От мала до велика

Исследовательские реакторы — настоящее и будущее

В 2024 году отраслевой Центр аналитических исследований и разработок частного учреждения «Наука и инновации» (ЦАИР) провел исследование по этой тематике. Первая часть исследования посвящена анализу мировых трендов[1], вторая — ситуации в России[2]. Мы изучили отчеты ЦАИР, рассматривающие проблематику исследовательских реакторов, и знакомим читателей с основными выводами.

История мирового реакторостроения началась более 80 лет назад с создания исследовательских реакторов, которые до сих пор остаются высокоэффективным источником нейтронов для исследований и прикладных работ. В последние годы развитие новых инновационных реакторных направлений требует огромного объема материаловедческих исследований, в которых исследовательские реакторы играют определяющую роль. Без нарабатываемых на исследовательских реакторах радиоизотопов невозможно представить развитие ядерной медицины, имеющей огромное социальное значение.

Исследовательские реакторы (ИР) являются высокоэффективным источником нейтронов и играют исключительно важную роль в фундаментальных и прикладных исследованиях, а также в получении прикладной продукции, главным образом в наработке радиоизотопов. Анализ зарубежного опыта, в том числе современного состояния зарубежных ИР, их технических характеристик, направлений использования, экономических параметров, представляет ценность при формировании стратегии дальнейшего развития российской атомной отрасли. Мировой опыт показывает, что для так называемых стран-новичков наиболее естественный путь становления национальной ядерной науки и технологии лежит через создание, освоение и экспериментальное использование в стране исследовательских ядерных установок (ИЯУ), в том числе ИР, которые являются ключевым элементом исследовательской ядерной инфраструктуры.

Сила в многообразии

Первый в мире ИР достиг критичности в 1942 году. В 1950–1960-х годах количество этих установок в мире быстро росло и достигло максимума к середине 1970-х. Всего было построено более 800 ИР в 67 странах. С 1980-х годов наблюдается некоторое сокращение парка ИР, но в последние 15 лет количество действующих ИР остается стабильным, а в развивающихся странах даже несколько возрастает. Крупнейшие парки ИР находятся в России, США, Европе и Китае.

Использование и классификация исследовательских реакторов

Хотя общая структура направлений использования исследовательских реакторов сохраняется, внутри направлений происходит смещение акцентов.

Исследовательские реакторы используются в трех ключевых направлениях.

• Фундаментальные исследования. На ИР было разработано множество методик для исследований, которые позволяют описывать фундаментальные взаимодействия в атомной структуре с возрастающей точностью. Исследования на выведенных пучках нейтронов с помощью рассеяния нейтронов стали одним из первых методов описания детальных характеристик атомных и магнитных структур и динамики для многих важных классов новых материалов. Это значительно улучшило понимание в таких областях, как физика конденсированного состояния вещества, нанотехнологии, наука о полимерах, наука о жизни, исследования в области энергетики, сенсоры, а также биотехнологии и археология. Два вида взаимодействия нейтронов с веществом делают рассеяние нейтронов уникальным методом исследования материалов, а именно сильных ядерных взаимодействий и электромагнитных взаимодействий. Поскольку нейтроны не имеют электрического заряда, они могут проникать в основную массу материалов, делая металлические объекты в значительной степени прозрачными для исследований.
• Реакторное материаловедение является наиболее важным применением ИР для ядерной энергетики. Как правило, испытания топливных и конструкционных материалов в условиях, характерных для энергетических реакторов, проводятся в специальной категории ИР, называемых материаловедческими реакторами. Реакторные испытания должны демонстрировать эксплуатационные характеристики ядерного топлива и конструкционных материалов, которые в настоящее время используются в действующих энергетических реакторах. Для энергетических реакторов следующего поколения и технологий топливного цикла реакторные испытания играют аналогичную роль в разработке нового топлива и материалов.
• Прикладные задачи. В настоящее время прикладные применения, в первую очередь наработка радиоизотопов, занимают важное место в работах на практически всех ИР. Развитие радиоизотопного направления, особенно для ядерной медицины, имеет важное социальное значение и помогает обеспечивать значительную часть эксплуатационных расходов ИР. Также с помощью ИР реализуются задачи в таких областях, как наработка ядерно-легированного кремния для промышленности, нейтронно-активационный анализ, радиационное окрашивание минералов и др.

Классифицировать исследовательские реакторы можно по различным критериям. Так, по мощности исследовательские реакторы можно разделить на:

• реакторы большой мощности (≥15 МВт) — высокопоточные установки для передовых исследований; они используются наиболее интенсивно и зачастую международными коллективами исследователей;
• реакторы средней мощности (1–15 МВт) — наиболее универсальный класс;
• реакторы малой мощности (<1 МВт) — чаще всего используются в образовательных целях.

