаточно большие и его сложно транспортировать.
В результате эффект от увеличения мощности реакторов пока не совсем очевиден. Поэтому в ближайшие 10-15 лет в России едва ли будут реализованы проекты АЭС с реакторами типов ВВЭР-1500 и БН-1800. Хотя мы видим, что в Европе, где развит электросетевой комплекс, идут по пути повышения единичной мощности блоков. В частности, во Франции и Финляндии сооружаются блоки большой мощности – 1600 МВт, но это единичные примеры. В ближайшее время на рынке объективно будут востребованы АЭС с реакторами малой и средней мощности.
– Есть ли у России такие разработки?
– В СПбАЭП создавались подобные проекты, в частности в 1990-е годы мы работали над ВВЭР-640 и даже было принято решение о его строительстве в Сосновом Бору (Ленинградская область), но из-за проблем с финансированием проект заморозили.
Блоки средней мощности (600-800 МВт) достаточно перспективны для отечественного и зарубежного рынков. Поэтому и мы, и наши коллеги из других проектных институтов ведут разработки различных проектов блоков средней мощности. С точки зрения наличия электросетей, замещающей мощности, строительство такого блока может быть наиболее предпочтительно, например, на Кольской АЭС, где идет поиск и выбор вариантов.
Кроме того, у России есть шанс занять значительную долю в этой нише. Думаю, такие блоки будут очень востребованы в Латинской Америке, на Азиатско-Тихоокеанском рынке. Это новый сегмент, который сегодня свободен и который мы хотим и должны занять. Но чтобы продвигать проекты блоков средней и малой мощности на мировом рынке, нужно построить такой блок у себя.
Топливный баланс
– И все же, будущее за технологиями ВВЭР или БН?
– Нельзя говорить, что в будущем станут строить только реакторы ВВЭР или БН. Будущее за сочетанием как одной технологии, так и другой. Это в том числе связано и с топливной темой. Но в ближайшее время, до 2025 года, наверное, в основном это будут реакторы типа ВВЭР.
– Как решается вопрос с внедрением замкнутого ядерного топливного цикла, с производством и переработкой плутониевого топлива? Ранее в СМИ упоминалось, что реактор БН-600 уже работает на урановом топливе, а это противоречит всей идеологии быстрых реакторов, созданных для использования плутония…
– Необходимость применения замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) с реакторами на быстрых нейтронах отражена в «Энергетической стратегии России на период до 2020 года» и в «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века». Это обусловлено ограниченностью запасов урана-235 (0,7% в природном уране), что не обеспечивает долгосрочную перспективу атомной энергетики, а также возможностью расширенного воспроизводства ядерного топлива в быстрых реакторах из практически неделящегося урана-238, что 50-70 раз увеличивает сырьевую базу атомной энергетики. Для отработки элементов ЗЯТЦ сооружается энергоблок БН-800.
Кроме того, ЗЯТЦ необходим по ряду важных технических и экономических причин. Во-первых, для снятия проблемы нарастающих объемов отработанного ядерного топлива и затрат на обращение с ним долгоживущие радионуклиды (плутоний и минорные актиниды) и регенерированный уран повторно загружаются в реакторы. Во-вторых, чтобы исключить влияние роста стоимости природного урана, поскольку вместо природного урана будут использоваться собственные плутоний и регенерированный уран, а также отвальный уран низкой стоимости.
Реакторы БН с натриевым теплоносителем способны использовать любой вид топлива (урановое, МОКС, нитридное). Реактор БН-600 запускался и работает на урановом топливе, так как другое топливо (МОКС, нитридное) – на стадии промышленного освоения. Накоплен большой объем испытаний смешанного уран-плутониевого топлива (МОКС), готовятся к изготовлению экспериментальные тепловыделяющие сборки (ТВС) с нитридным топливом. Таким образом, причин, сдерживающих применение нового топлива, нет, но это длительный путь, большая часть которого уже преодолена.
Однако надо понимать, что атомная отрасль достаточно сложна, и чтобы принимать те или иные решения, необходимы определенные обоснования, серии экспериментов, должны быть получены все лицензии, заключения Ростехнадзора, доказаны все аспекты, связанные с применением того или иного вида топлива. Топливо применяется сначала в экспериментальных целях, и только потом – в промышленных.
Безопасность строящейся в Свердловской области АЭС с БН-800 обеспечена за счет последовательной реализации принципа глубоко эшелонированной защиты. Этот принцип включает стратегию предотвращения аварий и ограничения их последствий, а также предусматривает применение последовательных физических барьеров на пути возможного распространения ионизирующих излучений, радиоактивных веществ в окружающую среду, системы технических и организационных мер по защите этих барьеров, сохранению их эффективности и непосредственно по защите населения.
