Росатом рассчитывает запустить быстрый реактор "БРЕСТ-ОД-300" в 2027 году. На Сибирский химкомбинат доставили опытный образец главного циркуляционного насоса для реактора БРЕСТ-ОД-300. «Росатом» начал строительство энергоблока с опытным реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем. На стройплощадке реактора БРЕСТ-ОД-300 начались испытания оборудования МФР.
Специалисты НИУ «МЭИ» участвуют в создании реактора БРЕСТ-ОД-300
Для быстрого реактора БРЕСТ-ОД-300 в Росатоме было разработано инновационное смешанное плотное нитридное уран-плутониевое топливо (так называемое СНУП-топливо). Опытно-демонстрационный энергоблок «БРЕСТ-ОД-300» является ключевым элементом опытно-демонстрационного энергетического комплекса, который также включает в себя модуль по фабрикации/рефабрикации смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива, а. На площадке Сибирского химкомбината 8 июня стартовало строительство первого в мире энергоблока четвертого поколения с быстрым реактором естественной безопасности БРЕСТ-ОД‑300.».
«Брест-300», это – «прорыв» к бюджетным ресурсам!».
Энергоблок БРЕСТ за счет своей конструкции, особого расположения топливных элементов, использования слабо активируемого свинцового теплоносителя позволяет получить коэффициент воспроизводства топлива гораздо выше единицы — по расчетам, до 1,2, что уже очень близко к теоретическому пределу. Основной трудностью в освоении столь привлекательного на бумаге замкнутого ядерного цикла всегда была инженерная сложность реакторов на быстрых нейтронах. Если упростить задачу до максимума, то реактор на быстрых нейтронах — это гораздо более «горячая штучка», чем стандартный энергоблок, использующий медленные, тепловые нейтроны и обычную воду в качестве теплоносителя. В реакторах на быстрых нейтронах все гораздо напряженнее — разрушительные потоки нейтронов, температуры теплоносителя, быстрота и многогранность реакций в активной зоне. Технические трудности и экономические затраты создания полномасштабной энергетики на быстрых нейтронах в историческом периоде оказались практически на порядок выше, чем таковые для обычных реакторов. Это привело к значительному отставанию в их развитии и к тому, что пока что реакторы на быстрых нейтронах — это единичные и экспериментальные установки. Это отразилось еще на первом поколении реакторов на быстрых нейтронах, которые использовали в качестве теплоносителя жидкий натрий.
Совершенно иные параметры деления и тепловыделения у плутония требуют изменения многих параметров реакторной установки, в том числе и геометрии самих топливных сборок, из-за чего реакторы, рассчитанные на классическое урановое топливо, могут быть неспособны безопасно работать на смешанном урано-плутониевом топливе MOX-топливо. Упрощённая схема замкнутого цикла с реакторами типа БН Во-вторых, отработанное топливо в реакторах типа БН содержало кроме большого количества плутония ещё небольшое не больше процента содержание изотопов Америция, Нептуния и Кюрия — крайне радиотоксичных и сложных в утилизации. В-третьих, само наличие процесса выделения плутония оружейного качества из топлива ставил крест на любых попытках экспорта реактора.
И МАГАТЭ, и США, заинтересованные в нераспространении технологий промышленного производства компонентов для ядерного оружия, сделали бы всё, чтобы не допустить экспорт такого реактора. Нерадужные перспективы экспорта реакторов типа БН стали последним гвоздиком в крышку надежд на новое будущее. Есть у реакторов типа БН и ещё один недостаток, который может проявиться при увеличении их мощности — натриевый пустотный эффект. Выражается он в росте реактивности при закипании натрия, что приводит к росту процесса деления атомных ядер. Поэтому для реакторов на натриевом теплоносителе удалось получить стабильный коэффициент воспроизводства отношение скорости образования ядерного горючего к скорости выгорания ядерного горючего лишь немногим больше 1 от 1 до 1,05. Все эти вместе взятые причины привели к тому, что у серийных реакторов серии БН нет никаких преимуществ перед легководными собратьями, а даже в случае реализации ЗЯТЦ рентабельность всё равно была сомнительной. Коллеги по опасному бизнесу Свинец всему голова Одной из ключевых проблем реакторов на натриевом теплоносителе был сам натрий. Выход из ситуации казался очевидным — нужно сменить теплоноситель. Но сделать это было непросто.
