На эту тему у меня такое мнение.В кадмии есть Cd111 и Cd113 по активационному анализу эти изотопы совсем не поглощают нейтроны. В олове
только один изотоп Sn112 создаёт 0,6 барн.Ну разделяйте изотопы и получится сплав свинца висмута кадмия и олова .С температурой плавления
77 градусов и в 1,5 раза теплоёмче

Смотрел тут некоторые проекты, встретилось:

http://www.gidropress.podolsk.ru/ru/projects/angstrem.php

По весу подходит.

Причем, весь ряд реакторных установок СВБР, в том числе и большей мощности, указан как совместная разработка ОКБ "Гидропресс", ГНЦ РФ - ФЭИ и АЭП.

На эту тему поделюсь важным ноу-хау. У СВБР может быть повышен КВ на 0.1 использованием свинца, обогащённого 208 изотопом. Разделять изотопы свинца дороже, по сравнению с ураном, из-за меньшей разницы в массах нуклидов. Было отмечено, моно изотопный 208-й свинец должен быть в природе: конечный продукт распада Th-232 можно выделять из ториевых руд. Ториевых руд много в Индии, поэтому для нас этот вариант доступен.

Разделение изотопов конструкционных материалов БН когда-нибудь станет обычным делом, ради малоактивируемых оболочек ТВЭЛов прежде всего. Разделяют же изотопы урана, его по массе и по объёму в АЗ больше чем всего остального. Разделение изотопов азота для использования N15 в нитридном топливе UN уже практикуется. Водород (дейтерий), литий (6-й) и бор (10-й) тоже давно разделяют, итого в крупных промышленных масштабах 5 из 98 элементов таблицы Менделеева. Немало, учитывая что из оставшихся 20 в природе моноизотопные, 11 производятся только искусственно и ещё десяток проще произвести в реакторе чем выделять из следовых количеств. Расширение списка промышленных моно-изотопов лишь вопрос времени.

Про свинец 208.Весь индийский монацит имеет в себе и торий и уран,получить от туда Pb208 нельзя.А разделить изотопы свинца можно делая
многократную зонную лазерную перекристаллизацию ацетата свинца.Да крутят в центрифугах BF3 но это безтолковщина от того что обогощёный
уран в избытке.При разделении изотопов кадмия моим способом ещё получатся три изотопа в разы сильнее поглощающие нейтроны.

Цирконий ниобийевый сплав дифецитный ,дорогой, не технологичный,0,18 барн поглощение нейтронов. Все согласны на нержавейку и повышение
обогощенности топлива.Можно разделить изотопы Fe Cr Ni Ti и зделать нержавейку 0,006 барн поглощение. Нужно гонять расплавленную зону по
трёхйодистому железу, нитрату хрома,нитрату никеля, пятихлористому титану.В железе и никеле можно влиять на кристаллизуемость отдельных
изотопов электронными парамагнитными резонансами. Лазер может только самый лёгкий изотоп в смеси возбудить.А ЭПР может не дать кристаллизоваться более тяжолому изотопу не влияя на легкий.Если корпус реактора зделать из изотопной нержавейки то он будет работать 300 лет.

Пока все увлечены Бангладеш, приведу отличное интервью:

Георгий Тошинский: о русской стали, авариях и иностранном интересе
http://www.atominfo.ru/newsf/m0622.htm

В разделе "СВБР и БРЕСТ" сказано:


Однако, интересно, если мы имеем двойную оболочку, с зазором, каким образом образом залив водой помогает снимать остаточное тепловыделение?

Судя по всему простой способ.
Вода в зазоре забирая тепло от тепловыделения топлива кипит, уходит вверх в радиатор-конденсер, на ее место снизу из бака водяного приходит холодная вода. Охладившаяся вода из кондесера идет назад в бак. На АПЛ с ТЖМТ бак-цистерна СВЗ (свинцово-водной защиты) для этой цели использовался. Видимо и в проекте энергетического СВБР нечто подобное фигурирует.
Типа режим естественной циркуляции вторичного теплоносителя в замкнутом контуре без всяких насосов.

