Россия завершает разработку революционного ядерного реактора четвёртого поколения.
Первые реакторы на быстрых нейтронах появились ещё на заре атомной эры. Целью их создания тогда было расширенное производство плутония для ядерного оружия. Однако уже в 1960-х, с началом массового строительства атомных электростанций, тема получила новое звучание. Дело в том, что в обычных, тепловых, реакторах используется только уран-235, содержание которого в природном уране меньше 1 %. А в реакторах на быстрых нейтронах идёт наработка этого изотопа за счёт деления урана-238. После переработки ОЯТ полученные ядерные материалы можно вновь использовать. Кроме того, с переходом на быстрые реакторы в топливный цикл может быть вовлечён торий-232, запасы которого в несколько раз превышают запасы урана. Перед атомщиками открывался почти неисчерпаемый источник энергии. Попутно решалась проблема хранения ОЯТ. От многообещающей перспективы захватывало дух.
Быстрые реакторы – энергетические реакторы, работающие в отличие от реактора на тепловых нейтронах в основном на быстрых нейтронах, с энергиями более 1 МэВ. Быстрые реакторы обычно работают на плутониевом топливе и, преобразуя U 238, производят плутония больше, чем потребляют, то есть имеют коэффициент воспроизводства больше единицы. Поэтому они называются также реакторами-размножителями, или бридерами (от англ. to breed – размножаться).
Первый экспериментальный реактор на быстрых нейтронах «Клементина» построен в США в 1946 году. В 1951 году запущен энергетический бридер EBR-1 с коэффициентом воспроизводства делящихся ядер больше единицы. Первый советский экспериментальный стенд нулевой мощности БР-1 был пущен в Обнинске в 1956 году.
Реактор «Брест», также известный как «проект Прорыв», призван решить такое огромное количество международных проблем.
Физический пуск реактора БРЕСТ-ОД-300 планируется на 2019 год, энергетический пуск – на 2020 год, говорится в материалах конференции по новой технологической платформе атомной энергетики.
Технический проект реакторной установки (РУ) проекта БРЕСТ-ОД-300 должен был быть готов в июне 2014 года, доработанный проект по итогам НИОКР ожидается в декабре 2016 года.
Согласно материалам, в 2015-2018 годах должны быть определены ресурсные характеристики элементов РУ, скорректирован технический проект для получения лицензии на эксплуатацию. Разработка рабочей документации и изготовление оборудования запланированы на 2016-2019 годы.
По проекту в 2013 году были утверждены технические задания на тепловыделяющие элементы и (ТВЭЛ) и тепловыделяющую сборку (ТВС), создан макет днища корпуса РУ, начаты экспериментальные работы. Ядерные станции дают нашей стране 17% электроэнергии, на Северо-Западе РФ – более 40%. В стране пашут 10 АЭС, 33 энергоблока. Всё это – обычные реакторы так называемого разом¬кнутого цикла. Они работают на низкообогащённом уране, сильно не дожигают топливо, в результате копятся горы радиоактивных отходов.
Набралось уже 18 тыс. т отработанного урана, и каждый год добавляется 670 тонн. В мире 345 тыс. т этих проблемных отходов, из них 110 тыс. у США. Промышленные технологии переработки есть только у двух стран: России и Франции.
Проблему может решить только реактор нового типа, действующий по замкнутому циклу. Заодно он поможет справиться с утечками военных ядерных технологий. Замкнутые реакторы можно поставлять любым странам, поскольку на них в принципе нельзя получить сырьё для ядерных зарядов.
Но главное – безопасность. Замкнутый цикл можно запустить на старом, отработанном топливе. «Даже грубые подсчёты говорят, что запасов отработанного урана, накопленных за 60 лет работы атомной отрасли, хватит на несколько сотен лет генерации», – говорит доктор А. Крюков.
«Брест» и есть тот революционный проект. Работы над ним начались ещё в конце 1980-х гг., их ведёт знаменитый разработчик ядерных установок для подводных лодок НИИ Энерготехники (НИИЭТ). Поворотным моментом стало выступление В. Путина на «саммите тысячелетия» в ООН.
Там он пообещал миру новую ядерную энергетику, чистую, безопасную, исключающую оружейное применение. Речь шла как раз о «Брестах». С тех пор дело сильно двинулось вперёд. В 2010 г. правительство приняло госпрограмму «Ядерные технологии нового поколения до 2015 года» с бюджетом 160 млрд рублей.