В 60-70е в СССР для подводных лодок создавались реакторы на быстрых нейтронах с теплоносителем эвтектического жидкий гомогенный сплав состава свинец-висмут. Кроме того, из-за редкости висмута и сам теплоноситель влетал в копеечку, будучи дороже натрия в 7-8 раз. Для АПЛ всё это было не столь критично, так как выигрыш по весу и линейным размерам относительно легководных реакторов компенсировал все недостатки. А вот для АЭС это было уже более серьёзной проблемой. Относительный успех реакторов на свинцово-висмутовом теплоносителе оживил работы по другому направлению — свинцу. Хорошо же? А ещё лучше, если не заморачиваться с двухчастным ЗЯТЦ, а замкнуть цикл сразу для одного реактора: в отработанную топливную сборку просто подмешивать немного U-238 и снова в реактор. Никаких тебе сепарирований плутония, минимум радиоактивных отходов, всё можно делать прямо рядом со станцией в специальном здании-фабрикаторе. Вариант идеальный.
Комплекс фабрикации и реактор БРЕСТ-30 Звучит всё хорошо, но, как водится, при переходе от идеи к реализации образуется множество подводных камней. ITER от мира ядерных реакторов Реализация реактора на свинцовом теплоносителе не просто так стала обсуждаться именно в конце 80-х. Первые проработки таких реакторов были ещё в 50-е, но натолкнулись на то, что существующие конструкционные материалы неспособны выдерживать условия работы со свинцовым теплоносителем. Одна из первых проблем — сам теплоноситель. Решение этой проблемы требует разработки новых стальных сплавов. Кроме того, неизвестно поведение свинцовой коррозии и степень нейтронной активации свинца при длительной работе. Расплавленный свинец хоть и не вступает в мгновенную бурную реакцию с водой, но при попадании в него воды может случиться «паровой взрыв». Исследования например вот это позволяют предполагать, что даже при разрыве трубки теплоносителя и попадании струи воды в свинец, взрыва случиться не должно. Тем не менее гарантий, что такого не произойдёт в реальном реакторе, нет.
Высокая температура плавления свинца потребовала разработки специальной системы разогрева реактора который займёт несколько месяцев! С другой стороны считается, что при аварии с прорывом теплоносителя свинец просто застынет и тем самым позволит минимизировать ущерб.
Только вода в такой «кастрюле» нагревается не снаружи, а изнутри, с помощью ядерного топлива. При этом, обладая высоким коэффициентом воспроизводства, «быстрые» реакторы могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют, а также «дожигать» то есть утилизировать с выработкой энергии высокоактивные трансурановые элементы.
В реакторах, подобных БРЕСТу, вместо воды используется жидкий металл, а данном случае — расплавленный свинец. Пространство между полостями при сооружении поэтапно заполняется бетонным наполнителем. Российский «Прорыв» фактически призван спасти мировую ядерную энергетику от постепенного угасания в течение будущих десятилетий.
Комиссия под председательством главного инженера сооружения ОДЭК АО «СХК» Равиля Гумарова констатировала высокий уровень качества выполненных работ и полное соответствие смонтированного оборудования требованиям конструкторской и проектной документации. Модуль фабрикации-рефабрикации — первый из объектов ОДЭК. В производстве ядерного топлива будут задействованы четыре технологические линии: линия карботермического синтеза смешанного нитрида урана и плутония, линия изготовления таблеток СНУП-топлива, линия сборки твэлов и линия производства тепловыделяющих сборок. Впервые в мировой практике на одной площадке будут построены АЭС с реактором на быстрых нейтронах и пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл. Облученное топливо после переработки будет направляться на рефабрикацию то есть, повторное изготовление свежего топлива — таким образом эта система постепенно станет практически автономной и независимой от внешних поставок энергоресурсов. Северск объединяет четыре завода по обращению с ядерными материалами.
