Наука и техника

Россия завершает разработку революционного ядерного реактора четвёртого поколения. Реактор «Брест», также известный как «проект Прорыв», решит такое количество международных проблем, что заслуживает получить Нобелевскую премию мира.



Ядерные станции дают России 17% электроэнергии, на Северо-Западе РФ – более 40%. В стране работает 10 АЭС, 33 энергоблока. Всё это – обычные реакторы так называемого разом­кнутого 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 физматнаук А. Крюков.

«Брест» и есть тот самый 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 же моментом стало выступление В. Путина на «саммите тысячелетия» в ООН.

Путин 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. 17 марта компания «Атомпроект» представила участникам направления «Прорыв» внешний вид и основные технологические решения модуля по переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). По итогам обсуждения можно с уверенностью заключить, что суперамбициозный ядерный проект России находится на завершающей стадии. Совещание было посвящено подготовкой проектной документации на госэкспертизу.

В марте прошлого года Росатом приступил к строительству завода уран-плутониевого топлива для реактора на быстрых нейтронах «Брест-300»

"Важно отметить, что в данный момент РФ опередила всех, и Россия – «единственная страна в мире, которая может кардинально изменить ситуацию с производством электроэнергии для себя и поставить на мировой рынок высокотехнологичный продукт, не имеющий аналогов – атомную энергетику 4-го поколения с внутренне присущей безопасностью" – подчеркивает аналитик А.Г. Крюков.

«Проект «Прорыв» - абсолютно практический бизнес-проект, результатом которого является создание конкурентоспособного продукта, который должен обеспечить лидерство России в мировой ядерной энергетике, да и в целом в глобальной энергосистеме на горизонте 30-40-50 лет. На сегодня мы являемся таким лидером мировой атомной энергетики, и спасибо за это должны сказать Минсредмашу, тому заделу, который был у нас благодаря колоссальной работе, проделанной еще в советские годы, и точному выбору момента для поддержки атомной энергетики, которую осуществило руководство нашей страны», — сказал глава Росатома Сергей Кириенко.

Реализация проекта «Прорыв» связана с решением сложнейших технологических проблем, в этой связи передача на Госэкспертизу документации модуля переработки ОЯТ свидетельствует о том, что трудности удалось преодолеть, и решения найдены.

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.

Прошлогоднее видео



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.

Общий вид реактора БРЕСТ-300 и БРЕСТ-1200



Масса плюсов перед нынешними реакторами:

- 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 - жрёт 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 бетоном, горит и так далее. Хорошо хоть не ядовит.

Отрадно сознавать, что по части ядерной энергетики Россия реально впереди планеты всей.