БН-800 Опции

[AtomInfo.Ru]

Озвучиваю то, что слышал. Рассуждения именно от эксплуатации, причём ВВЭР-1000, а не от проектировщиков.

Для эксплуатации, конечно, удобнее.

Но эксплуатация - последние, кого спрашивают проектанты. Так исторически сложилось.

[Didro]

А существуют ли турбины на 1600 МВт? Вообще где-либо в мире?

У нас была в проекте, на ЛМЗ даже готовились к серийному производству машин вплоть до 2400 МВт, как для будующих РБМК, так и для угольных блоков в восточной части с перегоном энергии в западную.
Были проработки также машин и большей мощности.

Сообщение отредактировал Didro - 30.12.2012, 10:38

[Smith]

В большом блокемногие проблемы решаются проще, туже глубину выгорания и КВ, для чего собственно все и затевается.

с КВ и глубиной выгорания у БН-1200 все в полном порядке (по крайней мере, на бумаге :- ) )
под вопросами, возникающими к конструкции БН-1200, я имел в виду следующее - http://www.atominfo.ru/news8/h0527.htm (раздел "Холодные ловушки")

[Didro]

У БН-600 тоже на бумаге был КВ=1,4-1,5, а на деле менее 1.

[pappadeux]

Был проект БН-1600, и нет ограничений на 3,2-6 ГВт.

там ограничения, скорее, сетевые

подозреваю, очень мало энергосистем способны выдержать падение 6-тигигаватного блока

[Smith]

У БН-600 тоже на бумаге был КВ=1,4-1,5, а на деле менее 1.

вот в этом-то и дело. при реализации БН-3200 (и уж тем более БН-6000) обязательно всплывут многие и многие "НО".
таков уж удел бумажных РУ.
http://www.atominfo.ru/news/air4199.htm

Сообщение отредактировал Smith - 2.1.2013, 11:14

[AtomInfo.Ru]

У БН-600 тоже на бумаге был КВ=1,4-1,5, а на деле менее 1.

???????

А подтвердить это источниками, причём желательно не из Интернета, не могли бы? "Атомная энергия", например, подойдёт.

Попробую после праздников уточнить этот момент. Но по памяти, нас ещё в институте учили (а это было вскоре после пуска 600-ого), что в БН-600 КВ как раз понижался по сравнению с БН-350, т.к. слишком высокий КВ был признан нецелесообразным на тот момент. У БН-350 по станционной документации КВ декларировался 1,3 (видел своими глазами). Уточню - КВ, не КВа.

Так что 1,4-1,5 для БН-600 вызывает у меня большое сомнение. Возможно, был какой-то вариант проекта с таким КВ, всегда же смотрят при проектировании разные опции.

[Didro]

там ограничения, скорее, сетевые

подозреваю, очень мало энергосистем способны выдержать падение 6-тигигаватного блока

Это для любого блока более 300 МВт.
Саянка 6,4 ГВт, пример августа 2008 г.

[Didro]

А подтвердить это источниками, причём желательно не из Интернета, не могли бы? "Атомная энергия", например, подойдёт.

Даже в 3х томнике "Тепловые и атомные ЭС" конца 80х есть, где прямо упомянуто что реально достигнутый при эксплуатации на U 0,9-1,0, и ожидаемый при переводе на Pu 1,3-1,4.
В первых изданиях конца 70х было про 350й о достижении на U ~1 и планах на БН с КВ до 1,5.

Сообщение отредактировал Didro - 2.1.2013, 12:22

[AtomInfo.Ru]

Даже в 3х томнике "Тепловые и атомные ЭС" конца 80х есть, где прямо упомянуто что реально достигнутый при эксплуатации на U 0,9-1,0, и ожидаемый при переводе на Pu 1,3-1,4.
В первых изданиях конца 70х было про 350й о достижении на U ~1 и планах на БН с КВ до 1,5.

А, ожидаемый

Ну, это мы наиболее вероятного противника запутывали. Или французов. Их академик А-в любил троллить.

Разговоры о сверхвысоких КВ ещё могли вестись, но больше на перспективу. И относился я бы к ним так же, как к сегодняшним адамовским сотням гигаватт БРЕСТов.

P.S. Имея казахстанский уран, помаявшись на 350-ом с эксплуатацией и видя, что Штаты новое строительство резко сворачивают, вряд ли тогдашние командиры отрасли всерьёз гнались бы за дикими КВ "здесь и сейчас". Поговорить о светлых перспективах, конечно, могли. Но строить такое - вряд ли.