Меня как химика в этом интервью такая сказанная вещь смущает.

Последняя фраза истинная только для свежего топлива.
Поскольку для СВБР подразумевается работа на оксидном топливе с уровнем обогащения под 20%, то очевидно, что экономически выгорание топлива высоким будет подразумеваться. Возможно будет достигаться уровень выгорания под 8.5-9.0% т.ат. Т.е. практически содержание осколков деления на кг топлива СВБР к концу топливной кампании будет очень высоким, практически почти в три раза больше, чем для сильновыгоревшего топлива ВВЭРов.

При возможном повреждении твэлов СВБР с таким сильновыгоревшим оксидным топливом из осколков деления горячий свинец-висмутовый теплоноситель быстро вытянет в себя большую часть радионуклидов иода, радионуклидов платиноидов (рутения, родия палладия) и технеция, и часть радионуклидов селена и теллура. А эти радионуклиды в сумме составляют более 11-12% от продуктов деления урана-235.
Вполне возможно предположить, что сильновыгоревшее таблеточное топливо СВБР при контакте с горячим со свинец-висмутовым теплоносителем из-за химического переноса элементов в труху рассыпется, что даст практически полный выход легколетучих продуктов деления, которые не связываются свинцом-висмутом (Xe, Kr, и большая часть Cs в виде CsI). После реализации такого сценария перегрузка СВБР может технически и экономически вообще нецелесообразной быть.
Более всего смущает, а не забьют ли вышедшие ПД в Pb-Bi теплоноситель какой-нибудь важный трубопровод малого сечения, после чего будет невеселая ситуация с циркуляцией теплоносителя и всеми вытекающими последствиями.

Выгорание не скажу, не знаю, на чём остановились в итоге. Но перегрузки раз в 7-8 лет, так что...

Посмотрел ещё раз доклады с ТЖМТ, которые у меня есть. Глубину выгорания не назвали, или я не нашёл. Но время между перегрузками действительно 8 лет.

Ещё. Итальянцы для своих проектов смотрят констр.материалы до 100 с.н.а. Для сравнения, на 800-ом 90 с.н.а. и 10% (см. http://atominfo.ru/news/aira079.htm ).

Так что логично, согласен. Будет где-то 8-9-10% выгорания для СВБР-100.

Ну вот например, какие цифры есть.
http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloada...g_Antysheva.pdf
Пишут, что при среднем обогащении уран-оксидного топлива СВБР-100 по U-235 в 16.3% среднее выгорание предполагается в 6.9% при максимальном выгорании в 11.4%.

Есть более интересные цифры, которые говорят, что остаточное содержание урана-235% в ОЯТ СВБР-100 при работе на уран-оксидном топливе 16% обогащения будет в среднем 10.8%, что приводит к общей оценке выгорания делящихся элементов (уран-235+нарабатываемый плутоний-239) как раз в районе (5.2+5.2*0.84)=9.57%. Тут еще некую долю деления U-238 еще учесть надо бы. Таки выйдет, что среднее суммарное выгорание центра а.з. по тяжелым атомам приблизится к 11.2-11.4%.
http://www.akmeengineering.com/assets/files/9236.pdf

У СВБР-100 кучу вариантов загрузки а.з. напридумывали от 3 до 5 зон профилирования топлива, из-за чего предполагаемая загрузка по U-235 и среднее обогащение топлива по U-235% в разных докладах мигрирует, как приводится и разные цифры по предполагаемому уровню выгорания уран-оксидного топлива.

Не могу ответить на этот вопрос, так как это всё-таки теплофизика. Видимо, расчёты показывают, что всё будет в норме, и тепло с греющегося кожуха будет успевать отводиться до повреждения корпусных конструкций.

В любом случае спасибо за ответ, впрочем и в файлах уважаемого товарища VBVB кое что есть. Однако продолжим, в интервью участника конференции из Ю. Кореи, написано следующее:

Иль Сун Хван: свинец-висмут из Южной Кореи
http://www.atominfo.ru/newsf/m0582.htm


Вроде-бы увеличение глубины выгорания не способствует облегчению переработки ОТВС, не улучшает ни экономические, ни технические аспекты, по крайней мере для легководников. Для ТЖМТ это не так?

