что особенно важно будет для случая использования ториевого топлива, потенциал избыточных нейтронов которого в БР значительно беднее, чем для уранового топлива.

Из приведенной оценки избытка нейтронов следует, что никаких ограничений по балансу нейтронов при замыкании топливного цикла по минорным актиноидам не будет, кроме случаев, когда в ЯЭ будут использоваться только реакторы на тепловых нейтронах, как в случае уранового, так и в случае ториевого топлива.

В случае использования тепловых реакторов, трансмутация (полное использование) возможна при использовании внешних источников нейтронов, при этом уровень подкритики для случая уранового топлива должен быть:

keff=1-((0,3-NG)/ν)=1-((0,3+0,07)/2,9)≈0,87;

для случая ториевого цикла: keff=1-((0,3-NG)/ν)=1-((0,3-0,24)/2,5)≈0,97

где: keff – эффективный коэффициент размножения в реакторе; ν - среднее число нейтронов на акт деления.

В случае многокомпонентной ЯЭ, варьируя долю быстрых реакторов для случая использования уранового топлива, легко добиться того, чтобы избыток нейтронов в системе ЯЭ был больше 0,3. Так, например, если доля БР=ω, то при

(-0,07)(1-ω)+0,62ω≥0,3

получаем, что доля БР должна быть больше 54%.

В случае использования смешанного режима питания системы ЯЭ ураном и торием:

0,24(1-ω)+0,62ω≥0,3

доля БР, питаемая урановым топливом, должна быть больше 16%.

Таким образом, как в случае использования урана, так и, особенно, в случае совместного использования урана и тория, использование в системе ЯЭ реакторов на быстрых нейтронах позволяет обеспечить утилизацию всех минорных актиноидов.

Однако, надо принять во внимание то, что несмотря на небольшую долю мощности, получаемую от деления минорных актиноидов, равновесные их количества довольно велики и в значительной степени влияют на эффекты реактивности, конструкцию и безопасность твердотвэльных реакторов. Проблему утилизации минорных актиноидов, т.е. замыкание топливного цикла для них, можно решить не прибегая к изменению конструкции твердотвэльных реакторов. Для этого, как это говорилось выше, в систему ЯЭ можно ввести жидкотопливные реакторы, в частности, жидкосолевые, доля мощности которых не будет превышать более чем в два раза долю мощности от деления минорных актиноидов в системе ЯЭ (2-10%). Источником нейтронов для “сжигания” минорных актиноидов, явятся избыточные нейтроны, производимые в быстрых реакторах и “консервируемые” в виде Pu или 233U, нарабатываемых в экранах этих реакторов.

Использование такой трехкомпонентной схемы (см. рис. 2.1) позволяет минимизировать равновесное количество минорных актиноидов за счет повышения плотности потока нейтронов

вжидкотопливных реакторах (см. табл. 1.1).

3.Сравнение эффективности трансмутации актинидов в твердотвэльном и жидкотопливном реакторах

При работе реактора тепловой мощностью 1000 МВт в течении 7000 часов в году в нем делится примерно 300 кг актиноидов. В быстром спектре нейтронов реактор может работать в критическом режиме при загрузке в него только минорных актинидов (MA - Np, Am, Cm). Поэтому в случае быстрого спектра нейтронов и в твердотвэльном и жидкотопливном реакторах в течение года будет сгорать по 300 кг МА на 1000 МВт тепловой мощности.

Но в топливном цикле твердотвэльного реактора топлива циркулирует намного больше, чем в топливном цикле жидкотопливного реактора. Это связано как с ограниченной глубиной выгорания (на каждый килограмм сгоревшего топлива будет выгружаться в 5 – 10 раз больше несгоревшего топлива), так и с большей длительностью внешнего топливного цикла. Соответственно это ухудшает нейтронный баланс твердотопливного реактора за счет большего количества естественных распадов актиноидов (особенно Pu241) и увеличения потерь актиниодов в топливном цикле, которые при прочих равных условиях пропорциональны количеству нуклидов в топливном цикле.

Следует также отметить, что вследствие технических и технологических сложностей и больших количеств актиноидов в топливном цикле при равновесном режиме работы, характерных для реакторов на быстрых нейтронах, их использование в качестве выжигателей МА, по-видимому, окажется не целесообразным.

