СЕВЕРСК (Томская область), 8 июн — ПРАЙМ. Событие, историческое для глобальной атомной энергетики, состоялось во вторник на площадке "Сибирского химического комбината" (СХК) госкорпорации "Росатом" в городе Северске Томской области: здесь официально стартовало строительство первого в мире энергоблока нового поколения БРЕСТ-ОД-300, который станет "сердцем" опытно-демонстрационнного комплекса, воплощающего в себе новое качество атомной генерации будущего — беспрецедентно безопасной, экологичной, ресурсосберегающей и конкурентоспособной, передает корреспондент РИА Новости.
В торжественной обстановке с участием руководства российской атомной отрасли и Томской области началась заливка первого бетона в фундамент реакторного отделения.
Энергоблок установленной электрической мощностью 300 МВт с реактором БРЕСТ-ОД-300 войдет в состав опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК), строящегося на СХК в рамках отраслевого проекта "Прорыв", реализуемого с 2010-х годов. Ожидается, что реактор БРЕСТ начнет работу во второй половине 2020-х годов.
ОТ ПЕРВОЙ ПРОМЫШЛЕННОЙ АЭС К "БЛОКУ БУДУЩЕГО"
Аббревиатура БРЕСТ имеет двойное толкование: это название реакторной установки на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем и одновременно обозначение концепции "быстрого" реактора, обладающего свойством естественной безопасности, когда окажутся в принципе невозможны аварии типа Чернобыля и Фукусимы.
Технологии, лежащие в основе ОДЭК, одновременно позволят решать ключевые сырьевые и экологические задачи атомной отрасли, а также укрепить режим нераспространения. И все это завязано на обеспечение конкурентоспособности с другими видами генерации. БРЕСТ — не единственно возможная, но первая концепция, отвечающая совокупности требований крупномасштабной атомной энергетики по безопасности и экономике, и направленная на решение задач устойчивого развития.
ОДЭК, помимо реактора БРЕСТ, включает в себя комплекс по производству так называемого смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива для реактора, а также комплекс по переработке отработавшего топлива. В результате получится пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл, что даст возможность на одной площадке не только вырабатывать электричество, но и готовить из топлива, выгружаемого из реактора, новое.
Реактор БРЕСТ стал детищем предприятия Росатома "Ордена Ленина Научно-исследовательского и конструкторского института энерготехники имени Доллежаля" (НИКИЭТ). Символично, что новый атомный "энергокомплекс будущего" строится там, где в конце 1950-х годов заработала первая отечественная промышленная атомная электростанция (Сибирская АЭС), которая начиналась с реактора ЭИ-2, сконструированного под руководством легендарного академика Николая Доллежаля, чье имя сейчас носит НИКИЭТ.
БРЕСТ является прототипом реактора на быстрых нейтронах БР-1200 также со свинцовым теплоносителем, который в свою очередь станет основой коммерческого энергоблока большой электрической мощности порядка 1200 МВт.
ЧЕТВЕРТОЕ ПОКОЛЕНИЕ
В нынешнем веке Россия первой построила и ввела в эксплуатацию атомные энергоблоки с реакторами так называемого поколения "три плюс", а сейчас речь идет об освоении технологий реакторных установок четвертого поколения.
Но дело не только в цифровом обозначении — с четвертым поколением ядерных энерготехнологий термин "реактор" заменяется более корректным термином "система", что включает в себя как непосредственно сам реактор, так и переработку (рециклирование) его ядерного топлива. Такие новые системы, согласно требованиям к ним, выработанным мировым атомным сообществом, должны обладать более высокими эксплуатационными показателями, чем предыдущие поколения, в области обеспечения устойчивого развития, конкурентоспособности с другими видами генерации, безопасности и надежности, а также защиты от распространения, оправдывая использование в их отношении выражения "технологический прорыв".
Сейчас развитие атомной энергетики в мире во многом еще сдерживается боязнью тяжелых аварий, связанных с выбросами радиоактивных веществ. А различные комплексы безопасности, которым оснащены современные атомные энергоблоки, значительно повышают стоимость АЭС. И противоречивым требованиям экономики и безопасности гармонично удовлетворить было бы невозможно, если бы не реакторы на быстрых нейтронах с их уникальными ядерно-физическими свойствами (сейчас вся мировая атомная энергетика построена на реакторах на так называемых тепловых нейтронах, и только в России на Белоярской АЭС эксплуатируются два "быстрых" энергетических реактора).
Российским специалистам удалось показать, что можно так спроектировать ядерные реакторы на быстрых нейтронах, что их безопасность будет основываться на законах природы, а не на создании дополнительных инженерных барьеров и увеличении персонала. Это и есть принцип естественной безопасности, легший в основу концепции реактора БРЕСТ. Его конструкция исключает так называемый разгон на мгновенных нейтронах, ставший причиной аварии в Чернобыле. На БРЕСТе невозможен и фукусимский сценарий с потерей теплоносителя.
Что касается решения сырьевых задач атомной энергетики, то здесь не используется уран-235, которого в природном уране менее 1%. А сочетание свойств плотного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива и свинцового теплоносителя дает возможность работать реактору БРЕСТ в так называемом равновесном топливном режиме, то есть когда ядерного "горючего", плутония, нарабатывается столько, сколько "сгорает". Этот наработанный плутоний в составе отработавшего ядерного топлива идет для изготовления новых партий свежего топлива для БРЕСТа, извне подпитываемых только отвальным (обедненным) ураном-238, и так по кругу. Цикл замыкается.
Экологическая безопасность достигается использованием специфических технологий регенерации и рефабрикации отработавшего топлива реактора БРЕСТ, заключающихся в его очистке от продуктов деления, добавлении к очищенной смеси обедненного урана при изготовлении нового топлива. В результате так называемых минорные актиниды, наиболее опасные радиоактивные вещества, в составе регенерированного топлива возвращаются в реактор, где происходит их "пережигание". Вдобавок также решается задача использования урана-238, накапливающегося в результате обогащения природного урана для нужд современной атомной энергетики с реакторами на тепловых нейтронах.
А оставшиеся выделенные продукты деления (собственно радиоактивные отходы) направляются на длительную контролируемую выдержку в специальных хранилищах с последующим помещением их в устойчивые композиции для окончательного захоронения без нарушения природного радиационного баланса Земли.
Что касается укрепления режима нераспространения в рамках концепции реактора БРЕСТ, то оно достигается тем, что в нем не образуется "лишнего" плутония, годного для военных целей. В реакторе БРЕСТ нет и так называемого уранового бланкета — зоны, в которой под действием нейтронов уран превращался бы в высококачественный оружейный плутоний. Кроме того, технологии переработки топлива без выделения плутония делают конечный продукт просто непригодным в качестве "начинки" для ядерных зарядов. Вдобавок при изготовлении топлива для БРЕСТа не требуется обогащать уран, что также снимает многие риски с точки зрения нераспространения.