Тем паче, во второй половине 80-ых. Тогда, наоборот, пошла волна на повышение КВ в легководниках (тесные решётки), а не на расширенное производство в быстрых реакторах.

[AtomInfo.Ru]

И просто для лучшего представления, что такое КВ=1,5.

В грубом приближении, максимальное значение КВmax=nu-1, где nu есть число нейтронов, родившихся в акте деления.
То есть, один нейтрон попадает в ядро топливного изотопа, рождается nu нейтронов, один нейтрон мы забираем для поддержания цепной реакции, а остальное можем пустить на производство. Захватом в топливе для простоты пренебрегаем.

Если КВ=1,5, то nu должно равняться 2,5. По данным библиотеки БНАБ-78, для 235U это происходит при энергиях 0,8-1,4 МэВ. При меньших энергиях нейтрона, значение nu ниже.

Для сравнения. Средняя энергия нейтронов спектра деления - 2 МэВ. То есть, чтобы обеспечить в реакторе с урановым топливом КВ=1,5, нейтрон может потерять не более половины своей первоначальной энергии. Опять же для сравнения - всего один акт неупругого рассеяния на 238U сбрасывает энергию нейтрона ниже этого порога.

В реальности мы не можем пустить на воспроизводство весь излишек нейтронов. Что-то уходит на утечку, что-то на паразитные захваты в теплоносителе, конструкционных материалах и поглотителе. Сколько мы можем потратить на это? Для оценки посмотрим значение nu при энергии 2 МэВ - оно равно 2,6. То есть, максимально мы можем затратить на утечку и паразитные захваты не более 0,1 нейтрона на каждый поглощённый в топливе. Что очень и очень мало.

Вывод. Физика не запрещает создание быстрого уранового энергетического реактора с КВ=1,5. Но по теплофизике и материалам (а также по управлению реактором) возникнут огромные вопросы.

Для плутония картина лучше. Так, по той же библиотеке БНАБ-78, значение nu у 239Pu равно 2,8 уже при нулевой энергии нейтрона (в тепловой точке, если точнее). А например, в диапазоне 0,8-1,4 МэВ это уже 2,9. То есть, мы получаем достаточно большой резерв нейтронов и можем уже относительно спокойно проектировать РУ.

Но! Чтобы говорить о КВ для плутония, нужно сначала освоить уран-плутониевое топливо для энергетических реакторов. Чего не было сделано в СССР и чего пока не сделано в России.

Поэтому рассуждать о всяких ужасах типа КВ=1,5 можно. И проекты рисовать такие можно. Но без топлива такие проекты можно только вешать на стенку в качестве картин.

[Denis_Hliustin]

максимальное значение КВmax=nu-1, где nu есть число нейтронов, родившихся в акте деления.
один нейтрон попадает в ядро топливного изотопа, рождается nu нейтронов, один нейтрон мы забираем для поддержания цепной реакции, а остальное можем пустить на производство. Если КВ=1,5, то nu должно равняться 2,5. По данным библиотеки БНАБ-78, для 235U это происходит при энергиях 0,8-1,4 МэВ. При меньших энергиях нейтрона, значение nu ниже.
Для сравнения. Средняя энергия нейтронов спектра деления - 2 МэВ. То есть, чтобы обеспечить в реакторе с урановым топливом КВ=1,5, нейтрон может потерять не более половины своей первоначальной энергии. Опять же для сравнения - всего один акт неупругого рассеяния на 238U сбрасывает энергию нейтрона ниже этого порога. Физика не запрещает создание быстрого уранового энергетического реактора с КВ=1,5. Но по теплофизике и материалам (а также по управлению реактором) возникнут огромные вопросы.
Для плутония картина лучше. Так, по той же библиотеке БНАБ-78, значение nu у 239Pu равно 2,8 уже при нулевой энергии нейтрона (в тепловой точке, если точнее). А например, в диапазоне 0,8-1,4 МэВ это уже 2,9. То есть, мы получаем достаточно большой резерв нейтронов и можем уже относительно спокойно проектировать РУ.