Тепловой спектр нейтронов в реакторах выжигателях позволяет значительно снизить равновесное количество трансурановых нуклидов, которые необходимо сжигать. Это связано со значительно большей вероятностью взаимодействия этих ядер с нейтронами тепловой энергии. Но тепловые реакторы не могут работать в критическом режиме при подпитке их только МА. В них наряду с МА нужно загружать в качестве дополнительного источника нейтронов или 235U, или 239Pu, или 233U, или подпитывать их нейтронами от внешнего источника (подкритический режим работы).

Для случая сжигания МА с составом характерным для топлива, выгружаемого из РWR, в таблице 4 приведены предварительные оценки скорости сжигания МА в равновесном режиме работы реакторов. Неопределенность приведенных оценок примерно равна 10%. Из приведенных оценок видно, что вследствие большей плотности нейтронов и лучшего нейтронного баланса скорость сжигания МА в жидкосолевом реакторе выше, чем в твердотвэльном на 20 кг/ГВт(т)год в случае использования U-235 в качестве источника нейтронов, и на 30 кг/ГВт(т)год – в случае использования Pu-239.

Таблица 4. Оценка скорости сжигания МА (Np, Am, Cm), выгружаемых из РWR для различных реакторов выжигателей ( тепловые твердотвэльные и жидкосолевые) при использовании различных источников нейтронов (U-235, Pu-239, внешний источник нейтронов), кг/ГВт(т)год

В подкритическом режиме работы скорость сжигания МА увеличивается еще примерно на 30 кг/ГВт(т)год при уровне подкритики, равном 5%. Стоит отметить, что в случае сжигания в ЖСР всех трансурановых нуклидов (TRU – Pu, Np,Am, Cm), выгружаемых их РWR после первого цикла облучения топлива, нейтронный баланс в реакторе таков, что даже при 20-летней выдержке облученного топлива во внешнем топливном цикле, для поддержания критичности в равновесном режиме работы не требуется догрузка в реактор ни 235U, ни 239Pu.

Внешний источник нейтронов в этом случае может быть использован только для улучшения безопасности работы реактора. Скорость сжигания TRU будет равна 300кг/ГВт(т)год как в критическом, так и в подкритическом режимах работы реактора.

Жидкосолевой реактор (ЖСР) с расплавами солей фторидов является пока единственным кандидатом на пережигание отходов как в ускорительно-управляемом подкритическом, так и критическом исполнении.

Введение нептуния, америция, кюрия и продуктов деления в твердотопливные реакторы на тепловых и быстрых нейтронах может усложнить конструкции этих реакторов, отрицательно сказаться на доказательстве их безопасности, потребует разработки новых видов топлива для них. Локализация ядерного горючего, продуктов деления и организация теплосъема в активной зоне твердотопливных реакторов будет связана с необходимостью размещения дополнительных конструкционных материалов, что вызовет ухудшение баланса нейтронов. Ухудшение баланса нейтронов в твердотопливных реакторах связано также с паразитным захватом нейтронов продуктами деления, которые в течение всей кампании накапливаются в твэлах активной зоны реактора. Радиационные повреждения конструкционных материалов твэлов ограничивают глубину выгорания топлива в твердотопливных реакторах. Все это потребует многократной переработки топлива с непрерывной перегрузкой его и, следовательно, вызовет увеличение потерь радиационно токсичных нуклидов.

4. Потери актиноидов при переработке

В таблице 5 приведены оценки потерь актинидов в топливном цикле при переработке топлива в зависимости от уровня возврата нуклидов в ядерные реакторы. Видно, что в случае уровня потерь 1%, характерного для водных методов переработки топлива, количество

*Средняя плотность потока нейтронов с учетом внешнего топливного цикла.

**Критический / подкритический реактор kef=0.95.

невозвращаемых в ЯТЦ нуклидов, подлежащих захоронению, приближается по порядку величины к количеству нуклидов трансмутируемых и, таким образом, трансмутация опасных радионуклидов практически становится бессмысленной с точки зрения принципиального облегчения решения задачи их устранения. Снижение же уровня потерь до 0,1% и ниже, т.е. переход к неводным методам переработки топлива снижает уровень потерь и делает процесс трансмутации целесообразным.

Таблица 5. Потери, кг/год на 1 ГВт(э).

