А собственно в чем проблемы?
Сети все равно необходимы для енисейского каскада и угольных канских и экибастузких станций.

Тут я согласен с Вами. Та же СШГЭС, при строительстве в Союз, 6400 МВт, но 10 агрегатов - apriori возможность ППР. Падение АЗ на 6ГВт блоке в сезон засухи, стимулирует, однако. Да и корректно выражаясь, момент уже упущен для строительства, к моему сожалению. Натрий за границей, покупаем для БН-800. Создать свое ОПП, невидаль. Кстати, тоже металл, или плохо помню.

Познавательная дискуссия получилась, можно сказать пришли к некоему согласию в оценках. Действительно, на начальном этапе освоения быстрых реакторов даже такой аппарат - хороший успех. Многие ключевые страны даже этого не имеют.

Удельное производство Pu239 достигает хороших количеств на ГВт тепловой мощности реактора.
Благодаря тому, что всё производство Pu239 в экранах извлекается на военные нужды. Засчёт того, что подпитка на новую загрузку - высокообогащённый уран с центрифужных заводов и урановых рудников. Ведь без этого фактора, при низком КВ пришлось бы возвращать основную часть плутония из экранов в свежую загрузку. Что и придётся делать например индусам.
А в открытом цикле у БН годовое производство Pu239 на ГВт хорошее.
Правда, образно выражаясь, получившийся вариант производит оружейный плутоний из высокообогащённого урана-235, в то время как классический бридер из урана-238.

Минус получившегося с БН-350 варианта в не тиражируемости на всю тепловую мощность страны /в России сейчас установленная мощность 200 ГВт(эл.) соответствует 1,5 кВт на человека/, так как даже на эту мощность природного урана требуется количество, сопоставимое с мировым годовым производством.
Плюс этого варианта - в том, что оборудование радиохимических заводов и заводов по фабрикации ТВЭЛ упрощённое. Допускающее много ручных операций в вытяжных шкафах.
Для создания завода по производству ТВЭЛов достаточно, не мудрствуя, посадить тысячу-другую инженеров и техников, которые вручную измеряют каждую таблетку из UO2 микрометром на соблюдение габаритных допусков.
В то время как у мировых лидеров даже автомобили и электронные комплектующие производятся на автоматизированных линиях.

В это время у нас в России - поделюсь личным опытом - в не последних по статусу НИИ на опытном производстве в ОТК нет ни одного компьютера. И пенсионеры работающие там, бывает что не умеют ими пользоваться. Бывало, увозя из ОТК очередной изготовленный узел, доказываю им что есть отклонения от чертежа. При оформлении заказа им вручается два распечатанных комплекта, в момент спора их не оказалось поблизости. Спрашивают: "есть чертёж?". - "У меня на флешке, в автокаде". Выясняется, что у них нет компьютера. Приходится идти в соседний корпус, распечатывать на бумагу, нести обратно и тогда соглашаются: отклонение от чертежа есть.
Такая ситуация обусловлена ещё и тем, что на опытном производстве нет ни одного металлообрабатывающего станка с цифровым программным управлением.
Во всём мире уж много лет работают по-другому: флешка, содержащая чертёж в Autocad'е, вставляется в компьютеризированный станок, рабочий ставит резцы и заготовку, отходит от станка: компьютеризированный станок сам обрабатывает деталь с высокой точностью.

Обобщая, думается, в международном сотрудничестве по БН будет стратегически дальновидным шагом искать таких союзников, у которых:
* есть традиции создания автоматизированных производственных линий и при этом
* нет в стране больших незаселённых территорий для размещения опытно-промышленного радиохимического завода (на котором возможны аварии).

Нам со своей стороны выгодно стремиться задействовать 100 тонн реакторного плутония из ОЯТ ВВЭРов и РБМК. Сейчас он в высветившихся ТВЭЛах и в невыделенном виде. Так как денег выделять его нет и не предвидится вне варианта с международным источником. 100 тонн достаточны для развития совместных работ по БН одновременно с двумя-тремя странами, по 2 - 3 ГВт с каждой.

Какие это могут быть страны? В Европе Франция, Германия, Италия, Англия. В Азии Южная Корея, и как ни странно Япония.
Назвав Японию, предвижу возмущение общественности. Однако та же самая общественность в Москве почему-то любит сидеть в японских ресторанах. Возле которых посетители оставляют столько дорогущих иномарок, что припарковаться невозможно. И споры по Курилам на посещаемость ресторанов не влияют. Так что вариант Японии теоретически тоже существует.