Специалисты НИУ «МЭИ» участвуют в создании реактора БРЕСТ-ОД-300
Реакторы такого типа могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют, а также дожигать то есть утилизировать с выработкой энергии высокоактивные трансурановые элементы. БРЕСТ-ОД-300 будет обеспечивать сам себя основным энергетическим компонентом — плутонием-239, воспроизводя его из изотопа урана-238.
Кроме того, были высказаны сомнения относительно принципиальной возможности решить с помощью реакторов БРЕСТ проблемы крупномасштабной ядерной энергетики , такие, как неограниченное обеспечение топливом, кардинальное решение проблемы нераспространения, естественная безопасность, сжигание радиоактивных элементов и окончательное решение проблемы радиоактивных отходов. Такого рода утверждения были названы Пономарёвым-Степным: не только не доказанными научными и техническими работами, но и спорными по ряду основных положений.
Кроме неотработанности технологии, были обозначены «узкие» технические вопросы: в большом объёме интегральной схемы «БРЕСТ» не обеспечивается равномерность поддержания кислородного потенциала в узком разрешённом диапазоне если он будет подтвержден. Чтобы обеспечить работоспособность тепловыделяющих элементов, необходимо найти оптимальное для заданного уровня и диапазона изменения температур содержание кислорода в теплоносителе и стабильно поддерживать его на этом уровне в течение всего срока эксплуатации реакторной установки; не обоснована работоспособность конструкционных материалов в свинце при принятой температуре и при высоком облучении нейтронами расплавленный свинец вызывает сильную коррозию конструкционных материалов ; не изучено влияние облучения в реальных реакторных условиях на поведение в свинце тепловыделяющих элементов и топливной композиции; сама по себе проблема смешанного нитридного топлива требует значительных усилий и времени для её разрешения; технические решения по переработке топлива находятся на начальной стадии разработки. Вследствие наличия этих вопросов: По состоянию обоснования технических решений проект «Брест» — быстрый реактор со свинцовым теплоносителем — не подготовлен для стадии технического проектирования и не может быть выделен в настоящее время как единственный вариант долгосрочной стратегии развития ядерной энергетики России. Доллежаля» В.
Орлова [19] , опубликованной в том же 2001 году на сайте НИКИЭТ, практически не содержится ответных доводов в технической части, напротив, подтверждаются слова академика Пономарёва-Степного о начальности стадии разработки проекта, неотработанности и неисследованности многих важных вопросов, однако содержатся нападки на личность критика: «статья Н. Пономарева-Степного не содержит каких-либо новых возражений против Стратегии или идей по её корректировке, которые не были бы обсуждены в ходе её выработки и принятия. Африкантова » В. Кроме того, при облучении свинцово-висмутового теплоносителя дополнительно образуется большое количество радиоактивного полония этот процесс характерен и для свинцового теплоносителя [21].
К этому следует добавить проблему накопления трития во втором пароводяном контуре этих реакторных установок ; большие энергетические и временные затраты для расплавления и поддержания теплоносителя в жидком состоянии на разогрев реактора в РУ БРЕСТ-ОД-300 по проекту потребуется 7 месяцев ; токсичность «тяжёлых» теплоносителей и образование долгоживущих изотопов альфа-активного свинца, альфа- и бета-активного висмута с периодом полураспада более 106 лет, что усугубляет проблему их утилизации после прекращения эксплуатации реактора. Также в этой статье высказываются сомнения вообще относительно возможности создания надёжных реакторных установок с «тяжёлым теплоносителем» с длительным сроком эксплуатации, ставится вопрос об экономической целесообразности создания таких установок, а также высказывается мнение, что: РУ с «тяжёлыми» теплоносителями не имеют новых качеств и в отношении возможности утилизации долгоживущих актинидов по сравнению с быстрыми реакторами, охлаждаемыми натрием. Общий вывод, который в своей статье делает Костин: Таким образом, предлагаемые ядерные технологии на основе свинцово-висмутовых или свинцовых быстрых реакторов по комплексу определяющих характеристик не имеют преимуществ по сравнению с освоенными ядерными технологиями тепловых легководных и быстрых натриевых реакторных установок. Поэтому использование «тяжелого» теплоносителя в реакторных установках для широкомасштабной гражданской атомной энергетики представляется совершенно нецелесообразным.