– Какое топливо выгоднее применять?
– Естественно, выгоднее применять топливо, которое дает наибольшую глубину сгорания и возможность повторного использования. Это эффективно.
– Где и какие блоки с точки зрения технологий предпочтительнее строить?
– Тип блока и наличие инфраструктуры мало связаны – от инфраструктуры зависит единичная мощность блока. Так получилось, что площадкой для реакторов БН разной мощности является Белоярская АЭС (Свердловская область), где уже работают два блока, а третий возводится. Четвертый БН-1200 предполагается построить на той же площадке. Это удобно, поскольку там есть опыт эксплуатации таких реакторов, технология – схожая. Подобного типа реакторы целесообразно эксплуатировать на одной площадке.
Производственная готовность
– Готовы ли отечественные машиностроительные компании к реализации сложных проектов?
– Готовы. Количество таких предприятий растет, ассортимент их продукции постоянно расширяется. Недавно созданием оборудования для АЭС начал заниматься «Петрозаводскмаш», где предполагается выпускать в том числе реакторное оборудование. Создается совместное предприятие с французской компанией Alstom для производства тихоходной турбины, что заставило активизироваться петербургские «Силовые машины» – они разрабатывают конкурентный проект тихоходной турбины для АЭС номинальной мощностью 1200 МВт. В России «Силовые машины» пока остаются монополистом по изготовлению быстроходных турбин для АЭС большой мощности – 1000 и 1200 МВт.
– По какому принципу происходит отбор турбин?
– Например, для БН-800 используются быстроходные турбины, что связано с параметрами пара реактора. На Балтийской АЭС в Калининградской области для двух сооружаемых блоков будут применяться тихоходные турбины, на ЛАЭС-2 – быстроходные.
И быстроходные, и тихоходные турбины имеют свои преимущества и недостатки, поэтому выбор делается исходя из технико-экономических обоснований, в зависимости от стоимости, которую предлагает производитель, условий той или иной площадки (в том числе от климатических особенностей, систем водоснабжения и т.д.).
– Как изменился подход к проектированию и выбору технологий в атомной энергетике после аварии на АЭС «Фукусима»?
– В глобальном смысле никак не изменился. В новых проектах АЭС уже заложен значительный запас прочности. В 2012 году мы провели дополнительные стресс-тесты проекта АЭС-2006 для ЛАЭС-2 и Балтийской АЭС. Исследования подтвердили его соответствие заданию на устойчивость к экстремальным внешним воздействиям, превышающим проектные значения. Так, запас прочности основных зданий и сооружений более чем в два с половиной раза превышает проектные нагрузки. Запас прочности защитной оболочки энергоблока в форс-мажорных обстоятельствах обеспечивает сохранность герметичного ограждения для всего спектра экстремальных внешних воздействий.
Тем не менее мы рекомендовали к использованию дополнительные передвижные дизель-генераторные установки и передвижные дизельные насосные установки, которые необходимы для пополнения водой баков аварийного отвода тепла и бассейна выдержки топлива даже при полном обесточивании АЭС на срок более 24 часов.
Если вернуться к аварии на «Фукусиме», то пострадавшие там энергоблоки относятся к первому поколению по безопасности. СПбАЭП разработал современный и безопасный проект поколения «3+» – АЭС-2006, на котором события, подобные случившимся на АЭС в Японии, не могут произойти в принципе.
В настоящее время по проекту АЭС-2006 сооружаются ЛАЭС-2, Балтийская АЭС и АЭС в Белоруссии. Этот же проект лег в основу проекта MIR-1200, который «Росатом» предлагает на тендере на строительство второй очереди АЭС «Темелин» в Чехии.
– В последние годы все активнее внедряется практика совмещения функций генпроектировщика и подрядчика строительства АЭС. Насколько такой подход оправдан (ведь у СПбАЭП был подобный опыт)?
– Действительно, в 2007 году на базе нашего института создана инжиниринговая компания, которая отвечала за строительство ЛАЭС-2 «под ключ». Сейчас мы перестали быть инжиниринговой компанией, СПбАЭП – вновь проектный институт. Считаю, что это правильное решение: поскольку инжиниринг был выращен из нашей компании, мы были вынуждены отвлекаться от своих непосредственных задач проектирования на решение задач строительной организации. Теперь все встало на свои места, мы – вновь нормальный проектный институт, что внушает оптимизм относительно дальнейшего развития.