Кореец из академической среды и мыслит глобально.

Допустим, мы довели глубину выгорания до 100%. Сколько в этом случае у нас останется ОЯТ? Ответ - нисколько. Будут сплошные осколки деления и активированные по самое не могу стали. Но топливных изотопов не будет. Значит, проблема ОЯТ будет решена.

Такого рода мышление: "дальше - уже не мои проблемы"?

У меня, кстати, товарищ из ФЭИ говорит, что, если ПРОРЫВ худо-бедно ворочается, то в СВБР миньетжеры всё замурыжили до состояния полного паралича. Этот ответ я получил на свою фразу: "По технической проработанности я бы поставил на СВБР". И вот это п-ц

Не совсем. В той же Корее население категорически против ОЯТ и ВАО, но спокойно относится с НАО и САО.

В реакторе топливо всё-таки не в ВАО в основном переводится. Так что, тут можно предположить логику такую - а остальное мне дадут спокойно захоронить.

Ничё-ничё, там все хороши. На манагеров валить удобно, они создания безответные.

Пример показательный, но практически неосуществимый для реакторных технологий.
По американским данным на металлических топливах типа U-10%Мо при искусственно полученном уровне выгорании урана-235 под 75-80% (за счет облучения в высокопоточном ATR) степень распухания к 13-15% приближается. И это лучшие из полученных результатов для пластинчатых твэлов хитрой конструкции, которые более устойчивы к распуханию топлива, чем стержневые твэлы контейнерного типа.
Какой же конструкции должны быть твэлы чтобы переносить такое увеличение размеров топливной композиции при сверхвысоких уровнях выгорания топлива для быстрых реакторов?
По описанным результатам южнокорейцев следует, что на дисперсионном топливе U-7%Mo в алюминиевой матрице с обогащением по урана-235 в 19.8-19.9% при выгорании урана-235 под 60-62% на реакторе HANARO в стержневых твэлах распухание топлива почти достигает 25%.
Поэтому не особо верится в принципиальную достижимость уровня выгорания плутония за один проход топливной компании в реальных быстрых реакторах даже под 75-80%.

Опять таки, давно известно, что добиваться сверхвысокого уровня выгорания топлива из реакторного плутония в быстром реакторе (хоть свинцовом хоть свинцово-висмутовом) экономически не целесообразно, поскольку интенсивность деления нечетных плутониев для спектра БНов и СВБРов все равно выше. И в ходе топливной кампании соотношение четных изотопов к нечетным постоянно будет расти. Настойчивое желание максимально выжечь плутоний в таком топливе приведет к тому, что потребуется немалую часть времени уже хорошовыгоревшее такое топливо "дожаривать" в специально-выделенных участках а.з. Т.е. потребуется увеличенное число подзон с профилированием топлива и алгоритм перестановок топлива в ходе топливной кампании для реактора-выжигателя будет сложным с многократными перестановками по зоне.

В итоге, в реакторе-выжигателе большая часть нейтронов деления вместо воспроизводства топлива будет тратиться на захват четными изотопами плутония (попутно и деля их), на захват контролирующими элементами СУЗ и конструкционными материалами а.з. и реактора. И насколько помнится, предполагаемый срок эксплуатации реактора-выжигателя раза в полтора-два меньше альтернативного энергетического БР.
Т.е. будет наблюдаться ситуация "борьба КВ против уровня выгорания". Очевидно, что величина "расход плутония на МВт энергии (хоть тепловой, хоть электрической)" для реактора-выжигателя будет заметно выше, чем для энергетического собрата. С учетом предстоящего дефицита энергоресурсов, реактор-выжигатель очевидное транжирство запаса ценного делящегося материала - плутония.
Причем при достижении высокого уровня выгорания топлива от реакторного плутония сильный рост доли нарабатываемых изотопов америция и кюрия с учетом их высокой радиотоксичности и необходимость решения проблем с выделением и захоронением/утилизацией этих элементов сведет полезность достижения уровня сверхвысокого выгорания топлива в БР к минимуму.