Успешная реализация этого проекта позволит нашей стране стать первым в мире носителем атомной технологии, полностью отвечающей принципам устойчивого развития — в экологичности, доступности, надежности и эффективности использования ресурсов. Сегодня мы вновь подтверждаем свою репутацию лидера мирового прогресса в области ядерных технологий, предлагая человечеству уникальные решения, направленные на улучшение жизни людей», - заявил генеральный директор Госкорпорации «Росатом» Алексей Лихачев. Руководитель Проектного направления «Прорыв» - специальный представитель по международным и научно-техническим проектам Госкорпорации «Росатом» Вячеслав Першуков отметил, что конструкция реактора БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем основана на принципах так называемой естественной безопасности. Интегральная конструкция и физика реакторной установки позволяют исключить аварии, требующие эвакуации населения. В перспективе подобные установки должны сделать атомную энергетику не только более безопасной, но и более экономически конкурентной по сравнению с наиболее эффективной тепловой электрогенерацией в частности, парогазовой технологией », - отметил он. На основных предприятиях созданы центры ответственности, объединяющие работающих по проекту специалистов. Мы сформировали четкую «дорожную карту» работ: от полномасштабных научных исследований, конструирования и производства оборудования до проектирования и строительства объектов ОДЭК.
К 2023 году мы хотим освоить производственный комплекс по выпуску топлива. А к 2024 году предполагается начать сооружение модуля переработки облученного топлива», - сказал он. Во-первых, это производство плотного нитридного СНУП-топлива, которое обеспечит эффективную работу быстрого реактора со свинцовым теплоносителем и будет полностью состоять из рециклированных ядерных материалов, таких как плутоний и обедненный уран. Во-вторых, это более эффективные и экономически привлекательные радиохимические технологии переработки облученного топлива и обращения с отходами. Именно они в комплексе позволят сделать атомную энергетику будущего фактически возобновляемой и практически безотходной в производственной цепочке», - заявила президент Топливной компании Росатома «ТВЭЛ» Наталья Никипелова. Для справки: Российская отраслевая стратегия предполагает создание двухкомпонентной атомной энергетики с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах и замкнутым ядерным топливным циклом. ОДЭК возводится в рамках стратегического проектного направления «Прорыв» Госкорпорации «Росатом», направленного на создание новой технологической платформы атомной энергетики.
В Северске начали монтировать инновационный реактор БРЕСТ-ОД-300
В течение этого года специалисты будут проверять напорно-расходные характеристики насоса. На базе полученных результатов с учетом возможных доработок будут изготовлены четыре серийных насосных агрегата. Новосибирский завод химконцентратов НЗХК, входит в Росатом работает над созданием имитационной зоны — макетов топливных кассет. Предполагается, что в конце 2024 года она будет готова и ее отгрузят на ОДЭК. Недавний пример: в сентябре 2022 года были завершены испытания и послереакторные исследования макетов твэлов в импульсном реакторе ИГР Казахстан. В результате было экспериментально подтверждено поведение твэлов при запроектных ситуациях, связанных с вводом положительной реактивности. Параллельно ученые исследуют новые материалы, улучшающие характеристики топлива. Такие трубы можно использовать как оболочки твэлов реактора со свинцовым теплоносителем. Они также могут стать основой ячеек дистанционирующей решетки в активной зоне.
