Игорь Третьяков: научные ядерные реакторы помогут продвижению России в мире

Мировое лидерство России в области технологий большой атомной энергетики общепризнанно. Мощные современные ядерные реакторы АЭС стали одной из главных визитных карточек нашей страны в области высоких технологий. Но при этом нередко и вдобавок совершенно незаслуженно в тени остаются достижения России в области исследовательских ядерных реакторов. А ведь без этих "младших братьев" атомная энергетика попросту невозможна, ибо на таких установках изучаются, например, новые виды ядерного топлива и конструкционных материалов. К тому же эти реакторы востребованы в качестве универсальных инструментов для проведения передовых исследований в самых разных областях — физике, химии, биологии, геологии, материаловедении, медицине.

О том, за счет чего Россия обеспечивает себе лидерство в мире и в области исследовательских реакторов, какие новые уникальные машины международного класса должны будут со временем начать работу в стране, как обеспечить выход отечественных установок на новые зарубежные рынки, обеспечивая тем самым расширение российского присутствия в государствах-заказчиках, в интервью РИА Новости рассказал главный конструктор исследовательских и изотопных реакторов предприятия госкорпорации "Росатом" АО "Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Доллежаля" (НИКИЭТ) Игорь Третьяков. Беседовал специальный корреспондент Владимир Сычев.

— Игорь Товиевич, почему исследовательские ядерные реакторы считаются одним из показателей технологического развития той или иной страны?

— Исследовательские реакторы (ИР) — это установки, основным продуктом производства которых являются нейтроны и гамма-кванты. Они используются для проведения тех или иных исследований в интересах науки и развития новых технологий.

Сами составляющие исследовательского реактора есть высокотехнологичный продукт, их эксплуатация и использование тем более. Судите сами, например, ядерное топливо и обращение с ним — это высокие технологии?

— Бесспорно.

— Это одна сторона вопроса. Далее: эксплуатация исследовательских реакторов — это лицензируемая область деятельности. Но чтобы иметь право ее осуществлять, нужно обладать современными средствами аналитических расчетов (кодов), уметь ими пользоваться, то есть обладать высокопрофессиональным аттестованным персоналом, ведь для контроля и управления реактором используются самые современные цифровые системы, высокотехнологичные средства контроля (датчики и индикаторы).

Да и само реакторное оборудование, средства обращения с экспериментальными объектами, экспериментальная измерительная аппаратура — это все высокотехнологичные вещи. Вот и ответ на ваш вопрос, почему ИР указывают на уровень технологического развития страны.

Что касается положения нашей страны, то Россия — одна из немногих стран мира, обладающая развитой реакторной экспериментальной базой. Более того, сегодня мы лидеры как по количеству действующих исследовательских ядерных установок (более 20% мирового парка), так и по количеству высокопоточных исследовательских реакторов, и по разнообразию парка ИР. В организациях госкорпорации "Росатом" эксплуатируется бόльшая часть отечественных исследовательских реакторов.

— А каковы вообще сейчас здесь мировые тенденции? У кого имеется потребность в исследовательских реакторах в зависимости от их типов и насколько она велика?

— Общая мировая тенденция — это снижение общего числа действующих исследовательских ядерных установок (ИЯУ). В принципе, это вполне логичная тенденция, она вполне объяснима. Сейчас в мире эксплуатируется порядка 240 ИЯУ, и эта цифра последние годы снижается крайне незначительно. Если же иметь в виду, что выработавшие ресурс реакторы останавливают для вывода из эксплуатации, то удержание общего количества действующих реакторов на более-менее постоянном уровне и говорит о том, что остановленные реакторы замещаются новыми. Стало быть, спрос есть.

Впрочем, он невелик по сравнению с золотым веком исследовательских реакторов, а именно с 50-70 годами ХХ века, когда в год в мире в среднем вводилось до 16 установок. Но зато качество новых реакторов, их безопасность, экспериментальные возможности существенно выше. Причем последнее время прирост идет за счет высокопоточных реакторов мощностью 20 и более МВт.

