В Русия се работи по създаването на революционен ядрен реактор, принадлежащ към четвъртото поколение. Говорим за най -BREST реактора, по който в момента работят предприятия, които са част от държавната корпорация Росатом. Този обещаващ реактор се строи като част от проекта „Пробив“. BREST е проект на реактори с бързи неутрони с оловна охлаждаща течност, двуконтурен топлопренос към турбината, както и параметри на свръхкритична пара. Проектът се разработва у нас от края на 80 -те години на миналия век. Основният разработчик на този реактор е NIKIET на името на N. A. Dollezhal (Изследователски и проектантски институт по енергетика).
Днес атомните електроцентрали доставят на Русия 18% от електроенергията, която произвежда. Ядрената енергия е много важна в европейската част на страната ни, особено в северозападната част, където тя представлява 42% от производството на електроенергия. В момента в Русия работят 10 атомни електроцентрали, които експлоатират 34 блока. Повечето от тях използват нискообогатен уран като гориво със съдържание на изотопния уран-235 на ниво 2-5%. В същото време горивото в атомната електроцентрала не се изразходва напълно, което води до образуване на радиоактивни отпадъци.
Русия вече е натрупала 18 хиляди тона отработен уран и всяка година тази цифра се увеличава с 670 тона. Общо в света има 345 хиляди тона от тези отпадъци, от които 110 хиляди тона са в САЩ. Проблемът с преработката на тези отпадъци може да бъде решен чрез реактор от нов тип, който да работи в затворен цикъл. Създаването на такъв реактор би помогнало да се справи с изтичането на военни ядрени технологии. Такива реактори биха могли безопасно да се доставят във всяка страна по света, тъй като по принцип би било невъзможно да се получат суровините, необходими за създаването на ядрени оръжия върху тях. Но основното им предимство би било безопасността. Такива реактори могат да се стартират дори на старо, отработено ядрено гориво. Според А. Крюков, доктор на физико -математическите науки, дори доста грубите изчисления ни казват, че запасите от отработен уран, натрупани за 60 години експлоатация на ядрената индустрия, ще бъдат достатъчни за няколкостотин години на производство на енергия.
Реакторите BREST са революционен проект в тази посока. Този реактор се вписва добре в контекста на речта на Владимир Путин на срещата на върха на хилядолетието в ООН през септември 2000 г. Като част от доклада си, руският президент обеща на света нова ядрена енергия: безопасна, чиста, без използване на оръжия. След това представяне работата по изпълнението на проекта „Пробив“и създаването на реактор BREST постигна значителен напредък.
Общ изглед на реактора BREST-300
Първоначално е проектиран блока BREST, който ще осигури енергиен блок с мощност 300 MW, но по -късно се появява проект с увеличен капацитет от 1200 MW. В същото време към този момент разработчиците са концентрирали всичките си усилия върху по-малко мощния реактор BREST-OD-300 (експериментална демонстрация) във връзка с разработването на голямо количество нови дизайнерски решения и планове за тяхното тестване върху сравнително малък и евтин проект в изпълнение. В допълнение, избраната мощност от 300 MW (електрическа) и 700 MW (топлинна) е минималната необходима мощност, за да се получи коефициентът на размножаване на гориво в активната зона на реактора, равен на единица.
В момента проектът "Пробив" се изпълнява на мястото на предприятието на държавната корпорация "Росатом" на Сибирския химически комбинат (SCC) на територията на затвореното териториално звено (ZATO) Северск (Томска област). Този проект включва разработване на технологии за затваряне на ядрения горивен цикъл, които ще бъдат търсени в ядрената енергетика в бъдеще. Изпълнението на този проект на практика предвижда създаването на пилотен демонстрационен енергиен комплекс, състоящ се от: BREST-OD-300-реактор за бързи неутрони с оловна течнометална охлаждаща течност със стационарен цикъл на ядрено гориво и специален модул за производство / обновяване гориво за този реактор, както и модул за преработка на отработеното му гориво. Планира се пускането на реактора BREST-OD-300 през 2020 г.
Генералният проектант на пилотния демонстрационен енергиен комплекс е Санкт Петербургският ВНИПИЕТ. Реакторът се строи от NIKIET (Москва). По -рано беше съобщено, че разработката на реактора BREST се оценява на 17,7 милиарда рубли, изграждането на модул за преработка на отработено ядрено гориво - 19,6 милиарда рубли, модул за производство и комплекс за обновяване на гориво - 26,6 милиарда рубли. Основната задача на създавания енергиен комплекс трябва да бъде развитието на технологията за експлоатация на нов реактор, производството на ново гориво и технологията за преработка на отработено ядрено гориво. Поради тази причина решението за пускане на реактора BREST-OD-300 в режим на захранване с цел генериране на електроенергия ще бъде взето едва след приключване на цялата изследователска работа по проекта.
Строителната площадка на енергийния комплекс BREST-300 се намира в района на радиохимичния завод на Сибирския химически комбинат. Работата по този сайт започна през август 2014 г. Според Сергей Точилин, генерален директор на SKhK, тук вече е извършено вертикално изравняване с изкопаване на милион кубически метра почва, положени са кабели, инсталирани са промишлени водопроводи и са завършени други строителни работи. В момента изпълнителят "Ява-Строй" и подизпълнител Северски "Спецтеплохиммонтаж" продължават комплекса от работи, свързани с подготвителния период. Днес на строителната площадка работят 400 души, като с увеличаването на темпото на работа в съоръжението броят на строителите ще нарасне до 600-700 души. Държавните инвестиции в този проект се изчисляват приблизително на 100 милиарда рубли, според пресслужбата на Сибирския химически комбинат.