Также ИР подразделяются на специализированные и многоцелевые. Опыт показывает, что именно многоцелевые реакторы более адаптивны к изменениям научной и промышленной повестки, что особенно важно с учетом 50-летнего срока службы установок.

С точки зрения конструкции самым распространенным видом ИР является бассейновый реактор, отличающийся простотой эксплуатации и легкостью доступа к активной зоне. В России все бассейновые реакторы строились по схеме с опускным движением теплоносителя, обеспечивая мощность до 18 МВт и плотность потоков нейтронов, достаточную для большинства научных и прикладных задач, включая изотопное производство и петлевые испытания. Современные зарубежные проекты RA-10 (Аргентина), PALLAS (Нидерланды), KJRR (Южная Корея) демонстрируют, что интерес к этому типу установок не угасает. Более продвинутые варианты включают подъемное движение теплоносителя, что позволяет увеличить тепловые нагрузки и плотность потоков нейтронов и, соответственно, эффективность исследований.

Другие виды конструкций исследовательских реакторов имеют многие достоинства, но несколько сложнее в эксплуатации. Так, канальные реакторы, такие как польский MARIA, удобны для петлевых испытаний, но менее подходят для фундаментальных исследований. Корпусные реакторы обеспечивают высочайшую плотность потоков нейтронов, однако дороги и сложны в эксплуатации.

К реакторам большой мощности относятся 47 установок в 26 странах, включая 16 реакторов мощностью свыше 50 МВт. Самый мощный действующий ИР — ATR (США, 250 МВт). Наиболее мощные реакторы этого класса обеспечивают сверхвысокую плотность потоков нейтронов, необходимую, например, для производства трансплутониевых радиоизотопов. Часть мощных ИР выполняет роль прототипов реакторов новых АЭС: они служат платформой для тестирования технологий будущего, включая установки поколения IV. Еще одна подкатегория — установки для облучения в быстром нейтронном спектре, что крайне важно для испытания конструкционных материалов.

Реакторы средней мощности (также 47 установок в мире) часто относятся к бассейновому типу. Они универсальны, удобны для загрузки и выгрузки мишеней, применяемых в производстве радиоизотопов. Мощность реакторов позволяет достичь приемлемых плотностей потоков нейтронов при умеренных эксплуатационных затратах.

Реакторы малой мощности (62 действующие установки) широко распространены за рубежом и служат в основном для образовательных целей. Некоторые из них, такие как SLOWPOKE, MNSR и TRIGA, имеют мощность менее 1 МВт и отличаются низкими затратами на строительство и эксплуатацию. Эти реакторы предоставляют доступ к базовым исследованиям, учебным практикам и, в ограниченном объеме, к производственным функциям.

Большинство ИР использует легководный теплоноситель — простой и надежный вариант, который намного удобнее реакторов с тяжелой водой, жидкими металлами или газами. Важную роль в конструкции играет отражатель нейтронов. Его материал (графит, бериллий, тяжелая или легкая вода) влияет на плотность потока нейтронов. Так, бериллиевый отражатель позволяет достичь плотности потока нейтронов более 10¹⁴ см^-2·с^-1, необходимой для производства некоторых видов радиоизотопов, а тяжелая вода эффективна для создания равномерных нейтронных полей в больших объемах, что востребовано в экспериментах по рассеянию нейтронов и производстве ядерно-легированного кремния.

Для материаловедческих исследований крайне важно наличие петлевых установок, имитирующих реальные условия в ядерных реакторах.

Практически все исследовательские реакторы можно отнести к одной из двух функциональных групп:

1. специализированные реакторы — предназначены для:
   — фундаментальных исследований с использованием нейтронных пучков,
   — материаловедческих испытаний для ядерной энергетики;
2. многоцелевые установки — гибкие по задачам, часто эксплуатируются в смешанном режиме и как источники радиоизотопов, и как площадки для экспериментальных исследований.

Хотя наработка радиоизотопов — важная функция ИР, специализированные реакторы для этого не строят, что объясняется экономическими проблемами. Радиоизотопы производят на реакторах, ориентированных на исследования и обладающих достаточным нейтронным потоком. Ряд задач (нейтронно-активационный анализ, радиография, испытания радиационной стойкости и др.) может выполняться даже на установках малой мощности, что делает возможным их интеграцию в университетские и региональные лаборатории.