Сооружают их, как правило, страны, уже освоившие использование атомных технологий, такие как Франция, Россия, Китай, Южная Корея, Аргентина, но, конечно, сохраняется интерес к исследовательским реакторам и у стран, только-только присматривающихся к атомной технике, это страны Африки, Латинской Америки, Юго-Восточной Азии.

— Выше вы рассказали, что наша страна лидирует в мире по размеру парка исследовательских реакторов. А какова здесь качественная составляющая – я имею в виду возможность проведения различных работ на современном уровне?

— Россия, конечно, лидер по количеству действующих ИЯУ и их разнообразию, по количеству высокопоточных исследовательских реакторов. А в России лидером является госкорпорация "Росатом". Например, высокопоточный исследовательский реактор на быстрых нейтронах БОР-60, работающий в димитровградском НИИАРе, сегодня практически единственный в мире реактор такого типа, позволяющий проводить исследования по "быстрой" тематике энергетических реакторов.

— Ну БОР-60 — заслуженный ветеран, ему в этом году исполнится полвека.

— Да. Ему на смену на той же площадке сооружается многоцелевой исследовательский реактор на быстрых нейтронах МБИР, который будет обладать существенно более широкими экспериментальными возможностями, способными обеспечивать исследования как в рамках отечественных исследовательских программ, так и международных.

Пойдем дальше. Существенную роль в проведении исследований для науки играет импульсный реактор ИБР-2 в Объединенном институте ядерных исследований в Дубне. Начато выполнение программы энергетического пуска высокопоточного реактора ПИК на площадке Курчатовского института в Петербургском институте ядерной физики (ПИЯФ) в Гатчине. Разработчиком, главным конструктором этих реакторов является НИКИЭТ. Две этих установки полностью закроют не только российские потребности в нейтронных пучках для исследований, но и позволят иностранным исследователям пользоваться их услугами.

Кроме того, сегодня исследовательские реакторы широко используются не только для исследований, но и для производства конкретной продукции, например, наработки изотопов медицинского или промышленного назначения, наработки ядерно-легированного кремния для электронной промышленности и прочее.

— А что вы скажете о наших конкурентах?

— Наверное, важнее говорить не о конкуренции, а о технологической независимости. Сегодня Россия в области обеспечения атомной промышленности экспериментальными реакторными установками является абсолютно независимой страной, более того, ее независимость и лидерство будут обеспечены на ближайшие 50 лет вводом в строй новых высокопоточных реакторов МБИР, ПИК, нового реактора в Дубне.

Другие развитые страны тоже работают над развитием собственных экспериментальных реакторных баз. Например, во Франции сооружается 100-мегаваттный высокопоточный реактор Jules Horowitz, 20-мегаваттный реактор строит Южная Корея, 30-мегаваттники сооружаются в Аргентине и Бразилии. Не очень быстро, но развивается проект установки MYRRHA в Бельгии. Судя по последним публикациям, США форсируют разработку своего мощного "быстрого" реактора, своего рода аналога МБИР.

Следующий шаг на этом пути — разумное международное сотрудничество. А вот здесь уже и возникает почва для конкуренции. Ведь исследовательский реактор, используемый в международных программах, может приносить не только коммерческую выгоду за счет предоставления услуг по проведению экспериментов, но и научно-техническую за счет обладания результатами исследований. Ну и, конечно, имиджевую. Работа в этом направлении в России проводится. Надеюсь, будут и результаты.

— Игорь Товиевич, а чем определяется конкурентоспособность исследовательских реакторов того или иного типа?

— Тут есть как объективные, так и субъективные показатели. В числе объективных назову качество реактора — технико-экономический показатель, определяющий, какой ценой достигается требуемая плотность нейтронного потока. Цена в этом случае выражается величиной тепловой мощности, которая, как известно, во много определяет стоимость капитальных затрат.