Реактор начнет работу в второй половине 2020-х годов. Строительство началось с торжественной заливки бетона в фундамент реакторного отделения. Энергоблок мощностью 300 МВт войдет в состав опытно-демонстрационного энергетического комплекса. Оборудование, которое установят на энергоблоке с реактором БРЕСТ, на модулях фабрикации и переработки ядерного топлива — абсолютно уникальное.
Это привело к значительному отставанию в их развитии и к тому, что пока что реакторы на быстрых нейтронах — это единичные и экспериментальные установки. Это отразилось еще на первом поколении реакторов на быстрых нейтронах, которые использовали в качестве теплоносителя жидкий натрий. А вот США, Франция и Япония, начав крупномасштабные эксперименты с реакторами на быстрых нейтронах с жидким натрием в то же время и даже раньше, сошли с дистанции, так и не добившись устойчивой работы этих сложных машин. Сейчас Россия, успешно освоив технологию жидкого натрия в реакторах на быстрых нейтронах, переходит к следующему поколению энергоблоков, использующих гораздо более безопасный и перспективный свинцовый теплоноситель. Это действительно энергетика будущего: пока доступность урана-235 еще не достигла критических для отрасли величин, но его запасы не бесконечны. Рано или поздно ядерная энергетика столкнется с дефицитом дешевого природного урана-235, и вот тогда реакторы типа БРЕСТ станут единственным выходом из такой сложной ситуации.
Борисов, руководитель Ростехнадзора А. Трембицкий, президент РАН А. Начало сооружения уникального энергоблока с реакторной установкой на быстрых нейтронах БРЕСТ-300 по стратегическому отраслевому проекту «Прорыв» продвигает вперед атомную энергетику всего мира. Он отметил, что атомные технологии, разработанные российскими организациями и научно-исследовательскими институтами, являются лидирующими в мировой энергетике. На торжественной церемонии А. Лихачев зачитал обращение первого заместителя руководителя администрации президента России С. Кириенко, который назвал строительство атомного энергоблока БРЕСТ-ОД-300 прорывом в новую эру мировой энергетики, добавив, что Россия начинает переход к бесконечно возобновляемой ресурсной базе чистой и безопасной энергетики. Кириенко подчеркнул, что труд всех, кто участвует в проекте «Прорыв», в очередной раз подтверждает право Госкорпорации «Росатом» называться одной из самых эффективных компаний в мире, которая обеспечивает лидерство России в развитии технологий на благо людей.
Россия строит в Сибири ядерный реактор будущего
По этой схеме двухкомпонентной атомной энергетики реакторы на быстрых нейтронах будут как «готовить» новое топливо, так и дожигать уран из отработавшего. Получается своего рода вечный двигатель — источник энергии без границ. И вот в Северске Томская область на площадке Сибирского химического комбината дан старт строительству атомного энергоблока мощностью 300 мегаватт с инновационным реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем. Он станет частью опытно-демонстрационного энергетического комплекса ОДЭК , важнейшего для всей мировой ядерной энергетики объекта, создаваемого в рамках отраслевого проекта «Прорыв», который реализуется в России с 2010-х годов. Ожидается, что реактор заработает во второй половине 2020-х годов. По принципу естественной безопасности Перед началом официального старта мероприятия руководитель проектного направления «Прорыв», специальный представитель по международным и научно-техническим проектам госкорпорации «Росатом» Вячеслав Першуков рассказал журналистам, что конструкция реактора БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем основана на принципах так называемой естественной безопасности. По его словам, интегральная конструкция и физика реакторной установки позволяют исключить аварии, требующие эвакуации населения.
В НЦК отметили, что оросительное устройство — это основной элемент градирни, отвечающий за её охлаждающую способность. А водоуловительное устройство позволяет до минимума сократить воздействие работающей градирни на окружающую среду.
Преимущество таких реакторов — способность эффективно использовать для производства энергии вторичные продукты топливного цикла в частности, плутоний.