5. Сравнение критических и подкритических реакторов

Преимущества и недостатки подкритической схемы ядерного реактора достаточно очевидны:

•имеется возможность исключить реактивностные аварии;

•управление реактора становится более эффективным;

•появляются дополнительные нейтроны, которые позволяют полное число делений осуществлять на Np, Am, Cm, без добавления в активную зону 235U, 233U или Pu, что снижает необходимую долю реакторов-пережигателей в системе ЯЭ.

Кнедостаткам подкритической системы следует отнести:

•снижение доли электрической энергии, отправляемой потребителю;

•усложнение конструкции системы, связанное с мишенным узлом и вводом нейтронов внешнего источника в активную зону;

•отсутствие в настоящее время источников нейтронов, которые удовлетворяют требования по надежности, характерным для энергетических систем (7000 часов безотказной работы в течение года);

•возможное ухудшение внутренне присущей безопасности реактора в авариях с потерей расхода теплоносителя в первом контуре в случае несвоевременного отключения внешнего источника нейтронов.

Раздел 2. Энерготехнологический комплекс с реактором на расплавах

солей для сжигания трансурановых нуклидов в замкнутом ЯТЦ

Предлагается концепция энерготехнологического комплекса с гомогенными реакторами на расплавах солей, предназначенными для пережигания и трансмутации долгоживущих радиотоксичных нуклидов. Размещение таких реакторов на предприятиях топливного цикла позволяет обеспечить их энергией и облегчает решение проблемы обращения с РАО с минимальными потерями.

Реактор на расплавах солей – жидкосолевой гомогенный реактор с циркулирующим горючим, работающий как пережигатель долгоживущих радиоактивных нуклидов в замкнутом ядерном топливном цикле, может служить эффективным средством экологической защиты природы от попадания в нее долгоживущих радиотоксичных нуклидов и, вместе с тем, средством обеспечения энергией предприятия (где производится выдержка ОЯТ, переработка, изготовление регенерированного топлива и контролируемое хранение короткоживущих радиоактивных отходов) и окружающих данное предприятие энергопотребителей.

РНЦ "Курчатовский институт" совместно с сотрудниками ОКБ ГП разработана принципиальная конструкция реакторной установки (РУ) с ЖСР – пережигателем долгоживущих нуклидов и оценены ее основные характеристики. На основе этих данных сотрудниками РНЦ КИ и ГИ ВНИПИЭТ осуществлена концептуальная привязка РУ с ЖСР – пережигателем к проекту завода РТ-1 после его модернизации.

При переработке на РТ-1 500 т/год ОЯТ с выгоранием 50 МВт сут/кг от реакторов типа ВВЭР-

1000 ожидается годовая наработка трансурановых нуклидов в количествах превышающих:

238-242Pu – 5330 кг/год; 237Np – 270 кг/год; 241-243Am – 230 кг/год;

243-246Cm – 45 кг/год.

Предельный срок службы геологического могильника считается равным 103 лет, поэтому гарантировать изоляцию этих нуклидов от биосферы на срок их радиоактивного распада более 105 лет пока не представляется возможным.

Осуществляется возврат регенерированного урана и плутония (частично) в энергетику, оставшийся плутоний, нептуний, амерций и кюрий пережигаются в жидкосолевых реакторах до продуктов деления с выделением последних в химической петле реакторной установки и с получением отвержденных отходов, направляемых на захоронение.

Энерготехнологический комплекс с двумя реакторами на расплавах солей с общей тепловой мощностью 5 ГВт (тепл.) будет обеспечивать сжигание до 600 кг в год Np, Am, Cm и до 1 т в год регенерированного Pu, производя при этом 2.2 ГВт (эл) электроэнергии. Существуют возможности дальнейшего повышения эффективности пережигания минорных актиноидов в ЖСР, что будет обосновано на следующих этапах работы после верификации и корректировки расчетных кодов по результатам экспериментов, в том числе и при переходе к подкритическому режиму работы с внешним источником.

Технико-экономическая оценка данного комплекса позволяет надеяться на экономическую приемлемость использования ЖСР – пережигателя долгоживущих РАО. Критерием экономической целесообразности принят показатель себестоимости отпускаемой комплексом электроэнергии. Общие затраты на производство энергии уменьшены на сумму экономии, которая получена на завершающей стадии замкнутого топливного цикла на основании существующих способов обращения с РАО на заводе РТ-1 по «Маяк», оцененных в ГИ ВНИПИЭТ 0.19 долларов/г трансурановых нуклидов.