Также в перечне объективных показателей — плотность потока нейтронов, референтность (иначе говоря, наличие действующего эталонного образца или отработанных технических решений), работа на низкообогащенном уране (что важно с точки зрения современных требований нераспространения), производительность по продуктам (по изотопам, по кремнию), по стоимости, по условиям взаиморасчетов, по безопасности.

Субъективные показатели – это имидж поставщика, частные требования заказчика (например, тип топлива), политические преференции, сложившиеся исторические предпочтения.

— Начало энергетического пуска высокопоточного реактора ПИК стало большим событием в нынешнем году. О нем сообщил президент Владимир Путин в послании Федеральному собранию. В силу известных причин этот реактор был научным долгостроем, и тем не менее это будет по-настоящему современная, уникальная установка. Какие именно эксперименты можно будет проводить с помощью ПИКа? Есть ли проекты, для которых понадобится только этот реактор?

— Относительно экспериментальных возможностей реактора ПИК могу заверить, что несмотря на то, что проект реактора выполнен в 70-х годах прошлого века, реактор будет иметь выдающиеся потребительские параметры — как по стационарной плотности потока нейтронов пять на 10 в 15-й степени нейтронов на квадратный сантиметр в секунду, недостижимой в настоящее время другими пучковыми реакторами, так и по количеству и величине экспериментальных объемов.

Научная программа реактора ПИК сверстана учеными Курчатовского института и ПИЯФ с привлечением потенциальных зарубежных пользователей. Но, конечно, на эту тему лучше расспросить специалистов Курчатовского института.

— Сейчас в России строится еще одна уникальная установка – упомянутый выше многоцелевой исследовательский реактор на быстрых нейтронах МБИР. С учетом широкого набора возможностей для выполнения на МБИРе самых разнообразных экспериментов и промышленных проектов, можно ли быть уверенным, что ресурсы реактора будут использованы оптимальным образом?

— Я конструктор и могу ответственно заверить, что заложенные в проекте МБИР экспериментальные возможности недостижимы на действующих ИР и будут превосходить отечественные потребности. Оптимальное использование экспериментальных возможностей МБИРа должна обеспечить эксплуатирующая организация во взаимодействии с госкорпорацией "Росатом".

Знаю, уже не один год ведется систематическая работа по организации международного Центра исследований на базе реактора МБИР. Ее возглавляет специальный представитель госкорпорации "Росатом" по международным и научно-техническим проектам Вячеслав Александрович Першуков.

— Вы уже отметили, что во Франции идет строительство реактора Jules Horowitz. Известно, что это реактор с так называемым тепловым спектром нейтронов. Могут ли они с МБИРом в будущем на пару составить уникальную международную исследовательскую инфраструктуру для развития двухкомпонентной атомной энергетики, в которой традиционные "тепловые" реакторы АЭС были бы сопряжены с реакторами на быстрых нейтронах?

— Jules Horowitz, сооружаемый в Кадараше, это реактор водо-водяного типа. Основное его назначение — обеспечивать материаловедческие экспериментальные обоснования топлива и материалов перспективных энергетических водо-водяных реакторов. И в общей концепции развития экспериментальной реакторной базы Европейского Союза Jules Horowitz будет занимать ключевую позицию. Таких так называемых опорных реакторов намечено три: действующий с 2004 года в Германии реактор FRM-II мощностью 20 МВт, предназначенный прежде всего для пучковых (научных исследований), реактор Jules Horowitz — как основной материаловедческий инструмент и будущий реактор PALLAS в Нидерландах как основной наработчик изотопной продукции.

Как видите, в этом треугольнике опорных реакторов отсутствует "быстрый" исследовательский реактор как базовая установка по исследованиям в интересах будущих энергетических реакторов на быстрых нейтронах и замыкания ядерного топливного цикла.

А вот в России все направления исследований будут обеспечены исследовательскими реакторами.