Необходимо признать, что надёжная промышленная необслуживаемая автоматика - традиционно слабое место советской и российской промышленной школы. Корни этого явления даже не в компьютерном отставании Союза, а в низкооплачиваемости труда инженеров в СССР. В те времена предполагалось, что к любому промышленному аппарату будут приставлены много людей с высшим образованием, готовые в любой момент взять гаечные ключи и выполнить ремонт любой сложности. Точно также было поставлено дело и на промышленных реакторах, и на радиохимическом производстве по выделению плутония из облучённых урановых блочков. А вот в замкнутом по U238 топливном цикле быстрых реакторов такой подход заведомо не проходит, что создаёт определённый барьер освоению данной технологии, который пока преодолели только французы.

Создание автоматизированных заводов дистанционной радиохимической переработки выгоревших ТВЭЛов, а также заводов по фабрикации свежих ТВЭЛов из радиоактивного материала,
выведут значимость быстровиков на новый уровень. Позволят замещать ими все естественным путём выбывающие мощности энергетики страны. Вот такое видение ситуации.

Замечу от себя, что настоящих японских ресторанов (относительно подаваемых блюд и национальной принадлежности их хозяев) в Москве от силы 5-6. Тоже самое касается и многих "итальянских" заведений.
Весь остальной ширпотреб ("Планета суши", "Япоша" и т.п.) к японской еде и японцам имеет крайне отдаленное отношение. А многие из них имеют и вовсе русскоязычных хозяев-учредителей.
Так что считать предательством национальных интересов России посещение подобных мест я бы не стал :-)

Вы про тех "высокотехнологичных"японцев, которые в 1999г. на заводе по фабрикации топлива, получили СЦР в бочке, в которой двое рабочих палками размешивали топливо?

БН-350 как конвертер среднеобогащенного урана в высококачественный, но неиспользуемый в ЯТЦ БН-350, плутоний действительно мало смысла для энергосистемы страны имел бы сейчас.

Однако если бы современный аналог БН-350 перевести на хорошего качества плутониевый МОХ и в бланкетных зонах использовать ThO2 (в радиальном бланкете можно и ториевые стержни), то перспективы такого БНа-наработчика урана-233 были бы неплохими. Достижимо КВа около 0.7-0.75 плюс КК около 0.6-0.65 в бланкетах (учитывая, что для 232Th сечение захвата нейтрона для спектра БНа 0.15-0.17 барн, а для урана-238 0.11-0.13 барн).
МОХ отработанный еще по паре-тройке раз можно было бы использовать, а наработанный уран-233 пускать в качестве добавки к топливу ВВЭРов.

Индусы облучавшие таблетки в радиальном блакете своего исследовательского быстровика FBTR с использованием никелевых фильтров получали в наработанном уране-233 содежание урана-232 между 5-10 ppm. Если использовать ториевое сырье с содержанием тория-230<0.5 ppm (монациты Индии) и в радиальной зоне аналога БН-350 использовать ZrH2 для смягчения спектра, то можно выйти на высококачественный уран-233 с долей урана-232 менее 2 ppm.
Т.о. прикидочно в год БН-350 с ториевым сырьем в экранах мог бы в год давать из радиального бланкета около 125-135 кг высокочистого урана-233 (содержание урана-232 < 2 ppm) и около 28-32 кг приемлемой чистоты для ручных операций урана-233 (содержание урана-232 < 10 ppm).

Реактор БН-350 относительно прост и отработан. В форсированной субгигаватной версии в количестве десятка-полтора единиц мог бы быть возведен в бывших атомных городах за полтора десятилетия. Этот реакторный парк давал бы 4-5 ГВт электроэнергии и добавочного тепла, плюс около 2-2.5 тонн урана-233 (почти 100 тонн добавочного топлива для ВВЭРов).

Думается к числу требований к перспективным союзникам по развитию БНовм необходимо добавить
* должны иметь относительно независимую энергополитику
* должны иметь наработки в области радиохимии уран-плутониевого ЗЯТЦ
* должны иметь некомпенсируемую ископаемыми и возобновляемыми энергоресурсами потребность в генерации десятков гигават электроэнергии

У Европы свои конкуретные нам программы по БНам есть.
Франция - так мы до их уровня в области замыкания ЯТЦ для БНов еще не дошли.
Великобритания - с этими "друзьями" насотрудничаешься.
Германия - после Фукусимы на "зеленой волне" самозабвенно ставит ветряки, копает бурые угли и потребляет российский газ.
Италия - уже один раз строили БН и бросили, денег лишних нет и желания трудится на ниве развития АЭ тоже не наблюдается.
Япония - дуреют от перспектив раскапывания Фукусимы, в серьезном расстройстве от свого БНа Монджу. Пусть лучше газ у нас закупают.
Южная Корея - пожалуй наиболее интересный партнер, но под зонтичным соглашением о не переработке ОЯТ с США.