– То есть инжиниринг и проектирование несовместимы?
– На мой взгляд, генпроектировщик должен быть всегда с заказчиком, а не с подрядчиком строительства. Генеральный проектировщик должен разрабатывать проектную документацию по требованиям заказчика, а последний – ее принимать. Когда проект прошел экспертизу и появляется генподрядная организация, часть обязанностей по выпуску рабочей документации можно отдать генподрядной организации, что часто и делается, но при обязательном контроле заказчика и генерального проектировщика.
Когда же генпроектировщик становится частью генподрядной организации, он начинает больше работать на нее, а не на заказчика. Получается, мы должны сами за собой осуществлять надзор, что, как мне кажется, неправильно, особенно когда реализуется новый проект.
В то же время подобный симбиоз возможен при реализации проверенных и хорошо известных проектов, где есть рабочая документация, технология строительства и нет таких противоречий между генпроектировщиком и подрядчиком, как на новом проекте.
В «Росатоме» есть мнение о целесообразности создания проектного дивизиона из проектных институтов, который будет заниматься именно разработкой проектной документации по требованиям заказчика. После чего проект будет проходить экспертизу, получать разрешение на строительство, должен заключаться договор на строительство. А кто будет разрабатывать рабочую документацию – генпроектировщик или генподрядная организация при контроле заказчика и генпроектировщика за соответствием проектной и рабочей документации – уже не принципиально. По моему личному мнению, постепенно все идет к реализации такой схемы.
Мифы и реальность «быстрых» реакторов
Мифы и реальность «быстрых» реакторов
С.В.Коровкин, АО «Атомэнергопроект»
Рис.1. Система создания ядерного заряда
Под промышленными предприятиями (ПП) в этой схеме подразумеваются заводы, строительные и монтажные организации, горнорудные предприятия, химические комбинаты и ядерные реакторы, нарабатывающие плутоний-239. В настоящее время эта система называется «ядерно-оружейный комплекс» (ЯОК).
В 50-х годах 20 века в атомной отрасли была создана система для производства судовых ядерных силовых установок для подводного и надводного флота.
Рис.2. Производственная система создания судовых энергетических установок
Судовые ядерные силовые установки параллельно разрабатывались двух типов – с водо-водяным реактором на медленых нейтронах и с реактором на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем.
Научным центром по разработке корабельной ядерной энергетической с водо-водяным реактором установки стала Лаборатория измерительных приборов Академии наук СССР (затем ИАЭ им. И.В. Курчатова) с И.В. Курчатовым и А.П. Александровым во главе.
Первые проекты реакторов с жидкометаллическим теплоносителем появились в 1950-х годах, работы велись в СССР и в США.
В СССР разработка реакторов с жидкометаллическим теплоносителем проводилась в Физико-энергетическом институте, научным руководителем проекта стал академик Академии наук Украинской ССР А.И. Лейпунский.
Промышленные реакторы для наработки плутония были уран-графитовые с кипящей водой.
Эти три типа ядерных реакторов стали основой для создания энергетических реакторов в СССР – ВВЭР, РБМК и БН.
Реакторы ВВЭР и РБМК работали на низкообогащенном уране и имели вполне приемлемые экономические показатели для производства электроэнергии.
При организации системы по созданию АЭС к основным участникам производственной системы добавился проектировщик в лице АЭП (Атомэнергопроект). Понятно, системообразующим фактором в данном с случае является АЭС.
Рис.3. Производственная система создания АЭС
Реакторы на быстрых нейтронах по экономическим показателям не могли конкурировать с ВВЭР и РБМК и должны были остаться лишь в судовых энергетических установках. Однако, А.И. Лейпунский выдвинул идею замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ), осуществление которой выдвигало реакторы на быстрых нейтронах в лидеры атомной энергетики.
Основным фактором, ограничивающим масштабное развитие ядерной энергетики, является ограниченность доступных запасов урана-235. Коммерческие запасы урана-235 не превышают по своему энергетическому потенциалу запасы нефти и не могут кардинально решить энергетическую проблему.
Доля делящегося изотопа уран-235 в природном уране составляет всего 0.7%. Остальные 99.3% составляет неделящийся изотоп уран-238, который идет в отвал.
Оказалось, однако, что при поглощении нейтрона неделящийся уран-238 превращается в плутоний-239, который является делящимся и может «сжигаться» в ядерном реакторе.
Если в активную зону реактора загрузить плутоний-239 и окружить ее зоной воспроизводства из урана-238, то при захвате нейтронов, летящих из активной зоны уран-238 превращается в «новый» плутоний-239 (Рис.4).