На ее поверхности температура должна быть не больше 60 градусов, а радиационный фон фактически равен естественному», — говорится в сообщении. Строительство ведется на площадке опытно-демонстрационного энергокомплекса ОДЭК в рамках проекта «Прорыв». Помимо ключевого элемента системы — энергоблока мощностью 300 МВт — ОДЭК будет включать объекты пристанционного ядерного топливного цикла — комплекс по производству смешанного уран-плутониевого нитридного топлива, а также модуль переработки облученного ядерного топлива.
Эта проблема должна решаться многократной переработкой одного и того же объема материалов, полученных из природного урана, с максимально возможным выделением из него полезных компонентов. Третья задача — снижение радиоактивности отходов с помощью переработки минорных актинидов. Все это в комплексе позволит повысить экологическую безопасность, экономичность и социальную приемлемость атомной энергетики. Как отметил в интервью профильному порталу Atominfo. Весь опытно-демонстрационный энергокомплекс заработает в 2029 году.
В планах госкорпорации — масштабирование ОДЭК: на первом этапе предполагается строительство таких комплексов близи действующих российских тепловых АЭС, на втором — выход на внешние рынки. Сегодня Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. По словам Вадима Лемехова, «Росатом» предлагает включить новую установку в план размещения энергоблоков до 2045 года, вероятнее всего на Южном Урале. Генеральный конструктор «Прорыва» отмечает, что БРЕСТ сразу конструировали с прицелом на строительство более крупного реактора. Именно поэтому была выбрана мощность 300 МВт, а не в 10 раз меньшая, как обычно делается на опытных установках. На маленьком реакторе невозможно выявить те проблемы, которые способны возникнуть на большом. Вадим Лемехов уверен, что в целом выполненное расчетно-экспериментальное обоснование позволит с высокой долей вероятности прогнозировать облик БР-1200.
В Северске начали монтировать инновационный реактор БРЕСТ-ОД-300
| 6-й реактор Белоярской АЭС - БРЕСТ ОД 300? | Реактор БРЕСТ-ОД-300 Росатом проект Прорыв. Ключевым элементом ОДЭК является первый в мире инновационный демонстрационный опытно-промышленный энергоблок на базе быстрого реактора БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем. |
| Росатом начал строительство первого в мире реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 | Реактор начнет работу в второй половине 2020-х годов. «Росатом» начал строительство уникального энергоблока БРЕСТ-ОД-300. |
| Свинцовый реактор «в железе» | По данным «Росатома», реактор БРЕСТ-ОД-300 должен начать работу в 2026 году. |
| Ядерный реактор будущего | Росатом 17 января сообщил, что в рамках проекта «Прорыв» начал установку инновационного реактора БРЕСТ-ОД-300 на территории Опытно-демонстрационного энергетического комплекса, расположенного в Северске Томской области. |
«Росатом» начал строить первый в мире атомный энергоблок с безотходным циклом
| На чем стоит реактор проекта «Прорыв»? | Энергоблок с реактором БРЕСТ-ОД-300 станет частью опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК), который строится на площадке СХК в рамках стратегического. |
| Ход строительства быстрого свинцового реактора БРЕСТ-ОД-300 в Северске (31.08.2023) | В Северске официально открылось строительство первого в мире реактора на быстрых нейтронах БРЭСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем. |
| Ход строительства быстрого свинцового реактора БРЕСТ-ОД-300 в Северске (31.08.2023) | Под «БРЕСТ-ОД-300» не доложили тысячи тонн щебня. |
| Специалисты НИУ «МЭИ» участвуют в создании реактора БРЕСТ-ОД-300 | Росатом рассчитывает запустить быстрый реактор "БРЕСТ-ОД-300" в 2027 году. |
| К «Прорыву» добавляется реактор | Добавить новость можно всем, без премодерации, только регистрация. |
Россия запустила модель Реактора будущего или «Секрет» поставок урана в США
Монтаж реакторной установки четвертого поколения БРЕСТ-ОД-300 начался в январе этого года, в шахту реактора строители погрузили первую часть корпуса реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 – нижний ярус ограждающей конструкции. Реактор БРЕСТ-ОД-300 – первый в своем роде быстрый реактор со свинцовым теплоносителем на нитридном топливе, воплощаемый не на бумаге, а “в железе”. Реактор начнет работу в второй половине 2020-х годов. «Росатом» начал строительство уникального энергоблока БРЕСТ-ОД-300. Проектная документация реактора БРЕСТ-ОД-300 получила положительное заключение Главгосэкспертизы. Реактор 'БРЕСТ-ОД-300' (установка с пристанционным ядерным топливным циклом) строится на площадке Сибирского химического комбината (СХК) в Северске в рамках проекта Росатома 'Прорыв' по созданию новейшего топлива, на котором атомная энергетика будет работать. Реактор БРЕСТ-ОД-300 работает на быстрых нейтронах, в качестве теплоносителя выступает свинец.