Вопрос о коэффициенте воспроизводства достаточно хитрый. Тут должно проявиться мастерство физиков-расчётчиков, компонующих активную зону быстрого реактора, чтобы при всех ноу-хау свойства сборки оказались приемлемы для надёжности, материаловедения и теплогидравлики. Некоторые соображения качественного характера:

во многих старых ВУЗовских учебниках КВ определён по-разному. Что есть КВ?
В модели Бейкера "физический коэфициент воспроизводства" это вложение нейтронов в нечётные изотопы плутония без учёта распада 241-го и без учёта высших актинидов.

В ряде учебников КВ определён так: {КВ = (eta)*(eps)-1}
Здесь (eta)= (nu)/(1+alfa) = (nu)/(1+(бс/бf));
(eps) = размножение нейтронов спектра деления в уране-238. Ведь АЗ может быть окружена обеднённым ураном, наличие надпороговых нейтронов (выше 1,4 Мэв) приводит к их размножению. Считается, в бесконечной среде металлического урана-238 (eps)=1,17. Эта цифра достаточно надёжная, был затрачен большой труд чтобы измерить её экспериментально несколькими независимыми способами.

Следуя мысли учебника, вычисляем (eta) для плутония-239 таким методом:
перемножаем спектр на зависимость (eta) от энергии, получаем усреднённую по спектру деления (eta)_Pu239=3,03 по системе констант БНАБ-64 (не поленился, посчитал лично).
Далее подставляем цифры: КВ= 3,03*1,17 -1 = 2,54.
Единица вычитается т.к. один нейтрон нужен на продолжение цепной реакции.
Оставшаяся величина почему-то для получения КВ делится на единицу, хотя для воспроизводства средневзвешенного ядра плутония равновесного изотопного состава, в разных реакторах требуется от 1,45 до 1,75 нейтрона. Поскольку изначально имеем U238, для получения Pu239 надо поглотить 1 нейтрон, для Pu240 два, для Pu241 и Am241 три, для Pu242 четыре, для Am243 пять, для Cf252 четырнадцать нейтронов.

Казалось бы, имеем вывод:
"КВ быстрого реактора, в зависимости от особенностей конструкции, изменяется в диапазоне от 0 до 2,5".
Экспериментально КВ=2,5 в нескольких работах подтверждён на критсборках, правда с огромной погрешностью, из которой предположение что авторы подгоняли под теорию.

Теперь обратимся к физике.
Спектр деления, для которого известны классические аналитические уравнения - это нейтронный спектр при делении отдельного ядра. Умозрительный случай, когда между ядром и нейтронным детектором нулевая толщина вещества.
В реальном случае, поскольку (eta) плутония около 2,5 значит даже в критической сфере массой 16 кг, для поддержания цепной реакции толщина стенки должна обеспечить вступление в реакцию деления ~40% вылетающих нейтронов. А сечение неупругого рассеяния того же порядка.
Поэтому даже в идеальном случае критической сферы, когда кроме плутония в объёме ничего нет, спектр критсборки - это не спектр деления.

В свою очередь это значит, что если брать спектр деления, подставляя группы верхней части энергетического спектра с высоким весовым множителем (как мы сделали выше получив eta=3,03 для плутония в критсфере), итоговая величина КВ получится очень сильно завышенной.
К этому же могут приводить погрешности матриц неупругого рассеяния для делящихся, сырьевых и конструкционных материалов.

Далее, в выражении (eta)*(eps)-1, подразумевать предельную величину металлического урана-238 равную 1,17 не совсем корректно: ведь даже из чистого плутония-239 светит на уран-238 не спектр деления а более мягкий.
Разменивать смягчение спектра нейтронов на их размножение в плутонии, по-видимому, выгоднее чем в уране-238.

В этом отношении интересно процитировать БНАБ-78, стр.90:
"в реакторах на быстрых нейтронах с оксидным топливом для АЭС электрической мощностью от 300 до 1500 МВт, доля нейтронов с энергией ниже 10 кэв составляет соответственно 6% и 11%".

На днях встретился также спектр реактора БР-5. Хотя он имел оксид плутония-239 в ТВЭЛах а не МОХ-топливо, энергию ниже 10 кэв имели 25% нейтронов. Энергию выше порога деления урана-238 имели 0,34% нейтронов.

На качественном уровне очевидно: для физики имеет значение число сорных атомов на один атом нечётного плутония в АЗ. Разбавление делящегося материала, учитывая его большую атомарную массу, уже с небольших массовых долей разбавителя сводит спектр к тому что свойства воспроизводства АЗ (особенно на U235) мало чем отличаются от тепловых реакторов.