IMHO, идеи озвучиваемые южнокорейцем напоминают бессмысленный вариант "жечь золу в костре до ее полного исчезновения(испарения)".

какой-нибудь жидко-капсульный?

Идея от чайника: ТВЭЛ в виде длинной высокой трубы, в которой топливные "опилки" из металла урана-плутония залиты ЖМТ.

Прикол в том, что продукты деления и их соединения по мере накопления будут всплывать к верху АЗ. Не все и не сразу, но как-то помаленьку. А всякие недоураны и сверхураны - будут тонуть вниз трубы и в глубину АЗ. Этакий "внутриТВЭЛьный гравитационный полурепроцессинг".
Выгорание большое, распухания нет, ядерного отравления нет, реактивность поддерживается.

А?

я примерно о том же, и не обязательно вертикально. с удалением продуктов деления в процессе работы.

Татарин, идея хорошая и, насколько я знаю, обсуждавшаяся. Препятствием служит ряд проблем:
1) ГПД,
2) размеры твэла в сечении - могут появиться конвективные ячейки,
3) химия - ПД взаимодействуют с ТЖМТ,
4) часть отрицательных обратных связей, которые появляются, в т.ч. и за счёт ПД (больше мощность - большее паразитное поглощение), перестают работать, что отрицательно влияет на профиль поля (он не выравнивается), а выравнивать его профилированием в таком твэле возможности нет...

лично я аббревиатур не понял

ГПД - газообразные продукты деления.
ПД - продукты деления.
ТЖМТ - тяжелометаллический теплоноситель.

alex_bykov правильно говорит, что ГПД в ТЖМТ очень слабо растворяются и придется делать очень большое свободное пространство для выхода этих газов под колпачком твэла. А это уменьшение топливной загрузки, увеличение неравномерности тепловыделения в верхней части твэлов и соответственно вверхней части а.з, неравномерная теплогидравлика теплоносителя и т.п.
Определенная часть продуктов деления химически взаимодействуют с ТЖМТ. Тот же иод и селен прочно связываясь со свинцом и висутом образуют шлаки, которые могут переносится на более холодные части описанного твэла под колпачек и там откладываться.

Основные работы по увеличению уровня выгорания уранового/плутониевого топлива ориентированы на подбор матрицы для керметного или дисперсионного топлива, поскольку топливная матрица (металлы и разные сплавы на основе Al, Mg, Zr, Mo, Nb c добавками легирующих неметаллов типа Si или B ) позволяет удерживать в виде микропузырьков большую часть газообразных продуктов деления и хорошо связывать слаболетучие и нелетучие ПД.
В монолитных металлических топливах для достижения высокого уровня выгорания в последнее время используют хитрую конструкцию из слоев топливной фольги, перемежающейся с промежуточными слоями гетера (матрицы для удержания/связывания ПД).

так их надо не растворять а наоборот, выводить, хоть в сменную мембрану, хоть как-то еще.

Газообразные Продукты Деления, если я правильно помню. Кстати, заметно влияет и на герметичность твэл для легководников.


Открытый с одного конца твэл?

Так стравливать через холодную ловушку и в ресивер-отстойник (коий конструктивно - часть ТВЭЛа и может быть заполнен любым абсорбером/адсорбером по вкусу). Всё равно ж не удержать, всё равно сочатся. Так пусть летят хотя бы управляемо, предсказуемо, правильным путём и в правильное место.


Э, не. Не могут: толстая и низкая труба нужна. А толстая труба при всех её прелестях даёт беды с теплообменом. Так что конвекция будет подавлена почти до дуля банальной вязкостью.


Да. А в чём, кроме коррозии, засада? Всё равно соединения должны всплывать.