Другие более-менее перспективные для нас партнеры по развитию ЗЯТЦ БНов:
Китай, Индия, Скандинавский альянс (Швеция+Норвегия+Финляндия), Щвейцария.
IMHO, подтянуть к сотрудничеству по БНам Щвейцарию и скандинавов вполне заманчиво.

швейцарцы тоже начали "зеленеть" после Фукусимы (не такими темпами, как германцы, но тем не менее...)

Исходя из данных работы
http://www.partnershipforglobalsecurity.or...report1_eng.pdf
можно оценить запасы энергетического плутония на конец 2012:
Щвейцария - 34.2 тонны
Швеция - 95.5 тонн
Финляндия - 92.6 тонн
Норвегия - около 260 кг.
У норвежцев также огромные запасы тория имеются и интерес к его освоению и внедрению в ЯТЦ.
Все эти страны, так или иначе, разные этапы собственной ядерной оружейной программы проходили и вполне лояльны к соблюдению нераспространенческих принципов.

Т.о. с этими вполне самостоятельными и финансово обеспеченными странами можно попытаться создать совместный альянс по отработке ЗЯТЦ на основе БН-800.
Потребность каждой из перечисленых стран в ближайшие два десятка лет может составлять 1-2 БНа. Т.е. при удачном раскладе можно рассчитывать на реализацию малой серии 6-8 единиц экспортных БН-800 (с учетом двух китайских).
Поставки МОКСа для экспортных БНов можно осуществлять по схеме:
мы им МОКС-топливо - они нам соответствующее количество своего вылежавшегося ОЯТ плюс хорошая доплата за репроцессинг и производство МОКСа. Репроцессинг ОЯТ
от БНов и утилизацию РАО тоже делает РФ за хорошие деньги.
На выходе от такого альянса за пару десятилетий можно с внешней финансовой помощью постараться отработать ключевые аспекты плутоний-уранового и плутоний-ториевого ЗЯТЦ на основе среднемощного БН-800/БН-900.

Про натрий новости хорошие.
http://atominfo.ru/newsd/k0193.htm

А с каких пор белоярка стала коммерческой?
С чего это она вдруг стала прибыльной?

Так в тексте.

Думаю, просто внедрение новой терминологии вместо старых "энергетический реактор" и так далее.

раньше в пресс-релизах про Белоярку писали "первая в стране промышленная АЭС". теперь решили осовременить

"Промышленная" в данном контексте мне тоже не нравится. Всё-таки, промышленные реакторы - это наработчики.

Как тогда сказать про Белоярку? "Первая в стране энергетическая АЭС"? Засмеёт население Народ со стороны и так не понимает, почему реакторы "водо-водяные" (типа, масло-масляные, что ли?)

"Первая коммерческая" - в принципе, не такой уж плохой вариант наименования.

а тем временем, в России принято называть финальную стадию пуска блока "пуск в промышленную эксплуатацию", а не "пуск в коммерческую эксплуатацию", как у буржуинов

"Всего в течение года для четвертого энергоблока предстоит принять 2 тонны натрия"

Ага! Уже поправили, но всё равно спасибо!

как-то мимо нас прошел такой замечательный фоторепортаж - http://66.ru/news/hitech/129372/

Молодец, Д.Горчаков.

А каковы резервы у БН-800 по увеличению снимаемой энергомощности.
Первоначально говорили что будет 800 МВт(эл), потом появился турбогенератор мощностью 880 МВт и уже речь о 880 МВт(эл) идет.
До 1000 МВт(эл) таким способом не дофорсируют?

А не могли бы Вы пояснить, что такое "...резервы у БН-800 по увеличению снимаемой энергомощности..."
Спасибо.

И туда же. Каковы резервы, например, ВВЭР-1000 на Калининской станции по увеличению снимаемой энергомощности?
А если я на эту станцию поставлю вдруг генератор, ну так... ээ... скажем 2000Мвт?
И что тогда случится со "снимаемой энергомощностью"?
Спасибо

Суть моего вопроса, если например в ближайшие годы появится турбогенератор с мощностью допустим 950 МВт, позволяет ли запас теплонапряженности активной зоны БНа-800 или ее перепрофилирование обеспечить соответствующее увеличение тепловой мощности ЯЭУ и соответственно увеличение выработки пара на другом таком же БН-800 который будет у китайцев строиться?
Или предел электрической мощности БН-800 в текущем варианте определяется характеристиками его парогенераторов?