[AtomInfo.Ru]

Denis_Hliustin,

спасибо за уточнение! Я так глубоко не копал, а просто хотел показать, что в СССР реально говорить о КВ=1,5 для энергетического реактора не могли. Только потом, в перспективе, после перехода на уран-плутониевое топливо etc. На урановых проектах, которые строили при Советах, это было не осуществимо.

Ещё пару слов.

во многих старых ВУЗовских учебниках КВ определён по-разному. Что есть КВ?

Собственно, принципиальный вопрос. Собственно, уже давно поговаривают, что пора КВ померить "по-настоящему". То есть, через соотношение масс наработанного и сгоревшего топлива, а не через сечения/скорости реакций. Но для этого, как мы понимаем, нужно наконец замкнуть цикл по-взрослому, а не только на БОР-60.

Поэтому даже в идеальном случае критической сферы, когда кроме плутония в объёме ничего нет, спектр критсборки - это не спектр деления.

Согласен полностью. А в энергетическом быстром реакторе спектр вообще представляет собой ужасную картину из-за натрия и кислорода.

[Denis_Hliustin]

Попробую после праздников уточнить этот момент.

Было бы здорово систематизировать сведения по БН, опубликованные открытой печатью за полвека.
Один из тех случаев когда, с одной стороны - наше наследие от старших поколений, с другой - приходится собирать его по крупицам из малотиражных изданий.
Более того, данные разных авторов разнятся. Это связано не с достоверностью информации, а с тем что разным авторам, в разное время мог стать известен различный вариант компоновки АЗ. Или даже один вариант, посчитанный по разным константам. В частности, БНАБ-70 почти на 0,1 завышает КВ по сравнению с БНАБ-78, эквивалентной ENDF/B-IV.

Для начала, в копилку систематизации такой факт: А.Н Климов "Ядерная физика и ядерные реакторы", М., Атомиздат, 1971 год, пишет на стр.369:
"в г. Шевченко на берегу Каспийского моря СТРОИТСЯ АЭС двухцелевого назначения... " /значит на момент печати она ещё не работала/.
стр.371:
"Активная зона включает топливо и теплоноситель, объёмная доля последнего - 39%.
Топливом служит либо двуокись урана обогащением 23%, либо смесь двуокиси плутония с двуокисью U238 с содержанием плутония 19%. Критическая масса 950 кг U235 или 780 кг Pu239.
Твэлы диаметром 5 мм (противоречие с другими источниками! вариант хорош для теплосъёма но не для КВ) в оболочках из нержавеющей стали толщиной 0,4 мм собраны в кассеты по 217 штук. Кассеты шестигранные с расстоянием между параллельными гранями 96 миллиметров. Число кассет в активной зоне 211."

И далее:
"Коэффициент воспроизводства активной зоны 0,62; реактора в целом КВ~=1,5".

Всё легко и просто на бумаге получалось. Повторюсь, к моменту выхода книги реактор ещё не работал.

по памяти, нас ещё в институте учили (а это было вскоре после пуска 600-ого), что в БН-600 КВ как раз понижался по сравнению с БН-350, т.к. слишком высокий КВ был признан нецелесообразным на тот момент.

В этом какая-то техническая путаница. В целом известно:
* свойства воспроизводства БН-350 стали разочарованием по итогам пуска, инициировав множество доработок в последующих проектах быстровиков;
* Лейпунский так и не был принят в "большую" Академию, став "всего лишь" академиком АН Украины;
* при эволюции БОР-60 => БН-350 =>БН-600 сделан переход в толщине стальных оболочек ТВЭЛов 500 => 400 => 300 (+-30) микрон.
* ТВЭЛы БОР-60 и БН-350 сделаны из таблеток UO2 с центральным отверстием, необходимым чтобы при глубоком выгорании газообразные продукты деления создавали менее 100 атмосфер давления внутри ТВЭЛа. ТВЭЛы БН-600 имеют сплошную засыпку виброуплотнённым топливом, это позволило несколько увеличить среднюю плотность UO2.
* ТВС БН-350 это 169 ТВЭЛов d=6,1 mm c шагом../пока не скажем сколько/, ТВС БН-600 это 127 ТВЭЛов d=6,9 mm.

Как можно отметить из диаметра и шага ТВЭЛ, свойства АЗ БН-350 лучше для отвода тепла. В БН-600 ценой снижения страховочных запасов теплосъёма, улучшено воспроизводство нейтронов.