Так разве это не благо? БОльшая управляемость АЗ с исчезновением всяких мощностно-реактивно-временных зависимостей, типа пресловутой йодной ямы. Если нам нужны в зоне поглотители, давайте будем вводить их управляемо, те, что нам нужно, с правильными сечениями и в правильный момент! Если нам нужно получить отрицательные мощностные или температурные зависимости, давайте честно введём в зону самые правильные для этого изотопы и получим при тех же зависимостях ещё и предсказуемость (что тоже не последнее дело, бо на ТАКИЕ отрицательные коээффициентвы можно положиться всегда, а не при определенной конфигурации АЗ, выгорании и положении Марса относительно Водолея).

Тошинский такую вешь сказал.
http://www.atominfo.ru/newsf/m0622.htm

Может кто пояснит.
Судя по рассказу, ремонты на свинцово-висмутовых реакторах АПЛ проводили с открытой крышкой реактора при разогретом теплоносителе и кто-то из людей ремонтирующих крючком зацепил и вытащил отваливщееся стальное колесо от насоса. А как же полоний-210?

Вы представляете себе этот твэл? Конструкция сложнее, чем некоторые кассеты получается.


Не проходит. Теплосъём с твэла условно пропорционален площади поверхности, а энерговыделение - объёму. Толстая и низкая труба убьёт конструкцию.


Если только не забьют проходное сечение, в частности, начав связывать топливные частицы в единую массу. Замечу, что химик Вам нарисует ещё больше "вкусностей".


У Вас зона какая-то странная получается, не находите?.. С одной стороны, она должна свободно перемещать топливную композицию и ПД внутри твэла, с другой - фиксировать "правильные изотопы"-поглотители в определённых местах... Т.е. внутри такого твэла выгорающий поглотитель уже не помещается (ну, разве что, в виде соединений урана). А СУЗами туда-сюда шуровать в БР неправильно - там запас реактивности мал.

Многократная циркуляция ТЖМТ через холодную ловушку перед вскрытием + выдержка по времени (на заглушенном реакторе). Не?...

Полоний в полониде свинца. Он связан и наружу не выходит.

Обратите внимание на четвёртый абзац пресс-релиза. С моей стороны без комментариев.

http://atominfo.ru/newsf/m0717.htm

тогда сразу надо на гомогенное топливо переходить

в своё время беглым поляком М.Таубе разрабатывался гомогенный быстрый реактор на расплавленных хлоридах: PuCl3 в качестве топлива и какие-то еще хлориды как теплоноситель

с реактивностью, распуханием и выгоранием проблем нет...

Вот именно.

Хлориды крайне корозионны.

На большинство вопросов есть ответ в данном докладе, где упоминается КГО, PbPo, шлакование и многое другое:

Пётр Мартынов о технологии ТЖМТ
http://www.atominfo.ru/newsf/m0647.htm

К примеру:


Другой вопрос, что условия возникновения свинцовых/висмутовых аэрозолей (сугубо лично мне, не химику) представить достаточно сложно.

Так говорит генконструктор про свое детище. Другого от него сложно ожидать.

Оценочная температура кипения полонида свинца PbPo должна быть на уровне 740-760С, хотя другие данные говорят о точки кипении PbPo при 700С.
http://www.wmsym.org/archives/2009/pdfs/9411.pdf
Кроме того, известно, что при температурах выше 600 и до 630С полонид свинца начинает интенсивно разлагаться на элементы, и около 1% полония уходит в газовую фазу за сутки. При рабочих температурах 480-485С летучесть полонида свинца будет ниже на порядок-полтора, но все равно не нулевая.
Плюс взаимодействие полонида свинца с парами воды должно давать легколетучий гидрид полония H2Po.
Поэтому кажется, что при открытом контуре разогретого лодочного свинцово-висмутового реактора с него должен неплохо переть полоний.
Кажется вполне подходящей версия.
Да и видимо реактор ремонтируемый работал на минимально-возможном уровне мощности с температурой теплоносителя ниже, чем 350С для номинального режима работы.

Никто не в курсе, рассказ Тошинского про "железное колесо плавающее в ТЖМТ" это про починку реактора на АПЛ пр.645 или про починку реактора на одной из лодок пр.705K?