Предлагается создать на предприятиях по переработке ОЯТ энерготехнологические комплексы с жидкосолевыми реакторами, работающими как пережигатели радиоактивных нуклидов ЯТЦ, дающие электроэнергию предприятию и региону и нарабатывающие изотопы. Анализ возможных топливных композиций ЖСР показывает, что наиболее приемлемыми являются расплавы фторидных солей, которые обеспечивают необходимый спектр нейтронов для эффективного пережигания РАО и имеют высокие коэффициенты электрохимического разделения между группами элементов (актиниды - лантаниды).

Плутоний, нептуний, амерций и кюрий пережигаются в жидкосолевых реакторах до продуктов деления с выделением последних в химической петле реакторной установки и с получением отвержденных отходов, направляемых на захоронение.

Для гомогенного жидкосолевого реактора и твердотопливных легководных реакторов разработаны концептуальные технологические схемы, включающие регенерацию топлива реакторов ЛВР и подготовку радиоактивных отходов для пережигания в жидкосолевом реакторе.

Основными технологическими операциями в схемах является фторирование облученного топлива с последующим электрохимическим разделением компонентов топлива и продуктов деления.

Анализ технологических схем демонстрирует преимущество ЖСР-пережигателя перед твердотопливными системами, заключающееся в том, что в ЖСР отсутствуют операции рефабрикации твэлов и поэтому потери актинидов в отходы могут быть существенно ниже, чем в твердотопливных системах.

Концепция ЖСР имеет примерно тот же возраст, что и ядерная энергетика в целом. Она принципиально отличается от традиционной концепции твердотопливных реакторов, поскольку допускает коррекцию состава ядерного топлива без остановки реактора. Первый экспериментальный ЖСР начал функционировать в США в 1951 г. в рамках программы по реакторным установкам для авиационного двигателя. В 1965 г. в США был запущен реактор MSRE тепловой мощностью 8 МВт с целью проверить работоспособность отдельных узлов конструкции, отработать технологию топлива и теплоносителя, изучить динамику реакторов

такого типа. В процессе четырехлетней кампании реактор успешно работал без изменения конструкции на всех основных видах делящегося топлива (235U - 238U и 233U - 232Th). Этот эксперимент убедительно продемонстрировал возможность создания энергетических ЖСР с циркулирующим топливом на уровне технологии того времени.

В проектах MSBR (Molten Salt Breeder Reactor) и DMSR (Denaturated Molten Salt Reactor в

качестве носителя топлива в первом контуре использовались солевые системы на основе Li, Be/F (в соотношении 2:1). Химические и физические свойства таких систем сегодня наиболее детально изучены, поэтому данная солевая композиция была использована на этапе предварительных расчетов ЖСР – пережигателя.

При относительно небольших концентрациях трансурановых нуклидов в расплаве (≤ 1% мол) в расчетах топливного контура с LiF-BeF2-XF3 (X-Pu; Np; Am; Cm) в пределах погрешности измерений (10÷ 15)% можно использовать данные по свойствам только основной соли 66LiF - 34BeF2 .

Основные технические характеристики РУ с ЖСР – пережигателем приведены в табл. 1. Выбрана цилиндрическая конфигурация активной зоны (высота –3 м, диаметр –3 м). Корпус реактора изготовлен из отечественного сплава типа модифицированного Хастеллоя НМ и

рассчитан на давление 0.5 МПа. Флюенс по быстрым и тепловым нейтронам может достигать за 30 лет работы при 700 С до 1020 и 5.1021 н.см-2.

Вотражателе из графита толщиной 0.5 м для организации охлаждения доля топливной соли составляет 1%. Зазор, компенсирующий разницу в термическом расширении между корпусом реактора и отражателем составляет 50 мм.

На принципиальной гидравлической схеме (рис. 1) представлены основные системы РУ с ЖСР:

•первый контур;

•второй (промежуточный) контур с входящими в его состав парогенераторами пароводяного контура;

•система дренирования – заполнения теплоносителем 1 и 2 контуров.