В Северске начали монтировать инновационный реактор БРЕСТ-ОД-300
Генеральный директор госкорпорации «Росатом» Алексей Лихачев (в центре) во время церемонии начала строительства новейшего атомного реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 в Северске. Опытно Демонстрационном Быстром Реакторе ЕСТественной безопасности" Нет, не так расшифровывается. «Заключение контракта на строительство энергоблока с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 – главное долгожданное событие 2019 года в рамках реализации проекта «Прорыв». На площадке «Сибирского химического комбината» (к), принадлежащего госкорпорации «Росатом», стартовало строительство уникального энергоблока БРЕСТ-ОД-300. В шахту реактора строители погрузили первую часть корпуса реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 – нижний ярус ограждающей конструкции.
Росатом продолжает строительство энергоблока для уникального реактора БРЕСТ-ОД-300
Выгодными, но при всем перечисленном — при неиспользовании сотен тысяч тонн обедненного урана. Это — описание открытого ядерного топливного цикла, при нем ядерное топливо используется один раз, и дальнейший путь облученного ядерного топлива ОЯТ , после того, как его извлекают из реактора — переработка и захоронение. При этом захоронение — тоже непростая и дорогостоящая процедура, в настоящее время только Финляндия способна обеспечить захоронение ОЯТ в подобранных гранитных структурах, которыми изобилует Скандинавия. Если коротко — то и уран расходуется не самым сберегающим способом, и на захоронение предстоит отправлять сотни тысяч тонн ОЯТ. Это дает массу поводов для критики противникам атомной энергетики, которую можно сформулировать коротко: АЭС дороги при строительстве, ядерное топливо дорого при производстве, захоронение ОЯТ — это тоже дорого, а потому, несмотря на отсутствие углекислого газа в выхлопах, технология перспектив не имеет.
От тепловых реакторов к реакторам на быстрых нейтронах Однако практика использования реакторов на тепловых нейтронах и внимательное наблюдение за состоянием топлива в активной зоне реактора убедительно доказали точность теоретических вычислений. Несмотря на обогащение по урану-235 и на использование замедлителя, часть нейтронов все же добирается до ядер урана-238, и в небольшом количестве случаев уран-238 испытывает трансмутации — последовательные превращения в ядра других химических элементов, в числе которых и плутоний-239. А плутоний-239 хорош тем, что охотно вступает в цепную реакцию деления, тем самым увеличивая общую теплоотдачу используемого ядерного топлива. Вступает в реакцию немедленно, прямо в реакторе, но полностью "выгореть" не успевает — в ОЯТ тепловых реакторов его остается около одного процента и, если научиться его выделять из общего состава ОЯТ, его можно использовать в качестве "добавки" к обычному урановому ядерному топливу.
Не успевает полностью выгореть и уран-235. Химики пришли на выручку в обоих случаях, разработав технологию выделения из ОЯТ и плутония, и урана-235. АЭС "Аккую": как Россия строит первую турецкую атомную станцию 11 марта 2021, 16:50 Дальнейшие исследования показали, что в активной зоне реактора образуется не чистый плутоний-239, который используется как начинка ядерного и термоядерного оружия, а смесь сразу трех изотопов — плутоний-239, 240 и 241. Технологий разделения такой смеси изотопов нет и нет никаких надежд, что ее удастся разработать — это раз.