— Давайте загибать пальцы…

— По "быстрой" тематике – сегодня это БОР-60, а затем с 2025 года МБИР. По тепловой – это реакторы ИВВ-2М и МИР.М1. Пучковые исследования – это ИБР-2 в Дубне и ПИК плюс будущий новый источник в Дубне. Наконец, наработка изотопов – это реакторы СМ, РБТ, ИВВ-2М, ВВР-ц, тот же МБИР.

Как видно, в принципе, возможности Jules Horowitz России не нужны, в то время как возможности МБИРа, конечно, должны быть востребованы и в России, и за рубежом. Однако затягивать с пуском МБИРа ни в коем случае нельзя: напоминаю о намерении США создать в декларируемый срок в 2025 году "быстрый" исследовательский реактор мощностью до 300 МВт, именуемый VTR.

— Предлагаю перейти к идее нового источника нейтронов в дубненском ОИЯИ, который должен прийти на смену нынешнему импульсному реактору ИБР-2. Известно, что НИКИЭТ стал главным конструктором будущей установки. Для нее предлагается принципиально отличающаяся от ИБР-2 уникальная концепция так называемого супербустера "Нептун" - нейтронного источника на основе ускорителя протонов.

Игорь Товиевич, зачем менять схему источника? Что "Нептун" даст ученым такого, чего они не получат от установки типа ИБР-2? Почему можно говорить, что характеристики "Нептуна" позволят ему стать мировым лидером среди нейтронных источников в своем классе?

— Давайте оттолкнемся от реактора ИБР-2. Это импульсный (иногда говорят пульсирующий) источник нейтронов так называемого периодического действия с механической модуляцией реактивности и с натриевым охлаждением. Механическая модуляция реактивности с периодичностью пять раз в секунду (частотой 5 Гц) осуществляется посредством прохождения двух вращающихся лопастей подвижного отражателя вблизи с активной зоной. В этот момент реактор становится надкритическим на мгновенных нейтронах, происходит цепное деление топливного материала с кратковременным всплеском нейтронного потока на уровне 10 в 16-й степени нейтронов на квадратный сантиметр в секунду.

Когда лопасти покидают область примыкания к активной зоне, та переходит в подкритическое состояние, то есть цепная реакция гаснет. Рожденные в активной зоне реактора быстрые нейтроны, пройдя через замедляющие конструкции с энергией теплового спектра, попадают в 14 горизонтальных каналов, которые выходят в экспериментальный зал. Там эти нейтронные пучки используются учеными-экспериментаторами. Таков в общих чертах принцип работы реактора ИБР-2.

Реактор хорошо зарекомендовал себя, активно проработал на эксперимент с 1982 года, в 2006-2011 годах прошел через глубокую реновацию (замену выработавшего ресурса) основного реакторного оборудования и топливной загрузки. Ожидаемый срок достижения ресурсных ограничений – это 2032-2035 годы. К этому сроку должен быть готов (сооружен и введен в эксплуатацию) новый источник нейтронов, обеспечивающий выполнение исследований на нейтронных пучках учеными ОИЯИ.

Понимая, что, несмотря на кажущийся далекий горизонт, время на принятие решения и выполнение всего цикла работ по сооружению нового источника (условно ИБР-3) еще есть, научный руководитель лаборатории нейтронной физики ОИЯИ, член-корреспондент РАН, Виктор Лазаревич Аксенов инициировал деятельность по выработке концепции ИБР-3. Ведущие научные сотрудники ЛНФ, такие как Евгений Павлович Шабалин и Юрий Николаевич Пепелышев, начали вырабатывать требования к установке, разрабатывать ее схемные варианты. Так родились первые предложения для супербустера под названием "Нептун". В 2018 году к работам подключился НИКИЭТ. Сегодня стоит задача в нынешнем году рассмотреть возможные схемные решения нового нейтронного источника с тем, чтобы выбрать наиболее оптимальное.

Что такое супербустер? Это ядерный реактор, работающий в режиме периодической пульсации реактивности (величины, характеризующей динамику цепной ядерной реакции – ред.), с максимальной подкритичностью на мгновенных нейтронах меньше единицы и с внешним источником нейтронов, синхронно включаемым в районе максимума реактивности.

