Росатом 17 января сообщил, что в рамках проекта «Прорыв» начал установку инновационного реактора БРЕСТ-ОД-300 (расшифровывается как Быстрый Реактор Естественной безопасности) на территории Опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК), расположенного в Северске Томской области. БРЕСТ − первый в мире реактор четвертого поколения на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. О грандиозном проекте «Прорыв», который часто сравнивают с амбициозным советским атомным проектом, мы расскажем в новой публикации.
Согласно классификации Международного агентства по атомной энергии, четвертое поколение ядерных реакторов (Generation IV) предполагает применение различных технологий, объединенных общим результатом: повышенной топливной эффективностью, увеличенной безопасностью, энергоэффективностью и сокращением количества отработавшего ядерного топлива.
На большинстве атомных энергетических станций во всем мире, в том числе и в России, используются реакторы на так называемых «медленных» нейтронах. В этих реакторах энергия вырабатывается благодаря делению в ядерном топливе изотопа урана-235. Из-за ядерной реакции находящаяся в реакторе вода нагревается (она выступает теплоносителем), она же и замедляет ядерную реакцию (поэтому ее называют замедлителем). Разогретая вода нагревает воду в другом контуре, та, в свою очередь, превращается в парогенераторе в пар, который крутит турбину, вырабатывающую электроэнергию.
Отец отечественной атомной энергетики академик Игорь Курчатов однажды сравнил ядерный реактор с кастрюлей с кипящей водой. Только вода в такой «кастрюле» нагревается не снаружи, а изнутри, с помощью ядерного топлива.
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. Реактор БРЕСТ-ОД-300 будет обеспечивать сам себя основным энергетическим компонентом − плутонием-239, воспроизводя его из изотопа урана-238, которого в природной урановой руде содержится более 99%. Содержание упомянутого выше изотопа уран-235 в природе около 0,7%. Внедрение таких технологий очень сильно повысит эффективность использования природного урана, при этом его доля в мировых запасах энергетических ресурсов составляет около 86% (уголь – 8%, нефть – 3%, газ – 3%).
В реакторах, подобных БРЕСТу, вместо воды используется жидкий металл, а данном случае – расплавленный свинец. Однако уникальность БРЕСТа не только в теплоносителе.
«В отличие от традиционных легководных тепловых реакторов, быстрый реактор БРЕСТ имеет интегральную компоновку. Его корпус − это не цельнометаллическая конструкция, как у ВВЭР, а металлобетонная конструкция, в которой предусмотрены металлические полости под размещение оборудования первого контура. Пространство между полостями при сооружении поэтапно заполняется бетонным наполнителем. Кроме того, корпус БРЕСТ более крупногабаритный, доставить его можно только по частям, а финальная сборка возможна только в условиях строительной площадки ОДЭК», − поясняет главный конструктор реакторной установки БРЕСТ-ОД-300, генеральный конструктор проектного направления «Прорыв» Вадим Лемехов.
БРЕСТ − сердце Опытно-демонстрационного энергокомплекса, который, помимо реактора, будет также включать объекты пристанционного ядерного топливного цикла – комплекс по производству смешанного уран-плутониевого нитридного топлива, и также модуль переработки облученного ядерного топлива.
Российский «Прорыв» фактически призван спасти мировую ядерную энергетику от постепенного угасания в течение будущих десятилетий.
Андрей Кирхин
*Мнение редакции может не совпадать с мнением автора