Рис.4. Схема воспроизводства плутония-239 в ядерном реакторе
Часть нейтронов бесполезно поглощается конструкционными материалами реактора и продуктами деления в активной зоне. Часть нейтронов теряется при утечке из реактора (Рис.5).
Рис.5. Схема утечки нейтронов из реактора-размножителя
Отношение количества ядер вновь образовавшегося делящегося материала к количеству ядер израсходованного первичного делящегося материала называют коэффициентом воспроизводства (КВ).
Организовать расширенное воспроизводство ядерного топлива (КВ>1) можно только в реакторе на быстрых нейтронах с плутониевым топливом, так как только в этом случае на один поглощенный нейтрон генерируется три и более нейтронов (Рис.6).
Рис.6. Зависимость среднего числа нейтронов υ(Е), испускаемых при делении, от энергии поглощаемого нейтрона, вызывающего деление, для ядер Pu-239, U-235, U-233
«Новый» плутоний-239 после определенных манипуляций загружается в активную зону и при распаде облучает нейтронами новую порцию урана-238.
Таким образом, получаем энергетическую систему, использующую в качестве топлива только уран-238, запасы которого 140 раз больше, чем запасы урана-235.
Как уже говорилось, такой топливный цикл получил название ЗЯТЦ – замкнутый топливный цикл (рис.7). Название крайне неудачное, цикл на самом деле открытый, так потребляется уран-238, а выделяются радиоактивные отходы, но исторически название закрепилось.
Идея ЗЯТЦ выглядела настолько заманчивой, что в 60-х годах 20 века в СССР, США и Франции приступили к созданию АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. В СССР это линейка реакторов БН-350, БН-600 и БН-800. Реактор БН-350 в Казахстане на полуострове Мангышлак давно остановлен, а БН-600 и БН-800 работают в настоящее время на Белоярской АЭС.
Однако, с самого начала необходимость строительства реакторов БН вызывала сомнение. Дело в том, что ядерным топливом для этих реакторов является не плутоний-239, а уран-235. Так как нейтронно-физические и химические свойства у этих элементов различны, то для запуска замкнутого ядерного топливного цикла невозможно реакторы БН впоследствии перепрофилировать на работу на плутонии-239. Кроме того, создание радиохимического завода для организации топливного уран-плутониевого цикла даже не предполагалось, что, впрочем, естественно из-за отсутствия самого плутониевого топлива.
Производственная система создания замкнутого ядерного топливного цикла должна выглядеть следующим образом (Рис.8).
Рис.8. Производственная система создания ЗЯТЦ
Однако, плутониевый реактор никто строить не собирается. Система не может быть создана, так как системообразующего фактора нет. Повторим, что единственный смысл создания реакторов-размножителей состоит в переходе ядерной энергетики на уран-238.
Зачем же строились энергетические блоки с реакторами БН с топливом на высокообогащенном уране, если для создания системы замкнутого топливного цикла нужны плутониевые реакторы с комплексом переработки топлива?
Причина, по которой нет плутониевых реакторов на быстрых нейтронах, впрочем, весьма простая. Их нет, потому что нет плутония-239 в количестве, необходимом для запуска замкнутого ядерного топливного цикла.
Для АЭС с реакторомм-размножителем электрической мощностью 1000 МВт масса плутония-239 в активной зоне должна составлять около 30 т.
При трехлетней топливной кампании глубина выгорания плутониевого топлива составит 10%. Более трех лет топливные сборки физически работать не могут из-за накопления продуктов деления, температурного и радиационного воздействия на оболочку тепловыделяющего элемента.
Поэтому не только сборки из зоны воспроизводства, но и топливные сборки из активной зоны должны после трех лет работы направляться на переработку, где невыгоревший плутоний-239 буден извлечен, очищен и помещен в новые тепловыделяющие сборки.
Для возможности переработки отработавшие сборки необходимо несколько лет выдержать, чтобы уменьшить остаточное тепловыделение. Сам процесс переработки и изготовления новых тепловыделяющих сборок весьма продолжителен. Таким образом, для возможности запуска уран-плутониевого топливного цикла за пределами активной зоны реактора должно находиться в не меньшее количество плутония-239, чем в активной зоне реактора. Количественно массу плутония-239, необходимую для запуска энергосистемы мощностью 1000 МВт можно определить в 60÷90 т.
Как эта величина соотносится с доступными запасами плутония-239?
Различные экспертные оценки определяют массу плутония-239, доступного для энергетики, как 30÷50 т.