Эксперты ЦАИР подробно проанализировали существующие направления использования исследовательских реакторов в мире на конкретных примерах установок разных типов. Остановимся на некоторых из этих направлений.

С беспрецедентной точностью: для науки

Фундаментальные исследования с использованием нейтронов требуют особых условий: высокой плотности потока тепловых, холодных или ультрахолодных нейтронов при минимальном фоновом излучении. Такие характеристики достигаются в реакторах с тяжеловодными отражателями, где формируются направленные пучки — «лучи» нейтронов, позволяющие изучать структуру и свойства материалов с беспрецедентной точностью.

Исторически уровень плотности нейтронного потока в исследовательских реакторах достиг своего потолка еще в 1970-х годах — рекордная плотность составила 7 × 10¹⁵ см^-2·с^-1. Новые технологические решения, способные превзойти этот уровень, сегодня находятся за пределами традиционных ИР — в ускорительных и импульсных источниках, таких как строящийся ESS в Швеции. Однако и среди действующих реакторов есть установки с выдающимися характеристиками. Например, HFR-ILL (Франция), FRM II (Германия), HFIR (США) и ПИК (Россия) обеспечивают плотность до 10¹⁵ нейтронов/(см²·с) в десятках исследовательских станций. Их важная особенность — работа на высокообогащенном уране (ВОУ), доступ к которому сегодня ограничивается политикой нераспространения.

Среднепоточные реакторы, такие как BRR (Венгрия), MARIA (Польша), MURR (США) и OPAL (Австралия), представляют собой более доступную альтернативу. Хотя они уступают в мощности, их активно используют для научных экспериментов, радиоизотопного производства и подготовки персонала. Такие реакторы чаще работают на низкообогащенном уране, что делает их менее уязвимыми к международным ограничениям. Несмотря на то что исследования с выведенными пучками относятся, как правило, к фундаментальным, их социальная и технологическая отдача огромна. В выполненном в США исследовании доказано, что нейтронные методы внесли вклад в развитие технологий хранения данных, авиации, медицины и производства материалов. Экономический эффект от этих исследований — более чем двукратная окупаемость затрат на эксплуатацию ИР.

Спрос на нейтронные исследования сохраняется, особенно в Европе и Азии, но будущее этого направления в значительной степени связывается не с реакторами, а с ускорительными источниками, где возможно дальнейшее наращивание параметров. Тем не менее пока такие установки не достигли полной операционной зрелости, и важнейшие реакторы, особенно французский HFR-ILL, остаются опорой нейтронной науки.

В реальных условиях: для ядерной энергетики

ИР играют важную роль в развитии атомной отрасли. Они обеспечивают экспериментальную базу для двух ключевых направлений: испытаний топливных и конструкционных материалов, а также валидации новых реакторных технологий — от малых модульных реакторов до систем поколения IV. Разделить такие установки можно на три группы.

• Критические сборки, или реакторы «нулевой» мощности, служат для проверки нейтронно-физических расчетов и моделей активных зон. В Европе после закрытия ряда таких установок остались только VENUS-F (Бельгия) и LR-0 (Чехия). С развитием цифровых симуляторов их значение постепенно снижается.
• Прототипные реакторы — это уменьшенные версии будущих энергоблоков. Они используются для обкатки проектных решений, но редко применяются вне контекста конкретных проектов и не предназначены для широкого круга исследований.
• Материаловедческие реакторы — самые универсальные и востребованные. Благодаря высокой плотности потока нейтронов они позволяют ускоренно испытывать материалы и топливо, моделируя воздействие, эквивалентное многолетней работе на АЭС. В Европе ключевыми остаются BR2 (Бельгия) и HFR (Нидерланды). Также действуют MARIA (Польша), LVR-15 (Чехия) и TRIGA Pitesti (Румыния). В США аналогом выступает ATR (до 250 МВт), в Азии — HANARO (Южная Корея) и HFETR (Китай).

Дополнительно к ним используются импульсные реакторы, например CABRI (Франция) и TREAT (США), способные воспроизводить аварийные режимы для оценки поведения топлива.

Несмотря на развитие альтернатив, именно ИР остаются незаменимыми для проверок поведения материалов в «реальных» условиях. Однако из-за закрытия старых установок и нечастых запусков новых существует определенный риск нехватки экспериментальных мощностей в будущем, особенно в Европе.