Вкачестве теплоносителя второго контура предлагается эвтектическая смесь NaBF4 – NaF, которая дешевле топливной соли и имеет более низкую температуру плавления. В парогенераторе производится пар с закритическим давлением 24.5 МПа и температурой 538 С. Полный тепловой КПД АЭС составляет около 44%.

Часть вспомогательных систем, функционально входящих в другие составные части АЭС и обеспечивающих работу реакторной установки, представлены на схеме адресными указателями. Система первого контура осуществляет передачу тепловой энергии, выделяющейся в объеме активной зоны, к теплообменникам промежуточного контура, Движение теплоносителя по 1 контуру осуществляется по следующей схеме.

Теплоноситель из выходной камеры активной зоны поступает на всас четырех, параллельно включенных, циркуляционных насосов. Из напорной камеры насосов теплоноситель, двигаясь сверху вниз в межтрубном пространстве секций теплообменника промежуточного контура, поступает во входную камеру активной зоны.

Выходная камера активной зоны и напорная камера циркуляционных насосов 1 контура связаны с буферной емкостью 1 контура, через которую под напором работающих насосов осуществляется постоянная циркуляция теплоносителя с целью обеспечения сепарации из теплоносителя газообразных продуктов деления. Для интенсификации процесса сепарации через объем теплоносителя в буферной емкости производится барботаж гелия.

Секции теплообменника промежуточного контура подключены по входу и выходу теплоносителя второго контура к кольцевым коллекторам, расположенным вне моноблока. К кольцевым коллекторам подключены, в свою очередь, четыре петли теплообмена, каждая из которых включает в себя циркуляционный насос и два параллельно включенных по 2 контуру парогенератора.

Плановое и аварийное дренирование теплоносителя 1 контура осуществляется под действием гравитационных сил в сливные баки. Дренирование теплоносителя производится через трубопровод, связывающий входную камеру активной зоны со сливными баками и имеющий "замораживающее" устройство. Каждый из сливных баков имеет систему пассивного отвода тепла на основе тепловых труб и радиаторов воздушного охлаждения.

Конструкция моноблока представлена на рисунках 2,3 парогенератора – на рисунке 4, компоновка оборудования РУ – на рисунках 5,6.

Втаблице 2 приведены результаты:

•расчетов основных экономических показателей ЯЭК с двумя реакторами на расплавах солей электрической мощностью 1100 МВт каждый (тепловая мощность реакторов

2500 МВт);

•обоснования экономической целесообразности строительства и эксплуатации ЯЭК.

Вкачестве основных экономических показателей в работе приняты ожидаемые капитальные вложения на строительство ЯЭК и текущие затраты на его эксплуатацию (полная себестоимость продукции).

Экономическая целесообразность строительства атомной энергетической станции с реакторами на расплавах солей определена исходя из его основного назначения – "сжигания" наиболее опасных элементов высокоактивных отходов образующихся при переработке ОЯТ АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 с одновременной выработкой электроэнергии в сеть. Критерием экономической целесообразности принят показатель стоимости отпускаемой потребителям электроэнергии, который подлежит сравнению с аналогичными показателями других перспективных реакторов, разрабатываемых в России.

При этом, общие затраты на производство энергии уменьшаются на сумму экономии, которая может быть получена на завершающей стадии замкнутого топливного цикла АЭС с реакторами ВВЭР-1000 – обращении с долгоживущими изотопами трансурановых элементов.

Экономические показатели ЯЭК с реакторами на расплавах солей, определены для условия его размещения на территории ПО "Маяк". Показатель экономии на затратах в топливном цикле АЭС с реакторами ВВЭР-1000 определен на основании данных проектов обращения с отходами, образующимися при переработке ОЯТ ЯЭУ на заводе РТ-1 ПО "МАЯК", выполняемых в ГИ "ВНИПИЭТ".

Все расчеты выполнены в базисных ценах 1991 г. Для определения экономических показателей

вмировых ценах использован курс 1 долл США=1 руб. 1991 г.