Не энергетик-атомщик, поэтому и спрашиваю.
Сами наверное понимаете, что на уже стоящем ВВЭРе более 5% процентов поднять выработку электроэнергии видимо нельзя без кардильной переделки ПГ и ТГ.
Поэтому какой смысл спрашивать о варианте подключения 2000 МВт электрогенератора к ЯЭУ которая пара дает в два раза меньше, чем хотелось бы?
Атоминфо писал в свое время, что для словацких и венгерских ВВЭР-440 форсирование мощности на 7% и 8% проводилось за счет работ с турбогенератором.
http://www.atominfo.ru/news/air4346.htm
http://www.atominfo.ru/news/air8272.htm

Тут вот в чем сложность. Безопасность и увеличение генерации э.э., для уже существующей АЭС, в широком смысле, понятия разнонаправленные. Да, некий запас есть. Из чего следует, что, увеличение возможно на проценты. Но не в два раза. При этом Вы можете, к примеру, увеличить генерацию э.э. за некий период времени, сократив время на ППР, перегрузки топлива, или путем повышения мощности со 100% до 104% (от номинальной). Можно написать много, однако, просто поставив генератор на 2 ГВт, результат не получите, хотя, за предложение, спасибо. Щедрые люди заходят на форум.

Я вот и не понял, человек толи подколол, толи сам спрашивал интересующий его вопрос.
Видел несколько работ которые говорили, что за счет оптимизации топливных кассет и подбора выгорающего поглотителя (цирконат гадолиния или эрбиевые керимики) мощность ВВЭР можно поднять на 5% от проектной, но типа флюенс сильно увеличивается и внутрикорпусная выгородка и арматура значительно быстрее стареют.
Просто вспомнил, что в ПУГРах мощность форсировалась непрерывно и достигала в конце многократных значений от проектной. Но они же канальники, а не корпусники...
А как c этим в БНах дело обстоит?

Ну, на такой вопрос проектанты уже практикой ответили. По факту ВВЭР-1000 - на 104%, ВВЭР-440 - на 107%. Причём по активной зоне там запасы ещё есть. Упираемся обычно в анализ ПА/ЗПА + реальные ограничения по 2-му контуру.

По БНам, к сожалению, не знаю, но по физике зоны вряд ли большие проблемы вызовет подъём мощности на 10%, а вот по ПГ и ТГ...

Спасибо, что ответили.
Я что имел в виду. В турбину вкачивают тепло. Турбина сие тепло преобразует и вкачивает эти механические усилия в гннератор.
Со своим кпд конечно. А генератор сию механику преобразовав в электричество, со своим кпд, и вкачивает сие электричество в сеть.
Это понятно всем. Теперь вопрос. Каким образом на сей процесс влияет Номинальная Мощность Генератора?
Ответ. Номинальная Мощность Генератора должна быть больше Номинальной Тепловой Мощности реактора с учетом кпд.
Да хоть 1000ГВт. Один хрен. В сеть он отдаст то, что в него закачала турбина.
Как то так

Наша контора щедрая, не отнять. Однако повторюсь, увеличение генерации э.э. возможно увеличением тепловой и кпд. Собственно я к терминам прицепился. Зря прицепился

Технический предел не более 2%.

Простите, Вы БН-800 имеете в виду?
Тогда прошу определить понятие "Технический предел". Я не знаю что это для БН-800. Имею право не знать?
И вообще, физику зоны БН я не знаю.

В петлевых БНах тепловая мощность форсируется относительно просто, что не раз демонстрировалось в разных проектах.
Но в бассейнового типа БНах, что-то особо не могу вспомнить примеров форсирования.
Так насколько тепловую мощность БН-800 можно поднять без переделки проекта?

Вопрос интересует в отношении поставки БН-800 китайцам, где предполагается радиальную бланкетную зону грузить добавочным топливом.
Даст ли этот подход ощутимое увеличение тепловой мощности РУ, без неприятных/опасных последствий?
Или нейтронный потенциал избыточного топлива еще усиленно давить придется, что вообще приведет к снижению установленной мощности РУ?

http://atominfo.ru/newse/l0156.htm

Очень интересно, какое топливо написано для БН-1200 в обсуждаемом ОВОСе.