Социальная миссия: для здоровья людей

Наработка радиоизотопов — одна из ключевых прикладных задач ИР, особенно в медицинской сфере. Самый востребованный изотоп — молибден-99 (⁹⁹Mo), используемый более чем в 10 млн диагностических процедур ежегодно только в Европе (для сравнения: количество процедур с использованием других радиоизотопов равно нескольким десяткам тысяч). Производят молибден-99 в ограниченном числе ИР по всему миру — BR2 (Бельгия), HFR (Нидерланды), MARIA (Польша), OPAL (Австралия) и некоторых других. Основная проблема — возраст реакторов, что заставляет прилагать значительные усилия для обеспечения стабильности поставок. Так, в 2009–2010 годах серия незапланированных остановок реакторов NRU в Канаде и HFR в Нидерландах привела к серьезной нехватке медицинских изотопов.

Экономически производство молибдена-99 на ИР остается убыточным. Цены на облучение не покрывают реальные расходы, и часть затрат компенсируется государствами. Попытки добиться так называемого полного возмещения затрат (FCR) сталкиваются с жесткой конкуренцией и сложной логистикой рынка. Разрабатываются и альтернативные технологии — циклотронные и ускорительные, но они далеки от массовой коммерциализации. Пока молибден-99 продолжают получать преимущественно в реакторах — в условиях хрупкой и дотационной модели, где каждая остановка даже одного реактора может обернуться перебоями в глобальных поставках.

Мал да удал: для обучения и не только

Малые ИР — ключевой инструмент в подготовке специалистов для атомной отрасли. Обычно их мощность не превышает 1 МВт, что делает их безопасными и доступными для учебных задач. Эти установки не только демонстрируют основные принципы работы реакторов, но и позволяют проводить калибровку приборов, нейтронную радиографию и другие прикладные эксперименты.

Среди них выделяются три типа. Первый — реакторы нулевой мощности, такие как SUR-100 (Германия) или AGN-201 (Италия), используются преимущественно для базового обучения. Второй — интегральные критические сборки, например VENUS (Бельгия) или LR-0 (Чехия), позволяют моделировать активные зоны и проводить точные нейтронно-физические измерения. Третий — реакторы малой мощности, такие как TRIGA Mark II (Словения, Австрия, Италия), дополнительно применяются в исследованиях и изотопном производстве.

Это дорого: сколько стоит исследовательский реактор

Создание ИР — это всегда дорого. Авторы отчета отмечают, что уровень капитальных затрат колеблется от 12 до 45 млн евро на мегаватт тепловой мощности, в зависимости от типа установки, страны строительства и технологического уровня. Например, немецкий FRM II (20 МВт) обошелся в 600 млн евро, а французский JHR (100 МВт), все еще находящийся на этапе строительства, оценивается в 1,8 млрд евро. На фоне этих затрат несколько выделяются реакторы, построенные аргентинской компанией INVAP: OPAL (Австралия) и RA-10 (Аргентина) с относительно низкими удельными затратами, составляющими около 10–12 млн евро за мегаватт.

В целом, несмотря на сложность в получении представительных данных, ясно одно: ИР — это капиталоемкие объекты. Стоимость строительства зависит не только от мощности, но и от назначения, степени универсальности, а также геополитических и рыночных факторов. Поэтому любые новые проекты требуют детальной экономической оценки и международного сотрудничества.

В поисках устойчивости: вызовы и перспективы

ИР — это не просто научная инфраструктура. Это основа для прогресса в медицине, энергетике, материаловедении и подготовке кадров. На Западе подход к их развитию носит интернациональный характер: кооперация стран, доступ ученых из разных государств и широкое распределение функций между реакторами. Например, Европейский источник расщепления (ESS) строится для фундаментальных исследований, JHR — для испытаний материалов, PALLAS — для изотопов, а MYRRHA — для трансмутации и облучений в быстром спектре.

Однако такой подход сопряжен с рисками: сосредоточение функций на немногих установках делает систему уязвимой к сбоям и задержкам строительства. Отсюда вывод: для устойчивости необходимы не только флагманские установки, но и реакторы средней мощности, способные подстраховать в случае остановки крупных. В области производства радиоизотопов тоже идет диверсификация: строятся новые реакторы в Аргентине, Корее, Нидерландах, разрабатываются альтернативные технологии. Тем не менее риск дефицита молибдена-99 сохраняется, особенно при неожиданной остановке старых установок.

Подготовка кадров — еще один вызов. Стареющие реакторы малой мощности сохраняются, но используются неэффективно. Их модернизация или замена — вопрос времени и стратегического мышления. Китай сегодня наиболее активный игрок: строит и планирует ИР различного назначения, включая сверхвысокопоточные установки. США ищут пути вернуть лидерство, но сталкиваются с проблемами в финансировании (например, проект мощного реактора VTR фактически заморожен). Европейская стратегия — построение взаимодополняющей сети реакторов. Но в будущем предстоит сбалансировать амбиции с рисками, создавая устойчивую, гибкую и открытую исследовательскую инфраструктуру. Опыт этой стратегии может быть полезен и России, особенно в вопросах международного сотрудничества, планирования замещающих мощностей и интеграции в глобальные научные программы.