У БН-350 по станционной документации КВ декларировался 1,3 (видел своими глазами). Уточню - КВ, не КВа.
Так что 1,4-1,5 для БН-600 вызывает у меня большое сомнение. Возможно, был какой-то вариант проекта с таким КВ, всегда же смотрят при проектировании разные опции.

Для каких условий КВ=1,3 и для какого варианта кассеты, на каком топливе, при усреднении по кампании какой длительности? Это принципиально важно.

[Denis_Hliustin]

приходится собирать по крупицам из малотиражных изданий.
Для каких условий КВ=1,3 и для какого варианта кассеты, на каком топливе, при усреднении по кампании какой длительности? Это принципиально важно.

В догонку предыдущему моему сообщению.
В современных условиях каждая претендующая на глобальную роль страна разрабатывает быстрые реакторы, и упомянутые архивы имеют коммерческую стоимость.
Которая в определённых обстоятельствах бывает достаточно высока: по принципу "дорога ложка к обеду".

Разумно ли "за просто так" выкладывать её на открытый доступ?
Иностранные коллеги в аналогичной ситуации практикуют различные подходы.
Например, GEANT-4 можно скачать в открытом доступе. MCNP за пределами США используются в основном нелегально скопированные.
Принципы проектирования ядерного оружия в США на свободном доступе, а лодочные реакторы нет.
Общая закономерность в том, что "физика" на Западе - дело академических структур, университетов и оказывется на свободном доступе.
"Техника" имеет выход на коммерческую деятельность корпораций, даже на их конкуренцию, и в основном в рубрике патентов.

Суммируя всё это, в качестве временного решения мыслится такой подход:
если упомянутый источник про КВ=1,3 уже кем-то выложен в Интернет, будет интересно узнать ссылку.
Если в интернете ещё нет, быть может и не в наших интересах сразу выкладывать все карты.

[VBVB]

Собственно, уже давно поговаривают, что пора КВ померить "по-настоящему". То есть, через соотношение масс наработанного и сгоревшего топлива, а не через сечения/скорости реакций. Но для этого, как мы понимаем, нужно наконец замкнуть цикл по-взрослому, а не только на БОР-60.

Опять таки, допустим загрузили зону БН-600 чисто урановым топливом c известным количеством урана-235, прогнали компанию, охладили, и в итоге через 5 лет осуществили пеработку ОЯТ. По результатам изотопного анализа узнали, что Х кг урана-235 поделилось, учли также, что некоторая часть урана-235 непрофильно превратилась в фертильный уран-236.
Получили Y кг наработанного в а.з. и экранах плутония (разных изотопных составов). В придачу выделили A кг нептуния-237, B кг изотопов америция, С кг изотопов кюрия.
IMHO, не совсем верно считать КВ=[m(Pu-239)+m(Pu-241)]/X, поскольку нарабатываемые изотопы америций-242m, кюрий-243 и кюрий-245 тоже делящиеся. Причем nu для этих изотопов для спектра БНа заведомо больше 3,4-3,5 и как делящиееся материалы для быстрого реактора эти изотопы есть очень эффективное нейтронгенерирующее топливо по сравнению с нечетными изотопами плутония, а уж тем более и с ураном-235. Другое дело, что америций и кюрий никто в топливо для БНов кроме экспериментов пока не подмешивает. Да и в чистом виде эти изотопы пока не генерятся.
Т.е. получается, что 1 кг наработанного плутония-239 для случая быстрых реакторов никак неравен по топливным нейтронгенерирующим свойствам 1 кг того же америция-242m, или кюрия-243, или кюрия-245. Можно конечно, проигнорировать эти изотопы как неиспользуемые на нынешнем этапе развития ЯТЦ, однако их немало тонн в ОЯТ тепловых реакторов уже имеется и сколько еще десятков тонн накопится в ближайшие годы. И так или иначе есть смысл их включать в ЯТЦ быстрых реакторов (выжигание/конверсия).
Кроме того, при обсуждении свойств быстровиков нельзя игнорировать те же нарабатываемые в ходе кампании формально фертильные изотопы нептуния-237, америция-241, америция-243 и четные изотопы кюрия. У них довольно высокие сечения захвата быстрых нейтронов по сравнению с ураном-238 и на выходе после захвата нейтрона этими изотопами в большинстве случаев или делящийся в быстром спектре изотоп или акт деления. Т.е. чисто массово-основанный подход к расчету КВ/КК не позволит сравнивать характеристики использования нейтронного потенциала ядерного топлива для энергетических быстровиков и будущих быстрых реакторов-выжигателей/трансмутеров.
IMHO, расчитывать КВ/КК для быстрых реакторов через соотношение масс наработанного (только нечетные изотопы плутония) и сгоревшего топлива - это пережиток, рассматривающий быстрый реактор в качестве конвертора одного оружейного материала в другой.
Поэтому, исходя из вышесказанного, может имеет смысл считать реальным и обсуждать для быстрых реакторов в качестве величины, отражающей конверсию делящихся материалов в конкретном проекте реактора, следующую экспериментальную/прогнозируемую величину
КК=[nu(Pu-239)*m(Pu-239)+nu(Pu-241)*m(Pu-241)+nu(Am-242m)*m(Am-242m)+nu(Cm-243)*m(Cm-243)+nu(Cm-245)*m(Cm-245)]/[nu(U-235)*m(U-235)] ?