несомненно

но для MSR, например, рабочим топливом/теплоносителем являются расплавы фторидов, и ничего - экспериментальный реактор в ок-ридже лет 5 оттрубил

Причем упомянутый жидкосолевик MSRE был остановлен из-за предельного распухания графитового остова с соответствующим искажением геометрии топливных каналов. А на изготовление нового графитового остова денег не дали. Ресурс корпуса MSRE оставался еще значительным. Последние работы по тепловым/эпитепловым жидкосолевикам говорят, что корпуса их спокойно могут выдержать до 35-40 лет эксплуатации при реально-возможном сроке службы графитового остова до 25 лет.
Но справедливости ради, стоит отметить, что хлоридные жидкосолевые топливные смеси более коррозионнее фторидных.
Тем не менее, имеются корррозионностойкие никелевые сплавы типа Hastelloy N и Hastelloy-B3 для которых скорость коррозии в жидкосолевой топливной смеси UCl3-NaCl-KCl при 750С определена в 0.06 и 0.02 мм/год, что позволяет успешно их использовать и для оболочки твэлов с жидкосолевой хлоридной топливной композицией и для корпуса ЖСР.

В следующий раз увижу - спрошу.

А пока его фотка 1977 года с 705К. Слева - Б.И.Изнюк.

Раздрай в словах есть по свинцу-висмуту. Это так.

Например, моряки говорят о дозах, конструктора о том, что всё остаётся в первом контуре.
С другой стороны, по К-27 моряки до сих пор винят капитана, хотя конструктора давно сказали о шлаковании и ухудшении теплообмена.



Но конкретно по полонию у Тошинского есть фактура. Например,



Или американские данные по персоналу Mound Facility:


И не забудем, что:


Так что, я склонен верить тому, что полониевая опасность не столь велика в реальности.

http://www.atominfo.ru/newsf/m0751.htm
- Я занимаюсь проблематикой керамических покрытий сталей для ядерного применения.
- Влияние облучения мы ещё не рассматривали, но будем это делать.
итальянец

А чего странного?

У них две "переменных" - температура и с.н.а. По температуре они сделали кусок работы, сейчас собираются повторить его с набором повреждающей дозы. Работа в процессе, не закончена.

Я бы тоже начал с изучения чисто температурных эффектов, чем пихать сразу образцы в реактор или ускоритель (денег стоит, и очередь большая).

И ещё такой момент интересный.

Если он сделает оболочки, не корродирующие в тяжёлом металле при больших температурах, чем другие материалы, то в крайнем случае сможет продать технологию в другие отрасли промышленности. Я тут не спец, но люди говорят, что есть спрос.

Поэтому, хоть это явно и не говорилось, но итальянец однозначно строит себе запасной аэродром, начав исследования с температуры.

В старые добрые времена, когда исследовательских реакторов было до чёрта, можно было не париться, а сразу идти облучаться. Рассказывал уже - мне для диплома (!!!) эксперименты ставили, естественно, бесплатно. А сейчас надо искать возможности и считать деньги.

И ещё. Знаю, что наши за этими итальянскими работами приглядывают. Видимо, считают, что тут может быть хороший выход. Мы, собственно, поэтому и подошли к итальянцу спросить о состоянии дел. Естественно, никаких технических подробностей он рассказывать не стал, только общие комментарии.

Интересно, что у Роснаны аж ТРИ (НЯП) их портфельных русских компании занимаются керамическими покрытиями на металлы (и сталь в частности). Неужто никто даже не дёрнулся свои покрытия на облучение проверить и/или ползти в область радиационно стойких?

Новый материал будет внедряться от 10 до 20 лет. А если это совсем новый материал, с нуля, а не просто чуть-чуть модифицированная сталь - и того больше.

Кто в наше время станет инициативно работать, понимая, что отдачи в денежном выражении дождётся где-то к пенсии? Или вообще к 100-летнему юбилею?

Мы забыли задать этот вопрос в интервью, но уверен - итальянец работает не по своей инициативе, а в рамках какого-либо гранта или общеевропейской программы, финансируемой ЕС.