Зарубежная модель развития ИР: логика и тренды

Как отмечают авторы исследования, модель, принятая за рубежом, основана на четком разделении ИР по направлениям их использования и обеспечивает каждое из них установками, способными закрыть соответствующие задачи. В центре этой модели — установки-лидеры с максимальными плотностями потоков нейтронов и уникальными экспериментальными возможностями. Они формируют основу инфраструктуры и задают научный темп. Дополняют их реакторы средней мощности — менее затратные, но достаточно универсальные, чтобы решать широкий спектр прикладных и научных задач. Такие реакторы особенно актуальны для стран, где ядерная инфраструктура развита, но ресурсы ограниченны, а также в качестве резервной базы даже у научных лидеров.

Радиоизотопное направление считается важнейшим, однако создание специализированных реакторов признано экономически нецелесообразным. Поэтому наработка радиоизотопов осуществляется на многоцелевых ИР, главным образом материаловедческих. Это позволяет эффективно использовать ресурсы и поддерживать устойчивые цепочки поставок.

Новый тренд — обязательная замена стареющих ИР новыми. Если раньше остановка реактора не всегда сопровождалась строительством преемника, то сегодня почти в каждом случае планируется или реализуется новый проект. Причем параметры новых реакторов, как правило, равны или выше параметров предшественников.

Тем не менее строительство новых ИР — крайне сложная и дорогостоящая задача. Стоимость часто достигает десятков миллионов евро на мегаватт, а сроки реализации затягиваются из-за технологических, регуляторных и финансовых факторов. Это требует долгосрочного стратегического планирования и устойчивого финансирования. Параллельно растет конкуренция со стороны альтернативных нейтронных источников (ускорительных систем) для наработки радиоизотопов. Это требует от ИР четкой фокусировки на задачах, где их преимущества неоспоримы: облучение в различных нейтронных спектрах, сложные материаловедческие тесты и комплексные исследования.

С точки зрения перспектив развития ИР в разных регионах прослеживаются различия. В Европе преобладает кооперативная модель: совместное финансирование, международные консорциумы, открытый доступ. США и Китай, напротив, строят реакторы в основном за счет национальных ресурсов, хотя научное сотрудничество активно развивается. Это связано как с политическими факторами, так и с экономикой: не все страны ЕС могут позволить себе отдельный высокопоточный ИР.

Для оценки сильных и слабых сторон современной ситуации с зарубежными ИР авторы провели SWOT-анализ, результаты которого представлены в таблице.

Совершенствовать без остановки

Вторая часть исследования посвящена настоящему и будущему ИР России. В условиях реализации стратегических целей госкорпорации «Росатом» особенно важно понимать, как долго еще смогут эффективно работать существующие установки и каким должен быть следующий шаг в развитии парка ИР с учетом накопленного опыта и потребностей на горизонте до 2050 года.

Наша страна занимала и занимает лидирующие позиции в области создания и экспериментального использования ИР. В России сформирована уникальная база ИЯУ, ставшая основой для подготовки инженеров, ученых и становления научных школ мирового уровня. Спустя почти четверть века после последнего системного анализа [3] пришло время взглянуть на парк российских ИР заново — в свете новых задач, развития технологий и долгосрочных планов.

Ресурс действующих установок

Россия располагает мощным исследовательским потенциалом, но требуется модернизация действующих установок и создание новых, соответствующих задачам XXI века. Это касается задач в области не только фундаментальных и прикладных исследований, но и образовательных функций и подготовки новых кадров, особенно в свете растущего международного интереса к ядерным технологиям. Созданная по поручению госкорпорации «Росатом» рабочая группа формирует стратегию развития исследовательских ядерных установок до 2050 года. В ее задачи входит не только оценка текущего состояния парка ИР, но и определение приоритетов будущих разработок.