Сообщение отредактировал VBVB - 3.1.2013, 3:48

[VBVB]

Было бы здорово систематизировать сведения по БН, опубликованные открытой печатью за полвека.

С сайта производителя БН-600 и БН-800.
http://www.okbm.nnov.ru/reactors

В ОАО "ОКБМ Африкантов" ведётся разработка проекта усовершенствованного коммерческого реактора БН-1200 мощностью 1220 МВт.
Наряду с решениями, подтвержденными положительным опытом эксплуатации БН-600 и заложенными в проект БН-800, в проекте БН-1200 используются новые решения, направленные на дальнейшее улучшение технико-экономических показателей и повышение безопасности.
По технико-экономическим показателям:
увеличение коэффициента воспроизводства до ~1,2 на уран-плутониевом оксидном топливе и до ~1.45 на смешанном нитридном топливе;

По сути из этого следует, что в режиме конверсии для БН-600 на урановом топливе реальный КВ не более единицы.
Что и не удивительно, поскольку почти все страны строившие быстрые реакторы, так или иначе создавали их для быстрой наработки высококачественного оружейного плутония (США, СССР, Франция, Великобритания, Индия) из среднеобогащенного уранового материала. Наши "энергетические" БНы вовсе не исключение, и декларируемые цифры КВ в районе 1,3-1,5 для этих промышленных наработчиков чисто "рассчитаны" разработчиками для обоснованности работ над БНами для народа.

Сообщение отредактировал VBVB - 3.1.2013, 4:16

[AtomInfo.Ru]

если упомянутый источник про КВ=1,3 уже кем-то выложен в Интернет, будет интересно узнать ссылку.
Если в интернете ещё нет, быть может и не в наших интересах сразу выкладывать все карты.

Он не выложен. Когда я в первый раз попал в Шевченко, то сразу побежал смотреть документацию, до которой мог дотянуться Оттуда и запомнил, но без деталей. Увы, возможно это были цифры для сферического коня.

[AtomInfo.Ru]

В этом какая-то техническая путаница. В целом известно:
...
Как можно отметить из диаметра и шага ТВЭЛ, свойства АЗ БН-350 лучше для отвода тепла. В БН-600 ценой снижения страховочных запасов теплосъёма, улучшено воспроизводство нейтронов.

Хм... Мог и забыть за давностью лет. То есть, у 600-ого КВ лучше?
Объёмная доля натрия у него разве не больше, чем у БН-350?

[AtomInfo.Ru]

* свойства воспроизводства БН-350 стали разочарованием по итогам пуска, инициировав множество доработок в последующих проектах быстровиков;

Разочаровали - да, это факт.

Больше даже скажу (без фамилий, ибо человек уже умер), но сам слышал от одного известного товарища про то, что "бээнщики обос...лись" на БН-350 и вообще не смогли подтвердить факт расширенного воспроизводства. Правда, человек был скептиком по отношению к этому направлению, и его слова за истину брать нельзя.

* Лейпунский так и не был принят в "большую" Академию, став "всего лишь" академиком АН Украины;

А вот этот аргумент может не относиться к делу. У Лейпунского исходно были непростые, скажем так, отношения с Курчатовым, и вследствие этого мог сформироваться длительный конфликт "кланов". По моральным соображениям об этой теме говорят неохотно (не только по моральным, ведь иначе придётся признать, что Курчатов в быстрые не слишком верил). Но это могло сработать при выборах в академию.