Первоначальные оценки коллег из лаборатории нейтронной физики давали обнадеживающие результаты: пиковая плотность потока тепловых нейтронов на внешней поверхности замедлителя может достигать 10 в 17-й степени нейтронов на квадратный сантиметр в секунду, а средняя по времени – порядка 10 в 14-й степени нейтронов на квадратный сантиметр в секунду, что на порядок выше, чем достигается на ИБР-2. При этом и количество выведенных пучков может быть увеличено, а это значит, что производительность экспериментальных работ также увеличится. Достижение этих потребительских параметров и есть выигрыш для научных школ, сложившихся вокруг реактора ИБР-2.

— Если коснуться некоторых технических аспектов, то, как следует из ранее опубликованных презентаций ОИЯИ и научных статей, в качестве рабочего материала для размножающей мишени предлагается выбрать нитрид нептуния-237, а не диоксид плутония-239, как в ИБР-2. Отсюда и название возможной новой установки. Какие преимущества дает нептуний?

— Нептуний-237 в отличие от обычного ядерного топлива на основе урана-235 и плутония-239 имеет так называемый пороговый характер сечения деления. Он обладает очень низким уровнем спонтанного деления, менее 0,05 делений в секунду на килограмм. Следствием этого является, например, то, что наилучший замедлитель нейтронов – водород — в нептуниевой зоне еще и поглощает нейтроны, как бы выполняя функцию поглощающего материала. Этот фактор можно использовать для уменьшения первоначального запаса реактивности, что, в принципе, повышает уровень безопасности установки.

Важным потребительским показателем импульсного реактора является время жизни быстрых нейтронов. У нептуния этот показатель в несколько раз ниже, чем, например, у плутония. Таким образом, на нептуниевой активной зоне можно получить более короткий импульс нейтронного всплеска, что удобней для экспериментаторов. Ниже будет и нейтронный фон между импульсными всплесками в случае использования нептуния, это тоже положительный фактор.

Наконец, нептуниевое ядерное топливо имеет еще одно замечательное свойство: в реакторе не будет уменьшения коэффициента размножения из-за выгорания нептуния, что обычное явление для урановых и плутониевых активных зон. Это объясняется тем, что примерно один нейтрон из трех, излучаемых при делении, захватывается ядром нептуния-237, за которым следует бета-распад ядра нептуния-238 и образование делящегося изотопа плутония-238, и тот, в свою очередь, участвует в процессе деления вместе с нептунием, то есть коэффициент размножения нейтронов практически не изменяется в течение срока службы "Нептуна". На практике это означает, что установка на нептуниевом топливе фактически не требует компенсирующих выгорание топлива органов системы управления.

Кроме всего прочего, нептуний-237 — это искусственный изотоп с периодом полураспада 2,14 миллиона лет, который накапливается в качестве побочного продукта в топливе тепловых ядерных энергетических реакторах. Типичный энергетический реактор способен дать около 0,4 килограмма Np-237 на тонну уранового горючего. Есть оценки, что один блок водо-водяного энергетического реактора нарабатывает до 13 килограммов нептуния в год. То есть этот изотоп является одним из наиболее значительных отходов атомной энергетики и в то же время потенциальным ядерным топливом, например, в составах с плутонием.

Таким образом, использование нептуния в новой установке позволит решать сразу две задачи: топливную и экологическую — утилизацию долгоживущего радиационно-опасного нуклида.

Ну а нитрид нептуния обладают привлекательными свойствами для ядерного топлива — высокой плотностью (примерно на 30% выше, чем у традиционного оксидного) и хорошей теплопроводностью (примерно в семь раз выше), он хорошо совместим со стальными оболочками тепловыделяющих элементов. В принципе, есть даже и некоторый опыт 70-х годов прошлого века реакторного использования нитридного, но уранового, а не нептуниевого, топлива.