Срок подошёл, проект готов, технические документы уже на госкомиссии. Тем временем Росатом начал строительство завода, на котором отработанное топливо будет превращаться в обогащённые таблетки для «Бреста».
Первый опытный образец получит мощность 300 МВт, серийные «Бресты» будут на 700–1200 мегаватт. Это больше мощности основной тягловой лошадки сегодняшней российской атомной энергетики, реактора ВВЭР-1000.
Достоинства реактора:
• естественная радиационная безопасность при любых возможных авариях по внутренним и внешним причинам, включая диверсии, не требующая эвакуации населения;
• долговременная (практически неограниченная во времени) обеспеченность топливными ресурсами за счет эффективного использования природного урана;
• нераспространение ядерного оружия за счет исключения наработки плутония оружейного качества и пристанционной реализации технологии сухой переработки топлива без разделения урана и плутония;
• экологичность производства энергии и утилизации отходов за счет замыкания топливного цикла с трансмутацией и сжиганием в реакторе актиноидов, трансмутацией долгоживущих продуктов деления, очисткой РАО от актиноидов, выдержкой и захоронением РАО без нарушения природного радиационного равновесия;
• экономическая конкурентоспособность за счет естественной безопасности АЭС и технологий топливного цикла, отказа от сложных инженерных систем безопасности, подпитки реактора только 238U, высоких параметров свинца, обеспечивающих закритические параметры паротурбинного контура и высокий КПД термодинамического цикла, удешевления строительства.
Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения выводит БРЕСТ на качественно новый уровень естественной безопасности и обеспечивает его устойчивость без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжелых авариях, непреодолимых ни одним из существующих и проектируемых реакторов:
• самоход всех органов регулирования
• отключение (заклинивание) всех насосов первого контура
• отключение (заклинивание) всех насосов второго контура
• разгерметизация корпуса ректора
• разрыв трубопроводов второго контура по любому сечению или трубок парогенератора
• наложение различных аварий
• неограниченное по времени расхолаживание при полном отключении питания и др.
Даже предельные аварии диверсионного происхождения с разрушением внешних барьеров (здания реактора, крышки корпуса и др.) не приводят к радиоактивным выбросам, требующим эвакуации населения и длительного отчуждения земли.
Выполненные экономические оценки и сравнения подтверждают возможность снижения капитальных затрат на АЭС и стоимости производимой электроэнергии по сравнению с АЭС с реактором ВВЭР.
Реализовать проект НИКИЭТ предлагается путём строительства опытно-демонстрационной станции с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным топливным циклом на площадке Белоярской АЭС.
Такой комплекс, расположенный рядом с реактором, — очередное преимущество БРЕСТа с точки зрения создания ЗЯТЦ. По мнению сторонников быстрых энергетических реакторов этого типа, характеристики безопасности делают возможным их строительство вблизи крупных населённых пунктов, в том числе в роли атомных станций теплоснабжения.
• Внутри реактора давление атмосферное -> меньше опасность взрыва (в водных реакторах давление 50-150 атмосфер даже в обычных условиях, а уж при аварии ...).
• Как следствие, нет необходимости в стальном коконе вокруг всей этой байды - огромное давление держать нет необходимости
• Всеядность - 238й уран, которого в природе в десятки раз больше 235го, и плутоний, который в больших количествах нарабатывается в набившем оскомину "отработанном ядерном топливе". То есть, по сути, ОЯТ это практически готовое топливо для реакторов на БН.
Плюс к тому, у данного реактора свинцовый теплоноситель - отлично придумано. Даже в самом крайнем случае активная зона стечёт на дно реактора и автоматически сверху накроется толстенным слоем свинца, который заэкранирует радиацию. Плюс к тому, свинец поглощает нейтроны и минимизирует реакции ядерного синтеза. У нынешних реакторов на БН в качестве теплоносителя используется натрий, а он жутко химически активен, в случае прорыва контура входит в бурную реакцию с водой, горит и так далее. Хорошо не ядовит.
Общий вид реактора БРЕСТ-300:
Общий вид реактора БРЕСТ-1200:
Ссылка:
Россия завершает разработку революционного ядерного реактора четвёртого поколения.pdf