На етапи се изгражда експериментален демонстрационен енергиен комплекс в най -големия у нас затворен административен комплекс. Първият, който ще построи завод за нитридни горива, се планира да бъде въведен в експлоатация през 2017-2018 г. В бъдеще горивото, произведено в този завод, ще отива в експерименталния демонстрационен реактор BREST-300, чието изграждане ще започне през 2016 г. и ще завърши през 2020 г., това ще бъде завършването на втория етап на проекта. Третият етап на работа предвижда изграждането на друг завод за преработка на отработено гориво. Проектът „Пробив“трябва да заработи напълно до 2023 г. Благодарение на изпълнението на този амбициозен проект в град Северск трябва да се появят около 1,5 хиляди нови работни места. 6-8 хиляди работници ще участват директно в изграждането на инсталацията BREST-300.
Както каза ръководителят на проекта за реактор BREST-300 Андрей Николаев, експерименталният демонстрационен енергиен комплекс в град Северск ще включва реакторна инсталация BREST-OD-300 със стационарен ядрен горивен цикъл, както и комплекс за производство на „ядрено гориво на бъдещето“. Говорим за нитридно гориво за бързи реактори. Предполага се, че именно на този вид гориво, започвайки от 20 -те години на XXI век, ще функционира цялата ядрена енергетика. Планира се експерименталният реактор BREST-300 да стане първият в света реактор за бързи неутрони с охлаждаща течност от тежки метали. Според проекта отработеното ядрено гориво в реактора BREST-300 ще бъде преработено и след това презаредено в реактора. За първоначалното зареждане на реактора ще са необходими общо 28 тона гориво. В момента се извършва анализ на отработеното ядрено гориво от складовете на Сибирския химически комбинат - възможно е определено количество продукти с плутониев елемент да може да се използва при производството на гориво за експерименталния реактор BREST.
Реакторът BREST-300 ще има редица значителни предимства по отношение на експлоатационната безопасност пред всеки реактор, работещ днес. Този реактор ще може да се изключи сам в случай на отклонение на някакви параметри. В допълнение, реакторът с бързи неутрони използва гориво с по -ниска граница на реактивност, а бързото неутронно ускорение и последващата възможност за експлозия са просто изключени. Оловото, за разлика от натрия, използван днес като топлоносител, е пасивен и от гледна точка на химическата активност оловото е по -безопасно от натрия. Плътното нитридно гориво понася по -лесно температурните условия и механичните дефекти, по -надеждно е от оксидното гориво. Дори и най-екстремните инциденти с саботаж с разрушаване на външни бариери (капаци на съдове, корпуси на реактори и др.) Няма да могат да доведат до радиоактивни изпускания, които биха изисквали евакуация на населението и последващо дългосрочно отчуждаване на земята, както се случи по време на аварията в Чернобил през 1986 г.
Предимствата на реактора BREST включват:
- естествена радиационна безопасност при всякакви аварии по външни и вътрешни причини, включително саботаж, който не изисква евакуация на населението;
- дългосрочни (почти неограничени във времето) доставки на гориво поради ефективното използване на естествен уран;
-неразпространение на ядрени оръжия на планетата чрез премахване на производството по време на експлоатация на плутоний от оръжие и внедряване на място на технологията за преработка на сухо гориво без отделяне на плутоний и уран;
- екологичност на производството на енергия и последващо изхвърляне на отпадъци поради затворен горивен цикъл с трансмутация на дълготрайни продукти на делене, трансмутация и изгаряне на актиниди в реактор, пречистване на радиоактивни отпадъци от актиниди, задържане и изхвърляне на радиоактивни отпадъци, без да се нарушават естествен радиационен баланс;
- икономическа конкурентоспособност, която се постига благодарение на естествената безопасност на атомната електроцентрала и технологията на внедрения горивен цикъл, захранване на реактора само с 238U, отхвърляне на сложни инженерни системи за безопасност, високи параметри на олово, които гарантират постигането на свръхкритични параметри на веригата на парната турбина и висока ефективност на термодинамичния цикъл, намаляване на строителните разходи.
Имидж на проекта на комплекса BREST. 1 - реактор, 2 - турбинно помещение, 3 - модул за преработка на ОЯГ, 4 - модул за производство на прясно гориво.
Комбинацията от мононитридно гориво, естествени качества на оловната охлаждаща течност, конструктивни решения на сърцевината и охладителните кръгове, физическите характеристики на бърз реактор извежда реактора BREST на качествено ново ниво на естествена безопасност и дава възможност да се осигури стабилност, без да се задейства активен средства за аварийна защита при много тежки аварии, които са непреодолими за всеки от съществуващите и планираните реактори в света:
- самоходка на всички налични регулаторни органи;
- изключване (заглушаване) на всички помпи от 1 -ви кръг на реактора;
- изключване (заглушаване) на всички помпи от 2 -ри кръг на реактора;
- разгерметизиране на сградата на ректора;
- разкъсване на тръби за парогенератор или тръбопроводи на вторичния контур във всяка секция;
- налагане на различни злополуки;
- Неограничено време за охлаждане при пълно изключване.
Проектът "Пробив", който се изпълнява от "Росатом", има за цел да създаде нова технологична платформа за руската ядрена промишленост със затворен горивен цикъл и да реши проблема с отработеното ядрено гориво и радиоактивните отпадъци (RW). Резултатът от изпълнението на този амбициозен проект трябва да бъде създаването на конкурентен продукт, който да осигури на руските технологии лидерство в световната ядрена енергетика и като цяло в световната енергийна система за следващите 30-50 години.