— Вот как раз насчет экологии. Для перспективного нитридного ядерного топлива большой атомной энергетики указывается радиологическая проблема, связанная с образованием при его эксплуатации долгоживущего радиоактивного углерода-14. В порядке гипотезы на уровне фантазии спрошу, а была ли идея применить для ядерного топлива "Нептуна" азот, обогащенный по изотопу азот-15, чтобы избежать проблемы углерода-14? Почему бы не попробовать здесь сделать такую вещь?

— Действительно, неотъемлемым свойством нитридного топлива является образование экологически опасного углерода-14. Но этот фактор, тем более применительно к небольшим топливным загрузкам исследовательских источников нейтронов, нельзя относить к критическим.

Во-первых, в общей активности нарабатываемых в топливе изотопов (цезия, стронция, кобальта и других) углерод-14 составляет не более 1% и не может определять общий уровень радиационной опасности. Во-вторых, углерод находится в топливе в связанном состоянии, а его выход может быть спровоцирован высокими температурами или, например, прямым контактом с водой, то есть в процессе переработки отработавшего топлива, а не при эксплуатации в реакторе. Поэтому добавление азота-15 в топливо нами, по крайней мере в настоящее время, не рассматривается.

— А как сейчас идет работа по "Нептуну" с коллегами из ОИЯИ? Когда будет готова общая концепция нового нейтронного источника? И в какие сроки может быть разработан технический проект "Нептуна"?

— Работа очень интересная, работать с коллегами из лаборатории нейтронной физики ОИЯИ нам и привычно и приятно. Это высокопрофессиональные специалисты с большим творческим запалом, способные генерировать идеи, искать и предлагать решения. Сейчас идет и продлится до конца 2019 года фаза концептуальных проработок вариантных решений, обоснование достижимости потребительских параметров и параметров безопасности, выявления проблемных вопросов, первоначальных технико-экономических оценок и сравнений.

Наверное, уже в 2020 году состоится обсуждение наработанного материала и по его результатам будут намечены следующие шаги. В любом случае ориентир 2032-2035 годов как даты ввода в эксплуатацию нового источника нейтронов в Дубне остается определяющим весь процесс его создания.

— В последние годы Росатом начал продвигать на зарубежном рынке Центры ядерной науки и технологий, одним из главным компонентов которых являются исследовательские реакторы. НИКИЭТ здесь ждет возращение на мировой рынок?

— Да, в советское время наш институт принимал самое активное участие в проектах исследовательских реакторов для зарубежных пользователей. Реакторы типа ИРТ и ВВР по проектам или при участии НИКИЭТ были построены во многих странах мира, например, в Болгарии, Египте, Венгрии, Корее, Ливии, Вьетнаме. Многие из них в строю до сих пор.

Кстати, в то время НИКИЭТ и Институт атомной энергии (ныне Курчатовский институт) работали в связке: НИКИЭТ — главный конструктор, ИАЭ — научный руководитель. Такой тандем давал очень хорошие результаты. Стоило бы подумать, чтобы сегодня возобновить это содружество. Первые шаги в этом направлении нами (НИКИЭТ и Курчатовским институтом) уже сделаны: заключено рамочное соглашение по направлениям целого ряда совместных работ, одно из которых – исследовательские реакторы.

То, что касается готовности НИКИЭТ к зарубежным проектам. Должен сказать, что еще в 2011-2012 годах мы в инициативном порядке выполнили анализ потенциального международного рынка поставки исследовательских реакторов, определили мощностную линейку перспективных установок, выработали требования к ним, проработали конструктивные схемы, оформили рекламно-информационные материалы, подготовили доклады и выступили на нескольких международных конференциях. Были услышаны, к нам один за другим стали обращаться зарубежные коллеги.

Эта деятельность была нами продумана и имеет под собой крепкую базу. Это прежде всего непрерывный опыт разработки фактически на всех площадках размещения исследовательских реакторов – ведь их конструированием мы занимается более 60 лет, с 1957 года. В составе института есть подразделения, специализированные на разработке ИР и топлива для них, весь набор специалистов и средств для выполнения расчетно-аналитических работ по обоснованию нейтроники, теплогидравлики, прочности, вероятности и надежности, ядерной и радиационной безопасности и прочее, стендовое хозяйство, опытное производство, способное изготавливать нестандартизированное высокотехнологичное оборудование.