Парк ИЯУ России складывался десятилетиями. Каждый новый реактор создавался не по шаблону, а как ответ на конкретные научные, технологические или промышленные вызовы, будь то разработка новых материалов, наработка изотопов или решение уникальных инженерных задач. В результате возникла инфраструктура мирового уровня, не имеющая аналогов по разнообразию и масштабу. Действующий парк ИР России охватывает широкий спектр мощностей: от 0,02 МВт (реактор «Аргус») до 100 МВт (СМ-3 и ПИК). Они используются в фундаментальной науке, материаловедении, производстве радиоизотопов, а также для подготовки кадров. Однако некоторые реакторы, несмотря на высокую мощность, не обеспечивают необходимую плотность потока нейтронов или имеют конструкционные ограничения. Это сдерживает реализацию ряда научных и прикладных программ.

Дополняют парк ИР критические и подкритические стенды, используемые для моделирования и обучения. В России действует 17 критических стендов, включая уникальные БФС-1 и БФС-2, которые позволяют проводить исследования как для тепловых, так и для быстрых нейтронных спектров. Подкритические установки в основном находятся в университетах. Почти все отечественные ИР были построены до появления современной нормативной базы, и первоначально сроки их службы не ограничивались. Позже был установлен нормативный срок — 30 лет с возможностью продления после обследования. Сегодня большинство действующих ИР этот срок уже превысили: возраст многих реакторов — 50–60 лет.

Прогнозы по остановке реакторов показывают, что к 2030-м годам может начаться волна вывода реакторов из эксплуатации. Даже с учетом продлений ресурс большинства ИР будет исчерпан к 2040–2045 годам. В 2028 году ожидается ввод в эксплуатацию многофункционального реактора на быстрых нейтронах — МБИР. История показывает, что 60 лет эксплуатации — не предел для ИР. Примером служит СМ-3, успешно работающий с 1961 года, и зарубежные реакторы LVR-15 (Чехия), BRR (Венгрия), WWR-SM (Узбекистан) — все они прошли 60-летний рубеж и продолжают функционировать после модернизаций. На последней конференции МАГАТЭ (2024 г.) было объявлено о планах эксплуатировать американский ATR (250 МВт) до 2085 года — почти до 120-летнего возраста.

Очевидно, что создание новых ИР — это стратегическая задача. Чтобы сохранить научный и технологический потенциал страны, уже сегодня необходимо планировать замещения: как по мощности, так и по направлениям исследований.

Национальный парк ИР — не только элемент инфраструктуры, но и стратегический ресурс, от которого зависит будущее отечественной науки, медицины, энергетики и высоких технологий. В условиях растущего спроса на ядерные технологии и усложняющихся внешнеполитических обстоятельств перед российскими ИР стоят задачи, значимость которых выходит за пределы научного сообщества. Планирование их развития и модернизации должно отвечать национальными интересам вплоть до 2050 года и далее.

Направления, задачи и перспективы

Фундаментальные исследования остаются одним из ключевых направлений применения ИР. Современные научные задачи требуют высоких и сверхвысоких плотностей потоков тепловых нейтронов, при этом верхняя граница нужных параметров во многом определяется только техническими возможностями реактора. Максимально значимые научные результаты получаются на реакторах большой мощности, таких как СМ-3, ИБР-2 и ПИК, однако и реакторы средней мощности (например, ИР-8 и ИВВ-2М) востребованы — в первую очередь как площадки для отработки новых методик, подготовки специалистов и проведения исследований с более низкой себестоимостью пучкового времени.

Перспективным является развитие многоцелевых реакторов бассейнового типа средней мощности от 15 до 30 МВт, которые позволяют сбалансировать задачи академической науки и запросы индустриальных заказчиков. Опыт зарубежных нейтронных центров, таких как OPAL (Австралия), FRM II (Германия), NCNR (США), HANARO (Республика Корея), CARR (Китай), демонстрирует, что значительная часть программ реализуется в интересах промышленности. Речь идет о нейтронной радиографии и томографии, которые не имеют конкурентов при неразрушающем контроле топливных элементов и металлоконструкций, 3D-картировании микроструктур твэлов, малоугловом рассеянии нейтронов, нейтронной стресс-дифракции и других методах, применяемых для анализа состояния материалов и оборудования.

Важную роль играют нейтронографические методы для диагностики свойств сталей, радиационно стойких материалов, иммобилизации отходов и анализа фазового состава топлива. Кроме того, данные нейтрон-дифракционных экспериментов становятся важным инструментом для верификации расчетных моделей и кодов, используемых при обосновании ресурса и безопасности атомных установок.

Несмотря на наличие соответствующих компетенций, в России системная работа с промышленностью по линии нейтронных исследований практически не ведется. На базе реакторов ИР-8, ИВВ-2М и ИБР-2 были реализованы отдельные проекты с промышленными партнерами, но они остаются эпизодическими. Между тем зарубежная практика показывает: при грамотном управлении и государственной поддержке такие проекты могут приносить значительные доходы — к примеру, выручка нейтронного центра OPAL от производственной и исследовательской деятельности оценивается в 100 млн долларов в год. Важно, однако, что при этом государственные инвестиции заметно превышают коммерческую отдачу, подтверждая ключевую роль государства в функционировании таких объектов.