Стоимость строительства ЯЭК с реакторами на расплавах солей определена по следующим основным технологическим составляющим комплекса:

•реакторный блок, включая заполнение первого и второго контуров эвтектическими расплавами фтористых соединений LiF, BeF2, NaBF4 и NaF (два блока на станцию);

•паротурбинная установка для выработки и выдачи электроэнергии в сеть с турбинами К-1200-2400 (две на станцию);

•химико-технологические установки очистки и регенерации топливного расплава солей на основе процесса пироэлектрохимии и переработки ВАО с получением композиций типа твердого монолитного природного минерала – криолита, хранимых на ЯЭК в течение 40 лет (один комплекс на два реакторных блока);

•объекты вспомогательного и обслуживающего назначения (системы техводоснабжения,

энергоснабжения, транспортного хозяйства и связи, обслуживающего назначения). Расчет годовых эксплуатационных расходов по ЯЭК с реакторами на расплавах солей выполнен для стационарного периода эксплуатации на полную проектную мощность двух реакторных блоков.

Таблица 1. Основные технические характеристики РУ с ЖСР.

Преимущества подкритической схемы ядерного реактора и, в частности, ее сочетание с ЖСР, достаточно очевидны:

•исключаются реактивностные аварии;

•отсутствуют ксеноновые неустойчивости, характерные для критического твердотопливного реактора;

•управление реактором становится более эффективным;

•в подкритическом режиме высвобождаются дополнительные нейтроны, которые можно употребить на трансмутацию актинидов и долгоживущих осколков деления.

Каскадный подкритический жидкосолевой реактор (КПЖСР)

Принцип каскадного усиления потока нейтронов от внешнего источника подобен схеме электронного каскадного усилителя с отключенной обратной связью. На возможность создания системы связанных реакторов впервые указал в 1958 году R.Avery. Схема каскадного подкритического реактора в сочетании с жидкосолевым топливом представлена на рис.1.

Рисунок.1. Принципиальная схема КПЖСР (двухгрупповое приближение).

А3-1 - первый каскад (быстрая зона, k1 >1), АЗ-2 - второй каскад (тепловая зона, область трансмутации, k2 <1), М - актиниды, Х - поглотитель тепловых нейтронов.

Пучок заряженных частиц из ускорителя-драйвера порождает в А3-1 первичные нейтроны, котороые умножаются в А3-1 с коэффициентом умножения n ≈ 1/ kэфф≈ 20 (при подкритичости

kэфф =0.05). В А3-2, число этих нейтронов умножается до величины N ≈ n2 W12 , где W12 ≈ 0,4 - вероятность вызвать деление в А3-2 нейтронами из А3-1. Число делений в А3-2 на один

первичный нейтрон в А3-1 составляет Nf ~ (n2/ ν ) W12 ~ 55 при kэфф =0.95 (см.Табл.1). Таким образом, суммарный коэффициент умножения нейтронов Nf в каскадной схеме увеличивается

на порядок по сравнению со стандартной схемой при сохранении подкритичности А3-2 на уровне kэфф=0.05.

Кроме солевой композиции (NaF, Zr, Pu), А3-1 содержит также соли XF3 c добавкой поглотителей тепловых нейтронов X, (Gd,Sm,…), которые подавляют вероятность W21 проникновения нейтронов в А3-1 из А3-2 с солевой композицией (LiF, BeF2, MF3), где М- минорные актиниды (Pu, Np, Am, Cm). В рассматриваемой схеме КПЖСР для обеспечения условия W21 ≈ 0 достаточно в солевой расплав А3-1 ввести примесь Gd на уровне 10-3 . Такая примесь обеспечивает необходимое значение W21 ~ 10-2 -10-3 и лишь на ~ 0,5 % уменьшает общее число нейтронов.

Всхеме каскадного реактора, предложенной во ВНИИЭФ, обратная связь между зонами подавляется введением 237Np, который выбран в качестве материала А3-1. Отметим, что реакторы с центральной быстрой зоной АЗ-1, не содержащей поглотителя тепловых нейтронов, предлагаемые рядом авторов, в действительности не являются каскадными: большое значение

Nf в них достигается вблизи критического состояния , но требуемый уровень безопасности не обеспечивается.

Втрадиционной схеме подкритического реактора с kэфф= 0,95 и тепловой мощностью 1 ГВт необходим ускоритель-драйвер с мощностью пучка ~ 50 МВт. Каскадная схема подкритического реактора (см. Табл.1), (двухгруповое приближение), позволяет, по крайней мере, на порядок снизить мощность ускорителя без ухудшения безопасности реактора, что дает возможность, наряду с протонными, использовать также электронные ускорители. В первом