На 99% уверен что ничего нового не увидем, будут оксиды.

Спасибо доброму человеку, утолившему моё любопытство!

а вот и сам текст ОВОС - клик (54 Мб!)

БН-800. По первой загрузке последняя информация. Сараев, но на английском:

Четверть в массе загрузке соответствует 35% в нейтронном балансе. В первом приближении полагая КВ на плутонии на 0,43 выше случая урана-5, получается
КВ=(0,85*0,65)+(1,28*0,35)=1,0005
Найден баланс интересов:
* требование США не превышать единицу соблюдено;
* замкнутый топливный цикл МОХ-топлива отрабатывается;
* спад реактивности с выгоранием активной зоны более плавный чем на уране-235;
* годовой расход оружейного плутония вчетверо меньший случая плутониевой АЗ, можно два БН-1200 начинать строить.

гибридная зона (урановое + уран-плутониевое топливо) - это только для старта, а начиная с 2018 года, зона будет полностью МОКСовская (согласно СОУП).

В Обнинске проходит рабочее совещание с французами по БН-ам.
http://atominfo.ru/newse/l0235.htm

Оно рабочее, прессы там нет.
Обсуждаются две больших темы - "Стабильное кипение натриевого теплоносителя" и "Парогенераторы быстрых реакторов".

По первой теме французы озвучили свой опыт, так понимаю, что расчётный (по коду CATARE-2). Наши в ответ рассказывали о подготовке к своим экспериментам.

Парогенераторная часть обещала быть интересной. Опыт эксплуатации наших ПГ на БН-600 и БОР-60 и французского моноблочного ПГ на SPX. Подольск докладывался по проекту ПГ для БН-1200, французы - по ПГ для ASTRID. Ну и вопросы индикации малых течей из ПГ. У французов в программе семинара стоял также доклад об их подходе к проблеме риска реакции Na с водой.

Наверное, сюда:

Александр Тузов: с первого раза делать хорошо
http://www.atominfo.ru/newse/l0778.htm


Особенно интересно про эксперементальные петли с ТЖМТ теплоносителем. Как?

Как и всегда заведено, есть глупые вопросы:

1. Зачем нам американцы? Все-таки французы и ближе и опытней в данной теме.
2. Согласно интервью, к реализации проекта приступят относительно нескоро. И реактор идет на замену БОР-60?
3. ГК "Росатом" не в состоянии в одиночку содержать исследовательский быстрый натриевый реактор на 150МВт? Я в шоке.

Впрочем, наверное, это не к уважаемому AtomInfo.Ru.

P.S. Поиск опять выдал две "мертвые души" в начале темы.

А вот так. Это отдельные контура, они будут проходить через активную зону, у них будут свои насосы, свой расход и т.п.



Вообще-то, американцы и открыли быстрые реакторы. Опыт у них ещё пока есть.



Да, именно так.



Думаю, что в состоянии. Но совместные центры - это общая тенденция. Собственно, даже Нигматуллин не возражает против совместного строительства быстрых реакторов

Главное в случае МБИР - совместные исследования. Но не должно быть так, что исследуют все, а платим только мы. Логично попросить с партнёров часть расходов на эксплуатацию.

отличное интервью! спасибо, АтомИнфо

Спасибо Тузову, на самом деле, что уйдя в чиновники не забронзовел.

кстати, по поводу СВБР он сказал следующее "Но это отдельная жизнь и отдельное интервью" (с)
т.е. за СВБР в БУИ тоже он отвечает?

Как минимум, рядом стоит. Уточню при случае.

Совместные центры - общемировая тенденция, объединение усилий можно только приветствовать.
Относительно расходов на крупномасштабные экспериментальные установки, кое что из нашего /Академии Наук/ опыта.

При работе линейного ускорителя на производство изотопов с энергией 143 Мэв, из ЛЭП 110 kV потребляется ~4 MW, расход электричества составляет ~ 100.000 кВт*часов в сутки на сумму $10.000. При включении на 100 суток в год, 1M$ в год требуется только на электричество. Другие расходные материалы - поставка запчастей (СВЧ генераторы, титановые вакуумные насосы, компоненты модуляторов и много другого) и надбавки для 100 человек из дежурных смен за круглосуточные дежурства.

Электричество на данную работу /есть и другие заказы, когда ускоритель включается с более высокой энергией протонов/ вроде бы немного стоит: 5% годового финансирования Института из всех источников. На практике - эта сумма отнюдь не лишняя.