Особое значение в области фундаментальных исследований имеет реактор СМ-3. Его уникальные характеристики позволяют не только проводить нейтронографические эксперименты на высочайшем уровне, но и нарабатывать стартовые изотопы для получения трансплутониевых элементов и радиоизотопов со сверхвысокой удельной активностью. Кроме того, именно здесь проводятся исследования в области физики нейтрино.

Реакторное материаловедение — еще одно стратегическое направление. Исследования в этой области позволяют не просто анализировать состояние конструкционных и топливных материалов после облучения, но и формировать обоснование безопасности их дальнейшей эксплуатации в энергетических реакторах. В России сформирована уникальная по масштабу и полноте экспериментальная база: реакторы СМ-3, МИР.М1, ИР-8, ИВВ-2М и БОР-60 позволяют охватить как тепловые, так и быстрые спектры нейтронов, в том числе с различными теплоносителями и параметрами.

Важное значение имеют исследования по изучению коррозионной стойкости материалов в разных теплоносителях, включая свинец и его сплавы, разработке прогнозных моделей, испытаниям перспективного топлива и новых конструкционных материалов.

Наработка радиоизотопов — наиболее коммерчески значимое прикладное направление. Реакторы средней мощности сегодня обеспечивают основу для выпуска широкого спектра изотопов медицинского и промышленного назначения. Производство радиоизотопов сопровождается НИОКР, а также требует гибкого графика загрузки, что делает совместное планирование исследовательских и производственных задач крайне важным. Особую роль играют короткоживущие изотопы, производство которых невозможно на АЭС или в рамках централизованной модели.

Кроме радиоизотопов, растет интерес к другим прикладным применениям ИР. Это, прежде всего, ядерное легирование кремния, востребованное в условиях курса на технологический суверенитет. Стратегия развития электронной промышленности до 2030 года прямо предусматривает создание отечественного производства кремниевых подложек, в том числе с использованием ядерного легирования. Однако в России пока отсутствуют технологии легирования крупных слитков (200–300 мм), а существующие реакторы не обладают необходимой конструкцией — тяжеловодный отражатель, обеспечивающий равномерное легирование, пока не применяется. Включение этой задачи в программу развития ИР представляется актуальным шагом.

Значимым направлением остается радиационное окрашивание минералов, прежде всего топазов. Восточноазиатский рынок демонстрирует высокий спрос, и российские реакторы могли бы обеспечить его, особенно с учетом отработанных технологий на установках, подобных РБТ-6. Также сохраняет актуальность нейтронно-активационный анализ, используемый в геологии, металлургии и экологии. Примером его успешного применения служит реактор РГ-1М, эксплуатировавшийся на Норильском горно-металлургическом комбинате почти 30 лет. Несмотря на международный интерес к сотрудничеству с промышленностью, в России такие модели пока не развиты. Основной причиной является недостаточный объем проводимых НИОКР в индустрии. Спрос на исследования с использованием нейтронных пучков может быть сформирован только при наличии соответствующих заказчиков — от авиационных и трубных заводов до химических и энергетических предприятий.

Стратегия на XXI век

ИР позволяют проводить эксперименты в области ядерной физики, материаловедения, медицины, промышленности, а также формируют компетенции и суверенные технологии. Сегодня, когда значительная часть установок приближается к предельным срокам эксплуатации, назрела необходимость формирования системного подхода к обновлению реакторной базы, делают вывод эксперты ЦАИР. Оптимальный парк ИР должен быть научно обоснованным, сбалансированным по мощности и функциям, многоцелевым, но без избыточного дублирования.

Для начала необходимо четко определить, какие задачи должны решать российские ИР до середины XXI века. Ключевых направлений — три: фундаментальные нейтронные исследования, реакторное материаловедение и наработка прикладной продукции, прежде всего радиоизотопов. Каждое из этих направлений предъявляет свои требования к типу, конструкции и режиму работы реакторов. Поэтому единый универсальный реактор, одинаково хорошо справляющийся со всеми задачами, остается, скорее, теоретическим идеалом. Реальная стратегия должна предусматривать наличие нескольких типов установок, способных работать как в узкоспециализированном режиме, так и гибко переключаться между различными видами деятельности.