Два — плутоний-240 для ядерных боезарядов — "страшный яд", его присутствие делает их неустойчивыми. Очень важный вывод: энергетический плутоний, нарабатываемый в активных зонах энергетических ядерных реакторов, невозможно использовать для создания ядерного оружия, он полностью соответствует критериям Договора о нераспространении. Еще раз, поскольку это чрезвычайно важно. Уран-238 частично превращается в энергетический плутоний, который участвует в цепных реакциях и может быть использован для выработки энергии, при этом не происходит никаких нарушений Договора о нераспространении ядерного оружия.
Балласт открытого ядерного топливного цикла, уран-238, способен порождать дополнительный делящийся материал для атомной энергетики. Технология, которая превращает сотни тысяч тонн обедненного урана в новое ядерное топливо — возможна, что и было доказано Александром Лейпунским, чье имя ныне носит Физико-энергетический институт ФЭИ в Обнинске.
Энергоблок мощностью 300 МВт войдет в состав опытно-демонстрационного энергетического комплекса. Оборудование, которое установят на энергоблоке с реактором БРЕСТ, на модулях фабрикации и переработки ядерного топлива — абсолютно уникальное. Объект воплотит в себе безопасность, экологичность, ресурсосбережение и конкурентоспособность. В отличие от атомных электростанций с водо-водяным энергетическим реактором, где перегрузку производят на «расхоложенной» реакторной установке, на БРЕСТ-ОД-300 те же операции будут проходить при температуре более 400 градусов по Цельсию.
То есть, система со временем станет автономной и независимой от внешних поставок энергоресурсов. Преимущество реакторов на быстрых нейтронах — способность эффективно использовать для производства энергии вторичные продукты топливного цикла, в частности, плутоний.
При этом обладая высоким коэффициентом воспроизводства, быстрые реакторы могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют, а также дожигать, то есть утилизировать с выработкой энергии, высокоактивные трансурановые элементы актиниды.
Их начали разрабатывать в мире еще в 2000-х, они должны стать более безопасными, надежными и экономически эффективными относительно предыдущих вариантов. Слово «быстрый» в названии означает, что ядерная реакция в установке идет при участии быстрых нейтронов. Кинетическая энергия у них выше, чем у тепловых, однако именно на основе последних сейчас работают практически все мировые АЭС. Важная особенность быстрых реакторов — способность производить больше делящихся материалов, чем потреблять. Сочетание «естественная безопасность» говорит о том, что безопасность работы реактора достигается не за счет усложнения его конструкции, а благодаря максимальному использованию законов природы и свойств материалов.
Поэтому в установках данного типа при разгерметизации первого контура исключены пожары, химические или тепловые взрывы — в отличие от схем на основе натрия, который бурно реагирует с водой и воздухом. Естественная безопасность обеспечивается и благодаря интегральной компоновке реакторной установки в тепловых моделях реактор и парогенератор разнесены в пространстве. Пространство между полостями при сооружении поэтапно заливается бетонным наполнителем», — объясняет генеральный конструктор проектного направления «Прорыв» Вадим Лемехов. Благодаря интегральной компоновке весь объем теплоносителя собран в реакторе, поэтому аварии с потерей охлаждения активной зоны невозможны. Такие особенности установки позволили отказаться от массивной гермооболочки, ловушки расплава, большого объема обеспечивающих систем, а также дали возможность снизить класс безопасности внереакторного оборудования. Новое топливо Для быстрых реакторов необходимо специальное топливо, обычно оксиды урана или урана и плутония.
СНУП-топливо получают из обедненного урана, оставшегося после обогащения, и энергетического плутония, произведенного из облученного топлива, с помощью технологии карботермического синтеза.