Плутоний-239 нарабатывался для ядерных зарядов. Однако, для ядерных зарядов много плутония не нужно. Масса плутония-239 в первой плутониевой бомбе «Толстяк», сброшенной на Нагасаки, составляла всего 6.2 кг. В термоядерных боеголовках масса плутония-239 составляет десятки килограмм.
Сотни тонн плутония-239 содержатся в отработавшем ядерном топливе АЭС, но ни в ближайшей, ни в отдаленной перспективе никто эти ядерные отходы перерабатывать не намерен.
Но, допустим, мы нашли количество плутония-239, необходимое для запуска первого энергетического комплекса с плутониевым реактором и радиохимическим заводом. Очень важно понять, через какое время первый комплекс наработает достаточное количество избыточного плутония-239 для запуска второго энергетического комплекса.
На схеме Рис.9 показана схема наработки избыточного плутония-239 в реакторе-размножителе с коэффициентом воспроизводства К=1.2 при выгорании топлива 10%.
Рис.9. Схема наработки избыточного плутония в реакторе-размножителе
За время топливной кампании 10% плутония-239 от первоначального количества выгорит. В это же время из урана-238 при КВ = 1.2 за счет выгоревших 10% образуется 12% от первоначальной загрузки «нового» плутония-239.
Из образовавшихся 12% необходимо 10% вернуть в активную зону для работы реактора.
Таким образом, за топливную кампанию заново возникло 2% от первоначальной загрузки, равной 100%.
Масса плутония-239, необходимая для запуска нового реактора, появится через время
При продолжительности топливной кампании Т = 3 года получаем
Величина совершенно отрезвляющая. Понятно, что ни о каком крупномасштабном распространении реакторов-размножителей в 21 веке речи быть не может и никакого существенного вклада в энергетический баланс в текущем веке АЭС с реакторами-размножителями не дадут.
В последнее время апологеты реакторов-размножителей, понимая сомнительность своей затеи, выдвинули идею двухкомпонентной атомной энергетики, топливный цикл которой объединяет АЭС с реакторами ВВЭР и промышленно-энергетические комплексы с реакторами-размножителями. Как всякий гибрид, эта схема имеет недостатки обоих топливных циклов, не решая ни проблему ограниченности запасов урана-235, ни проблему утилизации отработавшего ядерного топлива.
Но самой главной проблемой создания как ЗЯТЦ с реакторами-размножителями, так и двухкомпонентной атомной энергетики является отсутствие даже экспериментального плутониевого реактора с зоной воспроизводства, на котором можно отработать технологию расширенного воспроизводства ядерного топлива.
Введенный в эксплуатацию несколько лет назад реактор БН-800, планируемые реакторы БРЕСТ, БР-1200 и БН-1200 предназначены для работы на уране-235. Каков смысл сооружения подобных объектов? Непонятно. В экономическом отношении они намного дороже АЭС с ВВЭР. Сжигать же высокообогащенный уран для получения электроэнергии вообще полная бессмыслица.
Впрочем, смысл существования этих реакторов появился с возникновением такой темы, как MOX-топливо.
В 2000 году между США и Россией был подписан договор о сокращении ядерных боеголовок, извлечении из них оружейного плутония и утилизации его в количестве 34 тонны с каждой стороны.
Казалось, вот шанс для апологетов реакторов-размножителей построить наконец плутониевый реактор и сделать первый шаг к уран-плутониевому топливному циклу!
Но дальше началась полная фантасмагория. Извлеченный из боеголовок плутоний предполагается смешивать с ураном (MOX – смесь оксидов плутония и урана) и сжигать в активной зоне БН-800, а затем и других быстрых реакторов. Для получения MOX-топлива создано специальное производство на Красноярском ГКХ.
Каким-то непостижимым образом это преподносится как шаг к созданию ЗЯТЦ, хотя уничтожение запасов плутония в реакторах БН окончательно ставит крест на возможности создания плутониевого реактора-размножителя.
Было бы еще понятно, если бы уничтожение российского запаса плутония происходило совместно с американскими запасами. США, однако, уничтожать свой плутоний не собираются, хотя свою программу создания ЗЯТЦ американцы, как и французы, давно закрыли.
Каковы же реальные перспективы «быстрых» реакторов?
Исходя из вышеизложенного – перспектив у «быстрых» реакторов нет.
Впрочем, комплексовать и печалиться по этому поводу не надо. Надо разработать стратегию развития атомной энергетики в России без странных реакторов-размножителей и мифического замкнутого ядерного топливного цикла. Это сложная, но чрезвычайно интересная творческая работа, которая принесет реальную пользу для страны.