Фундаментальные исследования требуют мощных источников нейтронов с высокой стабильностью и качественными пучками — особенно тепловых и холодных нейтронов. Российский реактор ПИК в Гатчине, достигший физического пуска в 2011 году и в ближайшие годы выходящий на номинальную мощность 100 МВт, станет опорной установкой в этом сегменте. Его тяжеловодный отражатель обеспечивает плотности потока тепловых нейтронов, сравнимые с мировыми лидерами — RHF (Франция) и FRM II (Германия). Однако важно, чтобы рядом с ПИК продолжали работать реакторы средней мощности — ИБР-2М, ИР-8 и ИРТ-Т. Их роль состоит в обеспечении более гибкой и экономичной платформы для отработки новых методик, экспериментов прикладной направленности и совместных проектов с промышленностью.

Для задач реакторного материаловедения необходимо наличие как минимум двух типов реакторов: с тепловым и быстрым спектром нейтронов. Испытания для водо-водяных реакторов продолжают успешно проводиться на МИР.М1 и ИВВ-2М, а сверхвысокие плотности потока тепловых нейтронов обеспечиваются на СМ-3. Однако к 2036 году и МИР.М1, и ИВВ-2М достигнут 70-летнего возраста, и, несмотря на техническую возможность продления их работы, необходима замена. В этой роли рассматривается проект «УРАЛ» — реактор средней мощности нового поколения, разрабатываемый АО «ИРМ». Что касается реакторов с быстрым спектром нейтронов, то ключевая ставка делается на строящийся МБИР — реактор мощностью 150 МВт, который полностью закроет потребности в испытаниях перспективных конструкционных материалов и топлива на быстрых нейтронах до конца XXI века. Однако важно обеспечить временное перекрытие сроков эксплуатации БОР-60 и ввода в строй МБИР: в противном случае Россия может временно утратить экспериментальные возможности в этой критически важной области.

Наработка радиоизотопов, несмотря на экономическую привлекательность, требует точного расчета. Большинство используемых для наработки радиоизотопов ИР — ИВВ-2М, ВВР-ц, РБТ — завершат эксплуатацию до 2045 года. Новые реакторы должны предусматривать наличие радиоизотопной программы с самого начала. Однако строительство специализированного изотопного реактора нецелесообразно — опыт зарубежных стран показывает, что подобные проекты требуют постоянного государственного субсидирования и не могут быть рентабельными в изоляции от научной повестки. Поэтому будущее за многоцелевыми установками, сочетающими фундаментальные, прикладные и производственные функции, при условии, что эксплуатационные режимы этих функций технологически совместимы.

Стратегическая схема обновления парка ИР России должна опираться на комбинацию крупных и среднепоточных установок. ПИК и МБИР станут флагманами: первый — в фундаментальной науке, второй — в материаловедении. В то же время необходимо иметь реакторы средней мощности. В частности, такими установками могли бы стать реактор «УРАЛ» как многоцелевой исследовательский реактор и еще один реактор для наработки радиоизотопов.

Финансовая устойчивость нового реакторного парка также требует отдельного анализа. Практика показывает, что эксплуатация ИР не может быть самоокупаемой: даже при наличии экспорта радиоизотопов и научных контрактов доходы покрывают лишь часть операционных расходов. Поэтому базовое финансирование со стороны государства остается важнейшим условием функционирования реакторов. Это требует институциональной модели, при которой финансирование строится на долгосрочных программах, а не только на проектных грантах или договорных заказах.

Если не начать реализацию новой стратегии уже в текущем десятилетии, к 2050 году Россия может остаться только с двумя мощными исследовательскими реакторами — ПИК и МБИР. Остальные установки либо прекратят работу, либо будут нуждаться в дорогостоящей и все менее эффективной поддержке эксплуатации. Создание современных многоцелевых ИР средней мощности обеспечит технологический суверенитет, гибкость научной повестки и экспортный потенциал. Именно такой подход позволит сформировать сбалансированный, функциональный и устойчивый парк ИР, способный эффективно работать во второй половине XXI века.

1. Архангельский Н. В., Пономарев А. В. Перспективы сохранения и развития зарубежных исследовательских реакторов / Госкорпорация «Росатом», ЧУ «Наука и инновации», ЦАИР. — М., 2024.

2.  Архангельский Н. В., Балакирев П. В., Пономарев А. В. Предложения по созданию в России исследовательских реакторов для научных исследований и прикладных работ / Госкорпорация «Росатом», ЧУ «Наука и инновации», ЦАИР. — М., 2024.

3. Анализ текущего состояния парка исследовательских реакторов России. Тенденции и перспективы развития. — 2001.