В чём это выражается. Поставляем метастабильные изотопы в США как сырьё, в виде облучённых мишеней, из которого они радиохимпереработкой выделяют целевой изотоп и делают готовый продукт. Такой же продукт хотели бы делать ряд отечественных центров. Не раз они присылали запросы облучить им такую же мишень, какие идут на экспорт. При проработке вопроса выясняется, что заплатить за эту работу у отечественных заказчиков нет ни возможности, ни желания. Они хотят, что "ну может быть, всё-же, как-нибудь", короче чтобы мы изыскали несуществующие внутренние резервы и во имя патриотизма предоставили им продукцию бесплатно. Из-за такого подхода, вызванного отсутствием средств, данная работа вот уже лет 15 ни на шаг не продвинулась.

При этом 4 MW - мощность электровоза, копейки в масштабах страны (но не для отдельного института). Пытались даже через администрацию Президента (есть там ответственные за науку) получить хотя-бы льготный тариф на электричество, на уникальную установку. Там отвечают: "если дать Вам этот спецтариф, все остальные просить себе начнут, нельзя создавать такой прецедент".

Эксплуатация реактора уровня 100 МВт, в частности реактора ПИК, на порядок дороже будет обходиться. Вот и не удивительно, что на практике получается: если в подобных проектах в наше время нет международного участия, они застревают на промежуточной стадии на неопределённое время.

Во-первых, интервью действительно отличное. Спасибо!


Вроде-бы это так, да и в ряде статей упоминалось. На ртути в качестве теплоносителя, что-ли, не помню. Однако Вам - верю. Кстати долго у них FFTF прослужил?


Тут собственно вот какие сомнения есть. С одной стороны я не в коем случае не против развития атомной отрасли в мире в целом, и реакторов на быстрых нейтонах в частности. С другой стороны, проведет испытания какого-либо оборудования в будущем МБИР Вест (через DoE, естественно), и заявит о сроке службы не 60, а 160 лет на основное оборудование. И это вопрос. К примеру, про AREVA и технологию репроцессинга в интервью четко написано. Да и с вопросами охраны собственных секретов на таком объекте непросто будет.

По ссылке - первая часть, "Состояние технологий". Далее по тексту тоже есть интересные детали.
http://atominfo.ru/news/air2312.htm

На БОР-60 уже сейчас многие заказчики отнюдь не славянской внешности. Так что, в этом плане ничего нового.

Кроме того,

1) нам выгодно втянуть американцев глубже в программу быстрых реакторов, потому что это снимет известный тезис чиновников и пр.: "Раз американцы этим не занимаются, то и нам быстрые без надобности".

2) совместный центр даст гарантии надёжного поведения партнёров. Например, французы после последней кампании "Феникса" внезапно забыли о дружбе и сотрудничестве, сказали, что денег нет и постреакторных исследований последних партий MOX-топлива делать не будут (заметили они что-то любопытное у этих партий и предпочли засекретить информацию). В рамках совместного центра такой фортель не пройдёт.

Касательно сохранения секретов, в первую очередь, коммерческих тайн по ноу-хау. Любое сотрудничество - вещь обоюдоострая. Партнёр получает возможность добраться до наших секретов, но и нам выпадает шанс посмотреть на то, что скрывает партнёр. Да, это своего рода игра, и многое будет зависеть от искусства и опыта игроков.

Проработал 10 лет (с 1982 по 1992). Хотя изначально предполагалось, что будет работать до конца 2011.
Интересно, что по американским данным теоретическая годовая наработка высокочистого плутония для флота (с долей Pu-239 около 98%) в FFTF оценивалась на уровне 140 кг/год, однако практически не превышала 45 кг/год. Это значит, что FFTF реактор как исследовательский аппарат для облучения материалов использовался довольно интенсивно, и заметная часть бланкетной/облучательной зоны по большей части времени была занята мишенями.
За пару лет до закрытия FFTF, американцы плотно рассматривали вопрос производства трития для термоядерного оружия в нем. Было подсчитано, что в исходном варианте FFTF как исследовательского облучателя, одновременно с исследованиями годовая наработка трития из литий-6 содержащих алиминатных керамических мишеней будет на уровне 0.5 кг/год. В варианте модернизации FFTF предполагалась годовая наработка трития достигнет 2 кг/год. Однако по экономике наработка трития в FFTF уступила варианту наработки трития в энергетическом PWR, а часть исследовательских функций FFTF была перенесена на исследовательский легководный реактор ATR Нацлаборатории в Айдахо.