В России сторонняя фирма или институт, желающая сделать нам новый материал, должна или очень крепко стоять на ногах, чтобы разрешать части сотрудников работать на далёкую перспективу (а это редкость), либо заручиться финансовой поддержкой ГК. Для последнего надо сначала заинтересовать конкретные предприятия-исполнители. Скажем, в случае СВБР - ФЭИ или Подольск. Или ВНИПИЭТ, хотя бы. Но даже наличие такой заинтересованности не всё решает, потому что в отрасли есть свои материаловеды.

В принципе, знать все подробности о том, какие материалы исследуются в Росатоме и для каких целей, мы не можем. Много коммерческой закрытой информации. Для примера - ТВЭЛ в своё время нам очень сильно порезал статью, сделанную по его же докладу о развитии сплавов для ВВЭР. Мол, в докладе на одной конференции они это озвучили, но в широкий доступ в интернете выкладывать не хотят. Кстати, и обсуждаемый итальянец тоже очень сильно сократил, как говорят, печатный текст своего доклада по сравнению с устным выступлением - убрал очень много данных.

Возвращаясь к вопросу, я не могу поэтому сказать, что этим направлением в России не занимаются. Но я ориентируюсь на слова Тошинского: "К сожалению, в России такие работы не ведутся" (естественно, он говорил применительно к нашей отрасли). По идее, ему должно быть виднее.

P.S. Теоретически поддерживать такого рода исследования у неотраслевых организаций должно российское Минобрнауки. Но про него уже всё сказано. У них борьба с РАН, введение ЕГЭ и много чего ещё. Им не до практических мелочей

Насколько я понял, там говорится об очень конкретном способе: алюминированию поверхности с последующим расплавлением и окислением из газа. Не о керамике вообще.

Но по срокам - спасибо, понятно. То есть, дело в том, что просто никто не хочет работать на далёкую перспективу.
Но тогда непонятно будущее атомной энергетики в России вообще: там же куда ни тыкнись - везде работа на дальнюю перспективу.
"Росатом" надеется/считает возможным вести сам самостоятельно все критичные разработки на будущее? Или просто считают, что потом купят у успешных?
Это не риторический вопрос (можно и так, и так, вопрос лишь в рисках и цене).

Вот, допустим, некие люди имеют очень хорошее решение в области персональной дозиметрии - кому в Росатоме это могло бы быть интересно и на каких условиях?

Вопрос законный. За "Росатом" я, естественно, отвечать не могу. Но если посмотреть на логику того, что они закупают из предприятий - то да, складывается впечатление, что "Росатом" предпочитает всё своё носить с собой.



Первый вопрос будет - а лицензия у них есть? Поверьте личному опыту, вопрос будет и зададут его со всей строгостью.

Теоретически, с этим следовало бы обращаться в "Сколково", а не в "Росатом". Но со "Сколковым" всё понятно, увы Там только дозиметры в смартфоны засовывают, на большее их не хватает.

Если по росатомовским предприятиям, то лучше всего, наверное, на форуме ответит Dozik.

А я бы от себя посоветовал связаться, как ни странно, с белорусами. Они были в этом году на Атомэкспо и произвели очень неплохое впечатление. К тому же у них после Фукусимы пошла куча инозаказов. И вообще, белорусы нам не чужие, Союзное государство, как-никак.

А так, для начала надо взять структуру ГК и определиться, куда тыкаться, в какое направление. Потому что если просто продавать аппаратуру, то формально можно идти в департамент Зимонаса - они обязаны объявлять тендеры на большинство закупок. А вот если внедрение, с этим сложнее - надо устанавливать связи всё-таки с подходящим по теме низовым предприятием.

И как это ни банально прозвучит, я посоветовал бы выставки и конференции. Найти там людей, которые либо занимаются схожим, либо могут быть потенциальными заказчиками.

В начале года обычно формируется график всех мероприятий на год и вывешивается на сайте ГК. А так вот, с лёту, в конце октября Атомэко в Москве. Там заявлены РАО и ОЯТ, но наверняка будет и радмониторинг. Это уже ближе к теме, хотя Вы заявили её очень обще.