Наконец, что существенно, есть целое подразделение по разработке и поставке систем управления. Без ложной скромности могу сказать, что НИКИЭТ лучше, чем кто-либо иной, готов к разработке проектов перспективных исследовательских реакторов для поставки за рубеж. НИКИЭТ имеет обширные налаженные кооперационные связи с заводами-изготовителями, лицензированными для работы в области использования атомной энергии, поэтому мы готовы выступать и комплектным поставщиком реакторного оборудования и систем управления, обеспечивать заказчиков пусковыми бригадами.

— А в чем преимущество предлагаемых НИКИЭТ проектных решений исследовательских реакторов по сравнению с конкурирующими зарубежными проектами? Сколь важным, по-вашему мнению, будет успех на этом направлении?

— Мы, конечно, следим за конкурентами и их предложениями, хотя раздобыть достоверную информацию очень сложно. Вылавливаем ее в материалах конференций, на выставках, косвенными методами.

Основные данные можно получать, участвуя в конкретных тендерах или взаимодействии с конкретными заказчиками. Это бесценный опыт, последнее время не всегда для нас доступный. Для обеспечения конкурентоспособности есть объективные показатели, например, качество исследовательского реактора, о котором я уже упоминал. По этому показателю наши предложения вполне конкурентны.

Еще один показатель — референтность предлагаемых исследовательских установок. Здесь есть определенные объективные трудности: не только у НИКИЭТ, а у Росатома и России в целом. Дело в том, что, как говорится, наши недостатки есть продолжение наших достоинств. Как мы уже говорили, Россия и Росатом — лидеры по количеству действующих исследовательских реакторов, поэтому потребности в новых водо-водяных реакторах бассейнового типа на низкообогащенном топливе внутри страны нет.

С другой стороны, не имеем мы и референтности внешних поставок, поскольку ушли с этого рынка в постсоветское время. Сегодня мы имеем референтность нашего низкообогащенного уранового топлива на зарубежных реакторах советского дизайна, что, конечно, хорошо, но мало.

— Далеко не всякий заказчик за границей захочет получить кота в мешке — то, что еще нигде не работало. Росатому надо будет показать лицом товар, действующий внутри нашей страны.

— Абсолютно правильно. Именно поэтому мы взаимодействуем с российскими эксплуатирующими организациями, стараясь найти площадку, вписывающуюся в логику обновления внутрироссийской реакторной исследовательской базы, которую можно было бы использовать как референтный проект для зарубежных заказчиков.

Обычно исследовательский реактор — это только часть запроса потенциального заказчика. Ему, как правило, нужен и реактор с системой управления и оборудованием по обращению с топливом и экспериментальными объектами, и сопутствующие технологии и лаборатории, и обучение персонала, и даже иногда тестовая эксплуатация. Поэтому речь зачастую начинается с ИР, а постепенно приходит к конфигурации, которую принято называть Центр ядерных исследований и технологий.

И здесь тоже необходима референтность объекта в целом. В этом контексте исследовательский реактор выступает в качестве своеобразного локомотива для существенно более широкого заказа. К сожалению, не во всех головах это уложилось. А ведь проникновение на новые рынки как раз может начинаться с ИР, в результате которого в другие страны будут проникать не только интерес к будущим заказам, но российские техническая (да и иная) культура и достижения, завязываться новые контакты, на качественно новом уровне.

Сегодня деятельность по зарубежным заказам централизована, и НИКИЭТ, конечно, взаимодействует с соответствующими интегрирующими компаниями в той мере, в которой его подключают. Надеюсь, что сумеем донести наш потенциал, наши предложения по организации процесса работы с заказчиком, прежде всего по техническим вопросам.