Россия начала строить первый в мире атомный энергоблок нового поколения БРЕСТ
В Северске на площадке «Сибирского химического комбината» (СХК) госкорпорации «Росатом» стартовало строительство первого в мире энергоблока нового поколения БРЕСТ-ОД-300, передает корреспондент РИА Новости.В торжественной обстановке с участием руководства российской атомной отрасли и Томской области началась заливка первого бетона в фундамент.
Энергоблок установленной электрической мощностью 300 МВт войдет в состав опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК), который возводят 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 аварии типа Чернобыля и Фукусимы будут в принципе невозможны.
Лежащие в основе ОДЭК технологии 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.Создало реактор предприятие «Росатома» «Ордена Ленина Научно-исследовательского и конструкторского института энерготехники имени Доллежаля» (НИКИЭТ). Новый атомный «энергокомплекс будущего» строится там, где в конце 1950-х годов заработала первая отечественная промышленная атомная электростанция (Сибирская АЭС) — она начиналась с реактора ЭИ-2, сконструированного под руководством академика Николая Доллежаля.
БРЕСТ — прототип 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 установок четвертого поколения.
Но дело не только в цифровом обозначении — с четвертым поколением ядерных энерготехнологий термин «реактор» заменяется более корректным словом «система», что включает в себя как непосредственно сам реактор, так и переработку (рециклирование) его ядерного топлива. Согласно новым требованиям мирового атомного сообщества такие системы 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 аварий, связанных с выбросами радиоактивных веществ. А различные комплексы безопасности, которыми оснащены современные 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, который лег в основу концепции БРЕСТа. 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 — менее 1%. А сочетание свойств плотного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива и свинцового теплоносителя дает возможность работать БРЕСТу в так называемом равновесном топливном режиме: когда ядерного «горючего», плутония, нарабатывается столько, сколько «сгорает». Он 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 горючего реактора, 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, который накапливается в результате обогащения природного урана для нужд современной атомной энергетики с реакторами на тепловых нейтронах.
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.Укрепления режима нераспространения в рамках концепции реактора достигается тем, что в нем не образуется «лишнего» плутония, годного для военных целей. В БРЕСТе 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 этого радиоактивного металла делают конечный продукт просто непригодным в качестве «начинки» для ядерных зарядов. Вдобавок при изготовлении топлива не требуется обогащать уран, что также снимает многие риски с точки зрения нераспространения.
Источник: РИА Новости
Login with Google
Комментарии